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UNIVERSIDAD VERACRUZANA

FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELECTRICA

“EL REACTOR ESBWR UNA ALTERNATIVA ENERGETICA PARA MÉXICO”

TESIS

QUE PARA OBTENER EL TITULO DE:

INGENIERO MECANICO ELECTRICISTA PRESENTA:

FRANCISCO DANIEL CASTRO HERNÁNDEZ

XALAPA –ENRIQUEZ VER.

OCTUBRE 2009

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AGRADECIMIENTOS A Dios: Fuente suprema de sabiduría, arquitecto universal, gracias por el conocimiento brindado y la oportunidad de poder ser parte de esta maravillosa creación, A mis padres: Por su gran apoyo durante toda mi formación no solo estudiantil, sino como persona, gracias por enséñame el fruto del esfuerzo ya que lo vi reflejado día con día en ustedes. A mis hermanas: Por el cariño fraternal que nos une. A mis grandes maestros de ciencia y filosofía: Dr. Eric Vázquez Jáuregui, Mtro. Felipe Pacheco Vázquez, Mtro. Miguel Vicente Teco Jácome, Mtro Andrés Mirón Herrera, Lic. Miguel Ángel Flores Rodríguez. Gracias por inculcarme esa hambre de conocimiento que espero jamás sea saciada, así mismo por compartir su amistad y enséñame que las cosas que se hacen con empeño y fe son las que nos llevan al éxito. A la familia Arrollo Silva: Por hacerme parte de su familia y contar con su apoyo y motivación durante tantos años A los señores: Crisanto Reyes García y Juan José Tejeda Cabal. Por sus grandes enseñanzas en el campo laboral y por los consejos brindados a través de mi formación como ingeniero, a los cuales considero verdaderos maestros en el arte de la ingeniería. A mi director de tesis y honorable jurado: FIS. Leopoldo Ortiz Arcos y Mtro Rafael Campillo Rodríguez: Gracias por los conocimientos adquiridos en las aulas y por su ayuda en este trabajo Al Dr. Rene Croché Belin: Por su gran amistad y apoyo para la realización de este trabajo (gracias por enséñame el camino de nuevo)

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INDICE

INTRODUCCIÓN........................................................................................................................................ 1 PANORAMA ENERGÉTICO. ................................................................................................................... 3 1.1 CENTRALES HIDROELÉCTRICAS. ........................................................................................................ 3 1.2 CENTRALES TERMOELÉCTRICAS........................................................................................................ 9 1.3 CENTRALES GEOTÉRMICAS............................................................................................................... 13 1.4 ALTERNATIVAS. ................................................................................................................................ 16 1.4.1 PLANTAS DE ENERGÍA EÓLICA ....................................................................................................... 16 1.4.2 PLANTAS DE ENERGÍA SOLAR......................................................................................................... 19 1.5 CENTRALES NUCLEARES.................................................................................................................. 21 2.1 MODELO ATÓMICO ............................................................................................................................ 24 2.2 RADIACIÓN........................................................................................................................................ 27 2.2.1 RADIACIÓN ELECTROMAGNÉTICA................................................................................................. 28 2.2.2 RADIACIÓN IONIZANTE .................................................................................................................. 28 2.2.3 INTERACCIÓN DE LA RADIACIÓN IONIZANTE CON LA MATERIA ................................................... 29 2.3 FISIÓN NUCLEAR................................................................................................................................ 31 2.4 FUSIÓN NUCLEAR .............................................................................................................................. 35 2.5 REACCIÓN EN CADENA...................................................................................................................... 36 3.1 REACTORES DE PRIMERA GENERACIÓN........................................................................................... 38 3.1.1 REACTORES DE INVESTIGACIÓN.................................................................................................... 39 3.1.2 REACTOR DE PRIMERA GENERACIÓN BWR (DRESDEN I)........................................................... 41 3.2 REACTORES DE SEGUNDA GENERACIÓN. .......................................................................................... 43 3.2.1 REACTOR DE AGUA EN EBULLICIÓN (BWR) ................................................................................. 43 3.2.2 REACTOR PWR.............................................................................................................................. 47 3.2.3 REACTOR CANDU........................................................................................................................ 52 3.2.4 REACTOR GCR ............................................................................................................................. 56 3.2.5 REACTOR RBMK .......................................................................................................................... 58 3.3 REACTORES DE TERCERA GENERACIÓN. .......................................................................................... 61 3.3.1 REACTOR ABWR .......................................................................................................................... 61 3.3.2 REACTOR NUCLEAR SBWR........................................................................................................... 65 3.3.3 REACTOR NUCLEAR ESBWR ........................................................................................................ 66 4.1 INTRODUCCIÓN GENERAL................................................................................................................. 68 4.2 ESPECIFICACIONES DEL REACTOR ................................................................................................... 76 4.3 FLUJO DE CIRCULACIÓN NATURAL EN EL REACTOR........................................................................ 80 4.4 DISEÑO DE COMBUSTIBLE DEL REACTOR......................................................................................... 86 4.5 CRITERIOS DE OPERACIÓN DEL REACTOR. ...................................................................................... 92 CONCLUSIONES. .............................................................................................................................. 104 BIBLIOGRAFIA ................................................................................................................................. 106

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Introducción.

Hoy en día nuestro país enfrenta un crisis energética considerable ya que las demandas de la sociedad cada vez son mayores, para esto en México se tiene registrados a 23.3 millones de usuarios dependientes del consumo eléctrico, en donde la comisión federal de electricidad (CFE) tiene la responsabilidad de generación, transmisión, distribución y comercialización de la energía eléctrica; y cuyos agremiados cada vez van en aumento. La capacidad con la que cuenta nuestro país en generación eléctrica es equivalente a 49,931.34 MW (Megawatts), disponiendo de las 177 centrales generadoras incluyendo los productores independientes que por ley están autorizados para generarla. Es por ello que ante tales retos nuestro país debe de ser capaz de producir energía eléctrica cumpliendo los siguientes parámetros: limpia, segura, eficiente y barata. La presente tesis se elaboro con la finalidad de dar a conocer el reactor nuclear “ESBWR” y proponerlo como una alternativa energética para México, siendo la energía nuclear una forma viable para la generación de electricidad en nuestro país. En el primer capitulo se abordaran a las principales centrales de generación de energía eléctrica en nuestro país(hidroeléctricas, termoeléctricas, geotérmicas, alternativas y nuclear), su descripción, funcionamiento, las partes que la conforman y sus ventajas y desventajas de operación. En el segundo capitulo nos adentramos en la física nuclear, explicando los conceptos básicos como lo son: modelo atómico, radiación, fisión, etc. En el tercer capitulo expondremos la tecnología de reactores así como una breve explicación sobre su evolución y algunas de su características principales. En el cuarto capitulo explicaremos por que el reactor ESBWR es una buena alternativa para la generación de electricidad en nuestro país resaltando las especificaciones del reactor, su diseño y criterios de operación.

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Panorama energético. En México existen muchas formas de generar energía eléctrica de las cuales las mas utilizadas son: Centrales hidroeléctricas, centrales termoeléctrica, centrales geotérmicas, fuentes alternativas, y centrales nucleares. En el presente capitulo explicaremos de manera breve cómo generan la energía eléctrica las centrales antes mencionadas, así como también su estructura y su operación.

1.1 centrales hidroeléctricas. Una central hidroeléctrica es aquella que utiliza energía hidráulica para la generación de energía eléctrica. Son el resultado actual de la evolución de los antiguos molinos que aprovechaban la corriente de los ríos para mover una rueda. En general estas centrales aprovechan la energía potencial que posee la masa de agua de un cauce natural en virtud de un desnivel, también conocido como salto geodésico. El agua en su caída entre dos niveles del cauce se hace pasar por una turbina hidráulica la cual trasmite la energía a un generador el cual la convierte en energía eléctrica, como se muestra en al figura 1.1

Fig. 1.1

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Principales Componentes De Una Central Hidroeléctrica La presa: El primer elemento que encontramos en una central hidroeléctrica es la presa o azud, que se encarga de atajar el río y remansar las aguas. Con estas construcciones se logra un determinado nivel del agua antes de la contención, y otro nivel diferente después de la misma. Ese desnivel se aprovecha para producir energía.

Los aliviadores: Los aliviaderos son elementos vitales de la presa que tienen como misión liberar parte del agua detenida sin que esta pase por la sala de máquinas. Se encuentran en la pared principal de la presa y pueden ser de fondo o de superficie. La misión de los aliviaderos es la de liberar, si es preciso, grandes cantidades de agua o atender necesidades de riego. Para evitar que el agua pueda producir desperfectos al caer desde gran altura, los aliviaderos se diseñan para que la mayoría del líquido se pierda en una cuenca que se encuentra a pie de presa, llamada de amortiguación. Para conseguir que el agua salga por los aliviaderos existen grandes compuertas, de acero que se pueden abrir o cerrar a voluntad, según la demanda de la situación. La toma de agua: La toma de agua son construcciones adecuadas que permiten recoger el líquido para llevarlo hasta las máquinas por medios de canales o tuberías. La toma de agua de las que parten varios conductos hacia las tuberías, se hallan en la pared anterior de la presa que entra en contacto con el agua embalsada. Esta toma además de unas compuertas para regular la cantidad de agua que llega a las turbinas, poseen unas rejillas metálicas que impiden que elementos extraños como troncos, ramas, etc. puedan llegar a los álabes y producir desperfectos. La chimenea de equilibrio La chimenea de equilibrio consiste en un pozo vertical situado lo más cerca posible de las turbinas. Cuando existe una sobrepresión de agua esta encuentra menos resistencia para penetrar al pozo que a la cámara de presión de las turbinas haciendo que suba el nivel de la chimenea de equilibrio. En el caso de depresión ocurrirá lo contrario y el nivel bajará. Con esto se consigue evitar el golpe de ariete. Actúa de este modo la chimenea de equilibrio como un muelle hidráulico o un condensador eléctrico, es decir, absorbiendo y devolviendo energía

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Casa de maquinas Es la construcción en donde se ubican las máquinas (turbinas, alternadores, etc.) y los elementos de regulación y comando. La entrada de agua a la turbina se hace por medio de una cámara construida en la misma presa. Las compuertas de entrada y salida se emplean para poder dejar sin agua la zona de las máquinas en caso de reparación o desmontajes. Todos estos componentes pueden apreciarse en la figura 1.2

Fig. 1.2

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Ventajas de las centrales hidroeléctricas. A) No requieren combustible, sino que usan una forma renovable de energía, constantemente repuesta por la naturaleza de manera gratuita. B) Es limpia, pues no contamina ni el aire ni el agua. C) A menudo puede combinarse con otros beneficios, como riego, protección contra las inundaciones, suministro de agua, caminos, navegación y aún ornamentación del terreno y turismo. D) Los costos de mantenimiento y explotación son bajos. E) Las obras de ingeniería necesarias para aprovechar la energía hidráulica tienen una duración considerable.

Desventajas de las centrales hidroeléctricas. A) Los costos de capital por kilovatio instalado son frecuentemente muy altos. B) El emplazamiento, determinado por las características naturales, pueden estar lejos del centro o centros de consumo y exigir la construcción de un sistema de transmisión de electricidad, lo que significa un aumento de la inversión y en los costos de mantenimiento y pérdida de energía. C) La construcción lleva, por lo común, largo tiempo en comparación con la de las demás centrales termoeléctricas. D) La disponibilidad de energía pude fluctuar de estación en estación y de año en año. E) Impacto social y ambiental..

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Principales hidroeléctricas en México. Número de unidades

Fecha de entrada en operación

Capacidad efectiva instalada (MW)

Aguamilpa Solidaridad

3

15-Sep-1994

960

Ambrosio Figueroa (La Venta)

5

31-May-1965

30

La Venta, Guerrero

Ángel Albino Corzo (Peñitas)

4

15-Sep-1987

420

Ostuacán, Chiapas

Bacurato

2

16-Jul-1987

92

Bartolinas

2

20-Nov-1940

1

Tacámbaro, Michoacán

Belisario Domínguez (Angostura)

5

14-Jul-1976

900

Venustiano Carranza, Chiapas

Bombaná

4

20-Mar-1961

5

Boquilla

4

01-Ene-1915

25

San Francisco Conchos, Chihuahua

Botello

2

01-Ene-1910

13

Panindícuaro, Michoacán

Camilo Arriaga (El Salto)

2

26-Jul-1966

18

El Naranjo, San Luis Potosí

Carlos Ramírez Ulloa (El Caracol)

3

16-Dic-1986

600

Chilapan

4

01-Sep-1960

26

Catemaco, Veracruz

Cóbano

2

25-Abr-1955

52

Gabriel Zamora, Michoacán

Colimilla

4

01-Ene-1950

51

Tonalá, Jalisco

Colina

1

01-Sep-1996

3

San Francisco Conchos, Chihuahua

Colotlipa

4

01-Ene-1910

8

Quechultenango, Guerrero

Cupatitzio

2

14-Ago-1962

72

Electroquímica

1

01-Oct-1952

1

Encanto

2

19-Oct-1951

10

Tlapacoyan, Veracruz

Falcón

3

15-Nov-1954

32

Nueva Cd. Guerrero, Tamaulipas

Fernando Hiriart Balderrama

2

27-Sep-1996

292

Nombre de la central

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Ubicación Tepic, Nayarit

Sinaloa de Leyva, Sinaloa

Soyaló, Chiapas

Apaxtla, Guerrero

Uruapan, Michoacán Cd. Valles, San Luis Potosí

Zimapán, Hidalgo

7

Badiraguato, Sinaloa

Humaya

2

27-Nov-1976

90

Infiernillo

6

28-Ene-1965

1,040

Itzícuaro

2

01-Ene-1929

1

Peribán los Reyes, Michoacán

Ixtaczoquitlán

1

10-Sep-2005

2

Ixtaczoquitlán, Veracruz

José Cecilio del Valle

3

26-Abr-1967

21

Jumatán

4

17-Jul-1941

2

La Amistad

2

01-May-1987

66

Acuña, Coahuila

Leonardo Rodríguez Alcaine (El Cajón)

2

01-Mar-2007

750

Santa María del Oro, Nayarit

Luis Donaldo Colosio (Huites)

2

15-Sep-1996

422

Choix, Sinaloa

Luis M. Rojas (Intermedia)

1

01-Ene-1963

5

Tonalá, Jalisco

Malpaso

6

29-Ene-1969

1,080

Tecpatán, Chiapas

Manuel M. Diéguez (Santa Rosa)

2

02-Sep-1964

61

Amatitlán, Jalisco

Manuel Moreno Torres (Chicoasén)

8

29-May-1981

2,400

Chicoasén, Chiapas

Mazatepec

4

06-Jul-1962

220

Tlatlauquitepec, Puebla

Micos

2

01-May-1945

1

Cd. Valles, San Luis Potosí

Minas

3

10-Mar-1951

15

Las Minas, Veracruz

Mocúzari

1

03-Mar-1959

10

Álamos, Sonora

Oviáchic

2

28-Ago-1957

19

Cajeme, Sonora

Platanal

2

21-Oct-1954

9

Plutarco Elías Calles (El Novillo)

3

12-Nov-1964

135

Soyopa, Sonora

Portezuelos I

4

01-Ene-1901

2

Atlixco, Puebla

Portezuelos II

2

01-Ene-1908

1

Atlixco, Puebla

Puente Grande

2

01-Ene-1912 Tabla 1.1

12

Tonalá, Jalisco

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La Unión, Guerrero

Tapachula, Chiapas Tepic, Nayarit

Jacona, Michoacán

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1.2 Centrales termoeléctricas Se denominan centrales termoeléctricas clásicas o convencionales aquellas centrales que producen energía eléctrica a partir de la combustión de carbón, fuelóil o gas en una caldera diseñada al efecto. El apelativo de "clásicas" o "convencionales" sirve para diferenciarlas de otros tipos de centrales termoeléctricas (nucleares y solares, por ejemplo), las cuales generan electricidad a partir de un ciclo termodinámico, pero mediante fuentes energéticas distintas de los combustibles fósiles empleados en la producción de energía eléctrica desde hace décadas y, sobre todo, con tecnologías diferentes y mucho mas recientes que las de las centrales termoeléctricas clásicas. Independientemente de cuál sea el combustible fósil que utilicen (fuel-oil, carbón o gas), el esquema de funcionamiento de todas las centrales termoeléctricas clásicas es prácticamente el mismo. Las únicas diferencias consisten en el distinto tratamiento previo que sufre el combustible antes de ser inyectado en la caldera y en el diseño de los quemadores de la misma, que varían según sea el tipo de combustible empleado. Una central termoeléctrica clásica posee, dentro del propio recinto de la planta, sistemas de almacenamiento del combustible que utiliza (parque de carbón, depósitos de fuel-oil) para asegurar que se dispone permanentemente de una adecuada cantidad de éste. Si se trata de una central termoeléctrica de carbón (hulla, antracita, lignito,...) es previamente triturado en molinos pulverizadores hasta quedar convertido en un polvo muy fino para facilitar su combustión. De los molinos es enviado a la caldera de la central mediante chorro de aire precalentado. Si es una central termoeléctrica de fuel-oil, éste es precalentado para que fluidifique, siendo inyectado posteriormente en quemadores adecuados a este tipo de combustible. Si es una central termoeléctrica de gas los quemadores están asimismo concebidos Especialmente para quemar dicho combustible. Hay, por último, centrales termoeléctricas clásicas cuyo diseño les permite quemar indistintamente combustibles fósiles diferentes (carbón o gas, carbón o fuel-oil, etc.). Reciben el nombre de centrales termoeléctricas mixtas. Una vez en la caldera, los quemadores provocan la combustión del carbón, fuel-oil o gas, generando energía calorífica. Esta convierte a su vez, en vapor a alta temperatura el agua que circula por una extensa red formada por miles de tubos que tapizan las paredes de la caldera. Este vapor entre a gran presión en la turbina de la central, la cual consta de tres cuerpos -de alta, media y baja presión, respectivamente- unidos por un mismo eje. En el primer cuerpo (alta presión) hay centenares de álabes o paletas de pequeño tamaño. El cuerpo a media presión posee asimismo centenares de álabes pero de mayor tamaño que los anteriores. El de baja presión, por último, tiene álabes aún más grandes que los precedentes. El objetivo de esta triple disposición es aprovechar al máximo la fuerza del vapor, ya que este va perdiendo presión progresivamente, por lo cual los álabes de la turbina se hacen de mayor tamaño cuando se pasa de un cuerpo a otro de la misma., Hay que advertir, por otro lado, que este vapor, antes de entrar en la turbina, ha de ser cuidadosamente deshumidificador. En caso contrario, las pequeñísimas gotas de agua en suspensión que transportaría serían lanzadas a gran velocidad contra los álabes, actuando como si fueran proyectiles y erosionando las paletas hasta dejarlas inservibles. El vapor de agua a presión, por lo tanto, hace girar los álabes de la turbina generando energía mecánica. A su vez, el eje que une a los tres cuerpos de la turbina (de alta, media y baja presión) hace girar al mismo tiempo a un alternador unido a ella, produciendo así energía eléctrica. Esta es vertida a la red de transporte a alta tensión mediante la acción de un transformador.

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Componentes de una central termoeléctrica.

En la figura 1.3 se pude observar las partes principales de una central termoeléctrica.

Fig. 1.3

1) Cinta transportadora 2) Tolva 3) Molino 4) Caldera 5) Cenizas 6) Sobrecalentador 7) Recalentador 8) Economizador 9)Calentador de aire 10)Precipitador 11)Chimenea 12) Turbina de alta presión 13) Turbina de media presión 14) Turbina de baja presión 15) Condensador 16) Calentadores 17) Torre de refrigeración. 18) Transformadores 19) Generador 20) Línea de transporte de energía eléctrica.

