El presente artículo expone algunos retos y desafíos reguladores relacionados con las características innovadoras de los SMR. La primera parte introduce brevemente los tipos de SMR y la situación actual de licenciamiento en países del entorno español, para analizar después su impacto y cómo los están afrontando algunos reguladores.

Texto: José M.ª Balmisa / Coordinador Técnico de Tecnología Nuclear

Los Small Modular Reactors (SMR) o reactores modulares nucleares se definen por tener potencias eléctricas inferiores a 300 Mwe1 . Sus características técnicas innovadoras los hacen, al menos en principio, más seguros que los reactores comerciales en operación de generaciones II, III y III+2.

Existen varios catálogos de SMR, por ejemplo, el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA)3 recoge 83 diseños y la Agencia para la Energía Nuclear (NEA, Nuclear Energy Agency)4 , 127. Algunos SMR son reactores compactos de agua ligera (LWR)5 , como el norteamericano NuScale y el coreano iSMR (Innovative SMR), pero los verdaderamente innovadores pertenecen a la generación IV, diseños incluidos en los seis grupos siguientes del proyecto Generation IV International Forum (GIF IV)6 (figura 1).

Algunas de las ventajas innovadoras que presentan estos SMR son: seguridad pasiva, funcionamiento a bajas presiones cerca de la atmosférica7 , «término fuente» muy pequeño, con lo que se reducen los planes de emergencia exteriores y la contención clásica de hormigón armado, como última barrera frente al escape de productos de fisión en caso de accidentes, nuevos combustibles con puntos de fusión muy altos que eliminan de forma práctica el daño al combustible, incluso ante pérdida de refrigeración, etc.

Aprovechando estas mejoras en la seguridad y con objeto de conseguir los objetivos de cero emisiones y proporcionar suministro eléctrico continuo y estable a centros de datos, exigencias energéticas industriales etc., organizaciones internacionales como el OIEA8 y la NEA9, 10 han lanzado iniciativas para facilitar el diseño, construcción y operación de SMR. Sin embargo, según el director general del OIEA11, Rafael Grossi, para conseguir este despliegue de SMR en los próximos años, es necesario resolver aspectos reguladores, financieros, de la cadena de suministro, etc., para vencer el conocido factor de escala. 

Actualmente, solo hay SMR operando en la Federación Rusa, en buques rompehielos de propulsión nuclear, y en China, donde desde 2023 opera el reactor de alta temperatura HTR-PM, que utiliza como combustible un lecho de pebbles o esferas de combustible TRISO, con un punto de fusión muy elevado y refrigeradas por helio a 70 bares de presión y temperatura de salida de helio de 550 o C (figura 2).

En EE.  UU., el regulador Nuclear Regulatory Commission (NRC), certificó el diseño del SMR NuScale de 50 Mwe por módulo el 11 de septiembre de 2020 y, recientemente, ha aprobado la certificación de diseño de este reactor con potencia eléctrica por módulo de 77 Mwe12.

En diciembre de 2025, se hizo pública la evaluación del cuerpo técnico de la NRC de la solicitud de permiso de construcción de la central nuclear Kemmerer en Wyoming, en la que se va a construir un reactor rápido (NATRIUM) refrigerado por sodio de 840 Mwt (345 Mwe), conectado a un sistema de almacenamiento de energía térmica de sales fundidas que le permite generar hasta 500 Mwe.

El reactor NATRIUM utiliza combustible U Zr HALEU13 de 19,75 % de enriquecimiento. Opera a presión atmosférica y tiene mucha inercia térmica, debido a la piscina de sodio. La criticidad del reactor se controla fundamentalmente con barras de control y parada (figura 3).

En las notas finales se referencia el importante informe del comité asesor del Pleno de la NRC sobre esta solicitud y las actividades de prelicenciamiento de la NRC y la empresa solicitante Terrapower, previas a las actividades propias de revisión de la solicitud sobre este reactor NATRIUM.

