QUIMICA DEL BWR

QUIMICA DEL BWR
1
I N D I C E
1.0
OBJETIVO
2.0
INTRODUCCION
3.0
QUIMICA DEL AGUA EN UN BWR
3.1
3.2
3.4
3.5
4.0
DEL BWR
DE CALIDAD DEL AGUA
QUIMICOS EN EL SISTEMA
DE CONTROL QUIMICO
FUENTES DE RADIACION EN PLANTAS BWR
4.1
4.2
4.3
4.4
4.5
5.0
QUIMICA
CONTROL
NIVELES
EQUIPOS
RADIOQUIMICA
PRODUCTOS DE
PRODUCTOS DE
PRODUCTOS DE
PRODUCTOS DE
DEL BWR
ACTIVACION DEL REFRIGERANTE
CORROSION ACTIVADOS
FISION
ACTIVACION TRANSURANICOS
VELOCIDAD DE LIBERACION DE GASES DE FISION
5.1
5.2
VELOCIDAD DE LIBERACION DE RADIOYODOS
PATRONES DE LIBERACION DE PRODUCTOS DE FISION
6.0
ESPECIFICACIONES TECNICAS
7.0
REFERENCIAS
8.0
TABLAS Y FIGURAS
8.1
8.2
TABLAS
FIGURAS
1
1.0
OBJETIVO
La purificación del agua es una parte importante en la
operación de una central nuclear y ésta se lleva a cabo
mediante procesos de intercambio iónico y filtración para
mantener la pureza requerida del refrigerante y minimizar
los niveles de radiación en la planta y las liberaciones de
radiactividad al medio ambiente.
El control de la calidad del agua en una central nuclear
involucra el control químico similar al que es usado en las
plantas convencionales y la radioquímica que es la única
para centrales nucleares.
La presencia de material
radiactivo no afecta a la química del agua, pero hace que el
proceso de desechos y el control de las descargas sea mas
complejo.
1
2.0
INTRODUCCION
En una central BWR existen diferentes sistemas que utilizan
el agua para desempeñar las siguientes funciones:
a.
b.
c.
Refrigeración
Sellado
Lubricación
En cada sistema, el agua debe recibir un tratamiento químico
adecuado con el fin de reducir al mínimo los daños por
corrosión e incrustación en componentes activos y pasivos
del sistema, por lo que es de máxima importancia mantener un
elevado grado de pureza del agua de manera que:
a.
Se reduzca al mínimo la concentración de productos de
corrosión activados, lo cual redundará en un bajo nivel
de radiación en la central por partículas en suspensión
o en solución.
b.
Reducir al mínimo los depósitos de impurezas en las
superficies
del
núcleo,
especialmente
en
las
superficies destinadas a la transferencia de calor
aumentando con esto el rendimiento térmico de la
central.
c.
Mantener una visibilidad a través del agua en la vasija
del reactor para facilitar las operaciones de recarga
del combustible.
Los radionúclidos en las corrientes de procesos simplifican
algunas mediciones analíticas y pueden ser usados como
traza-dores para diagnosticar y evaluar el estado de la
planta.
1
3.0
QUIMICA DEL AGUA EN UN BWR.
3.1
QUIMICA DEL BWR.
El reactor de agua en ebullición es una planta de
proceso con un circuito cerrado de agua, que utiliza
agua de muy alta pureza en todas las partes del sistema
(Fig. 1).
El sistema de agua en ciclo cerrado, se muestra en las
Fig. 1 y 1A. El vapor es condensado y colectado en el
pozo caliente (del condensador principal) localizado
abajo de los tubos del condensador.
Las posibles fugas en el condensador pueden ocasionar
que el agua de mar entre al pozo caliente e introducir
impurezas, siendo significativas las consecuencias de
estas pequeñas fugas.
El agua del pozo caliente es deareada, para reducir la
concentración de oxígeno en la misma y pasa a través de
los
desmineralizadores
de
condensado
los
cuales
eliminan la mayoría de los productos de corrosión
insolubles por filtración y los materiales iónicos
disueltos por intercambio iónico, ofreciendo una
protección limitada contra fugas en los tubos del
condensador, mientras se toman las medidas adecuadas
(aislar la caja del condensador afectada) y localizar
el tubo fallado para taparlo o retirarlo para su
inspección.
El agua de alimentación pasa a través de los
calentadores (de baja y alta presión) y entra al
reactor a aproximada-mente 216°C (420°F).
1
Puesto que no existe purga, como en las plantas
convencionales para el agua del reactor, excepto una
muy pequeña fuga del sistema primario, el arrastre es
muy poco el agua del reactor concentra todos los
materiales solubles e insolubles que entran en el agua
de alimentación. El sistema de limpieza del agua del
reactor (RWCU), elimina los materiales solubles e
insolubles, incluyendo productos de fisión, pero tiene
muy poco control sobre los productos de corrosión. La
comparación de los niveles de productos de corrosión
entre el agua de alimentación y el agua del reactor,
muestra claramente que la mayor parte del inventario se
encuentra en el agua del reactor, eliminando el sistema
de agua de limpieza del reactor solamente una pequeña
parte.
En el caso de la Central Laguna Verde, el agua de los
drenajes de calentadores es colectada y enviada a los
filtros electromagnéticos, en donde se eliminan los
óxidos de hierro suspendido (impurezas que inducen
turbidez), antes de ser introducida al Sistema de
Condensado y Agua de Alimentación.
Así, se necesita
que el agua de alimentación sea extremadamente pura.
En los reactores de agua en ebullición, no se utilizan
aditivos para controlar el pH o la reactividad.
Los
criterios químicos más importantes para obtener el agua
pura del reactor son:
a.
b.
c.
Baja conductividad
Baja concentración de
cloruros
Baja concentración de
oxígeno
≤ 1.0 µmho/cm a 25°C
≤ 0.2 ppm
≤ 200 ppb
1
d.
3.2
5.6 ≤ pH ≤ 8.6
pH
CONTROL DE LA CALIDAD DEL AGUA
Las razones para controlar la calidad del agua son:
a.
Minimizar la corrosión de los materiales usados en
la planta.
b.
Minimizar los
refrigerante.
3.2.1
niveles
de
radionúclidos
en
el
Corrosión
Se define como un proceso químico (o electroquímico) que modifica la estructura atómica
de un elemento alterando las propiedades
físicas del mismo. En general hay dos tipos
de corrosión en la planta: la pérdida general
de material y la corrosión por fragilización
bajo esfuerzo.
La
corrosión
general
consiste
en
la
eliminación uniforme de una capa de material
en aquellas superficies en contacto con el
agua
y
no
reviste
importancia
en
los
materiales del circuito primario ya que la
velocidad de ataque es pequeña.
La corrosión bajo esfuerzo se presenta en
ciertos metales, particularmente en aceros
inoxidables austeníticos. En zonas sometidas
1
a
grandes
tensiones
estos
materiales
presentan
corrosión
y
agrietamiento,
dependiendo la magnitud y velocidad, del
grado de esfuerzo,
la temperatura, la presencia de iones en
particular cloruros y oxígeno disuelto en el
agua.
El sistema primario está constituído por
materiales
resistentes
a
la
corrosión,
principalmente acero inoxidable, los cuales
tienen velocidades de oxidación muy bajas
pero son susceptibles de corrosión bajo
esfuerzo,
por
lo
que
deben
seguirse
estrictamente los límites de cloruros y
oxígeno disuelto en el agua para evitar
condiciones que podrían conducir a la ruptura
por esfuerzo.
Estos sistemas de la planta utilizan materiales de menor resistencia a la corrosión, tal
como aceros al carbón en las líneas de vapor
principal, turbina, condensador y líneas de
agua de alimentación.
Los productos de
corrosión liberados de la superficie de estos
materiales, deben de eliminarse del agua de
alimentación antes de que entren a la vasija
del reactor, minimizando la cantidad de
material introducido al reactor que se
depositaría
en
las
superficies
de
transferencia
de
calor
del
combustible
provocando superficies de flujo crítico.