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Clasificación de acuerdo a la generación. En el proceso termo eléctrico existe una clasificación de tipos de generación, según la tecnología utilizada para hacer girar los generadores eléctricos, denominándoseles como sigue: Vapor: con el vapor de agua se produce el movimiento de una turbina acoplada al generador eléctrico. Turbogás: con los gases de la combustión se produce el movimiento de una turbina acoplada al generador eléctrico. Combustión interna: con un motor de combustión interna se produce el movimiento de un generador eléctrico. Ciclo combinado: combinación de las tecnologías de turbogas y vapor. Constan de una o mas turbinas de gas y una de vapor, cada turbina acoplada a su respectivo generador.

Ventajas de las centrales termoeléctricas Son las centrales más baratas de construir (teniendo en cuenta el precio por megavatio instalado), especialmente las de carbón, debido a la simplicidad (comparativamente hablando) de construcción y la energía generada de forma masiva. Las centrales de ciclo combinado de gas natural son mucho más eficientes (alcanzan el 50%) que una termoeléctrica convencional, aumentando la energía eléctrica generada (y por tanto, las ganancias) con la misma cantidad de combustible, y rebajando las emisiones citadas más arriba en un 20%, 0,35 kg de CO2, por kWh producido.

Desventajas de las centrales termoeléctricas. El uso de combustibles fósiles genera emisiones de gases de efecto invernadero y de lluvia ácida a la atmósfera, junto a partículas volantes (en el caso del carbón) que pueden contener metales pesados. Al ser los combustibles fósiles una fuente de energía finita, su uso está limitado a la duración de las reservas y/o su rentabilidad económica. Sus emisiones térmicas y de vapor pueden alterar el microclima local. Afectan negativamente a los ecosistemas fluviales debido a los vertidos de agua caliente en estos. Su rendimiento (en muchos casos) es bajo (comparado con el rendimiento ideal), a pesar de haberse realizado grandes mejoras en la eficiencia (un 30-40% de la energía liberada en la combustión se convierte en electricidad, de media).

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PRINCIPALES CENTRALES TERMOELETRICAS EN MEXICO.

Nombre de la central

Número de unidades

Fecha de entrada en operación

Capacidad efectiva instalada (MW)

Ubicación

Altamira

4

19-May-1976

800

Altamira, Tamaulipas

Benito Juárez (Samalayuca)

2

02-Abr-1985

316

Cd. Juárez, Chihuahua

Carlos Rodríguez Rivero (Guaymas II)

4

06-Dic-1973

484

Guaymas, Sonora

Felipe Carrillo Puerto (Valladolid)

2

05-Abr-1992

75

Valladolid, Yucatán

Francisco Pérez Ríos (Tula)

5

30-Jun-1991

1,546

Francisco Villa

5

22-Nov-1964

300

Delicias, Chihuahua

Gral. Manuel Álvarez Moreno (Manzanillo I)

4

01-Sep-1982

1,200

Manzanillo, Colima

Guadalupe Victoria (Lerdo)

2

18-Jun-1991

320

Lerdo, Durango

José Aceves Pozos (Mazatlán II)

3

13-Nov-1976

616

Mazatlán, Sinaloa

Juan de Dios Bátiz P. (Topolobampo)

3

12-Jun-1995

320

Ahome, Sinaloa

Lerma (Campeche)

4

09-Sep-1976

150

Campeche, Campeche

Manzanillo II

2

24-Jul-1989

700

Manzanillo, Colima

Mérida II

2

13-Dic-1981

168

Mérida, Yucatán

Nachi-Cocom

2

06-Jun-1962

49

Mérida, Yucatán

Pdte. Adolfo López Mateos (Tuxpan)

6

30-Jun-1991

2,100

Tuxpan, Veracruz

Tula, Hidalgo

Tabla 1.2

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1.3 centrales geotérmicas. Una central geotérmica son unas instalaciones que aprovecha la energía geotérmica para producir energía eléctrica. Una central geotérmica no es nada más que una central térmica en la que la caldera ha sido reemplazada por el reservorio geotérmico y en la que la energía es suministrada por el calor de la Tierra, en vez del petróleo u otro combustible, como se puede observar en la figura 1.4

Fig. 1.4

Las centrales geotérmicas generan electricidad a partir de la explotación de yacimientos geotermales que existen en algunos lugares del planeta. El recurso primario puede consistir en vapor, mezcla agua-vapor o agua a alta temperatura, acumulados en formaciones geológicas subterráneas a las que se accede mediante pozos perforados en la corteza terrestre con técnicas similares a las utilizadas en los procesos de extracción del petróleo. Para que exista un yacimiento geotérmico, se necesitan varios parámetros: una capa compuesta de una cobertura de rocas impermeables; un depósito, o acuífero, de permeabilidad elevada, entre 300 y 2000m de profundidad; una falla, es decir, rocas fracturadas que permitan una circulación de fluidos mediante convección; y una fuente de calor magmática (a profundidades entre 3 y 10 km con temperaturas que oscilan entre 500 a 600ºC), necesaria para la transferencia de calor desde la fuente a la superficie Los yacimientos geotérmicos pueden clasificarse en tres categorías: yacimientos de alta temperatura, con un flujo de calor a temperaturas de entre 150 y 350°C, comúnmente acompañados de manifestaciones como vertientes termales, suelo de vapor, fuma-rolas; yacimientos de baja temperatura, con un flujo de calor de hasta 150°C; y yacimientos de roca caliente (HDR), sin fluido térmico. Para producir energía eléctrica desde recursos geotérmicos, ya sea se trate de depósitos subterráneos de vapor o de agua caliente, éstos son explotados de tal forma que, al salir a la superficie, el vapor hace girar las turbinas y se genera la electricidad. Típicamente, el agua se devuelve al terreno para recargar el depósito y completar el ciclo renovable de la energía.

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Tipos de centrales geotérmicas Se pueden distinguir tres tipos básicos de centrales geotérmicas. El tipo que se construya depende de las temperaturas y de las presiones del vapor del yacimiento geotérmico, lo que determinará un tratamiento diferente antes de ser introducido en la turbina que acciona al generador en la figura 1.5 se ilustra una central geotérmica típica

Fig. 1.5

Centrales de vapor seco: Utilizan el vapor con muy poca agua que viene directo de los pozos en el terreno, y lo dirigen directamente a la turbina para producir electricidad. En la figura 3, se muestra un pozo productor de vapor ubicado en el Centro geotérmico Los Azufres, Michoacán México. Centrales flash steam: Usan un depósito geotérmico constituido de agua a temperaturas que oscilan entre 150 y 380°C. En este tipo de sistema, el fluido se rocía en un estanque a presión baja, ocasionando que se evapore rápidamente, vapor que se usa para mover la turbina del generador. El tamaño de la central varía desde 5 hasta más de 100 MW. Centrales de ciclo binario: Utilizan un depósito de agua con temperaturas entre 120 y 180°C. En este tipo de sistema, el agua geotérmica se pasa mediante un intercambiador de calor, donde su calor se transfiere a un segundo líquido que tiene un punto de ebullición inferior al del agua (isobutano o pentano). Cuando el líquido binario se calienta, destalla vapor que hace mover la turbina. El vapor es entonces condensado a líquido y se reutiliza repetidamente. En este tipo de sistemas no hay emisiones al aire. El tamaño de la central varía en tamaño desde 0,5 hasta 10 MW

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Ventajas de las centrales geotérmicas 1. Es una fuente que evitaría la dependencia energética del exterior. 2. Los residuos que produce son mínimos y ocasionan menor impacto ambiental que los originados por el petróleo, carbón... 3. Sistema de gran ahorro, tanto económico como energético 4. Ausencia de ruidos exteriores 5. Los recursos geotérmicos son mayores que los recursos de carbón, petróleo, gas natural y uranio combinados. 6. No está sujeta a precios internacionales, sino que siempre puede mantenerse a precios nacionales o locales. 7. El área de terreno requerido por las plantas geotérmicas por megavatio es menor que otro tipo de plantas. No requiere construcción de represas, tala de bosques, ni construcción de tanques de almacenamiento de combustibles.

Desventajas de las centrales geotérmicas. 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7.

En ciertos casos emisión de ácido sulfhídrico que se detecta por su olor a huevo podrido, pero que en grandes cantidades no se percibe y es letal. En ciertos casos, emisión de CO2, con aumento de efecto invernadero; es inferior al que se emitiría para obtener la misma energía por combustión. Contaminación de aguas próximas con sustancias como arsénico, amoníaco, etc. Contaminación térmica. Deterioro del paisaje. No se puede transportar (como energía primaria). No está disponible más que en determinados lugares.

Principales centrales geotérmicas en México

Nombre de la central

Número Fecha de entrada Capacidad efectiva de en operación instalada (MW) unidades

Ubicación

Cerro Prieto I

5

12-Oct-1973

180

Mexicali, Baja California

Cerro Prieto II

2

01-Feb-1984

220

Mexicali, Baja California

Cerro Prieto III

2

24-Jul-1985

220

Mexicali, Baja California

Cerro Prieto IV

4

26-Jul-2000

100

Mexicali, Baja California

Humeros Los Azufres Tres Vírgenes

8

30-May-1991

40

15

04-Ago-1982

195

2

02-Jul-2001

10

Humeros, Puebla Cd. Hidalgo, Michoacán Mulege, Baja California Sur

Tabla 1.3

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1.4 Alternativas. Es aquella que puede suplir a las energías o fuentes energéticas actuales, ya sea por su menor efecto contaminante, o fundamentalmente por su posibilidad de renovación. El consumo de energía es uno de los grandes medidores del progreso y bienestar de una sociedad. El concepto de "crisis energética" aparece cuando las fuentes de energía de las que se abastece la sociedad se agotan. Un modelo económico como el actual, cuyo funcionamiento depende de un continuo crecimiento, exige también una demanda igualmente creciente de energía. Puesto que las fuentes de energía fósil y nuclear son finitas, es inevitable que en un determinado momento la demanda no pueda ser abastecida y todo el sistema colapse, salvo que se descubran y desarrollen otros nuevos métodos para obtener energía: éstas serían las energías alternativas. En conjunto con lo anterior se tiene también que el abuso de las energías convencionales actuales hoy día tales como el petróleo la combustión de carbón entre otras acarrean consigo problemas de agravación progresiva como la contaminación, el aumento de los gases invernadero y la perforación de la capa de ozono.

1.4.1 plantas de energía eólica Energía eólica es la energía obtenida del viento, o sea, la energía cinética generada por efecto de las corrientes de aire, y que es transformada en otras formas útiles para las actividades humanas. La energía del viento está relacionada con el movimiento de las masas de aire que se desplazan de áreas de alta presión atmosférica hacia áreas adyacentes de baja presión, con velocidades proporcionales al gradiente de presión. Los vientos son generados a causa del calentamiento no uniforme de la superficie terrestre por parte de la radiación solar, entre el 1 y 2% de la energía proveniente del sol se convierte en viento. De día, las masas de aire sobre los océanos, los mares y los lagos se mantienen frías con relación a las áreas vecinas situadas sobre las masas continentales. Los continentes absorben una menor cantidad de luz solar, por lo tanto el aire que se encuentra sobre la tierra se expande, y se hace por lo tanto más liviana y se eleva. El aire más frío y más pesado que proviene de los mares, océanos y grandes lagos se pone en movimiento para ocupar el lugar dejado por el aire caliente.

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Partes principales de una planta de energía eólica

Fig. 1.6

Palas del rotor: Es donde se produce el movimiento rotatorio debido al viento. Eje: Encargado de transmitir el movimiento rotatorio. Caja de engranajes o Multiplicadores: Encargados de cambiar la frecuencia de giro del eje a otra menor o mayor según dependa el caso para entregarle al generador una frecuencia apropiada para que este funcione. Generador: Es donde el movimiento mecánico del rotor se transforma en energía eléctrica. Además de estos componentes básicos se requieren otros componentes para el funcionamiento eficiente y correcto del aerogenerador en base a la calidad de servicio de la emergía eléctrica, alguno de ellos son: Controlador electrónico: que permite el control de la correcta orientación de las palas del rotor, también en caso de cualquier contingencia como sobrecalentamiento del aerogenerador lo para. Unidad de refrigeración: Encargada de mantener al generador a una temperatura prudente. Anemómetro y la Veleta: Cuya función están dedicadas a calcular la velocidad del viento y la dirección de este respectivamente. Están conectadas al controlador electrónico quien procesa estas señales adecuadamente.

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Ventajas de las plantas de energía eólicas. La energía eólica no contamina, es inagotable y frena el agotamiento de combustibles fósiles contribuyendo a evitar el cambio climático. Es una tecnología de aprovechamiento totalmente madura y puesta a punto. Es una de las fuentes más baratas, puede competir e rentabilidad con otras fuentes energéticas tradicionales como las centrales térmicas de carbón (considerado tradicionalmente como el combustible más barato), las centrales de combustible e incluso con la energía nuclear, si se consideran los costes de reparar los daños medioambientales.

Desventajas de las plantas de energía eólicas. El aire al ser un fluido de pequeño peso específico, implica fabricar máquinas grandes y en consecuencia caras. Su altura puede igualar a la de un edificio de diez o más plantas, en tanto que la envergadura total de sus aspas alcanza la veintena de metros, lo cual encarece su producción. Desde el punto de vista estético, la energía eólica produce un impacto visual inevitable, ya que por sus características precisa unos emplazamientos que normalmente resultan ser los que más evidencian la presencia de las máquinas (cerros, colinas, litoral). En este sentido, la implantación de la energía eólica a gran escala, puede producir una alteración clara sobre el paisaje, que deberá ser evaluada en función de la situación previa existente en cada localización.

Fig. 1.7

Principales plantas de energía eólica en México. Nombre de la central

Guerrero Negro La venta

Número de Fecha de entrada unidades en operación

Capacidad efectiva instalada (MW)

1

02-Abr-1982

1

104

10-Nov-1994

85

Ubicación

Mulegé, Baja California Sur Juchitán, Oaxaca

Tabla 1.4

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1.4.2 plantas de energía solar. Se denomina energía solar fotovoltaica a una forma de obtención de energía eléctrica a través de paneles fotovoltaicos. Los paneles, módulos o colectores fotovoltaicos están formados por dispositivos semiconductores tipo diodo que, al recibir radiación solar, se excitan y provocan saltos electrónicos, generando una pequeña diferencia de potencial en sus extremos. El acoplamiento en serie de varios de estos fotodiodos permite la obtención de voltajes mayores en configuraciones muy sencillas y aptas para alimentar pequeños dispositivos electrónicos, como se muestra en la figura 1.8

Fig. 1.8

Las celdas fotovoltaicas, llamadas también celdas solares, están compuestas de la misma clase de materiales semiconductores que se usan en la industria microelectrónica, como por ejemplo el silicio. Una delgada lámina semiconductora, especialmente tratada, forma un campo eléctrico, positivo en un lado y negativo en el otro. Cuando incide energía luminosa sobre ella, los electrones son golpeados y extraídos de los átomos del material semiconductor. Como se han dispuesto conductores eléctricos en forma de una rejilla que cubre ambas caras del semiconductor, los electrones circulan para formar una corriente eléctrica que aporta energía.

Fig. 1.9

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Ventajas de la energía solar.   

 

Es energía no contaminante. Proviene de una fuente de energía inagotable. Es un sistema de aprovechamiento de energía idóneo para zonas donde el tendido eléctrico no llega (campo, islas), o es dificultoso y costoso su traslado (conviene a mas de 5 Km). Los sistemas de captación solar son de fácil mantenimiento. El costo disminuye a medida que la tecnología va avanzando (el costo de los combustibles aumenta con el paso del tiempo porque cada vez hay menos).

Desventajas de la energía solar.     

El nivel de radiación fluctúa de una zona a otra y de una estación del año a otra, en nuestra zona varía un 20% de verano a invierno). Para recolectar energía solar a gran escala se requieren grandes extensiones de terreno. Requiere gran inversión inicial. Se debe complementar este método de convertir energía con otros. Los lugares donde hay mayor radiación, son lugares desérticos y alejados, (energía que no se aprovechara para desarrollar actividad agrícola o industrial, etc.).

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1.5 Centrales nucleares. Una central nuclear es una instalación industrial empleada para la generación de energía eléctrica a partir de energía nuclear, que se caracteriza por el empleo de materiales fisionables que mediante reacciones nucleares proporcionan calor. Este calor es empleado por un ciclo termodinámico convencional para mover un alternador y producir energía eléctrica. Estas centrales constan de uno o varios reactores, que son contenedores (llamados habitualmente vasijas) en cuyo interior se albergan varillas u otras configuraciones geométricas de minerales con algún elemento fisil (es decir, que puede fisionarse) o fértil (que puede convertirse en fisil por reacciones nucleares), usualmente uranio, y en algunos combustibles también plutonio, generado a partir de la activación del uranio. En el proceso de fisión radiactiva, se establece una reacción que es sostenida y moderada mediante el empleo de elementos auxiliares dependientes del tipo de tecnología empleada. Las instalaciones nucleares son construcciones muy complejas por la variedad de tecnologías industriales empleadas y por la elevada seguridad con la que se les dota. Las características de la reacción nuclear hacen que pueda resultar peligrosa si se pierde su control y prolifera por encima de una determinada temperatura a la que funden los materiales empleados en el reactor, así como si se producen escapes de radiación nociva por esa u otra causa. La energía nuclear se caracteriza por producir, además de una gran cantidad de energía eléctrica, residuos nucleares que hay que albergar en depósitos aislados y controlados durante largo tiempo. A cambio, no produce contaminación atmosférica de gases derivados de la combustión que producen el efecto invernadero, ni precisan el empleo de combustibles fósiles para su operación. Sin embargo, las emisiones contaminantes indirectas derivadas de su propia construcción, de la fabricación del combustible y de la gestión posterior de los residuos radiactivos (se denomina gestión a todos los procesos de tratamiento de los residuos, incluido su almacenamiento) no son despreciables.

Fig. 1.10

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Componentes de una central nuclear Un esquema básico de toda central nuclear es como el que se muestra en la figura 1.7 ya que dependen del tipo y modelo del reactor.

Fig. 1.11.

Centrales nucleares en México.

Nombre de la central

Laguna Verde

Número de unidades

Fecha de entrada en operación

Capacidad efectiva instalada (MW)

2

29-Jun-1990

1,365

Ubicación

Alto Lucero, Veracruz

Tabla 1.5

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CAPITULO

2 PRINCIPIOS BASICOS

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En el presente capitulo nos adentraremos dentro de la física nuclear, exponiendo los principios básicos en materia nuclear, como lo son: el modelo atómico, radiación, tipos de radiación, la interacción de la radiación con la materia, fisión y reacción en cadena, los cuales son la base de la operación de todas las plantas nucleares en el mundo; siendo la energía nuclear una de las fuentes de generación de energía eléctrica mas sofisticada, y compleja que pueda existir en el mundo, y varios de estos conceptos no solo se pueden aplicar en el campo de la generación de energía eléctrica sino, en otros medios como lo son: la medicina, agricultora, conservación, etc.