También se ha aprobado la licencia de construcción del reactor de prueba de baja potencia HERMES, de la empresa Kairos. Se trata de un reactor de sales fundidas con combustible TRISO y potencia térmica de 35 Mwt, que servirá para demostrar la viabilidad de esta tecnología. Como nota adicional, la NRC ha concedido el permiso de construcción de un reactor de sales fundidas de investigación de 1 Mwt en la Universidad de Abilene en Tejas. 

Sin embargo, lo más significativo en este contexto son las más de treinta solicitudes de certificación de diseño que se encuentran en la etapa de prelicenciamiento16 17, actualmente en curso en la NRC.

Por su parte, el regulador nuclear francés, L’Autorité de Sûreté Nucléaire et de Radioprotection (ASNR) ha adaptado sus procedimientos para SMR18 y tiene en proceso de licenciamiento diez diseños de diferentes tecnologías19 (sales fundidas, metales líquidos, alta temperatura, etc.).

Características técnicas y aspectos regulatorios

A continuación se abordan de forma genérica retos y desafíos que los SMR suponen para la regulación nuclear: la aplicación de una regulación informada por el riesgo al análisis de seguridad de SMR, metodologías de cálculo del término fuente y de los radios de las zonas de planificación de emergencia, aplicación del concepto de contención funcional, estándares aplicables a SMR, códigos de cálculo válidos para nuevos aspectos fenomenológicos y, finalmente, aspectos del transporte, operación remota y autónoma de micro reactores.

1. REGULACIÓN INFORMADA POR EL RIESGO 

La mayoría de las centrales nucleares en operación de generación II y III, se diseñaron, construyeron y operan, aplicando una metodología determinista de análisis de accidentes, que consiste en postular un conjunto envolvente de escenarios de accidentes muy conservadores y aplicar una serie de hipótesis también conservadoras y conceptos como fallo único, redundancia, diversidad y margen de seguridad. 

Con el paso del tiempo y la existencia de Análisis Probabilistas de Seguridad (APS) más detallados, se ha ido aplicando la regulación informada por el riesgo y basada en resultados –Risk Informed Regulation and Performance Based (RIPB)–, en la que se tiene en cuenta, para identificar los escenarios de accidentes,  a partir de resultados de los análisis de los mismos, la clasificación de las estructuras, sistemas y componentes (ESC) en función de su importancia para la seguridad, el APS, junto con un análisis de defensa en profundidad y de diferentes aspectos programáticos (vigilancia de sistemas, pruebas, procedimientos de operación, formación, etc.).

Tanto en España como en países de su entorno se ha utilizado la RIPB en diversas aplicaciones, como modificaciones de diseño, e incluso en el caso del riesgo de incendio en la propia regulación. La novedad, en el caso de los SMR en EE.  UU., es que se está aplicando la RIPB para realizar el análisis de accidentes y de seguridad de SMR.

omo referencia para la aplicación de la RIPB a los análisis de seguridad de SMR de cualquier tecnología, la NRC ha editado la guía reguladora RG 1.233, Technology-inclusive, risk-informed, and performance-based (RIPB) approach for licensing advanced non-light water reactors (non-LWRs). Esta publicación recoge varios documentos de la industria nuclear americana, Nuclear Energy Institute (NEI), de referencia NEI 18-04 rev 1, Risk-Informed Performance-Based Technology Inclusive Guidance for NonLight Water Reactor Licensing Basis Development, y NEI 21-07, Technology Inclusive Guidance for NonLight Water Reactors, Safety Analysis Report Content for Applicants Using the NEI 18-04 Methodology.

La guía reguladora y los documentos NEI consideran un plano de coordenadas frecuencia y consecuencias radiológicas y una representación de los límites de dosis de la regulación norteamericana (figura 4) y de los objetivos de seguridad (safety goals) de la NRC de 198620. Para un diseño determinado, las consecuencias radiológicas de los diferentes escenarios de determinada frecuencia deben encontrarse en una región alejada (con suficiente margen) de la línea límite. En España se aplicarían nuestros propios límites y los objetivos de seguridad del Reglamento de Seguridad Nuclear (Real Decreto 1400/2018), mediante el que se incorpora al derecho español la directiva europea 2014/87/Euratom. 

