Repositorio Institucional de la Universidad Veracruzana

UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERIA MECANICA ELECTRICA
ZONA XALAPA
“SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y DE
LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLES
GASTADOS DE UNA CENTRAL NUCLEAR”
TESIS
QUE PARA OBTENER EL TITULO DE:
INGENIERO MECANICO ELECTRICISTA
PRESENTA:
CARLOS DE JESÚS CASTAÑEDA HERNÁNDEZ
DIRECTOR DE TESIS:
DR. RENÉ CROCHE BELÍN
XALAPA, VER., JULIO DE 2009
F
UNIVERSIDAD
I M
E
VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERiA
MECANICA ELECTRICA
~
XALAPA
PROGRAMA ACREDITADO POR EL CACEI
CONSEJO DE ACREDITACION DE LA ENSENANZA DE LA INGENIERIA, A. C.
AGOSTO DE 2007
AlC.
CARLOS DE JESUS CASTANEDA
PRE S E N T E.
HERNANDEZ
EN RELACION A SU SOLICITUD RELATIVA, ME ES
CONTINUACION EL TEMA QUE APROBADO POR
DIRECCION DE ESTA FACUL TAD QUE PROPUESTO
PARA QUE LO DESARROLLE COMO TRABAJO
MECANICO ELECTRICISTA.
GRATO TRANSCRIBIR A USTED A
EL H. CONSEJO TECNICO Y LA
POR ING. RENE CROCHE BELIN
RECEPCIONAL
DE INGENIERO
"SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y L1MPIEZA DE LA AlBERCA DE COMBUSTIBLES
GASTADOS DE UNA CENTRAL NUCLEAR"
CAPITULO I
CAPITULO II
CAPITULO III
CAPITULO IV
Circuito Gonzalo Aguirre Beltran SIN
c.P. 91000 Zona Universitaria
Xalapa, Ver.
INTRODUCCION
INTRODUCCION A LA ENERGIA NUCLEAR
GENERALIDADES DE LAS INSTALACIONES DE UNA CENTRAL
NUCLEAR Y TIPOS DE REACTORES
SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y L1MPIEZA DE LA ALBERCA DE
COMBUSTIBLE GASTADO
SEGURIDAD Y PROTECCION RADIOLOGICA
CONCLUSIONES
BIBLIOGRAFIA
Tel-Fax (228) 1 41 10 31
Directo (228) 8 42 17 57
Agradecimientos
A Dios por permitirme esta vida.
A Mi Madre por darme la vida, darme la oportunidad de estudiar, y
apoyarme en todas las necesidades que he tenido.
INDICE
Introducción
01
Capitulo 1 Introducción a la Energía Nuclear
03
1.1 Historia
1.1.1 Antecedentes
1.1.2 La Era Dorada
1.1.3 La Era Moderna
1.2 Tipos de radiación
1.2.1 Radiación Alfa
1.2.2 Radiación Beta
1.2.3 Radiación Gamma
1.3 Actividad y decaimiento radiactivo
1.3.1 Decaimiento Alfa
1.3.2 Decaimientos Beta
1.3.2.1 Decaimiento Beta Negativo
1.3.2.2 Decaimiento Beta Positivo
1.3.3 Decaimiento Gamma
1.4 Reacción en Cadena
1.5 Fisión Nuclear
Capitulo 2 Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear
y Tipos de Reactores
2.1 Generalidades de las instalaciones de una central nuclear
2.1.1 Principales instalaciones
2.1.1.1 Edificio de tratamiento de residuos radiactivos
2.1.1.1 Resinas de Intercambio Iónico
2.1.1.2 Fuentes Selladas Agotadas
2.1.1.3 Almacenamiento de Residuos Radiactivos
2.1.2 Edificio de Tratamiento de Aguas
2.1.3 Edificio del Reactor
2.1.4 Contenedor primario
2.1.4.1 Vasija del reactor
2.1.4.2 Núcleo del reactor
2.1.4.3 Barras de control
2.1.4.4 Contenedor secundario
2.1.5 Edificio de Turbina
2.1.6 Edificio de Control
2.1.7 Edificio de Generador Diesel
2.2 Tipos de Reactores
2.2.1 Funcionamiento de un reactor nuclear
2.2.2 Tipos de reactores
2.2.2.1 Reactores de agua ligera y pesada
2.2.2.2 Reactores de propulsión
2.2.2.3 Reactores autoregenerativos
2.2.2.4 Reactores de investigación
24
INDICE
Capitulo 3 Sistema de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca
