Centrales Nucleares

Trabajo práctico de investigación: Centrales nucleares de reactores PHWR Materia: Física III Profesores: Jorge A. Ra

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Trabajo práctico de investigación: Centrales nucleares de reactores PHWR

Materia:

Física III

Profesores:

Jorge A. Ramos, Juan Ignacio Valls

Alumnos del grupo:

Rodrigo Igarza Andrés Kaumann Santiago Ocampo Facundo Salzman

Ingeniería eléctrica

- tercer año

Universidad Tecnológica Nacional

- Facultad Regional Concordia

Año 2019

Sobre el trabajo El siguiente trabajo grupal de investigación está realizado en el marco de la unidad Reactores y centrales nucleares de la materia Física III, con el objetivo de ampliar información, o agregar información más reciente, acerca de los reactores nucleares. La metodología se basa en una búsqueda en sitios vericados de internet (universidades, organizaciones gubernamentales y/o no gubernamentales, empresas del rubro, etc.) y libros, y realizar una síntesis de la información obtenida en forma de informe, con ilustraciones. La primera parte del trabajo introducirá historia y conceptos globales de radiactividad, sión nuclear, centrales nucleares y reactores, mientras que en la segunda parte nos enfocaremos en el reactor tipo PHWR (del inglés Pressurized Heavy Water Reactor, lo cual en español signica Reactor de agua pesada a presión) basándonos en la central nuclear embalse. Se nalizará el trabajo con un debate sobre el punto de vista ecológico de las centrales nucleares y se informará acerca de los accidentes nucleares más famosos de todos los tiempos: Chernobyl y Fukushima.

1.

Introducción

El año 1896 marca el nacimiento de la física nuclear cuando el físico francés Antoine-Henri Becquerel (1852-1908) descubrió por accidente la radioactividad en compuestos de uranio. Este descubrimiento, llevó a los cientícos a estudiar los detalles de la radioactividad, en la cual los materiales radioactivos emiten espontáneamente lo que por lo general se llama radiación. Estos procesos llevaron a una comprensión de la estructura del núcleo atómico, lo cual derivó en grandes avances sobre la radioactividad, las reacciones nucleares y sus diversas aplicaciones, que van desde la medicina y la investigación hasta la generación de grandes cantidades de energía eléctrica y en las desafortunadas armas nucleares [1].

2.

Reacciones nucleares

La radiactividad es un proceso espontáneo en el cual la estructura del núcleo de un elemento radioactivo cambia. También es posible estimular cambios en la estructura del núcleo al bombardearlo con partículas energéticas. Estas colisiones, que cambian la identidad del núcleo objetivo, son llamadas reacciones nucleares[1]. 2.1.

Algunas propiedades y notaciones de los núcleos

Todos los núcleos están constituidos por dos tipos de partículas: protones y neutrones. La única excepción es el núcleo de hidrógeno odrinario, que está constituido por un solo protón. El núcleo atómico se describe con el número de protones y neutrones que contiene, utilizando las cantidades siguientes: el número atómico Z , que es igual al número de protones en el núcleo; el número de neutrones N , que es igual al número de neutrones en el núcleo;

1

el número de masa A = Z + N , que es igual al número de nucleones (protones más neutrones) en el núcleo. Cuando se representan los núcleos, resulta conveniente utilizar el símbolo A Z X, donde X representa el símbolo del elemento químico y siendo el núclido la combinación especíca de Z y A. Por ejemplo, 56 Fe (hierro) tiene un número de masa 56 y número atómico 26; por tanto, contiene 26 protones y 26 30 neutrones. Cuando no existe posibilidad de confusión, se omite el subíndice Z , ya que siempre es 18 F, y también posible utilizar el símbolo químico para determinarlo. Por tanto 18 9 F, es lo mismo que se puede identicar como úor-18 o F-18 [1]. Los núcleos de todos los átomos de un mismo elemento tienen el mismo valor de Z . Sin embargo, A puede variar debido a que el número de neutrones varía en algunos casos. Las variedades existentes a causa de esta variación del parámetro N son denominadas isótopos. Por ejemplo, algunos isótopos del carbono son 11 C, 12 C, 13 C y 14 C, de los cuales, en la naturaleza abunda un 98,9 % del isótopo 12 C y cerca del 1,1 % del 13 mientras que los 11 C y 14 C son producidos articialmente mediante reacciones nucleares en laboratorios o a partir de los rayos cósmicos. Otro ejemplo es la variedad de isótopos del hidrógeno, de los cuales 1 H es el hidrógeno ordinario, 2 H se denomina deuterio y al 3 H tritio. 2.2.