2.1 modelo atómico La estructura de la materia ha sido objeto de análisis y reflexión desde los albores de la civilización moderna, la palabra átomo viene de la palabra griega de igual sonido y que significaba indivisible. Es decir, la unidad mínima de la materia, masa o como lo dijeran los griegos. El significado actual de átomo proviene de su evolución del siglo XIX, y en el siglo pasado se descubrió que había partículas subatómicas y se comenzó a elaborar la estructura del átomo actual o interrelación de los tipos de partículas elementales más pequeñas que lo componen. Antes de exponer el modelo de átomo actual propuesto por la Mecánica Global, dada la importancia que tiene la evolución de los diferentes modelos atómicos desarrollados, vamos a comentar muy brevemente la historia del átomo en orden cronológico: 450 a.c. - Modelo atómico de Demócrito. El desarrollo filosófico de Demócrito postulaba la imposibilidad de la división infinita de la materia y la consecuente necesidad de la existencia de una unidad mínima, de la cual estarían compuestas todas las sustancias. Interesante el que se haya pensado durante 2.500 años que Demócrito pudiera haber acertado plenamente; la verdad es que lo parecía, pero ahora uno de los postulados o principios más importantes de la Mecánica Global es precisamente lo contrario. En el modelo actual de la Teoría de la Equivalencia Global todas las sustancias forman parte de una única partícula llamada Globus, constituida por una red tridimensional reticular irrompible que se extiende por todo el universo. 1808 - Modelo atómico de Dalton. La evolución del modelo de Dalton apuntaba ya al átomo moderno pero como una sola partícula; si bien al principio no estaba muy claro si el modelo atómico de Dalton sería un átomo o una molécula.

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1897 - Modelo atómico de Thomson. El siguiente paso importante en la historia del átomo actual lo añade la teoría atómica de Thomson con la división del átomo entre cargas positivas y negativas, tipo pastel de frutas o sopa de ajo, con fuerzas de atracción eléctricas. 1911 - Modelo atómico de Rutherford. El modelo de Rutherford separa el núcleo con carga positiva de los electrones con carga negativa. Los electrones estarían en órbitas circulares o elípticas alrededor del núcleo. El neutrón se añadió al modelo de Rutherford en 1920 de forma teórica y fue descubierto experimentalmente en 1932. El modelo de Rutherford es la imagen visual que todos tenemos del átomo moderno, pero tenía dos problemas: Contradecía las leyes de Maxwell del electromagnetismo por las que las partículas cargadas en movimiento deberían emitir fotones continuamente. Por ello los electrones deberían perder energía y caer al núcleo del átomo. La teoría atómica de Rutherford no explicaba los espectros atómicos. 1913 - Modelo atómico de Bohr. La teoría atómica de Bohr introduce mejoras sustanciales al modelo de Rutherford al incorporar aspectos energéticos derivados de la energía de Planck y del efecto fotoeléctrico de Einstein. Aunque una descripción detallada del modelo de Bohr es compleja, las siguientes características son relevantes en relación al modelo que va a introducir la Mecánica Global: Los electrones se sitúan en órbitas circulares estables; es decir, donde no emiten energía y no todas están permitidas. Las órbitas permitidas de los electrones del modelo atómico de Bohr tienen un momento angular que es un múltiplo exacto de hbar (constante de Planck dividido por 2π) Los electrones emiten o absorben un fotón al cambiar de órbitas atómicas, cuya energía coincide con la diferencia de energía de las órbitas y no necesitan pasar por estados intermedios. En el átomo de Bohr, las órbitas de los electrones siguen las reglas de la Mecánica Clásica pero no así los cambios de órbita. Al margen del gran acierto de este modelo en muchos aspectos, el problema del modelo de Bohr y de toda la Mecánica Cuántica es que se van añadiendo supuestos a lo largo de la historia, pero sin explicar las razones que los justifican.

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1916 - Modelo atómico de Sommerfeld. Con la evolución, en el modelo de Sommerfeld se incluyen subniveles dentro de la estructura del átomo de Bohr, se descartan las órbitas circulares y se incorpora en cierta medida la Teoría de la Relatividad de Einstein. El modelo de Sommerfeld también configura los electrones como corriente eléctrica y no explica por qué las órbitas han de ser elípticas, yo creo que son elipsoides y que Sommerfeld lleva razón en que el electrón es un tipo especial de onda electromagnética, al que la Mecánica Global denomina ondón.

1926 - Modelo de Schrödinger o modelo actual El modelo de Schrödinger cambia la filosofía de las órbitas, seguramente por las nuevas aportaciones a la teoría atómica de De Broglie sobre la naturaleza ondulatoria de la masa en 1924, y describe a los electrones con funciones de onda. Dicha configuración permite obtener la probabilidad de que el electrón se encuentre en un determinado punto del espacio. De esta forma, se obtienen orbitales de densidad espacial de probabilidad de encontrar un electrón. Este modelo de átomo de Schrödinger se ajusta mucho mejor a las observaciones; pero, al abandonar la visión anterior sobre la forma de las órbitas se aleja de una explicación intuitiva de las causas de esas órbitas tan caprichosas. Al mismo tiempo, Schrödinger se adentra en el mundo de las probabilidades y de la abstracción matemática que, en grandes dosis, podría llegar a ser muy perjudicial o negativa.

Fig. 2.1

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2.2 Radiación. El fenómeno de la radiación consiste en la propagación de energía en forma de ondas electromagnéticas o partículas subatómicas a través del vacío o de un medio material. La radiación propagada en forma de ondas electromagnéticas (Rayos X, Rayos UV, etc.) se llama radiación electromagnética, mientras que la radiación corpuscular es la radiación transmitida en forma de partículas subatómicas (partículas α, neutrones, etc.) que se mueven a gran velocidad en un medio o el vacío, con apreciable transporte de energía. Si la radiación transporta energía suficiente como para provocar ionización en el medio que atraviesa, se dice que es una radiación ionizante. En caso contrario se habla de radiación no ionizante. El carácter ionizante o no ionizante de la radiación es independiente de su naturaleza corpuscular u ondulatoria. Son radiaciones ionizantes los Rayos X, Rayos γ, y Partículas α, entre otros. Por otro lado, radiaciones como los Rayos UV y las ondas de radio, TV o de telefonía móvil, son algunos ejemplos de radiaciones no ionizantes. Algunas substancias químicas están formadas por elementos químicos cuyos núcleos atómicos son inestables, como consecuencia de esa inestabilidad los átomos de esas substancias emiten partículas subatómicas de forma intermitente y de manera aleatoria. En general son radioactivas las sustancias que presentan un exceso de protones o neutrones. Cuando el número de neutrones no es igual que el número de protones se hace más difícil que la fuerza nuclear fuerte debida al efecto del intercambio de piones pueda mantenerlos unidos. Eventualmente el desequilibrio se corrige mediante la liberación del exceso de neutrones o protones, en forma de partículas α que son realmente núcleos de Helio, partículas ß que pueden ser electrones o positrones. Estas emisiones llevan a dos tipos de radiactividad:  

Radiación α, que aligera los núcleos atómicos en 4 unidades másicas, y cambia el número atómico en dos unidades. Radiación ß, que no cambia la masa del núcleo, ya que implica la conversión de un protón en un neutrón o viceversa, y cambia el número atómico en una sola unidad (positiva o negativa, según la partícula emitida sea un electrón o un positrón).

Fig 2.2

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Además existe un tercer tipo de radiación en que simplemente se emiten fotones de alta frecuencia, llamada radiación γ. En este tipo de radicación lo que sucede es que el núcleo pasa de un estado excitado de mayor energía a otro de menor energía, que puede seguir siendo inestable y dar lugar a la emisión de más radiación de tipo α, β o γ. La radiación γ es un tipo de radiación electromagnética muy penetrante debido a que los fotones no tienen carga eléctrica, asi como ser inestables dentro de su capacidad molecular dentro del calor que efectuasen entre si.

2.2.1 radiación electromagnética. La radiación electromagnética es una combinación de campos eléctricos y magnéticos oscilantes, que se propagan a través del espacio transportando energía de un lugar a otro. A diferencia de otros tipos de onda, como el sonido, que necesitan un medio material para propagarse, la radiación electromagnética se puede propagar en el vacío. En el siglo XIX se pensaba que existía una sustancia indetectable, llamada éter, que ocupaba el vacío y servía de medio de propagación de las ondas electromagnéticas. El estudio teórico de la radiación electromagnética se denomina electrodinámica y es un subcampo del electromagnetismo.

2.2.2 radiación ionizante Radiaciones ionizantes son aquellas radiaciones con energía suficiente para ionizar la materia, extrayendo los electrones de sus estados ligados al átomo. Existen otros procesos de emisión de energía, como por ejemplo el debido a una lámpara, un calentador (llamado radiador precisamente por radiar calor o radiación infrarroja), o la emisión de radio ondas en radiodifusión, que reciben el nombre genérico de radiaciones. Las radiaciones ionizantes pueden provenir de sustancias radiactivas, que emiten dichas radiaciones de forma espontánea, ó de generadores artificiales, tales como los generadores de Rayos X y los aceleradores de partículas. Las procedentes de fuentes de radiaciones ionizantes que se encuentran en la corteza terráquea de forma natural, pueden clasificarse como compuesta por partículas alfa, beta, rayos gamma o rayos X. También se pueden producir fotones ionizantes cuando una partícula cargada que posee una energía cinética dada, es acelerada (ya sea de forma positiva o negativa), produciendo radiación de frenado, también llamada bremsstrahlung, o de radiación sincrotrón por ejemplo (hacer incidir electrones acelerados por una diferencia de potencial sobre un medio denso como tungsteno, plomo o hierro es el mecanismo habitual para producir rayos X). Otras radiaciones ionizantes naturales pueden ser los neutrones o los muones.

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Las radiaciones ionizantes interaccionan con la materia viva, produciendo diversos efectos. Del estudio de esta interacción y de sus efectos se encarga la radiobiología. Son utilizadas, desde su descubrimiento por Becquerel en 1896, en aplicaciones médicas e industriales, siendo la aplicación más conocida los aparatos de rayos X, o el uso de fuentes de radiación en el ámbito médico, tanto en diagnóstico (gammagrafía) como en el tratamiento (radioterapia en oncología, por ejemplo) mediante el uso de fuentes (p.ej. cobaltoterapia) o aceleradores de partículas.

2.2.3 interacción de la radiación ionizante con la materia El efecto inmediato de las radiaciones ionizantes al interactuar con la materia es la ionización, es decir la creación de iones positivos o negativos. Otro efecto que genera la radiación ionizante es conocido con el nombre de "excitación del átomo". La excitación ocurre cuando un electrón salta a una órbita o nivel de energía superior, para después volver a su órbita original, emitiendo energía en el transcurso del proceso. Interacción de las Radiaciones Alfa con la Materia La partícula alfa se compone de 2 protones y 2 neutrones. Su poder de penetración en la materia es muy bajo y sólo es capaz de recorrer algunos centímetros en el aire. Su corto recorrido describe una trayectoria prácticamente en línea recta. Cuando penetra la materia presenta un alto poder de ionización, formando verdaderas columnas de iones ( cuando penetra en un centímetro de aire puede producir hasta 30.000 pares de iones).

Fig. 2.3

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Interacción de la Radiaciones Beta con la Materia La masa de las partículas beta (electrones negativos) es muy pequeña, por lo tanto, su movilidad es mayor respecto de las partículas alfa. Durante su recorrido cambia fácilmente de trayectoria y su alcance y poder de penetración es mayor. Además, su poder de ionización es inferior, respecto de la partícula alfa. Si una partícula beta se acerca a un núcleo atómico, desvía su trayectoria y pierde parte de su energía (se "frena"). La energía que ha perdido se transforma en rayos X. Este proceso recibe el nombre de "Radiación de Frenado". Otra interesante reacción ocurre cuando una partícula beta colisiona con un positrón (electrón positivo). En este proceso, ambas partículas se aniquilan y desaparecen, liberando energía en forma de rayos gamma.

Fig. 2.4

Interacción de las Radiaciones Gamma con la Materia Las radiaciones gamma carecen de carga eléctrica, por lo tanto, no sufren desviaciones en su trayectoria como producto de la acción de campos eléctricos de núcleos atómicos o electrones. Tales características permiten que la radiación gamma sea capaz de traspasar grandes espesores de material y de ionizar indirectamente las sustancias que encuentra en su recorrido. Un rayo gamma es capaz de sacar un electrón de su órbita atómica. El electrón arrancado producirá ionización en nuevos átomos circundantes, lo que volverá a suceder hasta que se agote toda la energía de la radiación gamma incidente.

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Interacción de los Neutrones con la Materia Los neutrones también carecen de carga eléctrica y no sufren la acción de campos eléctricos ni magnéticos. Al igual que la radiación gamma son capaces de atravesar grandes espesores de material. Cuando un neutrón choca con un átomo le cede parte de su energía mediante la acción de choques elásticos (la energía total del sistema se mantiene constante) e inelásticos (la energía total del sistema no se conserva). Como producto de los sucesivos choques el neutrón pierde velocidad en forma gradual, hasta alcanzar una magnitud de 2.200 metros/segundo. A estos neutrones se les denomina "Neutrones Térmicos". Si un neutrón colisiona con un núcleo atómico y sus masas son muy parecidas, entonces el neutrón pierde una gran cantidad de energía. Mayor será la pérdida de energía mientras más se asemejen sus masas. Por lo tanto, los choques que aseguran gran pérdida de energía ocurren con los núcleos de los átomos de Hidrógeno. El proceso por el cual los neutrones reducen su velocidad en forma gradual recibe el nombre de "Termalización" o "Moderación de Neutrones". Los neutrones térmicos se pueden desintegrar, formando un protón y un electrón, o bien pueden ser absorbidos por los núcleos de los átomos circundantes, dando lugar a reacciones nucleares, como por ejemplo la fisión nuclear.

2.3 fisión nuclear Fisión es una reacción nuclear, lo que significa que tiene lugar en el núcleo del átomo. La fisión ocurre cuando un núcleo pesado se divide en dos o más núcleos pequeños, más algunos subproductos. Estos subproductos incluyen neutrones libres, fotones (generalmente rayos gamma) y otros fragmentos del núcleo como partículas alfa (núcleos de helio) y beta (electrones y positrones de alta energía). La fisión de núcleos pesados es un proceso exotérmico lo que supone que se liberan cantidades sustanciales de energía. El proceso genera mucha más energía que la liberada en las reacciones químicas; la energía se emite, tanto en forma de radiación gamma como de energía cinética de los fragmentos de la fusión, que calentarán a la materia que se encuentre alrededor del espacio donde se produzca la fisión. La fisión se puede inducir por varios métodos, incluyendo el bombardeo del núcleo de un átomo fisionable con otra partícula de la energía correcta; la otra partícula es generalmente un neutrón libre. Este neutrón libre es absorbido por el núcleo, haciéndolo inestable (como una pirámide de naranjas en el supermercado llega a ser inestable si alguien lanza otra naranja en ella a la velocidad correcta). El núcleo inestable entonces se partirá en dos o más pedazos: los productos de la fisión que incluyen dos núcleos más pequeños, hasta siete neutrones libres (con una media de dos y medio por reacción), y algunos fotones.

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Los núcleos atómicos lanzados como productos de la fisión pueden ser varios elementos químicos. Los elementos que se producen son resultado del azar, pero estadísticamente el resultado más probable es encontrar núcleos con la mitad de protones y neutrones del átomo fisionado original. Los productos de la fisión son generalmente altamente radiactivos: no son isótopos estables; estos isótopos entonces decaen, mediante cadenas de desintegración. Aunque la fisión es prácticamente la desintegración de materia radioactiva, comenzada a menudo de la manera más fácil posible (inducido), que es la absorción de un neutrón libre, puede también ser inducida lanzando otras cosas en un núcleo fisionable. Estas otras cosas pueden incluir protones, otros núcleos, o aún los fotones de gran energía en cantidades muy altas (porciones de rayos gammas). Muy rara vez, un núcleo fisionable experimentará la fisión nuclear espontánea sin un neutrón entrante. Inducir la fisión es más fácil en los elementos cuanto más pesado sean. La fisión en cualquier elemento más pesado que el hierro produce energía, y la fisión en cualquier elemento más liviano que el hierro requiere energía. Lo contrario también es verdad en las reacciones de fusión nuclear - la fusión de los elementos más livianos que el hierro produce energía y la fusión de los elementos más pesados que el hierro requiere energía. Los elementos más frecuentemente usados para producir la fisión nuclear son el uranio y el plutonio. El uranio es el elemento natural más pesado; el plutonio experimenta desintegraciones espontáneas y tiene un período limitado. Así pues, aunque otros elementos pueden ser utilizados, estos tienen la mejor combinación de abundancia y facilidad de fisión. En la figura 2.5 pude observarse la fisión del uranio 235.

Fig.2.5

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2.3.1 Breve historia de la fusión nuclear El físico italiano Enrico Fermi (1901-1954) planteó en 1934 que sería factible producir elementos transuránicos por medio del bombardeo de uranio con neutrones. Al realizar tales experimentos, se descubrió que el producto emitía radiación beta (b). La pérdida de una partícula b corresponde a un aumento del número atómico en una unidad, lo que hizo que se creyera que el producto podía sufrir una sucesión de emisiones b y se generarían núcleos con números atómicos tan elevados como 96. En 1939 se descubrió una reacción nuclear que liberaba mucha más energía por átomo que la radiactividad, y que tenía un potencial para ser usada tanto para producir explosiones como para generar energía. Se trataba del rompimiento del átomo y al proceso se le llama fisión nuclear. Tanto en la fisión nuclear como en la fusión nuclear se produce muchísima más energía por unidad de masa que en cualquier otra reacción química. En la fisión nuclear interviene el delicado equilibrio entre la atracción que ejercen las interacciones nucleares fuertes y la repulsión de las fuerzas eléctricas que actúan dentro del núcleo del átomo. En todos los núcleos de los átomos estables conocidos predominan las interacciones nucleares fuertes (el núcleo tiende a ser esférico), pero cuando las fuerzas eléctricas son ligeramente mayores se produce una deformación crítica (alargamiento del núcleo) y si las fuerzas eléctricas superan a las interacciones nucleares fuertes del punto crítico se rompe el núcleo. Este es el proceso de fisión nuclear.

La absorción de un neutrón por el núcleo de uranio le suministra la energía suficiente para producir el proceso de fisión nuclear produciendo muchas combinaciones distintas de núcleos más pequeños. Un ejemplo típico es: 0

1

n +

235 U 92

---->

36

91

Kr +

142 56 Ba

+ 3 (01n)

Se puede observar que la fisión nuclear del uranio la inicia un solo neutrón y el proceso produce 3 neutrones. En casi todas las reacciones de fisión nuclear se producen de dos a tres neutrones, los que a su vez pueden causar la fisión de dos o tres núcleos más, con lo que se liberan de 4 a 9 neutrones adicionales, y así sucesivamente. Esto constituye una reacción en cadena. ¿Por qué no se producen las reacciones en cadena en los depósitos naturales de minerales de uranio?. Esto ocurriría si todos los átomos de uranio se fusionaran, pero los átomos de uranio que se fisionan con facilidad son los del isótopo U-235 y éste sólo constituye el 0.7 % del uranio metálico puro. El isótopo predominante del uranio es el U238 y al absorber los neutrones producidos en la fisión nuclear no se fisiona, lo que amortigua la reacción en cadena que llegue a iniciarse. Como el neutrón tiene que recorrer una distancia promedio a través del material de la muestra para que sea absorbido por un átomo de U-235, entonces si la muestra es pequeña es más probable que escape el neutrón a que sea absorbido por un átomo de U235 para que ocurra la fisión nuclear.