de Combustible Gastado
41
3.0 Introducción
3.1 SECCION I: Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado
3.1.1 Funciones
3.1.2 Criterios de diseño
3.1.2.1 De seguridad
3.1.2.2 De confiabilidad
3.1.2.3 Otros criterios
3.1.3 Descripción General del Sistema de Enfriamiento de la Alberca de
Combustible Gastado
3.1.3.1 Introducción
3.1.3.2 Descripción de los bastidores de almacenamiento de combustible
3.1.3.3 Relación con otros sistemas
3.1.4 Modos de Operación
3.1.4.1 Operación Normal
3.1.4.2 Operación durante la Recarga de Combustible
3.1.4.3 Operación Anormal
3.1.5 Subsistema de Enfriamiento de la Alberca de Supresión
3.1.5.1 Modo Enfriamiento
3.2 SECCION II: Subsistema de Limpieza de la Alberca
3.2.1 Funciones
3.2.2 Criterios de Diseño
3.2.2.1 De seguridad
3.2.2.2 De confiabilidad
3.2.3 Descripción General del Subsistema de Limpieza de la Alberca
de Combustible Gastado
3.2.3.1 Introducción
3.2.3.2 Relación con otros Sistemas
3.2.4 Modos de Operación
3.2.4.1 Dosis de Precapa
3.2.4.2 Preparación de la Precapa
3.2.4.3 Prueba de la Mezcla
Capitulo 4 Seguridad y Protección Radiológica
4.1 Filosofía y Normatividad Radiológica
4.1.1 Introducción
4.1.2 La Publicación ICRP-26
4.1.3 Sistema de Limitación de Dosis
4.1.3.1 Introducción
4.1.3.2 Descripción del Sistema de Limitación de Dosis
4.1.4 Control de la Exposición Ocupacional
4.1.4.1 Restricciones de Dosis
4.1.4.2 Límites de Dosis
57
INDICE
4.1.5 El Criterio Alara
4.1.5.1 Aplicación del Criterio Alara
4.1.6 Publicación ICRP 60
4.2 Dosis y Exposición
4.2.1 Exposición
4.2.1.1 Dosis Absorbida
4.2.1.2 Equivalente de Dosis
4.2.2 Irradiación y Contaminación
4.2.2.1 Irradiación Externa
a) Por Partículas α
b) Por Partículas β
c) Por Partículas γ
4.2.2.2 Irradiaciones Internas
4.2.3 Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE)
4.3 Efectos Biológicos
4.3.1 Clasificación de los Efectos Biológicos
4.3.1.1 Daño Biológico por Radiaciones
4.3.1.2 Efecto de la Radiación Sobre las Células
4.3.1.3 Factores Influyentes en los Efectos Biológicos
4.3.1.4 Sensibilidad Relativa de Células y Tejidos
Conclusiones
76
Bibliografía
77
Introducción
El presente trabajo de tesis es acerca de la importancia del Sistema de Enfriamiento y
Limpieza de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear, o también
llamada Alberca de Decaimiento, en este trabajo de tesis se presenta la historia y evolución
de las investigaciones acerca de la energía nuclear, sus aplicaciones, ventajas y también los
efectos que pueden tener en el ser humano, tanto efectos benignos, los cuales pueden ser de
mucha ayuda, y también los efectos dañinos por exposiciones prolongadas.
También se conocerán las principales instalaciones de una central nuclear, para la
generación de electricidad, y también para el estudio y creación de isótopos experimentales,
se conocerá como trabajan los sistemas de limpieza y de enfriamiento de la alberca de
decaimiento, la importancia que tiene para la central donde estén instalados, y sus
principales funciones, también trataré la importancia de la seguridad radiológica, ya que si
no la tomamos en cuenta, y estamos expuestos a fuentes radiológicas, puede ser muy
peligroso y en ocasiones letal.