Por otro lado, una vez clasificadas las ESC, es necesario aplicar a las que son importantes para la seguridad, los criterios generales de diseño que en España se encuentran en la Instrucción del Consejo IS 2721 y en EE.  UU. en el apéndice A del 10 CFR 50, General Design Criteria for Nuclear Power Plants.

Los criterios generales de diseño indicados, se desarrollaron para los reactores de agua ligera de generación II y III y no para los de otros refrigeradores y moderadores de neutrones b . Para abordar este asunto, la NRC desarrolló en 2018 la guía reguladora RG 1.232, Guidance for developing Principal Design Criteria for Non-Light Water Reactors, en la que se proporciona orientación a los diseñadores para definir los Principal Design Criteria (PDC), análogos a los criterios del apéndice A, pero adaptados a otras tecnologías de SMR.

La aplicación de la metodología RIPB a los análisis de seguridad de SMR en EE. UU., a pesar de su coherencia lógica, no ha estado exenta de problemas. El más significativo es la controversia dentro del propio regulador estadounidense sobre la aplicación del criterio de fallo único en las válvulas de aislamiento de las del sistema de refrigeración de emergencia (ECCS) del SMR NuScale. 

En este SMR, el sistema de refrigeración de emergencia (ECCS) es un sistema pasivo constituido por tres válvulas de venteo de vapor y dos válvulas de recirculación del reactor, a través de las cuales entra nuevamente en el núcleo el vapor condensado. Estas válvulas están situadas, respectivamente, en la cabeza de la vasija del reactor y en el lateral de la misma. Cada una de estas cinco válvulas está constituida a su vez, por varias válvulas con funciones específicas, destacando dos de ellas: la válvula principal a través de la cual pasa el vapor o el líquido condensado y las denominadas “Inadvertent Actuation Block” (IAB), encargadas de impedir o permitir el funcionamiento de la válvula principal en función de la presión diferencial entre la vasija del reactor y la vasija exterior o de “contención”. El cuerpo técnico de la NRC consideró que, dada la complejidad de las válvulas de aislamiento IAB y la posible pérdida de refrigerante en caso de su apertura indeseada en operación, era necesario aplicar a las mismas el criterio de fallo único (documento SECY 19-0036, de 11 de abril de 2019), mientras que el Pleno de la NRC (documento SRM-SECY-19-003622, de julio de 2019), rechazó la posición del cuerpo técnico con base en la aplicación de resultados de RIPB. 

Otro aspecto a considerar por los reguladores es la propia clasificación de las ESC de la metodología americana NEI 18-04, que además de la actual seguridad (safety) y no seguridad (non-safety), incorpora una tercera clase, non safety related with special treatment: aquellas necesarias para realizar funciones importantes desde el punto de vista del riesgo. 

La clasificación de ESC es relevante, porque a aquellas que son de seguridad les aplican los criterios de garantía de calidad del apéndice B del 10 CFR 5023. Las guías reguladoras con una metodología aceptable para cumplir esos criterios24 se basan en el estándar ASME NQA-1, Nuclear Quality Assurance Certification Program, fundamental para la industria nuclear. Actualmente, hay un debate abierto entre la industria nuclear estadounidense y la NRC sobre la sustitución de este estándar por la ISO 9001.

2. CÓDIGOS Y ESTÁNDARES TÉCNICOS APLICABLES A SMR

En la base de la pirámide normativa reguladora hay códigos y estándares de diferentes disciplinas técnicas. En las centrales nucleares españolas y de otros países, se utilizan muchos códigos y estándares de la American National Standards Institute (ANSI)26. Ejemplos de estos estándares son: ASTM (American Society for Testing and Materials) sobre materiales; NFPA (National Fire Protection Association), relacionados con protección contra incendios; ASME (American Society of Mechanical Engineers), sobre ingeniería mecánica; ASCE (American Society of Civil Engineers) utilizados en ingeniería civil, e IEEE (Institute of Electrical and Electronics Engineers) sobre potencia eléctrica, energía, telecomunicaciones e inteligencia artificial. 