Expresiones para las reacciones nucleares

Considere una reacción en la cual el núcleo objetivo X es bombardeado por una partícula a, resultando en un núcleo hijo Y y una partícula expulsada b: a+X→Y+b A menudo, esta reacción se esccribe de la forma más compacta: X(a,b)Y Así, por ejemplo, a la reacción 7 Li(p,α)4 He, en donde p indica un protón y α a una partícula alfa, que es un núcleo de helio, la podemos escribir de la forma: 1 He 1 2.3.

+ 73 Li → 42 He + 42 He

Captura de neutrones

Para el proceso de sión, es crucial un tipo de reacción que involucra neutrones. Debido a su neutralidad de carga, los neutrones no están sujetos a las fuerzas de Coulomb y, como resultado, no interactúan eleéctricamente con los electrones o el núcleo. Por tanto, los neutrones pueden penetrar en lo profundo de un átomo y colisionar con el núcleo. Un neutrón rápido (energía superior a aproximadamente 1 MeV) que viaja a través de la materia sufre muchas colisiones con los núcleos, renunciando a parte de su energía cinética en cada colisión. Los materiales para los que esos ocurre se llaman moderadores porque retardan (o moderan) los neutrones energéticamente originales de manera muy efectiva. Los núcleos de los moderadores deben ser de baja masa para que se les transera una gran cantidad de energía cinética cuando sean golpeados por neutrones. Por esta razón, los materiales que son abundantes en hidrógeno, como la parana y el agua, son buenos moderadores para los neutrones. 2

Eventualmente, la mayoría de los neutrones que bombardean a un moderador renuncian a tanta energía que están en equilibrio térmico con el material moderador, es decir, los neutrones se atemperan. Una vez que los neutrones se han atemperado y la energía de un neutrón particular es sucientemente baja (aproximadamente igual a 0,04 eV, lo cual corresponde a una velocidad neutrónica media cuadrática alrededor de 2.800 m/s), existe una alta probabiliddad de que el neutrón sea capturado por un núcleo, un evento que se acompaña de la emisión de un rayo gamma. Esta reacción de captura de neutrones puede escribirse: 1n 0

A+1 A+1 +A Z X → Z X* → Z X +γ

Una vez que se captura el neutrón, el núcleo A+1 Z X* se encuentra en un estado excitado durante un tiempo muy breve antes de sufrir desintegración gamma. El núcleo del producto A+1 Z X suele ser radioactivo y se descompone por emisión beta. La interacción de neutrones con la materia aumenta con la disminución de la energía de neutrones porque un neutrón lento pasa un mayor intervalo de tiempo en la vecindad de los núcleos objetivos. Veamos ahora con más detalle en la reacción de sión [1].

3.

Fisión nuclear

La sión nuclear es un tipo de reacción nuclear que se presenta cuando un núcleo pesado, por ejemplo el 235 U, se divide en dos núcleos más pequeños. La sión se inicia cuando un núcleo pesado captura un neutrón térmico, como se describe en la primera etapa de la ecuación anterior. La absorción del neutrón produce un núcleo que es inestable y puede cambiar a una conguración de energía más baja al dividirse en dos núcleos más pequeños. En esta reacción, la masa combinada de los núcleos hijas es menor que la masa del núcleo padre, y esta diferencia de masa se denomina defecto de masa. Esta energía está en forma de energía cinética asociada al movimiento de los neutrones y los núcleos hijas después de la sión. Multiplicar el defecto de masa por c2 da el valor numérico de la energía liberada. Se libera energía porque la energía de enlace por nucleón de los núcleos hijas es casi de 1 MeV mayor que la del núcleo padre. La sión del 235 U por neutrones térmicos puede representarse con la reacción 1n 0