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La masa crítica es la cantidad de muestra para la que cada fisión nuclear individual produce, en promedio, una fisión individual adicional. La masa subcrítica es aquella cantidad en la que la reacción en cadena se extingue. La masa supercrítica es aquella cantidad en la que la reacción en cadena crece hasta generar una explosión. Si se logra juntar la masa supercrítica se tiene una bomba de fisión nuclear. La dificultad para construir una bomba de fisión nuclear radica en la separación del U-235 (0.7 %) del mineral en el que el U-238 es el más abundante. Los isótopos de uranio-235 y de plutonio-239 se pueden fragmentar por neutrones de baja energía. Se estima que el 0.7 % de uranio natural es del isótopo de uranio-235. El isótopo de uranio más abundante es el de uranio-238 pero no produce reacción de fisión nuclear. La energía que libera la fisión nuclear de un átomo de U-235 es de alrededor de 7 millones de veces la energía que libera la explosión de una molécula de trinitrotolueno (TNT). Esta energía se manifiesta principalmente como energía cinética de los fragmentos de la fisión y otra parte la reciben los neutrones expulsados y el resto es radiación gamma. Los productos inmediatos del proceso de fisión nuclear contienen demasiados neutrones para ser estables (depende del número de neutrones y protones). La desintegración del rubidio-90 requiere de tres etapas para alcanzar un núcleo estable, se desintegra en estroncio, itrio y zirconio, de acuerdo con las ecuaciones nucleares: 90 37 Rb

---->

90 38 Sr

+

-1

2)

90 38 Sr

---->

90 39 Y

+

-1

3)

90 39 Y

---->

40

Zr +

-1

1)

90

0

0

0

e

t1/2 = 2.8 minutos

e

t1/2 = 29 años

e

t1/2 = 64 horas

La radiación ocasional asociada con la radiación libre surge de la formación de isótopos radiactivos. Uno de los más peligrosos es el estroncio-90, que se incorpora a los huesos de los seres vivos como carbonato de estroncio (SrCO3). Ne la figura 2.6 puede apreciarse a dos de los grandes genios de la física nuclear Einstein y Oppenheimer

Fig. 2.6

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2.4 Fusión nuclear La fusión nuclear es una reacción en la que se unen dos núcleos ligeros para formar uno más pesado. Este proceso desprende energía porque el peso del núcleo pesado es menor que la suma de los pesos de los núcleos más ligeros. Este defecto de masa se transforma en energía, se relaciona mediante la fórmula E=mc2 , aunque el defecto de masa es muy pequeño y la ganancia por átomo es muy pequeña, se ha de tener en cuenta que es una energía muy concentrada, en un gramo de materia hay millones de átomos, con lo que poca cantidad de combustible da mucha energía. Es una fuente de energía prácticamente inagotable, ya que el deuterio se encuentra en el agua de mar y el tritio es fácil de producir a partir del neutrón que escapa de la reacción. El mayor problema con que cuenta esta fuente de energía es la enorme cantidad de energía requerida para iniciar la reacción, así como mantenerla durante un tiempo. Actualmente se está experimentado con 2 formas de conseguir la energía nuclear de fusión. El confinamiento inercial consiste en contener la fusión mediante el empuje de partículas o de rayos láser proyectados contra una partícula de combustible, que provocan su ignición instantánea.

Fig. 2.6

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2.5 Reacción en cadena. Una reacción nuclear en cadena es una reacción nuclear que se sostiene en el tiempo al provocar un neutrón la fisión de un átomo fisible, liberándose varios neutrones que a su vez causan otras fisiones. Esta reacción en cadena sólo se producirá si al menos uno de los neutrones emitidos en la fisión es apto para provocar una nueva fisión. Tras cada fisión, se generan dos nuevos elementos más ligeros y un determinado número de neutrones libres, que pueden impactar y romper otros núcleos generando a su vez más neutrones y así sucesivamente. A esto se le llama reacción en cadena. Hay que señalar que cada fisión puede ser diferente liberándose distintas cantidades de energía y neutrones, pudiendo variar la cantidad de estos últimos desde 0 a varios.

FIG. 2.7

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CAPITULO

3 TECNOLGIA DE REACTORES.

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En este capitulo abordaremos la evolución que ha sufrido la tecnología nuclear a través de los años empezando con los criterios básicos de operación de un reactor nuclear, exponiendo su descripción y de cómo se ha ido perfeccionando su tecnología, empezaremos por definir lo que es un reactor nuclear. Un reactor nuclear es un dispositivo en donde se produce una reacción nuclear controlada. Se puede utilizar para la obtención de energía en las denominadas centrales nucleares, la producción de materiales fisionables, como el plutonio, para ser usados en armamento nuclear, la propulsión de buques o de satélites artificiales o la investigación. Una central nuclear puede tener varios reactores. Actualmente solo producen energía de forma comercial los reactores nucleares de fisión, aunque existen reactores nucleares de fusión experimentales. La potencia de un reactor de fisión puede variar desde unos pocos KW térmicos a unos 4500 MW térmicos (1500 MW "eléctricos"). Deben ser instalados en zonas cercanas al agua, como cualquier central térmica, para refrigerar el circuito, y se emplazan en zonas sísmicamente estables para evitar accidentes. Poseen grandes medidas de seguridad. No emiten gases que dañen la atmósfera pero producen residuos radiactivos que duran decenas de miles de años, y que deben ser almacenados para su posterior uso en reactores avanzados y así reducir su tiempo de vida a unos cuantos cientos de años.

3.1 Reactores de primera generación. Para adentrarnos en la tecnología nuclear aremos una breve descripción del primer reactor nuclear construido por Enrico Fermi. En 1941 Enrico Fermi construyó el primer reactor nuclear en una pista de squash de la Universidad de Chicago. Fermi se enfrentaba a una serie formidable de problemas interrelacionados: ¿Cuál era la masa de uranio necesaria para producir una reacción en cadena? ¿Cómo aprovechar los neutrones y evitar que escaparan? ¿Cómo controlar la reacción? Fermi acabó resolviendo el problema insertando varas de grafito en el uranio natural, haciendo así que los veloces neutrones frenaran su velocidad y éstos volvieran a chocar contra los átomos de uranio. Así la reacción en cadena podía continuar de una manera controlada. Sin embargo, si no se insertaban las barras de uranio de manera adecuada y precisa, el resultado podía ser una explosión nuclear incontrolada, devastando una gran parte de Chicago. Afortunadamente para los desinformados ciudadanos de la ciudad, Fermi estaba bastante seguro de que sabía lo que hacía. Con los dedos cruzados, el 2 de Diciembre de 1942 el primer reactor nuclear del mundo produjo la primera reacción nuclear controlada y autosostenida. De haberse producido una deflagración, los servicios de inteligencia estadounidenses habrían tenido quizás que dar unas cuantas explicaciones: Fermi tenía todavía la nacionalidad italiana y por entonces Estados Unidos estaba en guerra con Italia.

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En la figura 3.1 se puede observar el primer reactor nuclear construido por Enrico Fermi en 1942 tras realizar la primera reacción controlada.

Fig. 3.1

3.1.1 Reactores de investigación Este tipo de reactores son usados para la generación de radioisótopos utilizados en la industria y en la medicina, en la figura 3.2 se pude observar un típico reactor de investigación tipo RA-1

Fig. 3.2

Así mismo existen tratamientos médicos nucleares, la cual es conocida como medicina nuclear.

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La Medicina Nuclear se define como “la especialidad médica que emplea los isótopos radiactivos, las radiaciones nucleares, las variaciones electromagnéticas de los componentes del núcleo atómico y técnicas biofísicas afines para la prevención, diagnóstico, terapéutica e investigación médicas”. Dicho de forma más simple y práctica, se puede considerar que la Medicina Nuclear es una especialidad médica que se dedica principalmente al diagnóstico de pacientes, proporcionando una información esencialmente funcional, así como al tratamiento de diversas patologías mediante el uso de radioisótopos. El inicio de esta especialidad lo podemos situar a finales de la década de los 40, cuando se empezó a trabajar con Yodo-131, un isótopo radioactivo utilizado en la patología de la glándula tiroides. Por lo tanto, en este momento ya cuenta con más de medio siglo de desarrollo e implantación ISÓTOPOS RADIACTIVOS Las diversas formas de presentarse un elemento químico determinado se denominan “isótopos”. Entre los isótopos de un elemento, unos son estables y otros inestables. Los inestables tienden a desintegrarse emitiendo radiación nuclear de tipo alfa, beta o gamma y se les conoce como “radionucleidos”, “radionúclidos”, “radioisótopos” o “isótopos radiactivos”. Aunque algunos radionúclidos están presentes en la naturaleza (origen natural), los utilizados en Medicina Nuclear son artificiales y se producen en reactores nucleares o en aceleradores de partículas, especialmente en ciclotrones. Para la realización de las exploraciones diagnósticas se utilizan emisores de radiación gamma. Por ello, las imágenes que se obtienen reciben el nombre de gammagrafías. Cuando se quiere realizar una aplicación terapéutica, se utilizan principalmente emisores de radiación beta. El isótopo radiactivo más utilizado en Medicina Nuclear es el Tc-99m (Tecnecio) y se obtiene de forma sumamente fácil a partir de un Generador de Mo99 (Molibdeno) a través de un proceso denominado elución (Figs.3.3, 3.4). Todos los centros de Medicina Nuclear que preparan dosis para ser administradas a los pacientes disponen de Generadores de Mo99-Tc99m.

Fig. 3.3

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Fig. 3.4

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3.1.2 Reactor de Primera generación BWR (Dresden I) Un reactor produce y controla la liberación de energía de la fisión de los átomos de ciertos elementos. En un reactor nuclear, la energía liberada es usada como calor para producir vapor y generar electricidad por medio de turbinas acopladas a un generador eléctrico. Los principios que hacen que los reactores nucleares produzcan electricidad son los mismos para casi todos los tipos de reactores. La energía liberara por la fisión continua de los átomos del combustible es capturara como calor, ya sea en un gas o en agua (liviana o pesada) y es usado para producir vapor. El vapor es usado para propulsar las turbinas que generan electricidad (como en la mayoría de las plantas de combustibles fósiles). Hay varios componentes comunes a la mayoría de los reactores nucleares Combustible. Normalmente “pellets” o pastillas de oxido de uranio (UO 2) ordenadas dentro de tubos que forman las barras de combustibles. Las barras son dispuestas en armaduras de combustibles en el núcleo del reactor. Moderador. Este es un material que disminuye la velocidad de los neutrones liberados por la fisión de manera que puedan causar mas fisión. Puede ser agua, agua pesada o grafito. Barras de control. Son fabricadas con materiales que absorben neutrones como cadmio, hafnio, o boro y son insertadas o retraídas del núcleo para controlar la taza de reaccion, o para detenerla. (Sistemas secundarios de apagado involucran el agregado al sistema de otros absorbentes de neutrones usualmente como fluidos). Refrigerante. Es un líquido o gas que circula a través del núcleo de manera que transfiere el calor generado en el mismo. Cubas o tubos de presión. A veces un robusto contenedor de acero que contiene al núcleo del reactor o una serie de tubos que contienen al combustible y que transportan al refrigerante através del moderador. Generador de vapor. Parte del sistema de enfriamiento donde el calor del reactor es usado para producir vapor para la turbina Edificio contenedor. La estructura alrededor del núcleo el reactor que esta diseñado para protegerlo de intrusiones del exterior y para proteger a quienes estén afuera de los efectos de la radiación o cualquier desperfecto en su interior. De manera típica se trata de una estructura de concreto y acero de un metro de espesor.

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A continuación explicaremos brevemente los reactores nucleares BWR Dresden, siendo la primera planta de nergia nuclear financiada por privados (General electric), Dresden I se activo en 160 y se retiro en 1978, operadas desde 1970, teniendo una extensión de 3.9 Km2 situada en el condado de Grundy Illinois en la cabecera del rio Illinois cerca de Morris, Illinois. Sirve a Chicago y la zona norte del Estado de Illinois, capaz de producir 912 megavatios de electricidad a partir de cada uno de sus dos reactores, suficiente para alimentar a más de un millón de hogares estadounidense promedio. En 2004, la Comisión Reguladora Nuclear (NRC) renovó las licencias de funcionamiento para los dos reactores, que se extiende desde cuarenta años sesenta. En la figura 3.5 se puede observar una vista de la central Dresden I de Illinois.

Fig. 3.5

A continuación en la figura 3.6 observamos el diagrama típico del reactor nuclear BWR, por sus siglas en ingles Boiling Water Reactor.

Fig. 3.6

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3.2 reactores de segunda generación. Esta es la evolución de reactores ya utilizados para la generación masiva de energía eléctrica esta evolución se da a partir de los años 70 haciendo énfasis en la protección y la capacidad de generación de dichos reactores.

3.2.1 Reactor de agua en ebullición (BWR) (Boiling Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en inglés), diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el que el agua común se utiliza como refrigerante y moderador. Ésta alcanza la ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que mueve el generador eléctrico. Funcionamiento En un reactor del tipo BWR sólo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear (C) hace hervir el agua produciendo vapor. Este último asciende hacia una serie de separadores y secadores que lo separan del caudal del agua de refrigeración, reduciendo el contenido humedad del vapor, lo cual aumenta la calidad de éste. El vapor seco fluye entonces en dirección a la turbina (T) que mueve el generador eléctrico (G). Tras esto el vapor que sale de la turbina pasa por un condensador (K) que lo enfría obteniéndose nuevamente agua liquida, la cual es impulsada mediante bombas (P) de nuevo hacia el interior de la vasija que contiene el núcleo (V). Dado que el vapor fluye desde el reactor, éste se comporta como una máquina térmica convencional, pudiendo existir asociadas otras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en inglés MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina. En la figura 3.7 se observan las partes fundamentales de un reactor BWR.

Fig. 3.7

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Control La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: 1. Introduciendo o retirando barras de control (D) y 2. modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor. Variar la posición (retirando o introduciendo) de las barras de control es el método común de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible. Por tanto aumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control, aumenta la absorción de neutrones en estas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor. Variar (aumentando o disminuyendo) el flujo de agua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está operando la central entre el 70% y el 100% de la potencia del reactor. A medida que se aumenta el flujo de agua a través del núcleo, las burbujas de vapor ("cavidades") se eliminan más rápidamente del núcleo, aumenta por tanto la cantidad de agua líquida en el núcleo, con lo que a su vez aumenta la moderación de neutrones. Esto significa que habrá más neutrones que se ralentizan pudiendo ser absorbidos por el combustible fisil y, en consecuencia, aumentará la potencia del reactor. Cuando disminuye el flujo de agua a través del núcleo se produce el proceso inverso: las cavidades de vapor se mantienen más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua liquida en el núcleo disminuye, decrece la moderación de neutrones, con lo que son menos los neutrones que se ralentizan y son absorbidos por el combustible, y por tanto se reduce la potencia del reactor. Esta es una característica muy relevante del diseño de los BWR para la seguridad nuclear dado que, en general, un aumento incontrolado de la potencia del reactor da lugar a una mayor ebullición de agua y por tanto una disminución de la potencia del reactor, que puede llegar a su apagado. El circuito agua/vapor se encuentra a una presión de unas 75 atmósferas, y por ello el agua hierve en el núcleo a una temperatura de alrededor de 285 ºC. Dicha presión es relativamente baja, en comparación con la de los reactores de tipo PWR. El reactor está diseñado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del núcleo en forma de vapor, dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite la ebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presión atmosférica). Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisótopos, se requiere que la turbina este blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protección radiológica durante los trabajos de mantenimiento. El aumento de coste relacionado con el funcionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensa con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor en comparación con la de un PWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (en su mayoría es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempo después de haber detenido el reactor. FIME-UV

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En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras de combustible, y hay más de 800 de estos elementos el núcleo del reactor, sumando un total de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El número de elementos combustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor. En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor. Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continua generando calor debido a la radiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario que el PWR que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para que ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante. En la figura 3.8 se observa el ensamble del combustible nuclear.

Fig. 3.8

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Ventajas La vasija del reactor y sus componentes asociados operan a una presión notablemente baja (alrededor de 75 veces la presión atmosférica) en comparación con un PWR (unas 158 veces la presión atmosférica). La vasija del reactor está sometida a una irradiación notablemente menor en comparación con un PWR, y por tanto no se vuelve tan frágil con la edad. Opera con una temperatura del combustible nuclear menor. El rendimiento de este tipo de reactor es ligeramente superior al de los reactores PWR debido a la eliminación del intercambiador de calor entre los circuitos primario y secundario que necesita este último. El reactor tiene un coeficiente de realimentación de potencia negativo fuertemente dominado por el coeficiente de realimentación por vacío (fracción de vapor en el reactor). Esto resulta en una característica de seguridad intrínseca de este tipo de reactores donde un evento que resultara en un incremento de potencia en el reactor resultaría en un aumento de la proporción de vapor en el reactor. Debido al coeficiente de vacío negativo, esto resultaría en una tendencia a reducir la potencia del reactor. Esta característica, sumada al coeficiente de realimentación por temperatura que también es negativo hace que los BWR sean reactores muy estables y controlables. Desventajas Cálculos operacionales complejos para manejar el uso del combustible nuclear en los elementos combustibles durante la producción de energía debido al flujo bifásico (liquido y vapor) en la zona superior del núcleo (apenas un problema con los ordenadores modernos), y son necesarios más instrumentos en el interior del núcleo. Requiere de una vasija de presión mucho más grande que la de un PWR de similar potencia, lo cual redunda en un mayor coste. (No obstante, los costes totales se ven reducidos debido a que los BWR modernos no poseen generadores de vapor y sus tuberías asociadas) Contaminación de la turbina por productos de fisión (no es un problema con la moderna tecnología de combustibles) Es necesaria protección y controlar el acceso a las turbinas de vapor durante su funcionamiento normal debido a los niveles de radiación provenientes del vapor, el cual entra directamente desde el núcleo del reactor. Además, se han de tomar precauciones adicionales durante las tareas de mantenimiento de la turbina en comparación con los PWR. Las barras de control se han de introducir desde abajo, y por tanto no podrían caer dentro del reactor por su propio peso en caso de una pérdida total de la potencia (en la mayoría de los demás tipos de reactores las barras de control están suspendidas por electroimanes, de tal manera que si hay una pérdida total de potencia estas caerían por su propio peso).

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3.2.2 Reactor PWR Un reactor de agua a presión (por sus siglas en inglés PWR: Pressurized Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear que usa agua como refrigerante y moderador de neutrones. En un PWR, el circuito primario de refrigeración está presurizado con el fin de evitar que el agua alcance su punto de ebullición, de aquí el nombre de este tipo de reactores. El PWR es uno de los tipos de reactores más utilizados a nivel mundial. Hay más de 230 reactores tipo PWR en uso para la generación de energía eléctrica (los PWR producen típicamente entre 900 y 1500 MWe), y varios cientos más que se usan para propulsión naval. El PWR fue diseñado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory para ser utilizado como planta de energía en un submarino nuclear. También, alguos PWR pequeños han sido utilizados para calefacción en regiones polares. En un PWR (y en la mayoría de los reactores nucleares de potencia), el combustible nuclear (C) calienta el agua del circuito primario entregando calor por conducción térmica a través de la vaina que contiene al combustible. El agua calentada por el combustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de intercambiador de calor llamado generador de vapor (B), en donde el calor del agua del circuito primario se transfiere hacia el agua del circuito secundario para convertirla en vapor. La transferencia de calor se lleva a cabo sin que el agua de los circuitos primarios y el secundario se mezclen ya que el agua del circuito primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario no lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina (T) que a su vez mueve un generador eléctrico (G). En submarinos nucleares la electricidad se utiliza para alimentar una máquina eléctrica que se utiliza para la propulsión del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador eléctrico está conectado a la red de distribución eléctrica. Luego de que pasa por la turbina, el vapor se enfría en un condensador (K) donde se tiene nuevamente agua líquida que es bombeada (P2) nuevamente hacia el generador de vapor. El condensador es enfriado por un tercer circuito de agua llamado circuito terciario. Se tienen dos características distintivas de los reactores de agua presurizada (PWR): En un PWR, hay tres circuitos de refrigeración (primario, secundario y terciario), que utilizan agua ordinaria (también llamada agua ligera, en el ámbito de la ingeniería nuclear). En cambio, en un reactor de agua en ebullición (BWR) hay dos circuitos. También hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rápidos que utilizan otras sustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeración. La presión en el circuito primario es típicamente de 16 MPa, que es una presión notablemente más alta que en otros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, la temperatura de ebullición del agua se aumenta a un valor tal que se garantiza que el agua del circuito primario no se evapore durante la operación normal del reactor. En cambio, en un BWR el agua del primario no esta presurizada y se convierte en vapor. En algunos diseños este vapor es el que se utiliza directamente para mover la turbina, eliminando la necesidad de utilizar un generador de vapor.