1
Reduciendo la cantidad de material que entra
a la vasija, se minimiza la cantidad de
productos de corrosión activados fuera del
núcleo acumulados en lugares del sistema
primario.
Así, el principal énfasis en el control de la
calidad
del
agua en un reactor BWR se
centra
en la eliminación de impurezas del ciclo de
agua, mas que en el control de las mismas en
el sistema de operación.
El control de la calidad del agua se inicia
durante la construcción cuando se realizan
grandes esfuerzos para asegurar que los tubos
estén limpios y no existe material extraño en
los sistemas. La calidad apropiada del agua
se inicia aún antes de que opere la planta y
continua así hasta el apagado final.
El
mantenimiento continuo de la más alta calidad
del agua es importante durante las paradas
así como durante la operación.
3.3
PARAMETROS DE CONTROL.
Un ambiente de agua de alta pureza y pH neutro en el
BWR, simplifica y facilita ampliamente el monitoreo de
las condiciones químicas.
El parámetro principal de
monitoreo es la conductividad eléctrica (conductancia
específica). La instrumentación empleada para medir la
1
conductividad es relativamente simple y confiable.
La conductividad está definida como el recíproco de la
resistividad (sus unidades son ohm-cm). Las unidades
de
conductividad
son
mho/cm.
Puesto
que
la
conductividad es muy baja en un BWR, nosotros usamos
típicamente unidades de conductividad de 10-6mho/cm, lo
que equivale a un µmho/cm.
La conductividad del agua pura a 25°C teóricamente es
de 0.055 µmho/cm y varias corrientes de proceso en un
ciclo BWR se aproximan a este valor.
La conductividad mide las especies iónicas disueltas en
el agua, y, puesto que el agua en un BWR es de muy alta
pureza, la conductividad nos permite estimar los
valores máximos de otros parámetros químicos. Así, la
conductividad proporciona una verificación cruzada
simple de los resultados de los análisis químicos y de
la instrumentación.
Otro parámetro de control importante es el pH, el cual
es una expresión de la concentración del ión hidrógeno
libre en una solución.
Matemáticamente el pH está
definido como el recíproco del logaritmo de la
concentración de iones hidrógeno, mostrado de la
siguiente forma:
pH = - log [H+]
El agua neutra tiene un pH de 7, derivado del hecho
físico que a una temperatura dada, un número finito de
moléculas de agua se disociarán en iones H+ y OH. La
relación está descrita por la constante de disociación
1
del agua K(H2O) y es igual a 10-14 a 25°C.
Combinando los cálculos de conductividad y pH nos conducen a la derivación de la curva mostrada en la Fig.
2.
Esta curva proporciona una herramienta muy útil en el
monitoreo y control de la química de la planta y
particu-larmente de las condiciones del agua del
reactor.
La conductividad se puede usar como el principal
criterio de la pureza del agua e, indirectamente, el
pH. General-mente la conductividad se encuentra en el
rango de 0.1 a 0.2 µmho/cm.
Los límites normales de operación para el agua del
reactor es menor de 1.0 µmho/cm con pH de 5.6 a 8.6.
En la medida que disminuye la conductividad, el rango
posible de pH se hace más pequeño y cuando llega a
0.055 µmho/cm el pH se aproxima a 7.
Si se conoce la conductividad, podemos inferir el pH,
ya que existe una relación entre la conductividad y el
pH (Fig. 2) y puesto que el agua de alimentación tiene
una conductividad cercana a la teórica, no es necesario
medir su pH.
El agua del reactor, con una conductividad > 1µmho/cm,
el rango posible del pH es más amplio y debe ser
verificado.
1
No es posible una combinación de ácidos, bases o sales
que puedan dar un punto abajo de la curva, por lo que
en la Fig. 2, está marcada como región imposible.
La concentración de cloruros es el tercer parámetro
importante en la química del BWR debido a su relación
con la corrosión por fragilización bajo esfuerzo en los
aceros inoxidables.
No se ha desarrollado un monitor de cloruros en línea
por lo que este análisis se debe hacer en laboratorio
tomando una muestra.
Sin embargo, otra vez la
conductividad proporciona una asistencia, la Fig.
3
es
una
gráfica
de
conductividad
contra
concentración de cloruros para conductividades bajas,
se indica la concentración máxima de cloruros de sodio,
debido a que la curva está basada en los iónes sodio y
cloruros
como
las
únicas
especies
conductoras
presentes.
La conductividad, pH, oxígeno disuelto y cloruros son
los parámetros químicos mas importantes monitoreados
rutinariamente para verificar el funcionamiento de los
sistemas de proceso que controlan la calidad del agua.
Los niveles de oxígeno disuelto en el agua del reactor
y agua de alimentación pueden ser monitoreado mediante
un detector de oxígeno disuelto.
La turbidez es una medida de la cantidad de materiales
insolubles en las corrientes de proceso en un BWR.
1
Puesto que en un sistema BWR, el hierro es un producto
de
corrosión insoluble, es el material predominante,
reportándose la turbidez en términos de ppb de hierro
(Fe).
Si los niveles de hierro son altos, se deben hacer
mediciones en la línea utilizando un turbidimetro que
trabaja con el principio de la luz reflejada por las
partículas suspendidas en la muestra del agua.
Desafortunadamente, es afectada por el número, color y
textura de la superficie de las partículas, por lo
tanto,
este
instrumento
sólo
es
aplicable
como
indicación de las tendencias que siga, como una
verificación del funciona-miento relativo del equipo,
tales como filtros.
Las mediciones mas precisas de insolubles se hacen
tomando una muestra integrada por filtración con los
subsecuentes análisis en el laboratorio por medios
químicos.
El
Sílice,
es
otro
parámetro
monitoreado
rutinariamente. En plantas convencionales que operan a
alta presión el Silice se monitorea porque a altos
niveles de concentra-ción
produce
depósitos en los
álabes y diafragmas de la
turbina. En el ciclo del BWR, las presiones de vapor
son más bajas y pueden tolerarse concentraciones más
altas de Silice. Sin embargo, la Sílice en el agua del
reactor se monitorea regularmente debido a que ofrece
un parámetro importante para monitorear el agotamiento
de los desmineralizadores.
1
Esto es particularmente útil en el monitoreo del
funcionamiento de los desmineralizadores del sistema de
limpieza de agua del reactor y desechos radiactivos.
3.4
NIVELES QUIMICOS EN EL SISTEMA
A continuación se presentan, en la tabla No. 1, los
diferentes parámetros que son monitoreados en un BWR.
Las concentraciones mostradas son logradas con la
operación adecuada del equipo de la planta.
Se
observa, que después de la filtración y del intercambio
iónico en el sistema desmineralizador de condensado
(CONDEMIN) se nota un marcado mejoramiento en la
calidad del agua.
La importancia de esto, es que los niveles de los materiales iónicos en el agua del reactor pueden medirse
por la
conductividad
y
son
relacionados con la
rápidez de entrada , excepto para los niveles de los
materiales de corrosión activados (CRUD) en el agua del
reactor que no son indicativos de que tantos productos
de corrosión están entrando al sistema o los problemas
que esta entrada causara.
Los niveles de oxígeno en el agua del reactor no
muestran el mismo factor de concentración de otras
sustancias solubles, ya que el oxígeno por ser gas,
continuamente está saliendo de la vasija del reactor
con el vapor y es
extraído del condensador principal por los eyectores
del off-gas. Note los altos niveles de concentración
de oxígeno en vapor.
1
El incremento de oxígeno en el agua de alimentación se
debe a la descomposición radiolítica de agua por el
alto flujo neutrónico dentro del núcleo.
La razón para mantener bajo vigilancia y control en el
contenido de oxígeno, se debe a su intervención en los
procesos de corrosión.
En la Fig. 4, se muestra una
relación entre las fallas por corrosión y las
concentraciones de cloruros y oxígeno presentes.