+235 92 U →

236 U* 92

→ X + Y + neutrones

−12 s antes de dividirse en núcleos donde 236 92 U* es un estado intermedio excitado que sólo dura 10 X y Y de media masa, que se denominan fragmentos de sión. En cualquier reacción de sión hay numerosas combinaciones de X y Y que satisfacen los requisitos de conservación de la energía y carga. En el caso del uranio, por ejemplo, hay unos 90 núcleos hijas que se pueden formar. Además, la sión da por resultado la producción de varios neutrones, por lo general dos o tres. En promedio, unos 2,5 neutrones se liberan por cada evento. Una reacción representativa para el uranio es (gura 2) 1n 0

+

235 U 92



141 Ba 56

+

92 Kr 36

+ 3(10 n)

La energía Q liberada en cada evento de sión depende exclusivamente de la energía de enlace por nucleón en función del número de masa de cada núcleo (gura 1). Allí aparece que la energía de enlace 3

Figura 1: Energía de enlace por nucleón en función del número de masa de cada núcleo

Figura 2: Un evento de sión nuclear por nucleón es de 7,2 MeV para núcleos pesados (A ≈ 240) y unos 8,2 MeV para núcleos de masa intermedia. La cantidad de energía liberada es 8,02 MeV − 7,02 MeV = 1 MeV por nucleón. Ya que existe un total de 235 nucleones en el 235 92 U, la energía liberada en cada evento de sión es 235 MeV, lo cual es, por ejemplo, millones de veces mayor que la energía liiberada en la combustión de una molécula de octano empleada en motores de gasolina [1].

4

4.

Reactores nucleares

Fuente: INVAP

En la gura, se observa una fotografía de un reactor nuclear en pleno funcionamiento. La luz azul de fondo se debe al efecto Cherenkov, que ocurre cuando ciertas partículas, en un medio que no es el vacío, viajan más rápido que la velocidad de la luz para ese medio [2]. Los dos o tres neutrones producto de la sión del 235 92 U mencionados anteriormente, pueden incitar a otros núcleos a sionarse. Porque son producidos más neutrones por el evento que son absorbidos existe la posibilidad de una reacción en cadena alguna vez construida (gura 3).

Figura 3: Reacción nuclear en cadena iniciada por la captura de un neutrón La experiencia demuestra que si la reacción en cadena no se controla, puede sucitarse una violenta explosión, con la liberación repentina de una enorme cantidad de energía. De cualquier modo, cuando la reacción se controla, la energía liberada puede utilizarse en un servicio constructivo. En Estados Unidos, por ejemplo, el 20 % de la electricidad generada por año proviene de plantas nucleares. Lo 5

mismo ocurre extensivamente en numerosos países, incluyendo Francia, Rusia e India. [1] En la Argentina, contamos con tres centrales nucleares de potencia que generan alrededor del 6 % de toda la energía que consume en el país. Las mismas son: Central Nuclear Atucha I, a 100 km de la Ciudad de Buenos Aires; Central Nuclear Atucha II, situada en el mismo complejo que Atucha I; Central Nuclear Embalse, a 110 km al sudoeste de la Ciudad de Córdoba [3], [4], [5] Un reactor nuclear es un sistema diseñado para mantener lo que se llama reacción en cadena autosostenida. Este importante proceso fue logrado primero en 1942 por Enrico Fermi y su equipo en la Universidad de Chicago. La mayoría de los reactores hoy en opereación usan uranio como combustible. De cualquier modo el uranio se presenta de manera natural, contiene únicamente 0,7 % del isótopo 235 U con el resto 99,3 % de 238 U. Este hecho es importante para el funcionamiento de un reactor porque 238 U casi nunca siona. En lugar de ello, tiende a abbsorber neutrones sin que se presente un subsiguiente evento de sión, lo cual produce neptunio y plutonio. Por esta causa, los combustibles de los reactores deben ser enriquecidos articialmente para contener por lo menos unos pocos puntos porcentuales de 235 U. Varios sistemas de reactor permiten que la energía cinética de diversos fragmentos de sión se transforme en otros tipos de energía y, en última instancia, se transera fuera de la planta como transmisión eléctrica. El reactor de agua a presión es el más común en Estados Unidos (y en la Argentina). Sus partes principales son comunes a todos los diseños de reactores.