3. CÓDIGO DE CÁLCULOS VALIDADOS PARA LA FENOMENOLOGÍA DE LOS SMR

En algunos aspectos técnicos, no hay o es necesario modificar los estándares existentes y, para ello, reguladores como la NRC y el canadiense CNSC (Canadian Nuclear Safety Commission) están colaborando en la iniciativa de armonización Advanced Reactor Codes and Standards Collaborative (ARCSC). A nivel mundial, la colaboración de reguladores en esta tarea se canaliza, fundamentalmente, a través de la iniciativa NHSI de l OIEA.

Sin embargo, como el proceso de desarrollo o modificación de estándares es lento, la industria de EE. UU. ha propuesto –en discusión con la NRC– utilizar estándares de otras industrias y cambiar, de una regulación prescriptiva, a una regulación RIPB que proporcione un adecuado nivel de seguridad.

La mayoría de los códigos de simulación de las centrales de II y III/ III+ se aplican a la fenomenología de reactores LWR. Para disponer de códigos de simulación aplicables a las fenomenologías de otras tecnologías non-LWR, tanto reguladores como el OIEA (NHSI) y la NEA, han emprendido tareas concretas. 

Una referencia importante es el documento de la NRC (2016), Vision and Strategy: Safely Achieving Effective and Efficient Non-Light Water Reactor Mission Readiness27, que especifica con planes a corto, medio y largo plazo tareas para obtener la capacidad de simulación necesaria.

Por otro lado, varios reguladores están trabajando en la identificación de fenómenos físico-químicos específicos para cada diseño y su clasificación, en lo que se conoce como Phenomena Identification and Ranking Tables (PIRT) para SMR non-LWR, en términos similares a lo establecido para LWR en la guía reguladora RG 1.203, Transient and Accident Analysis Methods.

La iniciativa NHSI del OIEA contempla una plataforma denominada NEXSHARE que, básicamente, es un foro global para que organizaciones interesadas puedan colaborar y compartir resultados de experimentos y validación de códigos. También en la NEA se creó en 2021 el grupo de trabajo dentro de EGSMR (Expert Group on Small Modular Reactors), entre cuyas tareas figura la de identificar y recopilar PIRT para SMR y resultados de la validación de códigos para diferentes tecnologías de SMR.

4. TÉRMINO FUENTE

Un aspecto clave en la seguridad de los SMR, incluidos los non-LWR, es la determinación del término fuente, es decir, la fracción del inventario radiactivo del núcleo que, en caso de accidente, puede escapar a las diferentes barreras (vaina de combustible, circuito primario y contención) y llegar al exterior.

La determinación del término fuente permite conocer las consecuencias radiológicas de accidentes y, por lo tanto, verificar el cumplimiento de la regulación30. También es fundamental para determinar el área alrededor del reactor. Para esto es necesario tomar medidas de protección sobre la población circundante de cara a protegerla de los efectos de la radiación. Esta área o zona alrededor del reactor es la que se conoce como EPZ (Emergency Planning Zone). 

En los reactores de generación II y III actuales, en España y EE. UU se aplica para la determinación del término fuente la guía reguladora RG 1.183, Alternative Radiological Source Terms for Evaluating Design-Basis Accidents at Nuclear Power Reactors, en la que se indican los accidentes a considerar, las hipótesis relativas al crédito sobre el funcionamiento de sistemas, etc.

Algunos reguladores, como la NRC, han abordado el problema de cómo determinar el término fuente en non-LWR. El regulador americano, en el documento SRM-SECY 93- 09231, considera aplicable la metodología tradicional de la RG 1.183, siempre que se conozca bien el funcionamiento y fenomenología del reactor en operación normal, transitorios y accidentes, y siempre que se disponga de datos y conocimiento sobre el comportamiento del combustible y el transporte de productos de fisión a través de las diferentes barreras en las secuencias accidentales consideradas en el diseño en cuestión. Como se ha indicado, hay varias iniciativas de validación de códigos de cálculos para las fenomenologías de los SMR32.  