Se
observa en esta figura, durante la operación, para un
nivel de oxígeno de 0.2 a 0.3 ppm el nivel aceptable de
cloruros es de 1 ppm.
Un alto nivel de oxígeno en el agua del reactor en
condiciones despresurizadas, representa las condiciones
saturadas del agua en contacto con el aire.
Los productos de corrosión, por el contrario, consisten
de partículas sólidas (Fierro y Cobre) arrastradas
en suspensión en el refrigerante, procedentes de la
corrosión de superficies metálicas, las cuales tienden
a depositarse rápidamente en las zonas calientes del
sistema, formando delgadas capas que disminuyen los
coeficientes de transferencia de calor, de tal forma
que sólo el 1% de partículas permanece suspendida en el
fluído el tiempo suficiente para poder ser extraída por
el sistema de limpieza de agua del reactor (RWCU) por
lo tanto, los niveles de impurezas insolubles medidos
en muestras tomadas de la vasija no son representativas
del aporte de éstos y es preciso analizar muestras
tomadas
1
directamente del
alimentación.
sistema
de
condensado
y
agua
de
Debido a que los productos de corrosión son insolubles,
deben minimizarse sus entradas a la vasija, ya que para
una planta como Laguna Verde, operando con un límite de
15 ppb de productos de corrosión en el agua de alimentación, la entrada puede alcanzar aproximadamente 500
kilogramos de impurezas en un año y una vez depositados
en la vasija, solo se pueden eliminar durante las
recargas de combustible, o bien mediante el reemplazo
de partes externas al núclo, tales como tuberías y
bombas de recirculación en donde pueden contribuir a
incrementar las zonas de radiación.
3.5
EQUIPOS DE CONTROL QUIMICO
Intercambio iónico entre un líquido y una fase sólida.
Este proceso es útil, ya que no ocurren cambios permanentes en el material de intercambio iónico y que la
reacción es reversible.
La conversión a la forma
iónica
original,
es
lo
que
se
conoce
como
"regeneración".
La aplicación del intercambio iónico, en el tratamiento
de agua, nació del proceso de ablandamiento del agua,
en la cual los iones de calcio y magnesio son
intercambiados por iones de sodio.
Actualmente la
mayoría de los métodos de intercambio iónico son
resinas sintéticas con propiedades específicas para
aplicaciones bien definidas.
1
La mayoría de las resinas usadas en la aplicación de
purificación
de
agua
están
basadas
en los
polímeros
hechos de poliestireno y divinil benceno.
El
poliestireno forma cadenas mientras que el divinil
benceno actúa como agente entrecruzador de cadenas, que
puede usarse para controlar las propiedades físicas de
la resina.
Los grupos reactivos son añadidos
generalmente a los anillos aromáticos en las cadenas y
pueden introducirse antes o después de que la resina
haya sido formada.
Las resinas con alto grado de entrecruzamiento de
cadenas, son mas deseables debido a que se hinchan
menos cuando se colocan en solventes.
Las resinas de poliestireno-divinil benceno han sido
explotadas preferentemente con respecto a otro tipo de
resinas debido a su resistencia a la oxidación,
reducción química, versatilidad, capacidad de resistir
el manejo mecánico y a la ruptura.
Existen cuatro grupos de resinas
naturaleza de los equipos reactivos:
Fuertemente ácida.
Debilmente ácida.
Fuertemente básica.
Debilmente básicas.
basadas
en
la
RSO3H+
R-C00H
R-CH2N (CH3)3+
R-CH2N (CH3)2 (CH2CH2CH2)OH
RNH2
Otra distinción entre las resinas es su grado de entre-
1
cruzamiento de cadenas en la base de la resina.
Las
resinas con aproximadamente el 8% de agente entrecruzador se les conoce como resinas tipo gel.
Otro tipo de resinas son las llamadas macroporosas las
cuales tienen mayor afinidad para los iones de alto
peso molecular debido a su gran estructura porosa.
Cada tipo de resina tiene sus usos especiales y en los
sistemas nucleares, se incluye el tratamiento de
desechos
y
de
agua
de
repuesto,
utilizandose
ampliamente en las unidades de lechos mixtos de resinas
fuertemente ácidas y fuertemente básicas, ya que tales
mezclas eliminan la mayor parte de los iones en las
concentraciones mas bajas y por lo tanto producen agua
mas pura cuando se les utiliza en forma de hidrógeno e
hidroxilo.
Capacidad de las Resinas.
La capacidad de intercambio iónico de una resina se
refiere a la cantidad de sitios de intercambio iónico y
es expresada en miliequivalentes por gramo seco de
resinas, (un Ion Fe+2 tomará el doble de lugares que un
Ion de Na+1). La capacidad total depende del número de
sitios reactivos en la cadena, la cual depende de la
estructura del polímero, cantidad de entrecruzamientos
y el tipo de grupo reactivo.
La capacidad de operación es una medida del funcionamiento real, obtenida con el material de intercambio
iónico y está determinada por la capacidad total disponible de la resina, el nivel de regeneración, por la
preferencia de un ión con respecto a otro, composición
1
de la solución a ser tratada, flujos, temperatura.
La capacidad total disponible en la resina estará
gobernada por el grado de regeneración de la resina.
En los sistemas nucleares, es deseable regenerar la
resina tan completamente como sea posible para obtener
el potencial de capacidad mayor y minimizar la fuga a
través de la resina.
La capacidad es determinada además por el grado de
entre-cruzamiento, estructura y grupos activos de que
está compuesta la resina. En general, se ha encontrado
de que las resinas catiónicas fuertemente ácidas,
tienen aproximadamente dos veces la capacidad de las
resinas fuertemente básicas y que la resina tipo gel
tiene mayor capaciad que la resina macroporosa.
Las resinas macroporosas tienen mayor porcentaje de
entrecruzamiento que las resinas tipo gel, lo cual les
reduce la capacidad, pero entre mayor sea el entrecruzamiento mayor es la estabilidad química.
Selectividad y afinidad de la resina.
Varios factores controlan la capacidad de la resina
para eliminar las especies iónicas.
Las afinidades
relativas de la resina para varios iones se presenta a
continuación. (Tabla No. 2)
Ba++> Sr++> Ca++> Mg++> Ag+> Rb+> NH4+> Na+> H+> Li+
1
Resinas aniónicas fuertes
CNS-> I-> NO3-> Br-> HSO4-> Cl-> HCO3-> HSi03-> OH-> FNote que los iones trivalentes se mantienen más fuertemente que los iones divalentes, y éstos a su vez se
mantienen más fuertemente que los iones monovalentes.
En los sistemas BWR, las resinas catiónicas se usan en
forma de hidrógeno y como el Li- no está presente en el
condensado, el H+ se libera en el proceso de desmineralización.
El fluoruro es el único ión (anión) retenido debilmente
y fuga a través de las resinas de los demineralizadores
de condensado como lo indica la alta concentración de
F-18 en el agua de alimentación.
El cloruro reemplaza al hidróxido pero no es retenido
fuertemente como otros iones. Así, si se requiere un
estricto control del cloruro, debe tenerse cuidado de
asegurar que la resina no está agotada con iones que se
mantienen más fuerte que los cloruros.
El yoduro, tal como el producto de fisión I-131, es
eliminado fácilmente por las resinas, pero es difícil
de regenerar debido a gran afinidad de las resinas por
los I-.
Los yoduros radiactivos son retenidos en la
resina durante su decaimiento. Otro factor controlante
es la selectividad, la cual relaciona la concentración
de un ión en la solución a la concentración de otros
iones en la resina.
La temperatura y el flujo también afectan la rapidez de
1
intercambio.
Si el flujo en lt/min/cm2 (gpm/lt2)
dismi-nuye el tiempo de interacción se incrementa,
permitiendo mas tiempo para el intercambio.
Flujos
bajos, incrementan la superficie de cama necesaria para
suministrar
el
volúmen
de
agua
requerido,
esto
incrementaría el tamaño o número de equipos.