Figura 4: Reactor de agua a presión Los eventos de sión en los elementos de combustible de uranio del núcleo del reactor elevan la 6

temperatura del agua contenida en el circuito primario (cerrado), que se mantiene a presión para controlar la ebullición del agua. Esta agua también sirve como moerador para atemperar a los neutrones liberados en los eventos de sión con una energía de alrededor de 2 MeV. El agua a presión caliente se bombea a través de un intercambiador de calor, donde la energía interna del agua es transferida por conducción al agua contenida en el circuito secundario. El agua caliente del circuito secundario se convierte en vapor, el cual realiza trabajo para accionar un sistema de turbogenerador que permite producir energía eléctrica [1]. Los reactores nucleares suelen clasicarse en reactores térmicos y reactores rápidos. Los nombres de estos grupos hacen referencia a la energía de los neutrones que provocan la sión. Entre los reactores térmicos, tenemos (entre otros): PWR: reactor de agua a presión; PHWR: reactor de agua pesada a presión; BWR: reactor de agua en ebullición A continuación, veremos con más detalle el segundo reactor de los nombrados recién.

5.

Reactor nuclear PHWR (Pressured Heavy Water Reactor)

Este tipo de reactores tiene su origen en Canadá entre la década del 1950 y 1960 y eran llamados reactores CANDU (Canada Deuterium Uranium). Se trata de un reactor que usa agua pesada (D2 O) a alta presión como moderador y refrigerante y como combustible utiliza uranio natural o ligeramente enriquecido. La alta presión del agua pesada provoca que alcance una mayor temperatura sin llegar a la ebullición, lo cual permite al sistema transferir una mayor cantidad de calor desde el corazón del reactor hasta la turbina. A diferencia de este tipo de reactores, los que utilizan agua ordinaria como moderador requieren de uranio enriquecido como combustible, puesto que el H2 O tiende a absorber neutrones, dejando así una cantidad insuciente de estas partículas que colisionan con los núcleos del combustible. El agua pesada tiene propiedades como moderador similares al agua, aunque algo menores debido a que la masa de un núcleo 11 H es prácticamente el doble. Sin embargo, este tipo de moderador no absorbe el neutrón extra que tiende a absorber el agua ordinaria ya que el núcleo del deuterio ya cuenta con ese neutrón [6]. En cuanto al diseño de los reactores PHWR, tenemos: 1. Reactor de vasija de presión; 2. Reactor de tubos de presión; Los reactores CANDU tienen características únicas de diseño que proporcionan ventajas sobre otros diseños de reactores: Debido al agua pesada como moderador, no son necesarias costosas instalaciones de enriquecimiento de uranio, lo cual lo hace más atractivo para países menos desarrollados; El moderador está en un gran depósito llamado calandria, atravesado por varios tubos de presión horizontales que constituyen un depósito para el combustible, refrigerado por una corriente de agua pesada a gran presión en el circuito primario, alcanzando temperaturas de 290 o C; 7

Figura 5: esquema del reactor CANDU El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes tubos de presión, evitando así la necesidad de recurrir a una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá también carecía de este tipo de industrias; Los tubos están hechos de una aleación de circonio y estaño llamada zircaloy, que es relativamente transparente a los neutrones; El diseño de los tubos permite que estos se puedan repostar continuamente sin apagar el reactor, entre otras [7]. En lo que se reere a refrigeración, se dice que al circuito primario lo componen los tubos de agua pesada a presión (en la gura pintados de amarillo - dorado). En un intercambiador de calor, este circuito transere su energía térmica a agua ordinaria que se hace correr en tuberías que componen el circuito secundario. En él, el agua se evapora y ese vapor es el que transere su energía cinética a la turbina generadora de energía eléctrica. Una vez pasada la turbina, el vapor se condensa, siendo refrigerado por un circuito terceario, cuya agua se extrae del mar o algún río o lago cercano a la planta, y, por acción de una bomba, es devuelto al intercambiador de calor con el circuito primario [3].