La metodología RIPB de NEI 18-04 mencionada, en relación con el término fuente, aplica lo indicado por la NRC en SRM-SECY 93-092.

Hasta la fecha, la NRC ha aprobado las metodologías de cálculo del término fuente para el SMR NuScale en 2019 y 2025 para las dos versiones existentes, respectivamente. También ha aprobado, en junio de 2025, la metodología de cálculo del término fuente para el SMR de Terrapower NATRIUM3.

5. NUEVOS COMBUSTIBLES. TRISO

Muy relacionado con el término fuente está la capacidad de los nuevos combustibles TRISO para retener los productos de fisión en caso de accidente y, por tanto, reducir el término fuente El combustible TRISO (acrónimo de TRi-structural ISOtropic), en su forma más habitual, está constituido por partículas formadas por sucesivas capas de carburo de silicio que encierran un núcleo con óxido de uranio o carburo de silicio enriquecido. Entre el núcleo y las sucesivas capas hay un espacio buffer para acomodar productos de fisión gaseosos. Estas partículas tienen un diámetro menor de 1 mm y, en su forma más común, cientos de estas partículas se introducen en una matriz de grafito (moderador) que constituye cada uno de los pebbles de varios centímetros (figura 6).

El combustible TRISO en el SMR HTR-PM que está operando en China desde 2023 utiliza pebbles, pero otros diseños utilizan TRISO de otras formas (prismáticas, etc.). La figura 5 muestra diseños de SMR que utilizan TRISO.

La característica fundamental de TRISO para la seguridad de los SMR es su elevado punto de fusión, superior a los 1800 o C.  

En 2019, el Electric Power Research Institute (EPRI) presentó a la NRC, para su revisión, el documento Uranium Oxycarbide (UCO) Tristructural Isotropic (TRISO) Coated Particle Fuel Performance, Topical Report EPRI-AR-1(NP), en el que se detallan los criterios de funcionamiento y límites de diseño de TRISO basados en los experimentos realizados en el Laboratorio Nacional de Argonne (ANL) de Estados Unidos, con enriquecimientos de uranio entre el 5 % y 20 %. Este documento fue revisado y aceptado por la NRC35 para que pudiera ser incorporado en los análisis de seguridad de las solicitudes de los diferentes diseñadores. 

Las características de este combustible lo hacen muy atractivo para el deployment de SMR, por lo que aunque actualmente hay varios fabricantes, la NRC se encuentra en fase de licenciamiento de la instalación TRISO-X36 de la empresa X-Energy para fabricar TRISO a gran escala.

6. CONTENCIÓN FUNCIONAL  

Teniendo en cuenta el menor término fuente y, por tanto, las consecuencias radiológicas de accidentes, algunos tecnólogos están aplicando el concepto de contención funcional, con el que se pretende sustituir la contención tradicional de hormigón armado por una combinación de barreras que realicen su función, es decir, impidan la liberación de productos de fisión en caso de accidente.

Tanto la regulación española39 como la americana40 y los requisitos de diseño para centrales nucleares del OIEA recogidos en el SSR 2/1 rev. 1, Safety of Nuclear Power Plants: Design, establecen la necesidad de disponer de un sisteFigura 6. Diseños de SMR que utilizan TRISO. ma de contención con capacidad de confinar los radionucleidos liberados en caso de accidente, proteger el reactor frente a sucesos externos y ofrecer blindaje contra la radiación en condiciones de accidente.  

En el caso de EE. UU., la NRC, en su documento SECY 18-0096, acepta la aplicación del nuevo concepto de contención funcional. También en el marco del OIEA, varios reguladores41 están colaborando en la utilización del mismo concepto.