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Características de diseño de los reactores tipo PWR Refrigerante En reactores tipo PWR se utiliza agua ordinaria como refrigerante. El agua alcanza temperaturas del orden de los 315 °C (~600 °F). El agua permanece fundamentalmente en fase líquida (si bien hay ebullición nucleada en la zona del núcleo) debido a la alta presión a la que funciona el circuito primario (usualmente alrededor de los 16 MPa/150 atm). El agua del primario se utiliza para calentar el agua del circuito secundario que se convierte en vapor saturado en el generador de vapor para ser usado en la turbina (en la mayoría de los diseños la presión del secundario es de 60 atm y la temperatura del vapor es de 275 °C). Moderador Los reactores PWR, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren que los neutrones rápidos producidos por las fisiones en el combustible del rector pierdan energía, esto es, disminuyan su velocidad (a este proceso se lo denomina moderación) con el fin de poder mantener la reacción en cadena. Dado que la masa de núcleos de hidrógeno que se encuentran en una molécula de agua es parecida (en realidad es algo mayor) a la masa de un neutrón, los neutrones van perdiendo velocidad a medida que chocan con las moléculas de agua. El efecto de moderación será mayor en la medida que la densidad del agua sea mayor (ya que al haber mayor cantidad de moléculas de agua por unidad de volumen, entonces mayor será la probabilidad de que un neutrón choque con una molécula). En los PWR el agua que se usa como refrigerante, también actúa como material moderador. El uso de agua como moderador es una importante característica de seguridad de los reactores PWR, ya que, en caso de un incremento en la temperatura del moderador (por ejemplo, durante una subida incontrolada de la potencia del reactor), la densidad del agua disminuye, reduciendo el efecto de moderación y por lo tanto, reduciendo la probabilidad de que los neutrones rápidos pierdan velocidad y alcancen la velocidad necesaria para inducir una nueva fisión (y por lo tanto resultando en una reducción de la potencia del reactor). Este efecto hace que los reactores PWR sean muy estables. Combustible El combustible que se utiliza en reactores PWR es un óxido de uranio, donde el uranio se encuentra enriquecido en 235U en valores que van de 2 a 4%. Luego del enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO2) en polvo se cuece a alta temperatura en un horno de sinterizado para poder endurecer el material y permitir la fabricación de pastillas (en inglés, pellets) de dióxido de uranio enriquecido. Estos pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el pellet y la vaina). Estas vainas de combustible así terminadas se las agrupan en elementos combustibles que son utilizados para armar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y el núcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100 toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles consisten de arreglos de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elemento combustible tiene alrededor de 4 m de longitud.

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En la figura 3.9 se puede apreciar los arreglos del combustible utilizado en este tipo de reactores.

Fig. 3.9

Control La potencia del reactor en PWR comercial y militar se controla normalmente variando la concentración de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. El boro es un absorbente de neutrones muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neutrones en el reactor. Además el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba en los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las operaciones de arranque y apagado del reactor. En contraste, los reactores tipo BWR no usan boro disuelto en el refrigerante primario para el control de la potencia del reactor sino que se realiza regulando el caudal de refrigerante. Esta es una ventaja de los BWR en relación a otros reactores ya que el ácido bórico es muy corrosivo y además no se requiere de un sistema que se encargue de regular la concentración de este absorbente. Sin embargo, la mayoría de los reactores BWR comerciales incluyen un sistema de apagado de emergencia basado en la inyección de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. Por su parte, los reactores tipo CANDU también utilizan ácido bórico como sistema redundante para el apagado del reactor. En el caso de reactores navales, la potencia se regula por medio de barras de control.

Fig. 3.10

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Salvaguardias Tecnológicas .El Sistema de Inyección de Seguridad, SIS Actúa cuando se produce un LOCA (Loss of Coolant Accident) inyectando agua borada en el reactor para evitar el aumento de temperatura en las vainas de combustible. Consta de tres fases: a) Inyección pasiva de los acumuladores: El agua borada está almacenada a unos 45 bares en unos tanques, de los cuales hay uno por cada lazo. El agua está retenida gracias a unas válvulas que se abren si la presión en los taques es mayor que en el sistema de refrigeración primario. Al producirse el LOCA, provocará una despresurización en el primario y las válvulas se abrirán, inyectando el agua borada en la rama fría del SRR (Sistema de Refrigeración del Reactor). Esto proporciona un enfriamiento rápido del núcleo cuando se producen grandes roturas. b) Inyección de seguridad activa: Esta fase se realiza mediante 2 sistemas, el sistema de baja presión, SBP, y el de alta, SAP: El SBP inyecta agua borada en el SRR en el caso de roturas grandes. Se compone de 2 ó 3 trenes de almacenamiento del agua de recarga. El SAP inyecta agua en el caso de roturas pequeñas, en las que la pérdida de carga y presión es lenta. La inyección activa se acciona cuando varios elementos de la instrumentación electrónica detectan baja presión en el presionador, aumento de la presión de la contención, enfriamiento excesivo del refrigerante, o en una de las líneas de vapor. c) Cuando el nivel del Tanque de Almacenamiento del Agua de Recarga cae a un cierto nivel, las bombas ya no succionan del mismo sino del sumidero del recinto de contención, y entonces la segunda fase del SIS termina. Comienza entonces la recirculación del agua a través de las ramas calientes de los lazos principales de refrigeración para evitar así la ebullición del agua en el núcleo y la consiguiente deposición de boro en las vainas. Ventajas Los reactores tipo PWR son muy estables debido a su tendencia a reducir su potencia ante incrementos de temperatura, esto ayuda a reducir la posibilidad de perder el control de la reacción en cadena. Los PWR pueden ser operados con un núcleo que contiene menos material fisible que el necesario para alcanzar la condición de criticidad con neutrones instantáneos (en inglés, prompt critical). Esto reduce la posibilidad de que el reactor tenga una subida incontrolada de la potencia y es una de las características de seguridad de los PWR. Puede verse también como ventaja el hecho de que al utilizar uranio enriquecido como combustible, los PWR pueden utilizar agua ordinaria como moderador en lugar de necesitar agua pesada cuya producción es costosa. Nota: esta ventaja es relativa, ya que el proceso de enriquecimiento de uranio también es un proceso costoso.

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Desventajas El agua del sistema refrigerante primario tiene que ser presurizado a altas presiones para mantener el agua en fase líquida a las temperaturas de trabajo del reactor. Esto pone requerimientos exigentes sobre las cañerías y el recipiente de presión del reactor y por lo tanto incrementa los costos de construcción. También eso incrementa el riesgo ante un accidente con pérdida de refrigerante del sistema primario. Los PWR no pueden cambiar el combustible gastado mientras están operando. Esto limita la eficiencia del reactor y también implica que tiene que salir de operación por periodos más largos que otros tipos de centrales nucleares. El agua caliente del primario con ácido bórico disuelto es corrosivo para el acero inoxidable, causando que los productos de corrosión (que son radiactivos) circulen por el circuito primario. Esto limita la vida útil del reactor y además requiere de sistemas especiales para el filtrado de los productos de corrosión, lo cual incrementa el costo del reactor. El agua ordinaria es más absorbente de neutrones que el agua pesada. Por lo tanto al utilizar agua ordinaria como moderador es necesario utilizar uranio enriquecido como combustible, lo cual incrementa el costo del combustible. En el caso de los reactores que usan agua pesada, es posible utilizar uranio natural como combustible, pero el costo en este caso está en la producción del agua pesada. Dado que el agua actúa como moderador de neutrones, no es posible construir un reactor rápido con un diseño de PWR. Por esta razón no es posible construir un reactor rápido reproductor que utilice agua como refrigerante. Sin embargo es posible construir un reactor reproductor térmico utilizando agua pesada.

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3.2.3 Reactor CANDU Es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro-Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así como varios participantes de la industria privada. El acrónimo "CANDU" es una marca registrada de Atomic Energy of Canada Limited, de la expresión "CANadá Deuterio Uranio", en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (agua pesada) y su utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía actuales del Canadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en el extranjero. Características de diseño CANDU utiliza como combustible óxido de uranio natural no enriquecido (0,7% de U235); en consecuencia, necesita un moderador de neutrones más eficiente que la mayoría de otros reactores – en este caso el agua pesada (D2O), óxido de deuterio. Esto significa que puede funcionar sin necesidad de costosas instalaciones para el enriquecimiento de uranio. La mayoría de países menos desarrollados consideran que esto es atractivo porque no pueden permitirse instalaciones de enriquecimiento, y no pueden asegurarse el acceso al uranio enriquecido. El Tratado de no proliferación nuclear, que implementa un régimen de salvaguarda bajo los auspicios de la Agencia Internacional de la Energía Atómica, regula el acceso a materiales nucleares tales como el uranio enriquecido. El moderador es un gran depósito, llamado calandria, atravesado por varios cientos de tubos de presión horizontales, que constituyen los canales para el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a gran presión en el circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del depósito evita la ebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el refrigerante primario genera en el circuito secundario una corriente que mueve las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se pueda repostar continuamente sin necesidad de apagarlo, puesto que los canales de combustible están controlados individualmente. El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes recipientes de presión, puesto que los utilizados habitualmente en los reactores de agua ligera son extremadamente caros, y requieren una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá tampoco disponía de ella, y diseñó el reactor para no necesitarla. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos que contienen el combustible. Estos tubos están construidos de una aleación de circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones. Un ensamblaje de combustible CANDU lo compone un haz de 37 barras de combustible de medio metro de largo (grageas cerámicas (pellets) en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces discurriendo de punta a punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y un sistema secundario de apagado consiste en inyectar una solución de nitrato de gadolinio en el moderador. El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo de la calandria, también produce algún calor residual.

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Puesto que el conjunto moderador del reactor se mantiene a temperatura y presión relativamente bajas, el equipo para controlar y actuar en el núcleo es bastante menos complejo. Sólo tiene que afrontar la alta radiación y el alto flujo de neutrones. En especial, las barras de control y el equipo de emergencia son más sencillos y más fiables que en otros tipos de reactores. El reactor tiene el tiempo más bajo de apagado que cualquier otro tipo conocido. Esto parcialmente se debe en gran parte a que el reactor funciona a temperaturas y presión bajas. También se debe al sistema único de manejo del combustible. Los tubos de presión que contienen sus barras pueden abrirse individualmente, y cambiar las barras de combustible sin hacer que el reactor deje de funcionar. Otra ventaja es que el combustible utilizado es el más eficiente de los conocidos. Esto se debe al uso del agua pesada como regulador. La eficiencia también es mayor debido al mecanismo que permite repostar mientras sigue funcionando, pudiéndose situar los conjuntos de combustible en las partes más convenientes del núcleo del reactor, de acuerdo con sus cambios de reactividad. La mayoría de otros diseños de reactores necesitan insertar venenos degradables a fin de rebajar la alta reactividad que se produce a la carga inicial de nuevo combustible. Esto no es necesario en un CANDU. Otra ventaja del sistema de gestión de combustible es que los reactores pueden funcionar como si fueran de cultivo (breeder) de baja temperatura. CANDU funciona con mucha eficiencia debido a su buena economía de neutrones. Pueden generar combustible a partir de torio natural, cuando no se dispone de uranio. CANDU incluso es capaz de funcionar para “quemar” material previamente utilizado en armas nucleares (ciclo del combustible MOX), haciéndolo menos reactivo, inútil para armas. Al mismo tiempo, convierte el material de graduación para armamento, de manejo relativamente fácil, en un residuo altamente radiactivo. Pruebas del ciclo del combustible también han incluido el ciclo de combustible "DUPIC", acrónimo de "direct use of spent PWR fuel in CANDU" (uso directo de combustible gastado de PWR en CANDU), en el que el combustible gastado de un reactor PWR es empaquetado en un haz de combustible CANDU con sólo un reprocesado físico (corte en trozos), pero sin reprocesado químico. En los casos en que los diseños de BWR requieren la reactividad asociada con combustible enriquecido el ciclo de combustible DUPIC es posible en un CANDU debido a la economía de neutrones que permite la baja reactividad del uranio natural y del combustible enriquecido gastado. Después de que el diseño del CANDU clásico fue homologado, se desarrolló un reactor experimental que utilizable petróleo como refrigerante primario. El petróleo atravesaba un intercambiador de calor para calentar el vapor. Este reactor funcionó con éxito durante muchos años, y podía ser menos caro, más fiable e incluso más seguro que el reactor CANDU clásico debido a que el petróleo circulaba a presiones mucho más bajas que el vapor, y era menos corrosivo. Este fue el ahora cerrado Reactor 1 de Whiteshell o WR-1. Gentilly-1 también fue una versión experimental de CANDU utilizando agua en ebullición pero no obtuvo el éxito esperado. Los CANDU tiene un pequeño coeficiente nulo positivo que está gestionado por sistemas de control rápidos. Esta característica complicó su licenciamiento en EE.UU., por lo cual Canadá no consigue aún vender una máquina CANDU a sus vecinos.

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En la figura 3.11 se aprecia el diagrama de un reactor CANDU

Fig. 3.11

Una desventaja económica del diseño del reactor CANDU es el coste inicial, por una sola vez, del agua pesada, a pesar de que esta penalización del alto coste de capital es normalmente compensada por el bajo coste de repostado de combustible comparado con otros modelos, ya que no requiere uranio enriquecido. Los reactores CANDU requieren la graduación más pura de agua pesada (superior al 99,75 % de pureza). Se requieren toneladas de este costoso material para llenar la calandria del CANDU y el sistema de transporte de calor. La alta pureza del agua pesada es cara porque el agua pesada casi no se puede distinguir, químicamente, del agua normal, y se presenta en concentraciones extremadamente bajas en el agua natural (alrededor de una parte por cada 7.000). El reactor de nueva generación, el reactor CANDU avanzado, también llamado "ACR" mitiga este inconveniente al tener un regulador de tamaño más pequeño y al no utilizar agua pesada en el sistema de transporte de calor (utiliza agua ligera como refrigerante). Un tema político con el reactor CANDU es la aseveración de que su capacidad de repostar sin apagar también hace más fácil producir plutonio "de graduación para armas"; es decir, plutonio con una alta concentración de Pu-239 y bajas concentraciones de otros isótopos Pu. Todos los tipos de reactores comerciales producen plutonio como un subproducto natural de la fisión de uranio (una porción de este plutonio a continuación sufre el mismo la fisión y contribuye significativamente al total de potencia de salida del reactor). El plutonio restante al descargar el combustible del reactor es normalmente de "graduación de reactor" (más bajo en abundancia relativa en Pu-239) lo que lo hace menos atractivo como material para fines bélicos. La aseveración, por tanto, es que el repostado sobre la marcha posible en los reactores CANDU, permite que el combustible se descargue después de períodos de irradiación breves, en los que el combustible gastado contendría niveles elevados de PU-239 comparado con el combustible gastado en los PWR/BWR, o en el del normal en el CANDU. FIME-UV

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No obstante, la capacidad para producir plutonio con tiempos de irradiación cortos no es única del tipo CANDU. Como con todos los reactores de energía, un mal uso de estas instalaciones no sería tan solo antieconómico en términos de producción de energía, si no fácilmente detectable con las salvaguardas internacionales establecidas. Es de mayor importancia, por tanto el requisito que todos los tipos de reactores estén salvaguardados a un nivel comparable y aceptable, como lo estime la comunidad internacional. Las eficientes instalaciones CANDU son muy cuidadosas en el control de pérdidas de agua pesada de la calandria, y también separan el tritio del regulador para su venta en el mercado médico secundario. Algunas grandes instalaciones CANDU utilizan el sobrante de energía para hacer funcionar sus pequeñas plantas de separación de deuterio, para actualizar las existencias de agua pesada y reducir costes. La gran masa térmica de la fría calandria actúa como un mecanismo sustancial de seguridad. Si un conjunto de combustible se recalentara y fundiera, sería enfriada por un proceso de cambio de la geometría del reactor. Además, debido a la utilización de uranio natural como combustible, el reactor no podría mantener una reacción en cadena si se produjera una alteración en algún modo significativa, de la geometría del canal original. Tal como se ha citado arriba, al quemarlo como combustible, CANDU puede ciertamente convertir las existencias para armas, en plutonio no apto con posterioridad para su uso bélico. Atomic Energy of Canadá presentó una propuesta para actuar así al Departamento de Energía de Estados Unidos, el cual está actualmente (2005) siendo debatido por las agencias del gobierno y organizaciones no gubernamentales.

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3.2.4 Reactor GCR GCR (su acrónimo en inglés, Gas Cooled Reactor) fue un reactor nuclear que utilizaba grafito como moderador de neutrones y dióxido de carbono como refrigerante. Aunque existen otros tipos de reactores refrigerados por gas, el acrónimo GCR se refiere a este tipo en particular de reactor nuclear. El GCR puede utilizar uranio natural como combustible. Había dos tipos principales de GCR:  

Magnox los reactores se convirtieron por Reino Unido. Reactores de UNGG convertido cerca Francia.

La diferencia principal entre estos dos tipos está en el material del revestimiento del combustible. Ambos tipos fueron construidos principalmente en sus países de origen, con algunas ventas de exportación: Plantas de Magnox a Italia y Japón, y un UNGG a España. Ambos tipos utilizaron los materiales del revestimiento del combustible que eran inadecuados para el almacenaje a medio plazo debajo del agua, haciendo nuevo tratamiento una parte esencial de ciclo de combustible nuclear. Magnox es un tipo obsoleto de reactor de energía nuclear que, cuando funcionaba con un corto (antieconómico) ciclo de combustible, podía producir plutonio para armas nucleares. En total, en el Reino Unido, de donde era originario el diseño se construyeron 11 plantas de energía con un total de 26 unidades. Además, se exportó una a Japón y otra a Italia. Corea del Norte también desarrolló sus propios reactores Magnox basados en el diseño del Reino Unido, lo que fue hecho público en una conferencia de Átomos para la Paz. Magnox es también el nombre de una aleación— básicamente de magnesio con pequeñas cantidades de aluminio y otros metales— utilizado en la cobertura de combustible de uranio no enriquecido con una cubierta inoxidable para contener productos de fisión. Magnox es una contracción de Magnesio no oxidable. Este material tiene la ventaja de una baja captura de neutrones en sección cruzada, pero tiene dos importantes inconvenientes:  

Limita la temperatura máxima, y en consecuencia la eficiencia térmica, de la planta. Reacciona con el agua, impidiendo el almacenaje a largo plazo bajo el agua del combustible gastado.

El combustible Magnox incorpora aletas de refrigeración para proporcionar la máxima transferencia de calor a pesar de las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que lo hace caro de producir. Aunque la utilización de metal de uranio en lugar de óxido hace el reprocesado más directo y por tanto más barato, la necesidad de realizar el reprocesado del combustible en un corto período de tiempo después de su retirada del reactor supone que los riesgos de fisión del producto sean graves. Se requieren costosas instalaciones remotas de manipulación para controlar este peligro.

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El Magnox fue sustituido en el programa británico de plantas nucleares por el Reactor avanzado refrigerado por gas (Advanced gas-cooled reactor) o AGR, que se derivó del mismo. Una característica clave de los AGR es la sustitución de la cobertura de magnox para permitir mayores temperaturas y mayor eficiencia térmica. Las coberturas de acero inoxidable fue la adoptada tras probarse y desecharse muchas otras aleaciones. En la figura 3.12 puede observarse el diagrama de este tipo de reactor.