Las
velocidades
de
reacción
de
intercambio
se
incrementan con la temperatura, pero la temperatura
está limitada por la resina en el tratamiento de agua
a aproximadamente 60°C debido a la estabilidad química
de las resinas aniónicas.
Estabilidad de las resinas.
El grado de entrecruzamiento afecta la estabilidad de
las resinas lo mismo que su capacidad.
Para las
resinas catiónicas, cualquier agente oxidante atrae a
la
cadena
de
hidrocarburos
en
la
cadena
de
entrecruzamiento.
La capacidad no se elimina hasta que la resina se
degrada en el punto de falla de su resistencia física.
Puesto
que
la
resina
macroporosa
tiene
mayor
porcentaje de entrecruzamientos que la resina tipo gel,
es más estable en cuanto al ataque de oxidantes. En la
resina aniónica, los agentes oxidantes atacan los
grupos funcionales de la misma eliminando su capacidad.
El entrecruzamiento adicional en la resina macroporosa
elimina sitios que normalmente serían ocupados por
grupos funcionales en la resina tipo gel haciendo así
la resina macroporosa más susceptible al ataque
oxidante.
1
Caída de Presión
La caída de presión a través de la columna de resina es
afectada por varias características físicas del sistema
involucrado. Naturalmente, los productos de corrosión
activados incrementan la caída de presión, pero reponiendo las esferas limpias, los factores determinantes
de caída de presión por metro (pie) de profundidad de
la cama son la temperatura, tamaño de partícula y el
flujo.
Si la caída de presión llega a ser lo suficientemente
alta, habrá deformación de la esfera de resina lo que
causa un incremento adicional en la caída de presión.
La se refiere a una caída de presión solamente a través
de la resina, no incluyendo efectos de drenes,
válvulas, tuberías, etc. La temperatura incrementa la
velocidad a
la cual la alimentación puede difundirse a través de
las esferas, de modo que a temperaturas más altas se
reduce la presión.
En las aplicaciones de desmineralizadores (Fig. 5) de
condensado, se ha encontrado práctico incrementar el
flujo de 5 a 50 gpm/ft2 de superficie de la cama. El
incremento de flujo incrementa la caída de presión la
cual
limita
la
profundidad
de
las
camas
a
aproximadamente 9.44 cm (3 ft). El uso de un sistema
con alto flujo y profundidad reducida, hace posible el
tratamiento de agua de relativamente alta pureza del
condensado del pozo caliente.
Por el contrario, los
desmineralizadores de condensado no pueden mantener la
calidad del agua cuando hay una fuga significativa en
el sistema de enfriamiento (Fig. 7).
1
Las propiedades físicas de la resina determinan
capacidades esenciales de la misma y la mayoría de
problemas estriban en la limpieza inapropiada o
abuso físico, por lo tanto, son muy importantes
procedimientos de regeneración y limpieza.
las
los
del
los
Regeneración de los Lechos de Resinas. (Fig. 3)
Después
de
transferir
la
resina
al
tanque
de
separación, el primer paso es retrolavar, agitar con
aire para separar la resina catiónica de la aniónica y
eliminar los productos acumulados y las resinas rotas
son arrastrados hacia la porción aniónica y permanecen
dentro de la porción aún después de la regeneración.
Esto disminuye la efectividad de regeneración del anión
e incrementa la caída de presión de las resinas cuando
se ponen de nuevo en servicio. Un flujo de retrolavado
alto sacará resina aniónica
buena,
resultando un
incremento en el costo de
operación. Por lo tanto, el flujo de retrolavado debe
ser ajustado de modo que los productos de corrosión
activados acumulados se eliminen con un mínimo de
arrastre de resina aniónica.
La regeneración requiere que las concentraciones y
volúmenes de regenerante sean las apropiadas, no
debiendo esperarse una regeneración completa (si se usa
el 100% de la capacidad de la resina, sólo se obtendrá
el 50% de la capacidad original después de la
regeneración).
1
Después de la regeneración de la resina catiónica con
ácido sulfúrico (H2SO4) y la aniónica con hidróxido de
sodio (NaOH), las resinas se enjuagan perfectamente
y luego son transferidas al tanque de mezcla y
posteriormente se regresan a una vasija de condensado y
se pone en reciclado hasta que la conductividad del
efluente sea satisfactoria (< 0.1 µmho/cm).
Cuando el lecho de resina esté en servicio, la caída de
presión no debe de exceder de 1.8 kg/cm2 (25 psid).
También se recomienda mantener un flujo constante a
través de los lechos de resinas ya que cambios
repentinos de flujo pueden hacer que los productos de
corrosión activados acumulados se fluyen.
Degradación de la Resina.
La vida de la resina es aproximadamente de 10 años para
la catiónica y de 5 para la aniónica, siendo las
principales
características
de
ensuciamiento
y
degradación de la resina:
-
Fractura Física
-
Pérdida de entrecruzamiento
Pérdida de capacidad
Pérdida de grupos funcionales
Envenenamiento de grupos funcionales
Ensuciamiento debido a precipitación
La caída de presión excesiva a través de la resina contribuye a la ruptura física, también a medida que la
resina envejece llega a ser más frágil y se rompe fre-
1
cuentemente por abajo de la caída de presión normal.
El ensuciamiento orgánico de las resinas de los
demineralizadores de reactores BWR no es un problema
común, pero podría ocurrir ocasionalmente debido a la
inyección accidental de lubricantes orgánicos o agentes
de limpieza, los cuales podrían cubrir las superficies
de las esferas e impedir el proceso de intercambio. La
absorción irreversible de algunos iones o moléculas
eliminarán efectivamente los sitios afectados para
reacciones posteriores de intercambio. Esto se conoce
como envenenamiento de la resina. Los iones que actúan
como venenos son los yoduros y los sulfatos.
El
sulfato indica que cualquier resina aniónica que entre
al tanque de regeneración del catión está esencialmente
perdida.
La pérdida de grupos funcionales de la resina aniónica
(SO3H, COOH, NH2, Rn, NRn), resulta en que la resina
basicamente fuerte se convierta en resina basicamente
débil, produciendo un incremento de fuga de sílice.
El
ensuciamiento
de
la
resina
por
partículas,
suspendidas es común si los procedimientos de limpieza
y regeneración no se siguen.
Los óxidos hidratados
pueden formar un precipitado, generalmente en las
resinas catiónicas.
Las resinas aniónicas pueden ensuciarse por sílice que
es absorbido como ión silicato y un signo de tal
ensuciamiento es la fuga inesperada de sílice en el
efluente de los desmineralizadores de condensado.
Resinas en Polvo (Fig. 6).
1
Las resinas en polvo se usan extensamente en el Sistema
de Agua de Limpieza del Reactor (RWCU), y son resinas
mezcladas hechas polvo (200 a 400 mallas). Cuando las
resinas catiónicas y aniónicas se mezclan juntas, se
produce un gran hinchamiento. Esta resina en polvo es
sobrepuesta a un sistema de filtros de la misma forma
que cualquier filtro de precapa y el hinchamiento de la
resina produce una menor caída de presión. Una cama de
resina en polvo utiliza aproximadamente 68.1 kg (150
lb) de resina seca, mientras que un lecho de resinas
utiliza alrededor de 2,270 kg (5000 lb) de resina en
esfera base seca.
Esta diferencia en cantidad y
capacidad química, justifican, porque la resina en
polvo no se usa en los sistemas de condensado de
plantas enfriadas con agua de mar.
Los flujos son sólo de 4 gpm/ft2 contra 50 gpm/ft2 de
los lechos de resinas.
Las camas de resina en polvo ofrecen varias ventajas
sobre los sistemas de lechos de resinas. La eficiencia
de eliminación de insolubles es mayor al 90% comparada
con el 50% de los lechos profundos, haciéndolo un
verdadero filtro. La degradación o ensuciamiento de la
resina no es un problema debido a que las resinas en
polvo se desechan como desecho sólido en lugar de
regenerarse.