Para una mejor comprensión de este trabajo de tesis la he dividido en 4 capítulos en los
cuales se tratara lo siguiente:
Capitulo 1: Este capitulo trata acerca de la historia de la energía nuclear, desde sus inicios
hasta lo que es hoy en día, se conocerán sus principales exponentes y pioneros de este
campo, también se habla acerca de los tipos de radiación ionizante que existen, como
interactúan con la materia y su utilidad en la vida cotidiana, también conoceremos lo que es
el principio de la reacción en cadena de los átomos, y la importancia de saberlo, ya que con
este principio se da la fisión nuclear, que es la base para la generación de energía eléctrica
en plantas termonucleares.
Capitulo 2: Este capítulo trata acerca de las principales instalaciones de una central
nuclear, cómo es su funcionamiento y la importancia de cada una de estas partes para la
central, se conocerá cuál es su tecnología, sus componentes mas importantes y su modo de
operación, también conoceremos que es un reactor nuclear, las partes que lo constituyen, su
funcionamiento y modos de operación de acuerdo al tipo de reactor que se trate, también se
presentan los distintos tipos de reactores en existencia, a la fecha, que se utilizan para la
1
Introducción
generación de energía eléctrica, y por ultimo se conocerán los reactores de investigación
para la producción de isótopos radiactivos.
Capitulo 3: Este capitulo es la razón de la elaboración de este trabajo de tesis, en este
capitulo se presenta el Sistema de Enfriamiento y el Subsistema de Limpieza de la Alberca
de Combustibles Gastados, en el cual se conocerán sus principales características, sus
partes principales, sus modos de operación y la relación que tiene con otros sistemas
periféricos, también se resalta la importancia vital que tienen para la central estos dos
sistemas. Se conocerá como es que funcionan estos equipos en distintos modos de
operación, y como es el tipo de mantenimiento que lleva cada equipo.
Capitulo 4: En este capitulo se aborda la importancia de la Seguridad y Protección
Radiológica, este tema no es de menor importancia que los demás, ya que a las radiaciones
ionizantes se les debe de tener mucho respeto, en este capitulo se conocerán las normas y su
historia así como los pasos que debemos seguir para no contaminarse, también
conoceremos los límites a los cuales nos podemos exponer y qué dosis recibiremos, y por
último conoceremos los efectos biológicos que la radiación puede ejercer sobre nosotros.
2
CAPITULO 1
INTRODUCCION A LA ENERGIA
NUCLEAR
3
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
1.1 HISTORIA
Desde hace muchos siglos el hombre sospecho que el mundo físico se hallaba formado
por partículas invisibles al ojo humano y, según consideraron algunos pensadores de la
antigua Grecia, invisibles. Debido a esta última cualidad esas partículas recibieron el
nombre de átomos, término griego que significa “lo que no se puede dividir”.
Antes de entrar a los conceptos elementales de la física atómica, es importante tener una
idea cronológica de lo que se ha desarrollado alrededor de esta.
1.1.1 ANTECEDENTES
Los griegos (500 a.c.)
Cinco siglos antes de Cristo, los filósofos griegos se preguntaban si la materia podía ser
dividida indefinidamente o si llegaría a su punto de que tales partículas fueran indivisibles.
Es así, como Democrito de Abdea, formula la teoría de que la materia se compone de
partículas indivisibles, a las que llamo átomos (del griego átomos, indivisible), esto es
también sostenido por Leucipo de Mileto, Epicuro, y Titus Lucrecio Carus, pero solo hasta
la era moderna estas afirmaciones adquieren validez científica.
John Dalton (1776 – 1844)
En 1803 el químico ingles John Dalton propone una nueva teoría sobre la constitución
de la materia. Según Dalton propone una nueva teoría sobre la constitución de la materia.