6. 6.1.

Centrales nucleares de potencia en Argentina Central nuclear Atucha I

La central nuclear Atucha I fue conectada al sistema interconectado nacional el 19 de marzo de 1974 y comenzó su producción comercial el 24 de junio de ese mismo año, convirtiéndose en la primera central nuclear de América Latina. Atucha I (tanto como Atucha II), está ubicada sobre la margen derecha del río Paraná, a 100 km de 8

la ciudad de Buenos Aires, en la localidad de Lima. Información técnica

Tipo de reactor: recipiente de presión SIEMENS; Potencia térmica 1.179 MW Potencia bruta eléctrica: 362 MW Moderador y refrigerante: 2 H2 O; Combustible: uranio ligeramente enriquecido (0,85 %) [3] La Central Nuclear Atucha I ha permitido un importante ahorro de recursos naturales con menor impacto ambiental, evitando la destrucción de la capa de ozono, el calentamiento de la atmósfera y la lluvia ácida [5]. 6.2.

Central nuclear Atucha II

Atucha II, ubicada en el mismo complejo que Atucha I, también pertenece al grupo de reactores PHWR de vasija de presión. Comenzó a construirse en 1982, auqnue la obra estuvo paralizada durante muchos años hasta que, en el año 2006, se reanudaron las obras para la nalización de la central. El 27 de septiembre del 2014, su generador fue sincronizado al sistema interconectado nacional. Información técnica:

Tipo de reactor: recipiente de presión; Potencia térmica: 2.175 MW; Potencia eléctrica bruta: 745 MW; Moderador y refrigerante: 2 H2 O; Combustible: uranio natural [3], [5]. 6.3.

Central nuclear Embalse

La central nuclear Embalse es, en orden cronológico, la segunda central nuclear en construirse en nuestro país. Se encuentra ubicada en la costa sur del Embalse del Río Tercero, provincia de Córdoba, a 110km al sudoeste de la ciudad de Córdoba. La central pertenece al tipo de centrales CANDU (PHWR de tubos de presión) que utiliza como combustible uranio natural y su regrigerante y moderador es el 2 H2 O. Información técnica:

Tipo de reactor: tubos de presión (CANDU); Potencia térmica: 2.064 MW; Potencia eléctrica bruta: 683 MW; 9

Moderador y refrigerante: 2 H2 O; Combustible: uranio natural. Recientemente, esta central se vio sometida a un proceso de reacondicionamiento que le permite renovar su ciclo por 30 años, además de incrementar su potencia en un 6 %. Las principales actividades que se ejecutaron son el cambio de los tubos de presión, el cambio de los generadores de vapor, las computadoras de proceso y la repotenciación de la planta. Este proyecto de extensión de vida permite además, la producción de Cobalto 60, un isótopo con aplicaciones en la medicina, la investigación y la industria. Argentina es uno de los principales abastecedores de Cobalto 60 en el mercado mundial [3], [5].

Referencias [1]

Raymond A. Serway, John W. Jewett Jr,

décima edición;

[2] Video de YouTube: [3] Sitio web:

J. Santaolalla

, El efecto Cherenkov; canal: Date un Voltio;

Nucleoeléctrica Argentina S.A.

[4] Sitio web: Argentina.gob, Ministerio educación en eciencia energética; [5] Sitio web:

Argentina.gob

[6] Sitio web:

Wikipedia.org

[7] Sitio web:

Wikipedia.org

[8] Sitio web:

nupecc.org

Física para Ciencias e Ingenierías, Volumen II,

- Central nuclear Atucha I, II y Embalse; ; Estrategia eacional de

de Energía de la Nación

->Energía ->Energía nuclear ->Centrales nucleares;

; Reactor de agua pesada a presión;

; Reactor CANDU;

; Energía nuclear; Reactores nucleares

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