La relación de resina catiónica a
la aniónica debe de ajustarse a las necesidades de la
planta para obtener mayor eliminación de impurezas.
Existen también desventajas de las resinas en polvo.
El período de las corridas de precapa es más corto que
lo
predicho
y
ésto
conduce
a
un
desecho
considerablemente mayor que lo esperado. Mientras que
1
las camas de resinas en polvo proporcionan buena
filtración
no
proporcionan
buena
desionización
comparada con las resinas de lecho profundo.
1
4.0
FUENTES DE RADIACION EN PLANTAS BWR.
4.1
RADIOQUIMICA DEL BWR.
En la sección anterior se han establecido las razones
para la aplicación de un medio ambiente químico controlado. La radioquímica del BWR resulta de aspectos nucleares del ciclo y es compatible con la química seleccionada y tiene poco o ningún efecto sobre el medio
ambiente.
Para los radionúclidos en el ciclo, se
utiliza otra herramienta de análisis, la cual en muchos
casos facilita el control químico.
Además,
debido a
uso para
mediante
la radioquímica tiene importancia adicional
los aspectos de protección radiológica y a su
diagnosticar el estado del núcleo del reactor,
el control de los niveles de radionúclidos.
Los radionúclidos producidos son clasificados en cuatro
diferentes categorías:
a.
b.
c.
d.
4.2
Productos
Productos
Productos
Productos
de
de
de
de
activación del refrigerante.
corrosión activados.
fisión
activación transuránicos
PRODUCTOS DE ACTIVACION DEL REFRIGERANTE (TABLA 3).
Estos productos, resultan de reacciones nucleares en el
agua, con los átomos de hidrógeno y oxígeno de la
molécula del agua.
Se producen una variedad de radionúclidos con vidas
1
medias relativamente cortas.
Debido a su vida media relativamente corta, estos
productos de activación facilmente alcanzan un nivel de
equilibrio en el refrigerante del reactor y variará
directa-mente con el nivel de potencia del reactor.
Con
excepción
del
Na-24,
Cl-38
y
P-32,
estos
radionúclidos son parcialmente volátiles y serán
llevados a la turbina y al condensador principal a
través del vapor. Solamente el Ar-41 es gaseoso y será
extraído junto con los incondensables del condensador
principal y serán enviados al Sistema de Tratamiento de
Gases (OFF-GAS).
El resto de estos productos se
disolverán en el condensado y serán reciclados. El Na24 es muy soluble y no volátil y es el radionúclido
usado frecuentemente para medir la cantidad de agua
arrastrada en el vapor.
Otra reacción importante que se efectuá en el refrigerante del reactor es la conocida como "RADIOLISIS".
En esta reacción, un neutrón y la radiación gamma
interaccionan con las moléculas del agua para causar
disociación de la misma y formar gases de hidrógeno y
oxígeno.
La formación de gases radiolíticos en el
reactor junto con las entradas de aire en la turbina y
en el condensador, forman los incondensables tratados
por el off-gas.
Los gases de fisión, con gran
actividad, casi no contribuyen al volúmen de gases
incondensables.
También se nota, que los cuatro últimos radionúclidos
no vienen en el agua, sino que son impurezas en baja
concentración del agua del reactor.
1
4.3
Productos de Corrosión Activados (Tabla 4).
Estos radionúclidos son producto del material de corrosión
soluble e insoluble que entra a la vasija del
reactor a través del Sistema de Agua de Alimentación.
El Agua de Alimentación puede arrastrar productos de
corrosión
de
la
turbina,
condensador
principal,
calentadores
de
agua
de
alimentación
y
otros
componentes. Una vez que estos materiales llegan a la
vasija del reactor, se adhieren a la superficie del
núcleo, especialmente en el combustible, llegando a ser
activados en esta región de alto flujo neutrónico.
Estos productos, una vez activados pueden redisolverse
en el refrigerante del reactor y depositarse a través
del circuito del refrigerante como "CRUD", (Productos
de Corrosión Activados) insoluble.
El incremento de
los niveles de radiación en la tubería del refrigerante
primario a lo largo de la vida de la planta, es debida
principalmente a los productos de corrosión activados,
especialmente al Co-60 con vida media de 5.27 años.
Por lo tanto, tener bajos niveles de iones insolubles
metálicos es muy importante para la minimización del
problema de radiación.
4.4
PRODUCTOS DE FISION
Los
productos
de
fisión
son
producidos
en
el
combustible mediante el proceso de fisión. La fisión
del Uranio (U-235) se ilustra en la siguiente ecuación:
235
91U
+0n1 → 2 Productos de Fisión+ 2.50n1+Energía (≈200
MeV)
1
Los productos de fisión son altamente radiactivos y
sufren una serie de transformaciones nucleares (principalmente decaimiento beta) para alcanzar un estado
estable. De aquí se forma una cadena de productos de
fisión como ilustra:
138
53I
5.9s
(estable)
138
54Xe
14.2a
138
55Ce
32.2a
138
56B
Como puede verse, (Fig. 8), a partir de una fisión,
pueden aparecer varios radionúclidos dentro de una
cadena de decaimiento.
Sin embargo, los primeros miembros de la cadena de vida
media corta, decaen antes de contar la muestra.
Las
principales cadenas de fisión decaimiento de fisión
ocurren en número de masa atómica del 85 al 99
(productos de fisión ligeros) y del 131 al 144
(productos de fisión pesados).
Los productos de fisión son contenidos dentro del
combustible
y
solamente
una
pequeña
parte
del
inventario de éstos, es liberada al refrigerante del
reactor en caso de una falla en el combustible. Una
vez liberados el comportamiento y transporte de los
productos de fisión a través del circuito primario del
reactor es controlado por la química de la especie
radiactiva específica.
Los productos de fisión son divididos en los siguientes
grupos radioquímicos:
a.
Gases de fisión y sus hijos
1
b.
c.
d.
4.4.1
Radioyodos
Productos de fisión solubles
Productos de fisión insolubles.
Gases de Fisión y sus Hijos.
(Tabla 5).
En los gases de fisión están comprendidos 22
radionúclidos de los gases nobles, quimicamente
inertes, Kripton y Xenón, de los
cuales
solamente 6 radionúclidos contribuyen con la
mayor parte de la radiactividad del off-gas
por lo que son analizados rutinariamente. El
resto de los radionúclidos, son de vida media
corta y son de bajo rendimiento de fisión
para producir una actividad significativa.
El rendimiento de fisión, representa el
número de átomos de gas de fisión producido
por cada 100 fisiones.
El rendimiento de
fisión total para todos los productos de
fisión debe sumar 200%, ya que se emiten dos
productos de fisión por evento de fisión.
Los gases nobles de fisión, son llevados a la
turbina y condensador principal por el vapor.
En el condensador son incondensables y serán
conducidos al Sistema de Tratamiento de Gases
por los eyectores. Ahí tendrán un período de
retención después del recombinador de hidrógeno, el cual permite un tiempo para el
decaimiento radiactivo a partículas hijas,
1
las cuales pueden ser filtradas con un filtro
"HEPA". Los gases filtrados son pasados por
una serie de camas de carbón donde los gases
de fisión son retenidos por adsorción de
gases sobre el carbón.
Esto permite además
decai-miento
radiactivo
antes
de
la
liberación del gas a través de la chimenea.
Además de los hijos de los gases de fisión,
los principales radionúclidos encontrados en
este filtro serían el Ba-140, La-140, Cs-137,
Sr-89 y Sr-90.
Las muestras de los gases de fisión se toman
en la estación de muestreo del off-gas en el
punto de salida de los eyectores o a la
salida del recombinador de hidrógeno, la cual
es analizada radioquímicamente en el cuarto
de conteo usando un espectrómetro gamma. Los
análisis resultantes se expresan en µCi/ml,
el cual multiplicado por el flujo del off-gas
obtenido del medidor de flujo del sistema, se
obtiene la liberación de gases de fisión.