Según Dalton toda la materia se podía dividir en dos grandes grupos: los elementos y los
compuestos. Los elementos estarían constituidos por unidades fundamentales, que en honor
a Democrito, Dalton denomino átomos, los compuestos se constituirían de moléculas, cuya
estructura viene dada por la unión de átomos en proporciones definidas y constantes. La
teoría de Dalton seguía considerando el hecho de que los átomos eran partículas
indivisibles. En 1808, encuentra el peso atómico.
Hasta finales del siglo XIX no se descubrieron más datos sobre estos elementos, como el
cálculo de su tamaño medio, que se estimo en 10-8cm. De diámetro (cien millones de
4
Introducción a la Energía Nuclear
átomos linealmente en un centímetro). El peso se dedujo de su tamaño, aunque según la
materia de que se trate pueden ser muy ligeros (ejemplo del hidrógeno) o muy pesados
(ejemplo de la plata); de todas formas, un átomo de la plata solo pesa 10-24 gramos (cien
mil trillones de átomos en cada gramo).
Sir Joseph John Thomson (1856 – 1940)
J. J. Thomson, junto a otros investigadores, descubrió en 1897 que los átomos no eran
indivisibles como se creía, sino que podían ser separados en componentes más pequeños.
Asimismo, descubrieron la composición de los átomos y la existencia de unas partículas
que orbitaban en la zona exterior denominadas electrones, cuya masa era mucho menor que
la del núcleo; este, por su parte, tenia carga positiva y su peso suponía casi la totalidad del
átomo en conjunto. A pesar de que no fue capaz de determinar la composición del núcleo,
quedaron sentadas las bases para posteriores investigaciones, las primeras de las cuales se
centraron en la estructura del átomo
Y en 1869 Dmitri Ivánovich Mendeléiev publicó la mayor de sus obras, llamada,
Principios de química, donde formulaba su famosa tabla periódica, traducida a multitud de
lenguas y que fue libro de texto durante muchos años. En la cual clasifico los elementos en
esa época.
Maria Sklodowska-Curie (1867 – 1934) y Pierre Curie (1859 – 1906)
El matrimonio de científicos franceses formado por Marie y Pierre Curie aporto una
contribución adicional a la comprensión de esas sustancias “radiactivas”. Marie y Pierre
estudiaron los materiales radiactivos, en particular el uranio en forma de pechblenda1, que
tenía la curiosa propiedad de ser más radiactiva que el uranio que se extraía de ella. La
explicación lógica fue suponer que la pechblenda contenía trazas de algún elemento mucho
más radiactivo que el uranio.
También descubren que el torio podía producir radioactividad. Tras varios años de trabajo
constante, a través de la concentración de varias clases de pechblenda, aislaron dos nuevos
elementos químicos. El primero, en 1898, fue nombrado como polonio en referencia a su
1
La pechblenda (o uraninita) recibe su nombre según el alemán Pechblende (Pech = una forma de alquitrán; blenden = lucir, brillar, cegar)
que hace referencia al aspecto del mineral.
5
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
país nativo. Polonia había sido particionado en el siglo XVIII entre Rusia, Prusia y Austria,
y la esperanza de Sklodowska-Curie fue nombrar al elemento como su país nativo para
atraer la atención hacia su pérdida de independencia. El Polonio fue el primer elemento
químico nombrado por razones políticas, y el otro, también descubre el radio nombrado así
debido a su intensa radiactividad.
Ernest Rutherford (1871 – 1937)
Se le considera el padre de la física nuclear. Estudió las emisiones radioactivas
descubiertas por H. Becquerel, y logró clasificarlas en alfa, beta y gamma. Halló que la
radiactividad iba acompañada por una desintegración de los elementos, lo que le valió
ganar el Premio Nobel de Química en 1908. Se le debe un modelo atómico, con el que
probó la existencia del núcleo atómico, en el que se reúne toda la carga positiva y casi toda
la masa del átomo.