Fig. 3.12

El UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) es un obsoleto diseño de reactor nuclear desarrollado por Francia. Era moderado mediante el uso de grafito, refrigerado por dióxido de carbono, y alimentado con uranio natural. Fue desarrollado de forma independiente y en paralelo al diseño de los reactores británicos Magnox y para satisfacer requisitos similares. La principal diferencia entre los dos diseños es el material de revestimiento del combustible, el cual es una aleación de magnesio-circonio en los UNGG, a diferencia de la aleación de magnesio-aluminio en los reactores Magnox. Ambos revestimientos reacciona con el agua, lo que hace esencial el reprocesamiento del combustible a corto plazo, requiriendo un fuerte blindaje de las instalaciones para ello. El UNGG y el Magnox son los dos principales tipos de reactores GCR (Gas Cooled Reactor). Los reactor UNGG son a menudo llamados simplemente como GCR en documentos Ingleses, o, a veces vagamente como Magnox. La primera generación de las centrales nucleares francesas fueron realizadas con reactores UNGG, al igual que la unidad Vandellós I en España. De diez unidades realizadas, todas están ahora cerradas FIME-UV

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3.2.5 Reactor RBMK Es el acrónimo del ruso reaktor bolshoy moshchnosti kanalniy que significa "reactor (de) gran potencia (del tipo) canal", que describe un tipo de reactor nuclear ahora obsoleto que fue construido únicamente por la Unión Soviética. En 2004 había todavía varios en funcionamiento pero ya no había planes para construir más, y los que están funcionamiento están bajo presión internacional para que se cierren. El RBMK fue la culminación del programa soviético para fabricar reactores refrigerados por agua basados en sus reactores de producción de plutonio moderado por grafito. El primero de ellos, AM-1 (de Atom Mirniy, que en ruso significa "átomo pacífico") se diseñó para producir 5 MW eléctricos (30 MW térmicos) y proporcionó energía a Obninsk de 1954 a 1959. A pesar de su nombre, estaban diseñados para que pudieran producir plutonio tanto para armas como para energía.Si se utiliza agua ligera como refrigerante y grafito como regulador, es posible usar uranio natural como combustible. De esta forma, un reactor de gran potencia puede construirse sin que requiera separación de isótopos, tales como uranio enriquecido o agua pesada. Esta configuración también lo hace inestable. Un RBMK emplea largos tubos verticales de presión (7 m) discurriendo a través de un moderador de neutrones de grafito, y es refrigerada por agua, a la que se permite entrar en ebullición en el núcleo a 290 °C, tanto como en un reactor de agua hirviendo (BWR). El combustible es óxido de uranio poco enriquecido en conjuntos de combustible de 3,5 m de largo. Dependiente en gran medida la regulación al grafito instalado, el exceso de ebullición simplemente reduce el enfriamiento y la absorción de neutrones sin inhibir la reacción de fisión, con lo que el reactor puede tener un elevado coeficiente nulo positivo, lo que hace posible que un problema de retroalimentación positiva pueda surgir como en el caso del accidente de Chernobyl, cuyo reactor era de este tipo. Debido a que el agua utilizada para retirar el calor del núcleo en un reactor de agua ligera absorbe algunos de los neutrones libres normalmente generados durante el funcionamiento del reactor, la concentración del isótopo uranio-235, naturalmente fisionable en el uranio utilizado como combustible en los reactores de agua ligera, debe ser incrementado para incidir en el mantenimiento de la cadena de reacción nuclear en el núcleo del reactor: el resto del uranio del combustible es Uranio-238. El incrementar la concentración de U-235 en el uranio combustible nuclear por encima del que posee en su forma natural se consigue mediante el proceso de enriquecimiento. El núcleo de combustible de un reactor de agua ligera puede tener hasta 3.000 elementos de combustible. Un elemento está formado por un grupo de barras de combustible selladas, cada una rellenada con bolitas de óxido de uranio(UO2), mantenidas en su lugar por placas de cierre y soportadas por rejillas metálicas separadoras para envolver las barras y mantener la distancia adecuada entre ellas. Se puede pensar en el núcleo de combustible como un repositorio del cual se puede extraer la energía calorífica a través del proceso de reacción nuclear en cadena. Durante el funcionamiento del reactor, la concentración de U-235 en el combustible va disminuyendo a medida que los átomos que están sometidos a la fisión nuclear generan energía calorífica. Algunos átomos de U-238 se convierten en átomos del fisible Pu-239, algunos de los cuales, a su vez, sufren la fisión y producen energía. Los productos creados por las reacciones de la fisión nuclear se retienen en las bolitas de combustible y se transforman en productos absorbentes de neutrones, también llamados venenos nucleares, que actúan para ralentizar la tasa de

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fisión nuclear y producción de calor. A medida que el funcionamiento del reactor prosigue, llega a alcanzarse un punto en el cual la disminución de la concentración del núcleo fisible en el combustible y el incremento en la concentración de venenos, da como resultado en una generación de energía calorífica más baja de lo que sería óptimo. El RBMK dispone de una máquina que puede cambiar el combustible cargado, mientras el reactor sigue produciendo energía. Coeficiente nulo positivo El agua ordinaria (ligera) absorbe neutrones (neutrón) de modo razonablemente rápido, y por tanto, al retirar agua del núcleo (como sucede cuando entra en ebullición y es sustituida por vapor) tiende a incrementar la tasa en la que se realiza la reacción nuclear. En un reactor regulado por agua, este efecto queda contrarrestado por la reducción en la regulación, pero en el RBMK el efecto regulador del agua es pequeño comparado con el del grafito, con lo que el efecto resultante es positivo. A esto se le llama un "coeficiente nulo positivo". El RBMK tal como está diseñado también tiene un "coeficiente de potencia positivo", lo que significa que un incremento de la potencia en el reactor tiende a un mayor incremento de la tasa de reacción. Los coeficientes positivos nulos y de potencia elevados pueden producir condiciones incontrolables y no han estado permitidos en otros diseños de reactores, pero no han podido ser eliminados del RBMK cuando se utiliza combustible uranio natural. El RBMK también estaba destinado a utilizar uranio reciclado del combustible reprocesado de un reactor de agua presurizada (PWR), que tenga un resto de bajo enriquecimiento. En esta configuración también resultaba inestable. Estas características, llevaron al RBMK a ser noticia de alcance mundial en 1986, cuando uno de los cuatro reactores RBMK de Chernobyl explotó en el peor accidente nuclear civil hasta la fecha. Blindaje El diseño del RBMK incluye varias clases de blindajes, que se necesitan para el funcionamiento normal. Hay una estructura de metal sellada rellenada de gases inertes, para mantener el oxígeno lejos del grafito (que normalmente está cerca de los 700ºC). Hay también un robusto escudo para absorber la radiación del núcleo del reactor. Esto incluye una base de hormigón, arena y hormigón en los lados, y una gran cúpula de hormigón en la cúspide. Gran parte de la maquinaria interna del reactor está sujeta a esta cúpula, incluidas las conducciones de agua. Inicialmente, el diseño del RBMK se enfocaba sólo a la prevención y atenuación de accidentes, no a la contención de accidentes graves. Sin embargo, a partir del incidente de Three Mile Island su diseño también incorporó una estructura parcial de contención (no un edificio de contención completo) para afrontar emergencias. Las conducciones por debajo del reactor están selladas dentro de fuertes cajas a prueba de escapes con una gran cantidad de agua. Si estas conducciones tienen una fuga, el material radiactivo es absorbido por el agua de estas cajas. No obstante, los reactores RBMK se diseñaron para permitir el cambio de las barras de combustibles sin apagar el reactor, tanto para realimentarlo como para la producción de plutonio para armas nucleares. Esto requiere grandes grúas encima del núcleo, y, como resultado, el reactor RBMK es muy alto (alrededor de 70 m), lo que supone un coste elevado y una dificultad de construcción de una estructura de contención, por lo que las conducciones en la cúspide del reactor no disponen de una estructura de contención de emergencia.

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Desgraciadamente, en el accidente de Chernobyl, cuando la presión subió lo suficiente, la cubierta reventó, rompiendo todas estas conducciones superiores. En la figura 3.13 se puede observar el diagrama de un reactor tipo RBMK, de Chernobyl, su esquema básico.

Fig.3.13

En la figura 3.14 observamos más detalladamente los componentes de la planta compuesta por un reactor RBMK.

Fig.3.14

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3.3 reactores de tercera generación. Objetivos globales.        

Simplicidad: reducción de sistemas y construcción por módulos Reducción de dosis en operación Reducción probabilidad de fusión del núcleo Utilización de tecnologías básicas probadas en las centrales nucleares de agua ligera Alto factor de disponibilidad y 60 años de vida Alargamiento del ciclo de combustible Reducción del volumen de residuos Licenciamiento combinado: permiso de operación en especifico, en lugar de operación mas construcción

Conceptos pasivos.   

Seguridad pasiva basada en fenómenos fisicos Sistemas de inyeccion de agua pasivos Salvaguardias

3.3.1 Reactor ABWR El Advanced Boiling Water Reactor (ABWR) es una Generación III reactor de agua hirviendo. El ABWR fue diseñado por General Electric y actualmente ofrecidos por la alianza de General Electric y Hitachi. El ABWR genera energía eléctrica mediante el uso de vapor para impulsar una turbina conectada a un generador, el vapor de agua se hierve en agua, utilizando el calor generado por las reacciones de fisión de combustible nuclear. El estándar de diseño de plantas ABWR tiene una salida neta de alrededor de 1350 MW (3926 MWt), sin embargo, General Electric, Hitachi (GES), también ofrece un diseño con una mayor producción eléctrica. También ha sido certificado como un diseño final en forma definitiva por la Comisión Reguladora Nuclear de EE.UU., lo que significa que su rendimiento, la eficiencia, la producción y la seguridad ya han sido verificados, y mucho menos las medidas tienen que ser pasado a través de la construcción que en lugar de una diseño no-certificado Mientras ESBWR GE Hitachi representa un cambio importante tanto desde el diseño de la presente norma BWR con énfasis en la plena seguridad nuclear pasivos y un enfoque totalmente diferente a la regulación de potencia (circulación natural en lugar de bombas de circulación), el ABWR representa una ruta más evolutivo para la BWR la familia, con numerosos cambios y mejoras en el diseño BWR estándar.

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Las principales áreas de mejora incluyen: 

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La adición de bombas internos del reactor (PIR) a la parte inferior de la RPV (vasija del reactor) - 10 en total - que logren un mejor rendimiento, mientras que la eliminación de gran diámetro y de complejas estructuras de tuberías en la parte inferior de la aeronave teledirigida (por ejemplo, el lazo de recirculación encontrado en los modelos anteriores BWR). Sólo el motor RIP se encuentra fuera de la RPV en la ABWR. De acuerdo con el nivel 1 de diseño de control de documentos (que es la certificación oficial de la Comisión de Regulación Nuclear documento general que describe el diseño de la planta), cada PRI tiene una capacidad de 6912 m 3 / h de capacidad nominal y algunos pueden ser apagados con el reactor en la capacidad. El control de las capacidades de la barra de ajuste se han complementado con la adición de la electro-hidráulica de Bellas Motion Control Rod Drive (FMCRD), que permitan ajustar la posición de multa, sin perder la fiabilidad y la redundancia de los sistemas hidráulicos tradicionales que están diseñados para lograr una rápida parada en 2,80 segundos desde la recepción de una señal de apertura, o de las IRA en un mayor período de tiempo, pero todavía insignificante. La FMCRD también mejora la defensa en profundidad en el caso de primaria hidráulicos y contingencias ARI Un totalmente digital del sistema de protección del reactor (con copias de seguridad redundantes digital, así como copias de seguridad redundantes manual) garantiza un alto nivel de fiabilidad y simplificación para la detección de condiciones de seguridad y respuesta. BWR estándar medio más la mitad (2 de 4) la lógica de apagado rápido asegura que las molestias cierres rápidos no son provocados por fallos solo instrumento. RPS pueden provocar infecciones respiratorias agudas (inserción de varilla de suplentes), ejecute la barra FMCRDin, así como SLCS (en espera del sistema de control de líquido) de actuación en el caso de estas capacidades y los sistemas son necesarios. Totalmente controles reactor digital (con copia de seguridad digital redundantes y las copias de seguridad redundantes manual) permiten la sala de control de fácil y rápidamente el control de operaciones de la planta y los procesos. Separa, redundante críticos y no críticos autobuses de la multiplexación de permitir la fiabilidad y la diversidad de la instrumentación y control.

En particular, el reactor puede tanto "volar en piloto automático" y también "despegar y aterrizar en piloto automático" o ir de crítico y ascender al poder mediante los sistemas automáticos y no sólo el cierre estándar con los sistemas automático. Por supuesto, los operadores humanos siguen siendo esenciales para el control del reactor, pero gran parte del trabajo pesado de lo que el reactor de potencia y descendente del poder puede ser automatizado a discreción del operador 

El reactor de agua Sistema de limpieza se ha mejorado para garantizar la eliminación rápida y completa de absorbentes de neutrones soluble inyectado por el SLCS en un transitorio previsto sin parada de emergencia (ATWS) de contingencia. Esta reticencia del operador se reduce a utilizar el SLCS antes de utilizar otros canales para atenuar una ATWS. De hecho, la SLCS ahora es capaz de ser accionado de forma automática por la RPS en caso necesario en el ABWR, como la limpieza del sistema de absorbentes de neutrones soluble que puede lograrse.

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La refrigeración de emergencia del núcleo del sistema (CECA) se ha mejorado en muchas áreas, proporcionar un nivel muy alto de defensa en profundidad contra accidentes, contingencias, e incidentes. El sistema global se ha dividido en 3 divisiones, cada división es capaz - por sí mismo de reaccionar ante el error de limitar al máximo los contingentes / Diseño de Bases de Accidentes (DBA) y que termine el accidente antes de que el descubrimiento del núcleo, incluso en el caso de pérdida del poder externo y la pérdida de agua de alimentación adecuada. BWR anterior había 2 divisiones, y de descubrimiento (pero no daños en el núcleo), se predijo que se producen por un corto tiempo en el caso de un accidente grave, antes de la respuesta ECCS. Dieciocho SORVs (válvulas de seguridad de sobre presión de socorro), diez de los cuales forman parte de la ADS (sistema de despresurización automática), garantizar que los eventos RPV sobre presión son rápidamente mitigada, y que si es necesario, que el reactor puede ser rápidamente sin presión a un nivel de baja presión Flooder básico (LPCF, el modo de alta capacidad del sistema de eliminación de calor residual, que sustituye a la LPCI y LPCS BWR en los modelos anteriores) pueden ser utilizados. Además, LPCF puede inyectar mucho mayores presiones contra la RPV, proporcionando un mayor nivel de seguridad en caso de interrupciones de tamaño intermedio, que podría ser lo suficientemente pequeño como para provocar la despresurización natural lento, pero podría ser suficientemente grande como para dar lugar a corespray alta presión / refrigerante la capacidad de los sistemas de inyección "para la respuesta de ser abrumado por la magnitud de la ruptura. Existe una fibra de basalto muy gruesa de hormigón armado (Bimac) bajo la plataforma de aeronaves teledirigidas que tanto coger y sostener cualquier líquido caliente que puede caer en esa plataforma en situaciones extraordinariamente contingente. Además, hay varias válvulas dentro de la pared del vertedero (la pared que separa la wetwell de la drywell) que se petardo-accionado y se puede realizar una inundación ordenada de la libreta de abastecimiento de agua Bimac utilizando la wetwell, asegurando la refrigeración de la zona, incluso con la el fracaso de los sistemas estándar de mitigación (por ejemplo, las capacidades de las inundaciones de gastos generales). En consecuencia, bombas de recirculación interna de eliminar todas las bombas de chorro (típicamente 10), todas las tuberías exteriores, las válvulas de aislamiento y las boquillas de gran diámetro, que penetró en la RPV y necesarios para la succión de agua y devolverla a la RPV. Este diseño por lo tanto reduce el peor de fugas por debajo de la región central de manera efectiva equivalente a una pérdida de diámetro de 2 pulgadas.

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En la figura 3.15 se puede observar el diagrama de este tipo de reactor.

Fig. 3.15

En la figura 3.16 un esquema general de toda la planta

Fig. 3.16

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3.3.2 Reactor nuclear SBWR La simplificado de ebullición del agua del reactor (SBWR) es una planta de 600 MW de energía nuclear desarrollado por un equipo de diseño internacional liderado por GE. La SBWR incorpora características que simplifican el diseño de la planta y hacerla más fácil de operar y mantener. El sistema de monitoreo de neutrones (SNM) de la SBWR contiene el inicio de monitores de gama de neutrones, el poder de monitores de gama de neutrones, y el principal instrumento de calibración de potencia. En la configuración actual del SBWR diseño, muchas características simplificada se han incorporado en el diseño de nuevos Estados miembros. El número de monitores de poder local en los nuevos Estados miembros se reduce como resultado de la detección mejorada y diseños electrónicos y mejoras en el núcleo de poder de la metodología de cálculo. La calibración de los instrumentos básicos de energía también se han mejorado de tal manera que se eliminan los de fuera del buque componentes mecánicos relacionados con la calibración del instrumento convencional. Con la incorporación de estas características en el diseño del sistema de control de neutrones SBWR, operación de plantas y actividades de mantenimiento pueden ser considerablemente simplificadas El pozo seco rodea la vasija presurizada del reactor. Durante un accidente de pérdida de enfriamiento el pozo seco se presuriza y una mezcla de vapor y no condensables entra en los condensadores del sistema pasivo de enfriamiento de la contención, los cuales están siempre abiertos al pozo seco. El reto en este diseño es ser capaz de purgar los no condensables desde los tubos condensadores del sistema pasivo; de otra manera, la operación de los condensadores se bloqueará. Esto se obtiene mediante el desahogo de los no condensables en el pozo de supresión o pozo húmedo. Cuando la presión en el pozo seco se incrementa, el nivel de agua en los venteos principales disminuye Y pude abrirse para permitir la entrada a los no condensos Durante el enfriamiento de la contención de larga duración, esta opción se descartaría en favor de aquella que condense el vapor en los condensadores del sistema pasivo. Ello depende del delicado y dinámico balance de gotas de presión entre las dos opciones que dependen de la relativa sumersión de las ventilas principales y del sistema pasivo de enfriamiento de la contención. Una complicación adicional surge con la puesta en marcha de los interruptores de vacío cuando la presión en el pozo seco cae más abajo de la del pozo húmedo (PH). Entonces los no condensables, que se han movido considerablemente dentro del PH al principio del transitorio, pueden retornar al pozo seco y volver a entrar al sistema pasivo de enfriamiento. El fenómeno descrito se ha estudiado en pruebas de transitorias del sistema en el Paul Scherrer Institute de Suiza.