4.4.2
Radioyodos (Tabla 6).
Existen cinco radioyodos que son analizados
rutinariamente
en
el
refrigerante
del
reactor.
Los radioyodos son productos de
fisión muy solubles, sin embargo se comportan
como un gas parcialmente volátil y son
arrastrados a la turbina y condensador
principal con el vapor en una cantidad mayor
1
a la esperada por el arrastre con humedad.
La fracción de radio-yodos arrastrados varía
entre 0.5% a 3%.
Puesto que los radioyodos se encuentran más
frecuentemente en fase acuosa, se redisuelven
en el pozo caliente del condensador principal
y se recirculan en el sistema de condensado,
por lo que muy pocos radioyodos son arrastrados por el off-gas, eliminándose efectivamente en las resinas de intercambio iónico
de los demineralizadores de condensado y por
las del RWCU, quedandose una gran fracción de
yodos en las resinas.
Los gases de fisión
son hijos de radioyodos por lo que, en una
fuente contenida
de radioyodos se pueden
generar una
gran cantidad de gases de fisión. En el caso
de las resinas gastadas el venteo repentino
después del aislamiento liberará una gran
cantidad de gases de fisión, específicamente
del Xe-133 y del Xe-135.
Los radioyodos son muestreados tomando muestras del agua del reactor en la extracción de
muestreo del refrigerente primario, la cual
puede contarse directamente.
El muestreo de radioyodos en el aire, debe
hacerse utilizando un cartucho de carbón
activado,
puesto
que
los
filtros
de
partículas no son efectivos para colectar
yodos.
Esto se debe a que los radioyodos
1
tienen una gran variedad de formas químicas,
tales como I-, I2 gaseoso, IO3-, IO4- y CH3I
orgánico. El carbón absorberá los yodos con
una eficiencia relativamente alta, siempre
que:
El flujo de muestreo sea bajo (1-2 cfm) para
proporcionar un tiempo máximo de contacto con
el carbón.
Que la humedad relativa sea también baja
puesto que el carbón colectará también el
agua.
4.4.3
Productos de Fisión Solubles (Tabla 7)
Los productos de fisión solubles, comprenden
un grupo de radionúclidos de los elementos
rubidio,
estroncio,
tecnecio, cesio y
bario,
los cuales son muy solubles y se concentran
en el agua del reactor con muy poco arrastre
al condensador principal, al menos como hijos
de gas de fisión. Una vez en el condensador
son eliminados por los desmineralizadores de
condensado, siendo retornados a la vasija del
reactor en pequeñas cantidades.
4.4.4
Productos de Fisión Insolubles (Tabla 8)
Los
productos
de
fisión
insolubles
son
1
radionúclidos de los elementos: molibdeno,
zirconio, niobio, rutenio, lantano y cerio,
los cuales tienden a depositarse en las
superficies
y
quedarse
ahí
adheridos,
depositándose en la trayectoria hacia el
condensador principal y tienden a acumularse
en áreas localizadas, tales como los álabes
de la turbina de alta presión, donde el golpe
de vapor es más fuerte.
El análisis del agua del reactor para productos de fisión solubles e insolubles puede
hacerse directamente a la muestra del agua.
Sin embargo, puede obtenerse mayor sensibilidad si se separan primero en fracciones
catiónicas,
aniónicas
e
insolubles,
encontrán-dose frecuentemente en el agua del
reactor los que se enlistan en la tabla (9).
4.5
PRODUCTOS DE ACTIVACION TRANSURANICOS (TABLA 10).
Son productos de las reacciones de captura del U-238 y
otros
núclidos
transuránicos
presentes
en
el
combustible. Puesto que tienen una gran masa atómica,
un gran número de estos radionúclidos son fisionables o
emisores alfa.
Estos radionúclidos son formados dentro del combustible
y son muy insolubles, tendiendo a permanecer dentro del
combustible y generalmente no se observan en el agua
del reactor, solamente en el caso de grandes fallas en
el combustible serían significativos, pero aún en este
caso los productos de fisión dominarían.
1
Los transuránicos por ser muy insolubles se espera que
se comporten igual que los productos de fisión
insolubles en el circuito de agua del reactor. Por lo
que, los emisores gamma Ce-144 y Zr-95 representan una
indicación potencial de emisores alfa.
1
5.0
VELOCIDAD DE LIBERACION DE LOS GASES DE FISION
Puesto que los gases de fisión son transportados al condensador principal y muestreados en el "OFF-GAS", sirven como
excelente indicador de la liberación total de los productos
de
fisión
y
de
la
condición
del
combustible.
Específicamente los seis principales gases de fisión se
muestrean y se analizan rutinariamente para determinar la
distribución de los productos de fisión liberados del
combustible, los seis gases de fisión tienen vida media
entre 14.1 minutos a 5.3 días (Tabla 11).
La rapidez de liberación de los gases de fisión del combustible está determinada por la medición de la concentración
de los radionúclidos de los gases de fisión en la muestra
del off-gas junto con la medición de flujo. La rapidez de
liberación es corregida por decaimiento al punto de
liberación en el combustible.
Para esto se utiliza la
siguiente fórmula:
CF(2.83E + 04ml/ ft3 ) e- λt
A=
60seg/ min
donde:
A =
C =
F =
ë =
t =
Rapidez de liberación de gases de fisión del
combustible (µCi/seg).
Concentración del gas de fisión medida en la
muestra del off-gas (µCi/ml).
Flujo del gas en el off-gas (cfm).
Constante de decaimiento radiactivo (seg-1).
Tiempo transcurrido desde el combustible a la
estación de muestreo del off-gas.
1
5.1
VELOCIDAD DE LIBERACION DE LOS RADIOYODOS.
El análisis de los radioyodos en el agua del reactor es
usado frecuentemente en la determinación del patrón de
velocidad de liberación. Puesto que son productos de
fisión muy solubles, se concentran en el agua del
reactor la cual es muestreada facilmente.
Los cinco
radioyodos analizados rutinariamente son: (Tabla 12)
La rapidéz de liberación de los radioyodos desde el
combustible está determinada considerando un balance de
radiactividad en el agua del reactor.
Las concentraciones de radioyodos alcanzan niveles de equilibrio los
cuales están controlados por los siguientes parámetros:
a.
b.
c.
d.
Rapidéz de liberación de radioyodos desde el
combustible.
La velocidad de remosión debido al arrastre de
radioyodos en el vapor.
Rapidéz de limpieza del sistema RWCU para los
radioyodos.
Decaimiento radiactivo de los radioyodos.
Por lo tanto la liberación de radioyodos
combustible está determinada por:
desde
el
A = VC (Ö + B + ë)
donde:
A =
V =
C =
Velocidad de liberación de radioyodos desde
el combustible (µCi/seg).
Volúmen de la vasija del reactor (ml).
Concentración de radioyodos medida en el agua
del reactor (µCi/ml).
1
Ö =
B =
ë =
Constante de eliminación por arrastre en el
vapor (seg1)
Constante de rapidéz de limpieza por el RWCU
(seg1)
Constante de decaimiento radiactivo (seg1)
Las constantes de velocidad de arrastre por el vapor
(Ö) y la de limpieza por el RWCU (B) son:
Φ=
(flujo AA kg/hr)(fracci n de arrastre de radioyodos)
(kg de agua en el reactor)(3 ,600 seg/hr)
B=
5.2
(Flujo del RWCU Kg/hr)
(Kg de agua en el reactor ) (3,600 seg/hr)
PATRONES DE LIBERACION DE PRODUCTOS DE FISION.
La liberación de los productos de fisión en el refrigerante en general está controlado por parámetros específicos, tales como:
a.
b.
c.
Velocidad de producción de productos de fisión
dentro del combustible.
Tipo y número de fallas en el combustible dentro
del núcleo.
Vida media y rendimiento de fisión de los
productos de fisión.
Como resultado, la distribución de los productos de
1
fisión
liberados en el refrigerante puede estar
caracterizado por un patrón de liberación específico
que es función de la constante de decaimiento
radiactivo (ë).