Ernest Rutherford desarrollo en 1911 un modelo basado en un sistema solar en miniatura,
en el que el núcleo era una estrella (un sol) y los electrones los planetas. Las explicación de
su teoría tenia sin embargo dos errores: que los electrones emitirían energía al girar,
disminuyendo su velocidad y cayendo al núcleo; erróneo porque los electrones ocupan
orbitas fijas. Otro error consistía en que los electrones podían saltar de una orbita a otra
cualquiera alrededor del núcleo; sin embargo se comprobó que los electrones solo podían
ocupar determinadas orbitas siempre iguales.
Niels Henrik David Bohr (1885 – 1962)
Basándose en las teorías de Rutherford, publicó su modelo atómico en 1913,
introduciendo la teoría de las órbitas cuantificadas, que en la teoría mecánica cuántica
consiste en las características que, en torno al núcleo atómico, el número de electrones en
cada órbita aumenta desde el interior hacia el exterior. En su modelo, además, los
electrones podían caer (pasar de una órbita a otra) desde un orbital exterior a otro interior,
emitiendo un fotón de energía discreta, hecho sobre el que se sustenta la mecánica cuántica.
6
Introducción a la Energía Nuclear
Niels Bohr anuncio una nueva teoría atómica para dar solución a los fallos de la teoría de
Rutherford; consistía en un sistema con un pequeño núcleo alrededor del cual giraban los
electrones, pero con orbitas que obedecían a ciertas reglas restrictivas. Según esas reglas,
solo podían existir un numero determinado de orbitas y cada orbita tendría un nivel de
energía, por tanto el electrón que ocupase una orbita concreta poseería la energía
correspondiente a esa orbita. Asimismo un electrón no podría saltar de una orbita a otra,
salvo recibiendo una energía adicional igual a la diferencia de energía de ambas orbitas; si
un electrón cambiara de una orbita de energía superior a otra inferior, emitiría igual
cantidad de energía en forma de onda electromagnética, que seria de aspecto fijo para los
mismos tipos de átomos (una especie de sello identificativo).
La teoría de Bohr, a pesar de los adelantos en las explicaciones sobre la estructura de la
materia también contenía errores, aunque hoy es aceptada en líneas generales. Los
electrones deberían emitir energía al girar alrededor del núcleo, invalidando que las orbitas
fueran de energía constante. La teoría de la mecánica cuántica vino a solucionar estas
interrogantes, mediante la enunciación del principio de la dualidad onda-partícula, por la
cual toda partícula puede comportarse igualmente como una onda.
1.1.2 LA ERA DORADA
La
siguiente
operación
después
de
establecer
el
sistema
de
las
orbitas
electromagnéticas, era determinar la estructura del núcleo. En estado normal un átomo no
posee carga eléctrica, sin embargo se observo que la carga del núcleo era positiva y siempre
múltiplo de la carga del electrón; así pues, se concluyo que el núcleo estaba compuesto por
un conjunto de partículas, cada una de ellas con igual carga que la del electrón, pero
positiva, esas partículas fueron denominadas protones.
Según este planteamiento, los átomos tienen el mismo número de electrones y de protones
para mantener una carga neutra, es decir, cargas negativas en los electrones y cargas
positivas en los protones. Por ejemplo el hidrógeno posee un electrón en su orbita, por lo
tanto posee igualmente un protón en su núcleo; se dedujo así que el peso del protón era
aproximadamente dos mil veces superior al del electrón; sin embargo esta medida no se
corresponde con la de otros elementos atómicos.
7
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Sir James Chadwick (1891 – 1974)
La incógnita de las masas quedo despejada en 1932 cuando James Chadwick, de la
Universidad de Cambridge, descubrió un nuevo elemento en el núcleo cuando estudiaba las
colisiones entre partículas a alta velocidad, al realizó una serie de experimentos de los que
obtuvo unos resultados que no concordaban con los que predecían las fórmulas físicas, ya
que la energía producida por la radiación era muy superior y en los choques no se
conservaba el momento.