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3.3.3 Reactor nuclear ESBWR El diseño de la planta ESBWR se basa en el uso de la circulación natural y características de seguridad pasiva para mejorar el rendimiento de la planta y simplificar el diseño. El uso de la circulación natural permite la eliminación de varios sistemas . El ESBWR utiliza el sistema de condensador de aislamiento de alta presión , el control de inventario y la eliminación de calor de desintegración. Después de iniciado el sistema de despresurización automática, bajo control de presión es siempre impulsada por la gravedad al sistema de refrigeración. La contención de enfriamiento es proporcionada por el sistema de refrigeración pasiva de contención (CCPE). La principal la intención del ESBWR es reducir considerablemente tanto el capital y costes de las plantas de la anterior SBWR y ABWR. Los métodos de construcción del ESBWR se basará en las técnicas de construcción ABWR, principalmente el uso de abrir la construcción modular superior. Un programa de construcción de 45 meses a partir de primera concreción de la operación comercial es previsto para la primera unidad de especie (estimación de proveedores). Componentes básicos en el ESBWR Todo el diseño de una sala de control digital y un simulador, y la aplicación de las exigencias de los factores humanos NRC). Equipos de alimentación: Este diseño se basa en gran medida en los mismos componentes básicos como el ABWR. Los vendedores están disponibles para proporcionar los equipos necesarios para apoyar el diseño. Los desafíos para la Construcción combinada y de licencia de funcionamiento (COL): Completan el diseño integrado de instalaciones, incluidos los del sistema y el diseño estructural, y el sitio de los elementos específicos será diferida en la etapa de COL. General Electric: General Electric tiene una importante experiencia en el diseño, construcción, y la fabricación de componentes nucleares. GE ha estado involucrado en de la construcción de 64 BWR. En este momento hay 54 BWR GE operativos en todo el mundo. Simplificado el Diseño de Plantas: El ESBWR ha logrado la simplificación básica de la planta mediante la incorporación de innovadores adaptaciones de los sistemas de planta, en operación la planta de diseño de (es decir, la combinación de refrigeración y apagado del reactor de agua los sistemas de limpieza). El único sistema nuevo e importante es el PCCS. El edificio del reactor se reduce en volumen. Casi todos los sistemas de seguridad se encuentran ahora en la contención o directamente por encima de ello. Esto permite una reducción significativa en el volumen y la la huella de otros edificios. El diseño ESBWR beneficiado en gran medida por FOAKE realizado para el ABWR y el diseño

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CAPITULO

4 EL REACTOR NUCLEAR ESBWR

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4.1 Introducción general La evolución más reciente de General Electric del reactor de agua hirviendo (RBW), el simplificado Económico Reactor de agua en ebullición (ESBWR), fue oficialmente protocolizado por la Nuclear Regulatory Comisión, el 1 de diciembre de 2005, para la revisión del diseño de certificación. El nuevo diseño combina mejoras en la seguridad con la simplificación del diseño y la estandarización de componentes para producir una más segura, más productiva y más fiable planta de energía nuclear, con la construcción se proyecta un menor costo de las plantas en funcionamiento hoy en día. La solicitud de certificación de diseño para la ESBWR se presentó a la NRC en agosto de 2005 y fue formalmente aceptado por su expediente en tres meses. La programación inicial entre el NRC y GE estimaciones de la realización del informe preliminar de evaluación de seguridad (SER) en 2007, que encaja con la utilidad corriente de los EE.UU. tiene previsto presentar la construcción combinado de licencia de funcionamiento (COL) solicitudes en 2007 y 2008, basado en la tecnología de GE s ESBWR. La revisión de la nueva planta y el proceso de concesión de licencias se ha mejorado, ofreciendo indemnización para las revisiones paralelas del diseño la certificación y la COL, con un enfoque en la normalización, y la reducción y eliminación de revisiones de los mismos temas abiertos basándose en la experiencia reciente concesión de licencias, la aprobación del diseño final puede ser en 15 meses aproximadamente, y la forma de certificación del diseño es normalmente de 12 meses (alrededor del 2009). El programa de ESBWR en realidad comenzó en la década de 1990, cuando GE desarrollo el reactor simplificado de agua en ebullición (SBWR). GE detuvo este programa porque la potencia de salida del SBWR era demasiado pequeña para generar el derecho de la economía para una nueva generación de proyectos. El programa seguía siendo un éxito, sin embargo, en el diseño desarrollado muchos de los avances tecnológicos de los sistemas de seguridad pasiva están siendo utilizados en el ESBWR. Mediante el aprovechamiento de estos diseños, conceptos y resultados de las pruebas del SBWR original y de la avanzada construcción y la experiencia operativa de los reactores de agua de ebullición (ABWR), el equipo de diseño ESBWR ha producido un reactor simplificado con un diseño estándar y el primer tipo de economía (ver cuadro 4.1)

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Atributo clave

Elementos de atributo

Ejemplo Características del diseño

simplificación

• Los sistemas de reducción y Los sistemas de seguridad pasiva de estructuras • recirculación natural y la • Simplificación de la Eliminación de las operación bombas de recirculación • Aislamiento Pasivo de Condensadores

Diseño estandarizado

Diseño estandarizado de la El diseño sísmico sobre todo el construcción sitio condiciones. • componentes estandarizados

Flexibilidad operacional

• Aumento en los márgenes de . • Una gran vasija con grandes operación masas de agua y de vapor • No regiones de inestabilidad termo hidráulica

Mejorar la economía

• Bajo costo de la planta • Bajo costo de desarrollo • Reducción de la concesión de licencias y de costo inicial de una planta Reducción de la operación y los costes de mantenimiento

• Reducción de los materiales y edificios • funciones utilizadas en el ABWR y el SBWR • Prueba de nuevos componentes y sistemas • Reducción y simplificación de los sistemas • Reducción en el tiempo de construcción.

Tabla 4.1

Se logra una simplificación considerable de los sistemas de la planta en el ESBWR. Como resultado de un buen funcionamiento y las necesidades del personal de mantenimiento se reducen, la generación de residuos es muy baja y disminuyen las tasas de dosis, la fiabilidad operativa es mejorada, y la seguridad de las instalaciones se incrementa. Cada una de estas mejoras ofrece ventajas especiales y únicas en el diseño del ESBWR. En primer lugar, los componentes menos activos (en particular, los sistemas de seguridad activa) reduce los requisitos de mantenimiento y de vigilancia en línea, minimizando así la exposición y las tasas de dosis de radiación. En segundo lugar, se les exige menos a los operadores de la planta y a los de sistemas de seguridad para reducir las necesidades de los operadores de la planta sin dejar de ofrecer mejoras directas en los accidentes y la respuesta transitoria. Por último, la reducción de volúmenes de construcción y componentes fabricados esto acorta la duración del tiempo necesario para la construcción del ESBWR, resultando en una mejora de rendimiento financiero para los propietarios de la planta.

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A pesar de que el diseño es estándar, el ESBWR aún permite la máxima flexibilidad operativa, hay muchas de las características del diseño que mejora los márgenes en la operatividad. Por ejemplo, el diseño estándar reúne una variedad de requisitos de la red de ubicaciones en grandes medidas. otra característica es la gran concentración de agua y de de vapor contenidos en la vasija de presión del reactor, ayuda a limitar el impacto operativo de los transeúntes. Estos márgenes son mejorados por una reducción o eliminación de algunos transitorios con características especiales como lo son las bombas de alimentación del reactor en espera y la plena capacidad de derivación de vapor. La vida del ciclo económico del ESBWR también se ha mejorado a través de reducciones tangibles en permisos, licencias, construcción y costos de operación. El diseño reduce el número de sistemas y componentes, al mismo tiempo la utilización de procesos y tecnologías de las que ya se habían desarrollado para la operación del ABWR. Además de reducir la tecnología de riesgo, Este planteamiento es el primero en su tipo mantiene y le da seguimiento para que los costes de desarrollo sean bajo, al mismo tiempo hace que se optimice el uso de la tecnología mas avanzada. El uso del diseño ABWR y su aplicación en el ESBWR ha sido un beneficio clave para el equipo de diseño. El hecho de que el diseño del ABWR contiene muchos avances en tecnología en los términos de la construcción, el costo, y la operación ha permitido al equipo de diseño beneficiarse de este conocimiento, la aplicación de conceptos de diseño con la confianza de que la prueba de la operación conlleva. El equipo espera que este mismo nivel de confianza le ayudará con la NRC de revisión y con la opinión positiva de los consumidores. Características de diseño Cuando se comparan las características clave del ESBWR co los anteriores diseños de los BWR en la Tabla 4.2 hay muchas mejoras significativas. La circulación natural se logra mediante un aumento en la altura de la vasija del reactor. Características de seguridad pasiva Eliminan la necesidad de seguridad de las bombas de grado y de alimentación de CA. Esta simplificación den el diseño también se traduce en una reducción en volumen de construcción en comparación con el ABWR, a pesar de la salida del generador se incrementará en casi un 15 por ciento. Operación normal de la planta. Permite la circulación natural se pueden eliminar varios sistemas, incluidas las bombas de recirculación, bombas del sistema de seguridad, sistemas de seguridad de los generadores diesel así como también tuberías, válvulas, motores, y controladores. Durante los 10 últimos años, los 1550-MW de ESBWR han evolucionado desde los 670 originales-MWe del SBWR. Los nuevos beneficios económicos en el diseño de escala al mismo tiempo que se mejora el flujo natural de recirculación en el núcleo y conservar las características originales de seguridad pasiva del SBWR, dando lugar a mejoras de seguridad y mejoras económicas.

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El atractivo comercial ESBWR se entrega a través de un enfoque múltiple:        

Mejorado el rendimiento general de la planta diseño modular del sistema de seguridad pasiva El uso de la circulación natural El aumento de la producción y la reducción en más de todas las cantidades de material la apertura de la ruta del flujo entre el pleno inferior y el de la tubería subterránea es menor. Combustibles mas cortos, dan como resultado en una reducción en la caída de presión central separador de vapor mejorado para reducir las caídas de presión Una chimenea alta para mejorar la cabeza de conducción térmica para el flujo de circulación natural. Comparación de las características clave entre diseños BWR

Parámetro Potencia (MWt / MWe) Altura de la vasija/dia (m) Numero de ensambles de combustible Altura de combustible activo (m) Densidad de potencia (kw/L) Bombas de recirculación Numero y tipo de CRDs Sistemas de seguridad de bombas seguridad de generadores dissel Cierre alternativo Control e instrumentación Daños en el núcleo Seguridad edificio (m3 /MWe)

BWR/4

BWR/6

ABWR

ESBWR

3293/1098

3900/1360

3926/1350

4500/1550

21.9/6.4

21.8/6.4

21.1/7.1

27.7/7.1

764

800

872

1132

3.7

3.7

3.7

3.0

50

54.2

51

54

2 (externas) 185/LP

2 (externas) 193/LP

10(internas) 205/FM

0 269/FM

9

9

18

0

2 2 SLC bombas

3 2 SLC bombas

3 2 SLC bombas

Un solo canal analógico

Un solo canal analógico

Canal múltiple digital

0 2 SLC acumuladores Canal múltiple digital

10-5

10-6

10-7

10-8

120

170

180

130

Tabla 4.2

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Sistema de seguridad de la planta El diseño del sistema de seguridad del ESBWR se extiende a un mayor nivel de energía, aprovechando el enfoque de diseño modular del sistema de seguridad. (ver tabla 4.3) el sistema de condensador de aislamiento y la contención pasiva de utilizan el sistema de refrigeración con simples intercambiadores de calor, y por lo tanto, cualquier incremento en el nivel de potencia requiere sólo intercambiadores de calor adicionales o tubos. Impulsado por la gravedad el sistema de enfriamiento (GDCS) no es sensible al nivel de potencia, sino más bien en los volúmenes, y su capacidad está determinada principalmente por las consideraciones geométricas de la contención Inventario de control de alta y baja presión El ESBWR utiliza condensadores de aislamiento de alta presión y control de inventario de extracción de calor de desintegración en condiciones de aislamiento, el sistema de asilamiento del condensador tiene 4 circuitos pasivos independientes de alta presión cada uno con un intercambiador de calor que hace que el vapor se condense a un lado del tubo del cual forma parte, la línea de vapor conectada a la embarcación está normalmente abierta, y la línea de retorno de condensado es normalmente cerrado. Las cuatro unidades son iguales en altura probadas en el SBWR, la respuesta a los accidentes transitorios son tratadas por el sistema de distribución junto con los condensadores de aislamiento a la alta presión, la falta de control de la seguridad en bombas y en la unidad de barras de control el sistema de accionamiento de las barras puede añadir agua directamente a la vasija de presión del reactor a través de una línea de agua de alimentación. Accidentes por perdida de refrigerante (LOCA) Se mitigan en el ESBWR debido a que la vasija puede ser rápidamente despresurizada para permitir la inyección de agua de baja presión de múltiples fuentes de ajuste tanto de sistemas seguros como de los que no lo son, la seguridad en un grado pasivo los flujos de agua de reposición en la vasija son llevados por la gravedad del sistema GDCS, ya que antes se confiaba en las bombas para esta función, y en los sistemas de apoyo para estas, las válvulas de despresurización despresurizar la vasija en el caso de un LOCA. La capacidad de la piscina GDCS está determinada principalmente por consideraciones de forma y de contención, es suficiente para garantizar un nivel de agua mínimo de 1 metro por encima del núcleo por lo menos 72 horas sin la acción del operador, Esto asegura que el núcleo no se convierta inseguro (destape del reactor) durante un LOCA

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Tabla de comparación de los sistemas de seguridad

Función

Inventario de control de alta presión

Inventario de despresurización y baja presión

Eliminación del decaimiento de calor removido

Producto de fisión controlado

Características de los accidentes graves

Actual reactor BWR

ESBWR

ESBWR

Sistemas de seguridad Motos y bombas de vapor con alguna perdida de calor en la contención de la vasija

Sistemas de seguridad Inventario de condensadores de aislamiento, conserva el refrigerante y evita una sobre calentamiento en la contención Diversos sistemas de despresurización, utilizado los flujos por gravedad hasta llegar a la piscina Condensadores plenamente pasivos con una transferencia directa a las piscinas, que puede interrumpir la ebullición hacia la atmosfera Numerosos mecanismos en la contención de eliminación natural

inseguros Múltiple controlador de motores de bombas

Sistema automático de despresurización y complejo sistema de agua de refrigeración

Sistema de generador diesel basado en un complejo sistema de bombeo de agua de refrigeración y disipación de calor en la ultima instancia Dobles barras de contención, filtro de motor y sistema de purga Encendido de inertizacion para el control de hidrogeno y otras características Contención inerte par limitar el impacto carion, así como la ventilación de la contención, la conexión externa PVR

Controladores de las bombas de los generadores diesel

Controladores de las bombas del refrigerante DG

Sistemas HVAC

Sistema contra el Corium

portátil impacto

Tabla 4.3

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Edificios y estructuras Muchas de las simplificación echas en este reactor sin duda son las de los edificios y de las contenciones que albergan el reactor, ya que ha sufrido una reducción en el volumen , el espacio de la obra civil, los materiales de construcción tiempos de edificación y sobre todo en la economía para poder realizar este tipo de plantas. Algunos otros sistemas de la planta no son de un grado de gran seguridad debido a que con la nueva implementación de construcción varios sistemas ya no son necesarios y por consiguiente el espacio que estos ocupaban anteriormente en las antiguas tecnologías BWR se ha retirado, de echo se ha reducido en un 15% en relación con las plantas de tipo ABWR, además de las mejoras en las reducciones cabe mencionar que las instalaciones son mas ergonómicas para el operario en todos los sistemas de la planta. En cuanto a los nuevos materiales utilizados en su construcción resultan ser más fiables en casos de desastres naturales y de fallas propias del reactor, además de la nueva tecnología usada en los revestimientos del reactor y sobre todo las estructuras usadas como contenciones, son mejoradas para poder hacer la recarga del combustible de una manera mas segura y eficiente.

Rendimiento de la planta La mejora substancial o el rendimiento global de la planta se logra mediante el diseño clave características anteriormente descritas, junto con el uso del combustible de diseños más recientes. 1. el paquete significativo de circulación Natural en el ESBWR se debe a la zona de menores tubos bajos sin restricciones en el núcleo, ya que es alto por encima de la chimenea central, y mejora la configuración del separador cuando hay bajas caídas de presión. 2. generalmente es un reactor mas estable con una baja potencia en el coeficiente de flujo, la potencia de flujo es comparable con los otros BWR, se han ampliado los márgenes de funcionamiento, esto es por que la potencia por paquete es menor y el flujo de circulación natural es mayor. 3. un ritmo más lento de presurización en el ESBWR es el resultado del gran volumen de vapor en la chimenea y el uso de condensadores de aislamiento, debido a la tasa más lenta de presurización y el uso de condensadores de aislamiento, hay margen suficiente para evitar que las válvulas de seguridad de alivio den la apertura durante incidentes operacionales previstos. 4. los niveles de dosis han disminuido, gracia al nuevo diseño implementado, así como la vigilancia de operación de algunos sistemas pasivos dentro de la planta. La eliminación de las bombas de circulación, han permitido eliminar toda la contaminación asociada con las válvulas, motores e intercambiadores de calor en donde las bombas mandaban el agua contaminada a diverso sistemas dentro de la planta, el uso fino de los controladores de las barras, hace que se reduzca el personal para su mantenimiento solo dos o tres por sección y esto reduce la dosis de radiación.

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5. la reducción de la producción de residuos de bajo nivel es el resultado de menor número de actividades de mantenimiento en el ESBWR. La simplificación y eliminación de diversos sistemas activos dan como resultado la disminución total de dosis en las horas de trabajo, y un nivel mas bajo en la generación de residuos sólidos de bajo nivel radioactivo, y esto ayuda a que cuando el material sólido gastado, es retirado la emisión de radiación es menor, y esto facilita su traslado y almacenamiento. 6. el nivel de agua cubre siempre al núcleo debido a los grandes volúmenes de agua que es capaz de albergar la vasija debido a su tamaño al igual que las piscinas GDCS, los cuales proporciona márgenes de seguridad amplios, ya que siempre el combustible se encuentra bajo una enorme cantidad de agua tratada. 7. la eliminación de calor de contención, a través de los intercambiadores de calor PCCS, es totalmente pasivo y no puede ser inhibida, el agua que esta disponible en un lado secundario es suficiente para 72 horas sin acciones de algun operador en caso de un accidente grave, ya que el cambio de las conexiones de las tuberias no es muy difícil y puede recambiar alguna configuración para prevenir dicho accidente. 8. la inclusión del 110 por ciento de derivación de vapor, junto con la capacidad para la operación en modo isla, se traduce en una mayor flexibilidad de operación de planta, un retorno más rápido al servicio y la mejora de tasa de paro forzado en el caso de un disparo de la turbina, el rechazo de carga, o la red falla

El siguiente esquema es una simplificación de los sistemas que posee el ESBWR, haciendo notar todas las mejoras ya antes señalas, todo este diseño fue elaborado por la General-Electric and Hitashy, compañies en su afán por mejorar la calidad y desarrollo en sistemas de alta calidad, para beneficio de la sociedad.

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4.2 Especificaciones del reactor ESBWR reactor, el núcleo neutrónico se observa en la figura 4.1 en donde se aprecia la vasija del nuevo ESBWR, el cual ha sido rediseñado empleado tecnologías del SBWR y del ABWR y algunas mejoras propias de su diseño, teniendo en cuenta la fiabilidad de operación de toda la familia BWR

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En la figura 4.2 podemos observar el monitoreo de y conformación del combustible usado dentro de la vasija del ESBWR con las siguientes características Se tiene una potencia de 4500 MWth de referencia nominal, 1132 paquetes enrejados (diferencia simétrica de agua), acorta la longitud de combustible activo (3.048m) la densidad de potencia moderada es de (54,3 kW / litro). Cuenta con 269 barras de control las cuales poseen las siguientes características: Cuenta con una fina varilla de control de movimiento de unidades de (FMCRDs) Solo produce un sutil posicionamiento eléctrico en algunos movimientos Cuenta con un sistema de scram hidráulico Obliga reducir el combustible

Fig. 4.2

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Corte longitudinal del reactor se puede observar en la figura 4.3 donde se exponen sus partes principales.

Fig. 4.3

Se aprecia que la vasija es ahora de un tamaño mas ancho y mas corto ya que esto es en base al diseño que se ha empleado tanto para el combustible como para las barras de control.

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En la tabla 4.4 se pueden observar algunos parámetros de comparación entre las diversas tecnologías BWR existentes y la del nuevo diseño de GE, implementadas en el ESBWR.

Tabla 4.4

Aquí se muestran algunas modificaciones que ha tenido la tecnología BWR durante su evolución como lo es: la potencia, la altura de la vasija, el número de ensambles de combustible, la actividad de combustible, etc. A comparación de las tecnologías existentes el ESBWR mantiene un promedio de funcionamiento y de eficiencia durante todo el proceso de reacción.