7. PLANES DE EMERGENCIA

Otra consecuencia muy importante de tener un término fuente muy reducido es la disminución e incluso eliminación de los planes de emergencia exteriores debido a las bajas consecuencias radiológicas de los accidentes postulados.

Tradicionalmente, los radios de las zonas de planificación de emergencia (EPZ), en las que hay que tener previstas medidas para evitar dosis por exposición e ingestión, se han establecido considerando una colección de sucesos iniciadores extraídos sobre todo del análisis de accidentes, utilizando determinados modelos de dispersión. 

En España, al igual que en países de su entorno, hay una primera zona (zona 0), en la que el titular es responsable de tomar las medidas convenientes de acuerdo con su Plan de Emergencia Interior: radio de la zona bajo control del explotador43 (ZBCE). A continuación, hay un Plan de Emergencia Exterior, en el que intervienen instituciones del Estado, previsto, por un lado, para una zona 1, de 10 km de radio y dividida en subzonas, en las que las medidas de protección (confinamiento, profilaxis y evacuación) en función de los niveles de dosis efectiva evitable, están destinadas a prevenir dosis por exposición y, por otro, para una segunda zona, de 30 km de radio, en la que el objetivo es evitar dosis fundamentalmente por ingestión con medidas como: albergue temporal, realojamiento permanente o evacuación (figura 7).

El estándar del OIEA GSR Part 745 detalla la metodología para determinar los radios de las diferentes zonas de planificación de emergencias en función de las consecuencias radiológicas. La regulación española es coherente con este estándar. 

El grupo de trabajo internacional del OIEA formado por varios reguladores SMR, Regulators´Forum on Emergency Planning zones, considera que es necesario considerar las características innovadoras de seguridad de los SMR para determinar los radios de estas zonas. 

Por otro lado, en EE. UU., la metodología RIPB permite utilizar criterios de riesgo para determinar los radios de las zonas de emergencia. La guía reguladora Regulatory Guide 1.242, Performance-Based Emergency Preparedness for Small Modular Reactors, Non-Light-Water Reactors, and Non-Power Production or Utilization Facilities, detalla el procedimiento aceptable para la NRC.

La utilización de esta alternativa RIPB permitirá establecer radios de las zonas de emergencia mucho menores que los actuales, limitados incluso a la ZBCE. Por ejemplo, en el reciente permiso de construcción de la central de Kemperer (Wyoming), ya mencionado, el informe final de evaluación46 indica que el radio de plan de emergencia exterior alrededor de la central es de 400 m. Sobre este permiso, la NRC ha concluido que la metodología para la determinación de las zonas de emergencia es adecuada. El detalle concreto de la aplicación se determinará en la evaluación de la solicitud de operación

En 2023, la NRC aprobó la metodología presentada por NuScale e inFigura 7. Zonas de planificación de emergencia cluida en la certificación del diseño47 (figura 8) para determinar las zonas de planificación de emergencia.

Por último, en relación con los diseños de reactores de potencia eléctrica menor de 5 Mwe, conocidos como micro reactores y previstos para zonas remotas o sin acceso a una red exterior, presentan desafíos reguladores en relación con el transporte49, la carga del núcleo en fábrica50, la operación remota autónoma o semiautónoma51 o de proliferación y salvaguardias. También el interesante uso de SMR para utilizar combustible gastado como combustible y reducir su radiotoxicidad, al mismo tiempo que se genera electricidad, presenta aspectos interesantes sobre el backend del ciclo de del combustible, a los que los reguladores afectados deberán prestar atención.

Puede concluirse que las mejoras e innovaciones en la seguridad de algunos diseños de SMR han motivado que, para aprovecharlas, reguladores nucleares similares al CSN, estén adaptando sus procedimientos de licenciamiento e incluso la regulación. Este proceso es lento y complejo y requiere un trabajo intenso y focalizado en la seguridad del regulador, tecnólogos, organizaciones de investigación, etc., que permita una familiarización y conocimiento tecnológico muy detallado por parte del regulador.