Para explicar tales resultados, era necesario optar por una de las siguientes hipótesis: se
aceptaba la no conservación del momento en las colisiones, o se afirmaba la naturaleza
corpuscular de la radiación. Como la primera hipótesis contradecía las leyes de la física, se
optó por la segunda. Con ésta, los resultados obtenidos quedaban explicados pero era
necesario aceptar que las partículas que formaban la radiación no tenían carga eléctrica.
Tales partículas tenían una masa muy semejante a la del protón, pero sin carga eléctrica,
por lo que se pensó que eran el resultado de la unión de un protón y un electrón formando
una especie de dipolo eléctrico. Posteriores experimentos descartaron la idea del dipolo y se
conoció la naturaleza de los neutrones.
De esta forma, Chadwick allanó el camino hacia la fisión del uranio 235 y hacia la creación
de la bomba atómica. al que se le denomino neutrón. Quedo así definitivamente
determinada la estructura del átomo.
Albert Einstein (1879 – 1955) y La teoría de fusión
El paso entre la determinación de la estructura de la materia y la teoría para obtención de la
energía nuclear por fusión lo dio Albert Einstein. Los experimentos sobre esta teoría
demostraron que el bombardear un átomo pesado con otra partícula, las diversas partes en
que se separaba el núcleo tenían un conjunto masas menores que la del el núcleo original,
liberándose por lo tanto una cantidad de energía. Si se aplicaba la formula de Einstein sobre
la diferencia de masas, se observaba que los resultados eran coincidentes con los de la
energía liberada.
8
Introducción a la Energía Nuclear
Con el éxito de la ejecución de la teoría de Einstein se había encontrado una fuente de
energía de enormes posibilidades, sin embargo en la practica aun era inviable, el motivo era
que experimentalmente siempre se consumía mayor energía que la que se producía.
Estas limitaciones quedaron arrinconadas en 1939, cuando Lise Meither y Otto Hahn
descubrieron la facilidad con que podía ser partido el núcleo de uranio mediante un
neutrón, el cual producía además otros tres neutrones que podían dividir a su vez otros
núcleos, acelerando la propia radiactividad del uranio.
Enrico Fermin (1901 – 1954)
Superadas las limitaciones para generar energía nuclear aprovechable, Fermi condujo la
construcción de la primera pila nuclear logrando, en diciembre de 1942, la primera reacción
en cadena controlada de fisión nuclear, en la Universidad de Chicago. Durante el resto de la
Segunda Guerra Mundial participó en el desarrollo de la bomba atómica en los laboratorios
de Los Álamos, Nuevo México, dentro del Proyecto Manhattan. Con posterioridad se opuso
al desarrollo de la bomba de hidrógeno por razones éticas. A finales de 1950 comenzaría
una utilización práctica de esta energía para producir electricidad, con las primeras
centrales nucleares de fisión.
Julius Robert Oppenheimer (1904 – 1967) y El Proyecto Manhattan
Conocido coloquialmente como "El padre de la bomba atómica" pese a que comparte
ese mérito con su principal mentor, Enrico Fermi, Oppenheimer expresó su pesar por el
fallecimiento de víctimas inocentes cuando las bombas nucleares fueron lanzadas contra los
japoneses en Hiroshima y Nagasaki. La poca destreza de Oppenheimer en el laboratorio lo
hizo comprender que su fuerte era la física teórica, no la experimental
En 1943 se funda el Proyecto Manhattan que era el nombre en clave de un proyecto de
investigación llevado a cabo durante la Segunda Guerra Mundial por los Estados Unidos
con ayuda parcial del Reino Unido y Canadá. Cuyo objetivo final del proyecto era el
desarrollo de la primera bomba atómica. La investigación científica fue dirigida por el
físico Robert Oppenheimer.
9
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
El proyecto agrupó a una gran cantidad de eminencias científicas (física, química, ciencias
informáticas). Dado que tras los experimentos en Alemania previos a la guerra se sabía que
la fusión del átomo era posible y de que los nazis estaban ya trabajando en su propio
programa nuclear no costó reunir a todas aquellas mentes brillantes que eran también
pacifistas e izquierdistas en su mayoría. Exiliados judíos muchos de ellos, hicieron causa
común de la lucha contra el fascismo aportando su grano de arena a la causa: conseguir la
bomba antes que los alemanes.