Las distribuciones observadas comunmente son:
a.
b.
c.
5.2.1
Rechazo:
Equilibrio:
Difusión:
A = Kr y ë
A = Ke y
A = Kd y ë½
Patrón de Liberación de Rechazo.
Cuando la liberación de los productos de
fisión dentro del refrigerante del reactor
ocurre rápidamente, practicamente tan pronto
como se forman, la "constante de liberación
(v) será muy grande cuando se compara con la
constante de decaimiento (ë) de los seis
principales gases de fisión. Esta situación
de liberación inmediata se define por:
A=
Ö =
ó =
n =
( Φ σn)
(yλ ) = K r (y λ )
37,000
Flujo neutrónico ( neutrones/(cm2⋅seg) )
Sección eficaz microscópica (cm2)
No. de átomos
o bien,
Kr =
A
yλ
1
La velocidad de liberación total para la suma
de los seis gases de fisión del combustible
es:
( µCi/seg) = ( ∑ 6GF) = 5.95x 10-5 K r
GF=
Kr=
Gases de fisión
Constante de liberación de rechazo
La distribución de rechazo está asociada con
el material fisionable está presente en la
superficie
exterior
del
encamisado
del
combustible.
El valor de (Kr) puede ser asociado con la
velocidad de fisión (fisión/seg) que ocurren
en la parte exterior del combustible y no de
algún defecto específico de la barra de
combustible.
Otras características son:
1.
La mayoría de la radiactividad de los
gases de fisión se debe a los gases
nobles de fisión de vida media corta.
2.
La distribución de rechazo produce una
línea en la gráfica (A/yë) contra (ë),
con pendiente igual a cero.
3.
Puesto que todos los productos de fisión
serán rechazados al refrigerante (no
1
solamente
valor
los
gases
de
fisión)
del
de (A/yë) para los radioyodos será la
misma que para los gases de fisión.
5.2.2
4.
Puesto que (Kr) es la rapidéz de fisión
del combustible fuera del encamisado la
velocidad de liberación total para la
distribución de rechazo será lineal con
los niveles de potencia del reactor y no
pueden ocurrir picos con los cambios de
potencia del reactor.
5.
El nivel de rechazo en el combustible
nuevo es del orden de 100 µCi/seg y en
núcleos contaminados pueden ser tan
altos
como
100,000µCi/seg
en
el
combustible.
6.
Puesto que el rechazo no está asociado
con algún defecto específico del combustible, el remplazo del 25% del núcleo
del reactor durante la recarga puede
reducir solamente el nivel de rechazo en
el off-gas del 25 al 50%.
Patrón de rechazo de Equilibrio.
Cuando la liberación de productos de fisión
en el refrigerante ocurre muy lentamente
permitiendo
un
tiempo
de
retardo
1
significativo, en el que los productos
fisión emigran fuera de la pastilla
constante de velocidad de liberación en
refrigerente (v) será muy pequeña cuando
compara con la constante de decaimiento
de los seis principales gases
de
la
el
se
(ë)
de fisión. En esta situación de fuga lenta
la ecuación de velocidad de liberación es:
A=
φσnyv
= K e (y)
37,000
o bien:
Ke =
A
y
Ke = Constante de liberación de equilibrio =
φσnv
37,000
La velocidad de liberación total para la suma
de los seis gases de fisión en el combustible
es:
( µCi/seg) = ( ∑ 6GF) = 0.271 K e
La distribución de equilibrio está asociada
con defectos del combustible muy pequeños,
tales como poros o fracturas delgadisimas en
el encamisado del combustible.
1
Otras características son:
1.
La radiactividad de los seis gases de
fisión es casi la misma.
2.
La distribución de equilibrio produce
una linea recta de 45° en la gráfica
(A/yë) contra ë, con pendiente igual a
menos uno.
3.
Los radioyodos también exhiben una pendiente de -1 en la misma gráfica, sin
embargo los valores (ecuac:) son de 10 a
1000 veces mas bajos que la de los gases
de fisión.
Esto se debe aparentamente a la naturaleza químicamente activa de los yodos
comparado con la inerte de los gases de
fisión.
4.
5.2.3
Las velocidades de liberación de equilibrio no necesariamente son lineales con
la potencia del reactor y pueden variar
exponencialmente con los cambios de la
potencia del reactor.
Patrón de Liberación por Difusión.
La distribución por difusión está asociada
1
con defectos de combustible que producen
grandes fugas o liberaciones en el encamisado
de combustible.
La distribución de los
productos de fisión liberados al refrigerante
sigue la ex-presión empírica siguiente:
A = Kd (y) (ë)
0.5
A
= K d (y )-0.5
λy
La velocidad de liberación para los 6 gases
de fisión del combustible es:
( µCi/seg) = ( ∑ 6GF) = 2.88x 10 -3 K d
kd = Constante de liberación por difusión.
Otras características son:
1.
La distribución por difusión produce una
línea recta con pendiente -0.5 sobre la
gráfica (A/yë) contra ë.
2.
Los valores (ecuación) para los radioyodos coincide con los de los gases de
fisión
y
también
tienen
la
misma
pendiente.
3.
La velocidad de liberación para la suma
de los seis gases de fisión para
defectos de combustible tipo difusión
oscilan de 1000 a 10,000 µCi/seg.
1
4.
Las velocidades de liberación por difusión se incrementan exponencialmente con
los incrementos de potencia del reactor.
5.
Los cambios de potencia del reactor
pueden causar picos de radioyodos en el
refrigerante del reactor, especialmente
de I-131.
1
6.0
ESPECIFICACIONES TECNICAS
3/4.4
Refrigerante del Reactor.
3/4.4.4
3/4.4.5
3/4.11
Química
Actividad Específica
Efluentes Radiactivos.
3/4.11.1
3/4.11.2
Efluentes líquidos
Efluentes gaseosos
1
7.0
REFERENCIAS
Nedo 24810, Vol. I (General Electric)
Carta de radionúclidos.
General Electric.
Decima
Tercera
Edición
(1983).
1
8.0
TABLAS Y FIGURAS
8.1
8.2
TABLAS
1.
Química del Agua en el BWR (Operación Normal).
2.
Selectividad de Resinas.
3.
Productos de Activación del Refrigerante.
4.
Productos de Corrosión Activados.
5.
Gases de Fisión y sus Hijos.
6.
Radioyodos.
7.
Productos de Fisión Solubles.
8.
Productos de Fisión Insolubles.
9.
Radionúclidos en el Agua del Reactor.
10.
Radionúclidos Transuránicos.
11.
Principales Gases de Fisión
12.
Radioyodos. (Continuación Tabla No. 5).
FIGURAS
1.
Ciclo típico de agua de alimentación en BWR.
1A.
Fuentes potenciales de ingresos de impurezas.
1
2.
Actividad y pH solución acuosa a 25°C.
3.
Conductividad Vs. Contenido de Cloruros
4.
Resultado de las pruebas de corrosión y esfuerzo
de cloruro.
5.
Típico cama mezclada de un desmineralizador.
6.
Elemento filtro recubierto de resina en polvo.
7.
Porciento de fugas Vs. Fracción de Cama Usada.
8.
Fisión producida Vs.
productos de fisión.
9.
Modo de Distribución de la mezcla de rechazo.
10.
Modelo de Distribución de la mezcla de equilibrio.
11.
Modelo de Distribución de la mezcla de difusión.
número
de
masa
de
los
1
T A B L A
Resinas Catión
Fe+++
Ba++
Sr++
Ca++
Cu++
Zn++
NI++
Co++
Fe++
Mg++
Ag+
Ti+
Cu+
Cs+
Rb+
NH4+
K+
Na+
H+
Li+
No.
2
Resinas Anión
INO-3
BrHSO4ClHCO3IO3SiO2OHF-
T A B L A
3
PRODUCTOS DE ACTIVACION DEL REFRIGERANTE
NUCLIDO
VIDA MEDIA
ENERGIA-GAMA
REACCION
H-3
12.3 años
No hay gammas
H2(n,ã)H3
N-16
7.1 seg.