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A continuación en la figura 4.4 observamos las agrupaciones de las barras de control y de los ensambles de combustibles, así como una vista lateral de la chimenea y sus partes principales.

Fig. 4.4

4.3 Flujo de circulación natural en el reactor. A continuación describiremos el proceso de circulación natural que posee el reactor de una manera breve, exponiendo las mejoras que se han implementado en este sistema. De los cuales se mencionan los siguientes:  El nivel de agua aumento una diferencia de 27 pies (8.2 m)  Aumenta en gran medida la cabeza de agua al aumentar la conducción del flujo de circulación.  El diseño permite agrupar una banda aceptable de flujo.  Elimina muchos de los riesgos forzosos de las plantas típicas.  La circulación natural ha demostrado ser una tecnología efectiva en los reactores Dodewaard.  Los datos de operación de los BWR se basan en las practicas realizadas en las bombas de circulación natural obteniendo así un mayor rendimiento en las presiones de las bombas.  Posee un tuvo de vacío de gran diámetro, para revisar la chimenea en 2 fases de flujo. FIME-UV

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En la figura 4.5 se aprecia los diferentes tipos de flujo que recorren los diversos puntos de la vasija del reactor.

Fig. 4.5

Flujos de circulación natural, estos pueden ser accionados mediante gravedad o presiones del mismo sistema, algunas de sus características son:     

el flujo central depende de la dirección de la altura de agua. Perdidas através del circuito. La conducción de la altura de agua es proporcional a la altura del núcleo y de la chimenea. Cuenta con una simple fase para perdidas en los coeficientes del núcleo Una doble fase que examina los datos de fechas/correlación de todos los sucesos de flujos, en una chimenea más pequeña.

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La figura 4.6 muestra un esquema básico sobre el nivel de agua que ahora se tiene en el ESBWR, haciendo hincapié en los tubos por donde baja el agua por medio de gravedad, la línea de retroalimentación del agua y los incrementos en las secciones de las chimeneas, así como la dirección del flujo dentro del núcleo.

Fig. 4.6

Las flechas nos indican la dirección de la circulación natural y el recorrido del flujo de agua que recorre todo el reactor, así como las partes principales que interviene dentro de este ciclo de circulación natural.

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Canal de circulación natural. En la grafica se presentan datos de tres tecnologías BWR contrastando la potencia media por paquete de combustible contra el flujo promedio por paquete de combustible.

En la figura 4.7 se aprecia las secciones de paso de los flujos como lo son: el agua saturada, agua subenfriada, vapor saturado.

Fig. 4.7

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La estabilidad en la tecnología BWR juega un papel primordial dentro de la operación de los reactores nucleares algunos parámetros son los que se mencionan continuación. Dentro de la hidráulica térmica: Cuenta con un canal hidrodinámico de alta temperatura. Propaga olas de baja densidad Posee un canal de caída de presión constante No se detectan oscilaciones de potencia En el acoplamiento neutrónico encontramos: Núcleo mas robusto Retroalimentación neutrónica en el siguiente orden: espacio, reactividad, potencia, transferencia de calor, espacio. Retroalimentación de lazo externo se sigue en el siguiente orden: flujo, caída de presión, flujo. Todos los canales del combustible oscilan en la misma fase Y las oscilaciones se producen en los flujos del núcleo junto con la caída de presión. Análisis de estabilidad realizado con el sistema TRACG Este sistema nos permite monitorear lo siguiente: Las operaciones nominales limitan la estabilidad La calidad del canal de combustible es muy buena junto con el decaimiento en el núcleo. Mejores estimaciones en los sistemas BOC. MOC, EOC Se realiza un análisis, Montecarlo para limitar el estado de los elementos radioactivos Y una evaluación para poder predecir la desestabilizad bajo condiciones adversas. Características de la estabilidad Dentro de la relación de decaimiento se puede mencionar que la medida de la estabilidad se basa en la retroalimentación lineal cuando se encuentra estable y se trata de un sistema de segundo orden como se aprecia en la tabla 4.5

Tabla 4.5

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Ciclo limite Este ciclo corresponde a la inestabilidad lineal producto de los ciclos de ciertos parámetros físico por ejemplo podemos deducir errores lineales mediante los análisis que arroje una señal de salida censada y retroalimentada haciendo el análisis de pico a pico de la señal del flujo neutrónico emitido. En la figura 4.8 se muestra un esquema en sobre planos tridimensionales los cuales son la base del sistema TRACG para poder predecir la estabilidad del reactor ESBWR.

Fig. 4.8

Las mejoras que posee el ESBWR en la circulación natural se engloban a continuación.     

la circulación natural del ESBWR es mucho mas efectiva y en mayor volumen que la circulación que se hace empleando bombas jet o utilizando plantas internas de bombas para poder efectuar este ciclo. No se presentan anomalías en la recirculación del flujo como retornos a presiones negativas que cambian la estabilidad del sistema. Se han implementado en el diseño la remuneración en caso de infortunios. Los criterios de diseño se han conservado siendo satisfactorios. Las relaciones de decaimiento tiene un gran margen para ser inestables.

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4.4 Diseño de combustible del reactor. En esta sección se detallaran los aspectos mas generales sobre el combustible usado por el reactor ESBWR, así como los cambios realizados para la operación del reactor con dicho combustible. A continuación daremos las especificaciones y mejoras que se han hecho a las pastillas del combustible nuclear y a los ensambles que las contienen para su óptima aplicación.        

Componentes probados Emplea soportes para ciclos de altas energías Soporta la alta exposición radioactiva Posee 14 piezas de barras de combustible largas Mejora la caída de presión Perfecciona la estabilidad Mejora el margen de paro Aumenta la eficiencia del combustible

Mantas de uranio natural.  Se estructura mejor la zona de potencia  Ayuda a mantener el control de la potencia  Se adiciona una interjección al final de las barras  Soporta 24 mese de ciclo continuo  Posee una margen de paro en frío muy amplio  Amplio margen CPR En la imagen de la figura 4.9 se ilustra un ensamble de combustible utilizado en el ESBWR.

Fig. 4.9

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A continuación se muestra un ensamble con el combustible nuclear y las especificaciones de la pastilla de combustible.

Fig. 4.10

Dentro de las grandes mejoras que poseen las pastillas de combustible tenemos que:  Poseen una superficie mas resistente a la corrosión  Los recubrimientos contra la degradación son mejorados y mas resistentes  Revestimiento interno mas robusto  Mejora en la pastilla interna También se han hecho mejoras en los ensambles y la agrupación del combustible algunas de estas mejoras son:  Minima caída de presión en el empaque de la placa superior  La longitud de las barras se dividen en 2 fases  Mayor rendimiento en potencia critica  Estabiliza en una sola fase la caída de presión para no peder estabilidad  Cuenta con un filtro de desechos

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Características de montaje de otros combustibles        

Canal interactivo Protectores de las barras de combustibles y espaciadores Dirige el flujo de refrigerante hacia arriba El diseño delgado minimiza la utilización de material Aumenta el nivel del moderador (boro) Aumenta el control de desmonte en las barras Filtra los desechos de bajo nivel en una sola placa Mejora la estabilidad.

Las figuras siguientes muestran las vistas superiores de los ensambles

Fig. 4.11

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Fig. 4.12

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En la figura 4.13 se puede observar los 4 módulos de empaques de combustible

Fig 4.13

Cada ensamble pose las siguientes características.   

Barra de combustible mas larga Partes de las barras mas densas Empaques de barras

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En la figura 4.14 observamos el diagrama de las barras en de control con sus principales componentes.

Fig. 4.14

1.- soporte de la barra de combustible 2.- cierre de canal 3.- placa de unión superior 4.- muelle de expansión 5.- llave de cierre 6.- canal 7.- barra de control 8.- barra de combustible 9.- espaciador 10.- conjunto de placas base 11.- placa inferior 12.- soporte de combustible 13.- pastillas de combustible 14.- fin de conexión 15.- canal de espacio 16.- muelle pleno.

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Barras de control

fig 4.15

Diseño del núcleo

FIG 4.16

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4.5 Criterios de operación del reactor. Los criterios de operación de reactor se centran en todas las mejoras, en los diseños de sistemas y las implementaciones de toda la planta, resumiendo los avances se pueden clasificar como sigue: Ingeniería de planta          

Disposición del Edificio de la Turbina y Edificio Eléctrico Diseño de Tuberías en los Edificios de Turbina y Eléctrico Trazado de cables y bandejas Trazado de los conductos de Ventilación y Aire Acondicionado Trazado de tuberías en el Edificio del Reactor Refrigeración del pozo seco Vapor principal, Agua de Alimentación Condensador de Aislamiento Purificación del Agua del Reactor.

Estudios de prestaciones de planta    

Estudios de Operación en Modo Isla Estudios de Arranque de Planta Cálculos de Calentamiento del Edificio del Reactor y del Edificio de Control Cálculo de Condiciones Ambientales para Calificación de Equipos

Diseño de Equipos Singulares     

Penetraciones Mecánicas de la Contención Revestimientos de las piscinas de combustible en el Edificio del Reactor y en el Edificio de Combustible Diseño del Soportado del Reactor Plataformas de Inspección en Servicio en el Pozo Seco Blindajes para la Inspección en Servicio del Reactor

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Análisis de componentes      

Respuesta dinámica del Edificio del Reactor en caso de LOCA y Rotura de Válvulas de Alivio del Reactor Análisis de Presurización de Compartimentos por rotura de tuberías de alta energía Capacidad última de la Contención Determinación de los Márgenes en el análisis sísmico de la Contención Análisis Sísmico y Diseño Estructural de los Racksde Combustible (para ENSA) Estudios de mantenibilidad de los equipos en el túnel de vapor.

Análisis de tuberías.   

Vapor Principal y Agua de Alimentación (Según ASME Clase 1) Sistema de Purificación del Agua del Reactor Tuberías del Sistema del Condensador de Aislamiento

Ingeniería de sistemas mecánicos            

Isla Nuclear Sistema de Inertización Sistema de Refrigeración del Pozo Seco Isla de Turbina Sistemas de la Turbina y Generador Sistemas del Condensador Vapor Principal Agua de Alimentación Agua de Circulación Purificación del Condensado Vapor Auxiliar Agua Enfriada

Ingeniería de sistemas eléctricos          

Sistemas Eléctricos Externos Sistemas Eléctricos Internos: Sistema de Distribución de Alta y Media Tensión en CA Sistemas de seguridad y no seguridad en CC Generador Diesel Sistemas Eléctricos Auxiliares: Sistema de Iluminación, Sistema de Comunicación es, Sistemas Auxiliares del Generador Diesel Definición de los Requisitos de Alto Nivel para los Sistemas Eléctricos de la Planta.

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En los criterios de operación resaltan las siguientes características: Operación de carga durante 24 meses 476 ensambles La operación del desgate de combustible se hace a través de celdas de control las cuales son mejoradas y mas robustas esto ayuda a reducir el canal de laso Mayor exposición de combustible cargado dentro de un cierto perímetro En centro del combustible es mas limpio y el combustible es usado una sola vez Margen considerable en los límites de exposición

Objetivos del diseño de combustible térmico Transitorios. Evitar el sobre calentamiento en los revestimientos internos en la operación normal y con esto prever algún inconveniente. Minima proporción de potencia crítica (MCPR) Evita el daño de los combustibles debido a la tensión excesiva que resulta de revestimiento de expansión de UO2 Máxima potencia lineal del combustible (MFLPD) Mantiene la tensión plástica a menos del 1%: 25kw/ft (82kw/m). Accidentes Satisfacer los límites de 10CFR50.46 Aumentar la temperatura de los revestimientos superior a 2200 ºF La oxidación local no debe de exceder el 17 % El promedio de oxidación no debe rebasar el 1% Criterio de diseño de MCPR Los errores transitorios caudados por el operador y por las fallas en los equipos se limitaran de tal manera que solo los errores por incertidumbre serán vigilados por el funcionamiento normal de operación, la fiabilidad de las barras de no provocar una ebullición extrema es de 99.9 de confianza

Fig. 4.17

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A continuación se muestran algunas tablas que hace referencia a la operación del reactor considerando los parámetros mas importantes para su buen funcionamiento y el de los sistemas que se encuentran instalados tanto para su seguridad como para su operatividad BOC = 1.75 % PHX = 2.50 % En la figura 4.18 se muestra la grafica de los datos obtenidos en la experimentación de el núcleo máximo vs. la exposición

Fig. 4.18

Ejemplo de los patrones de las barras en BOC figura 4.19 Patrones mas flexibles 15% de margen en MCPR y MFLPD Forma axial en el fondo para maximizar el Eff Primer conjunto inicial de “A2´s”

Fig. 4.19

Golpeteo de barras en MOC Patrones flexibles de las barras Un margen de 15 % en MCPR y MFLPD FIME-UV

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Forma axial en el fondo Todos estos análisis se hacen de la misma manera para los diversos sistemas MOC, BOC y EOC, en los cuales se muestran los resultados obtenidos en la diversas graficas de experimentación. Figura 4.20 análisis en sistemas MOC, figura 4.21 análisis en sistemas EOC

F ig. 4.20

Fig. 4.21

En ambos casos se analiza la potencia axial nodal VS la exposición.

Perfil de SMD frío Extenso CSDM

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Mínimo solo en BOC

Fig. 4.22

Inicio del historial Inicio de la circulación natural del ESBWR Generalmente siguen el procedimiento establecido desde el arranque de plantas Dodewaard. Calentar refrigerante del reactor a 85 ° C con el calor de la caldera auxiliar y el calor de desintegración Drenado del refrigerante del reactor mediante la elaboración de un vacío en el condensador principal de vapor de la línea de drenaje abierta. Aumenta la potencia calorífica en un ritmo controlado, por el exceso de agua a través del sistema RWCU Retira las barras de control en casos críticos. A medida que aumenta la presión, abrir la válvula de derivación para controlar la presión de la turbina.

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Condiciones termo-hidráulicas durante el inicio

Fig. 4.23

Incremento de calor durante el inicio

Fig. 4.24

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Flujos del núcleo del reactor ESBWR (simulación durante el inicio)

Fig. 4.25

Resumen de las condiciones iniciales. ESBWR seguirá el procedimiento de inicio similar a la utilizada para Dodewaard Oscilaciones significativas se observaron en un reactor de Dodewaard durante el inicio normal de operación. Durante el arranque el único flujo principal es una fase Huecos en la chimenea en la parte superior Sin oscilaciones en el flujo de neutrones Sin oscilaciones de potencia Oscilaciones de inicio no representa ninguna amenaza a los límites térmicos

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Instrumentación principal del control

Poseen las siguientes sistemas

Cuatro de las divisiones del sistema del reactor de protección (RPS) (Scram) Cuatro de las divisiones características de ingeniería de seguridad (por ejemplo, ECCS) Cuatro divisiones de la ATWS / SLCS (Transitorios previstos, sin Scram / sistema de control de consumo de líquidos) Controlador de triple redundante para diversos RPS y ECCS

en la figura 4.26 se puede observar el listado arquitectónico de los sistemas.

Fig. 4.26

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La figura 4.27 presenta el número de sistemas de control (triplemente redundantes)

Fig. 4.27

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Sistemas de control dentro del núcleo

Fig. 4.28

En la figura 4.26 se observa claramente las diferencias del BWR convencional y el ahora mejorado ESBWR.

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Y por ultimo presentamos el tablero de control del ESBWR, que se aprecia en la figura 4.29, y donde claramente podemos observar el diseño futurista y mas digitalizado para un mayor y optimo funcionamiento.

Fig. 4.29

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CONCLUSIONES.

Con el crecimiento de la sociedad la demanda energética es un factor primordial para el desarrollo de la sociedad, y México no es la excepción, ya que el 70 % de la energía eléctrica producida en nuestro país se debe a plantas termoeléctricas que representan algunos inconvenientes, tanto para su funcionamiento, y para su construcción; también se ha optado por las energías alternativas, pero se ha demostrado que pese a su capacidad de reciclaje no son tan eficientes para saciar la gran demanda energética en nuestro país. Es por eso que la energía nuclear representa una forma fácil, segura y eficiente de generar energía eléctrica para consumos masivos, y a su vez la gran obra que conlleva la construcción de una planta de este tipo activa la economía de un sector de la población, no solo ingenieril, sino que en beneficio de la sociedad en general En la elaboración de este documento se expusieron datos sobresalientes sobre las plantas de energía nuclear y aun más sobre la nueva tecnología de reactores, los cuales son el futuro para el desarrollo de las nuevas sociedades, dentro de las diversas evoluciones que ha sufrido la tecnología nuclear destaca el reactor ESBWR (económico y simplificado reactor de agua hirviente), el cual es una alternativa viable para México ya que en la construcción de este tipo de plantas nucleares se obtendrían los siguientes beneficios. 

México entraría a la nueva era nuclear y con ello el gran despunte tecnológico ya que la mira del mundo estaría postrada en nuestro país

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La economía seria un factor detonante, pues al tener obras en gran escala los recursos humanos existentes en México aplicarían sus conocimientos en el área nuclear y así las fuentes de trabajo serian diversas. No solo se construirían estas centrales para generación de energía eléctrica, puesto que la ciencia en México avanzaría a pasos agigantados y con esto se tiene la posibilidad de vender los conocimientos aplicativos a otros países y ser competitivos a nivel mundial.

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Nuestra cultura científica y de investigación seria más eficiente y plurinominal, recordando que la energía nuclear se aplica en diversos campos, no solo en la generación de electricidad.

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El impacto ambiental se reduciría notablemente al consumir uranio como combustibles las emisiones de O2 serian notorias ya que las plantas termoeléctricas dejarían poco a poco de ser útiles para la generación de energía eléctrica y con ello los combustibles empleados para su funcionamiento podrían tener otras aplicaciones menos contaminantes.

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Nuestro avance como sociedad al eliminar todos los tabúes que existen en torno a las plantas de energía nuclear, si bien la historia no ha permitido aprender de los errores es hora de retomar de nuevo el camino hacia el bienestar de nuestra gente y el desarrollo de nuestro país

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Al analizar el reactor de tercera generación ESBWR se piensa siempre en los beneficios y en el bienestar de la sociedad, ya que la tecnología empleada es sin duda de primer nivel y que años de experimentación y funcionamiento de los reactores tipo BWR, ha demostrado ser una de las mejores tecnologías a nivel mundial en generación de energía eléctrica a través de medios nucleares. Los retos de hoy día nos enseñan a emplear el conocimiento en Pro del desarrollo humano, pero siempre pensando en las mejoras de un mañana mas benéfico para todos.

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BIBLIOGRAFIA

Centro de información laguna verde, CFE Manual “del fuego a la energía nuclear” Agosto del 2002 Glasstone Samuel y Sesosice Alexander “ingeniería de reactores nucleares” España, editorial Reverte S.A. 1990 Clave USX: TK9202 G5

Direcciones electrónicas: http://www.cfe.gob.mx/es/LaEmpresa/queescfe/Listadodecentralesgeneradoras. www.otrasenergias.com. http://www.monografias.com/trabajos/enuclear/enuclear.shtml. es.wikipedia.org/wiki/Radiación_nuclear. .www.arrakis.es/~lallave/nuclear/fusion.htm http://en.wikipedia.org/wiki/Economic_Simplified_Boiling_Water_Reactor www.energetics.com/pdfs/nuclear/esbwr.pdf www.world-nuclear-news.org/newsarticle.aspx www.gepower.com/prod_serv/.../esbwr.htm www.ne.doe.gov/np2010/pdfs/esbwrControlInstrumentation.pdf www.ne.doe.gov/np2010/pdfs/esbwrreactorcoreneutronics.pdf

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