6,129 KeV
O16(n,p)N16
N-13
10 min.
511 KeV
O16(p,á)N13
F-18
110 min.
511 KeV
O18(p,n)F18
0-19
29 seg.
1,357 KeV
O18(n,ã)O19
Ar-41
1.83 hrs.
1,294 Kev
Ar40(n,ã)Ar41
N-24
15.0 hrs.
1,369 Kev
Na23(n,ã)Na24
Cl-38
37 min.
2,168 Kev
Cl37(n,ã)Cl38
P-32
14.3 días
No hay gammas
(se detecta por â-)
P31(n,ã)P32
Note que la fuente de los protones para las reacciones N-13 y
F-18 provienen del rechazo del núcleo de hidrógeno creado de la
interacción de los neutrones rápidos.
T A B L A
4
PRODUCTOS DE CORROSION
NUCLIDO
VIDA MEDIA
Co-60
5.27 años
Mn-54
ENERGIA-GAMMA (KeV)
REACCION
1,173
1,132
Ni60(n,p)Co60
312.2 días
834
Fe54(n,p)Mn54
Co-58
71 días
811
511
Ni58(n,p)Co58
Zn-65
244 días
1,116
Zn64(p,n)Zn65
Cr-51
27.7 días
320
Cr50(n,ã)Cr51
Fe-59
44.51 días
1,099
1,292
Fe58(n,ã)Fe59
Cu-64
12.70 hrs.
1,346
511
Cu63(n,ã)Cu64
Mn-56
2.58 hrs.
847
Mn55(n,ã)Mn56
T A B L A 5
GASES DE FISION Y SUS HIJOS
NUCLIDOS
VIDA MEDIA
RENDIMIENTO
DE FISION
Kr-83m
*Kr-85m
1.86 hrs
4.48 hrs
0.535%
1.331%
Kr-85
*Kr-87
*Kr-88
10.72 años
76 min
2.84 hrs
10.285%
2.542%
3.584%
Kr-89
3.16 min
4.645%
Kr-90
32.3 seg
4.832%
8.6 seg
1.84 seg
1.29 seg
0.21 seg
11.92 días
2.19 días
5.25 días
15.7 min
9.10 hrs
3.84 min
14.1 min
3.253%
1.798%
0.501%
0.099%
0.017%
0.189%
6.770%
1.050%
6.633%
5.939%
6.284%
Kr-91
Kr-92
Kr-93
Kr-94
Xe-131m
Xe-133m
*Xe-133
Xe-135m
*Xe-135
Xe-137
*Xe-138
ENERGIA
GAMA
151
305
514
403
196
2392
221
Kev
Kev
Kev
Kev
Kev
Kev
Kev
81
527
250
455
258
434
Kev
Kev
Kev
Kev
Kev
Kev
Xe-139
40 seg
4.962%
Xe-140
13.6 seg
3.834%
Xe-141
1.72 seg
1.264%
Xe-143
0.96 seg
0.047%
* Los seis principales gases de fisión
HIJOS
17.8 min Rb-88
15.2
min
Rb-89
50.5 días Sr-89
29 años Sr-90
64 días Y-90
9.5 hrs Sr-91
2.7 hrs Sr-92
30.2 años Cs-137
32.2 min Cs-138
82.9 min Ba-139
12.8 días Ba-140
40.2 hrs La-140
T A B L A
6
PRINCIPALES RADIOYODOS
NUCLIDO
VIDA MEDIA
RENDIMIENTO DE
FUSION (%)
ENERGIA
GAMMA (Kev)
I-131
8.04 dias
2.835
364
I-132
2.28 hrs
4.208
668
HIJOS
(t½)
773
I-133
20.89 hrs
6.765
530
I-134
52.5 min
7.612
847
884
I-135
6.58 hrs
6.406
1,132
min)
Xe-133 (5.25 dias)
Xe-135m
(15.7
Xe-135 (9.10 hrs)
T A B L A
7
PRODUCTOS DE FISION SOLUBLES
NUCLIDO
Rb-88
VIDA MEDIA
17.7 min
Rb-89
15.2 min
Sr-89
Sr-90
Sr-91
50.52 dias
28.98 años
9.5 hrs
Sr-92
Cs-138
2.71 hrs
32.2 min
Cs-137
Cs-134
30.17 años
2.06 años
Ba-139
Ba-140
Ba-141
83.1 min
12.76 dias
18.2 min
Tc-99m
6.0 hrs
ENERGIA GAMA (Kev)
1 836
898
1 032
1 248
902
No emite gamas
1 024
556
1 384
1 436
463
662
605
796
166
537
190
304
277
343
140
T A B L A
8
PRODUCTOS DE FISION INSOLUBLES
NUCLIDOS
VIDA MEDIA
ENERGIA GAMA (Kev)
Zr-95
65.03 dias
Nd-95
Mo-99
34.98 dias
65.94 hrs
Ce-141
Ce-144
32.5 dias
284.4 dias
La-140
40.28 hrs
Ru-103
39.24 dias
Ru-106
372.6 dias
724
756
765
140
740
145
134
80
1 596
487
497
39
652
No emite gamas
T A B L A
9
RADIONUCLIDOS EN EL AGUA DEL REACTOR
FRACCION ANIONICA
INSOLUBLE
FRACCION CATIONICA
I-131
I-132
I-133
I-134
I-135
Tc-99m
Cs-137
Cs-134
Ba-139
Ba-140
La-140
Sr-91
Cr-51
F-18
N-13
Co-60
Co-58
Zn-65
Cu-64
N-13
FRACCION
Zr-95
Nd-95
Mo-99
Tc-99m
Ce-141
Ce-144
Ru-103
Ru-106
La-140
Co-60
Co-58
Mn-54
T A B L A
10
RADIONUCLIDOS TRANSURANICOS
*
NUCLIDOS
VIDA MEDIA
RADIACION EMITIDA
U-239
Np-239
*Pu-239
*Pu-240
Pu-241
*Am-241
Am-242
*Cm-242
*Cm-243
*Cm-244
*Pu-238
23.5 min
2.35 dias
24 100 años
6 660 años
14.35 años
432 años
16 horas
163 dias
28.5 años
18.11 años
87.74 años
Beta, gama
Beta, gama
Alfa (5.16 Mev)
Alfa (5.2 Mev)
Beta
Alfa (5.48 Mev)
Beta
Alfa (6.11 Mev)
Alfa (5.74 y 5.8 Mev)
Alfa (5.8 Mev)
Alfa (5.50 Mev)
EMISORES ALFA SIGNIFICATIVOS.
T A B L A
11
PRINCIPALES GASES DE FISION.
RENDIMIENTO
DE FISION
NUCLIDO
VIDA MEDIA
ë (SEG)
(%) yë
Xe-138
14.1 min
8.14x10-4
6.28
5.11x10-5
Kr-87
76 min
1.52x10-4
2.54
3.86x10-6
Kr-88
2.84 hrs
6.88x10-5
3.58
2.46x10-6
Kr-85m
4.48 hrs
4.3x10-5
1.31
5.64x10-7
Xe-135
9.10 hrs
2.1x10-5
6.63
1.39x10-6
Xe-133
5.25 días
1.52x10-6
6.77
1.03x10-7
T A B L A
12
RADIOYODOS
-1
RENDIMIENTO
DE FISION (%)
NUCLIDOS
VIDA MEDIA
ë (SEG )
(yë)
I-131
8.04 dias
9.98x10-7
2.835
2.83x10-8
I-132
2.28 hrs
8.53 x 10-5
4.208
3.55x10-6
I-133
20.8 hrs
9.26x10-6
6.765
6.26x10-7
I-134
52.5 min
2.20x10-4
7.612
1.67x10-5
I-135
6.58 hrs
2.92x10-5
6.41
1.87x10-6