El primer ensayo atómico exitoso ocurrió en el desierto de Alamagordo, en Nuevo México.
El artefacto se llamó Trinity y se trataba de una bomba-A de plutonio del mismo tipo que
Fat Man que sería lanzada sobre Nagasaki días después. En la actualidad este lugar está
marcado por un monolito cónico negro de silicio resultado de la fusión de la arena bajo el
efecto del calor provocado por la explosión.
1.1.3 LA ERA MODERNA
En el periodo 1935-1954 se desarrollan las primeras investigaciones sobre la fusión
nuclear controlada. En 1955 se desarrolla en Ginebra, Suiza la primer conferencia
internacional sobre el empleo pacifico de la energía atómica. En el periodo 1955-1956 se
descubren las antipartículas, antiprotones y antineutrones en Berkeley Universidad de
California, Estados Unidos.
La Primer Planta Termonuclear de Producción Eléctrica
El centro de Sellafield se construyó en terrenos que anteriormente formaban parte del
Centro Nuclear Windscale. Con dos reactores Windscale2 refrigerados por aire y regulados
por grafito constituyeron la primera factoría británica de plutonio 239 con concentración
para armas, construidos para el programa británico de los últimos años 40 y 50.
De acuerdo con la decisión tomada en enero de 1947 para que el Reino Unido tuviera un
disuasor nuclear independiente, se eligió Sellafield para la localización de la planta de
producción de plutonio, empezando en julio de 1950 la carga de combustible nuclear en las
pilas Windscale. En julio de 1952 la planta de separación se empezó a utilizar para separar
el plutonio y el uranio del combustible gastado.
2
Tomaba su nombre de una población cercana, Windscale fue propiedad de la United Kingdom Atomic Energy Authority, pero cuando parte de
ella fue transferida a British Nuclear Fuels plc (Combustibles Nucleares de Gran Bretaña), la parte transferida se redenominó "Sellafield". El resto
del centro sigue en manos de la UKAEA y sigue llamándose Windscale.
10
Introducción a la Energía Nuclear
Calder Hall fue la primera estación de energía nuclear comercial en el mundo. La primera
conexión a la red se realizó el 27 de agosto de 1956, y la planta fue inaugurada oficialmente
por la Reina Elizabeth II el 17 de octubre de 1956. Cuando la estación fue clausurada, el 31
de marzo de 2003, su primer reactor había estado en funcionamiento durante cerca de 47
años. Calder Hall tenía 4 reactores Magnox con capacidad para generar 50 MW de energía
cada uno.
No obstante, inicialmente, fue utilizada básicamente para producir plutonio para fines
militares, con dos cargas anuales de combustible, y la producción de electricidad constituía
una actividad secundaria. Desde 1964 aunque después fue principalmente utilizada con
ciclos de combustible con fines comerciales, no fue hasta abril de 1995 cuando el gobierno
del Reino Unido anunció que toda la producción de plutonio con fines militares había
finalizado.
Los Quarks
En 1960 se descubren los quarks, fuentes de radiación del cosmos. En física de
partículas, los quarks, junto con los leptones, son los constituyentes fundamentales de la
materia y las partículas más pequeñas que el hombre ha logrado identificar. Varias especies
de quarks se combinan de manera específica para formar partículas tales como protones y
neutrones.
En 1964 se construye el primer motor iónico, en 1967 se descubren los pulsares, radio
fuentes pulsadores en el espacio y entra en servicio al acelerador de partículas mas grandes
del mundo en Serpunkhov, Rusia. En 1968 se obtienen la primera fusión nuclear controlada
por rayos láser en Limeil, Francia.
En la actualidad, que forma parte de la historia mas recientes, se continúa con la
investigación sobre la fusión nuclear y cuanto a la fisión, en el caso de las aplicaciones para
generación de energía eléctrica, se continúa haciendo distintos países con variación en el
tipo de reactor nuclear.
11
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
1.2 TIPOS DE 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.
Sí 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.
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 iones 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:
12
Introducción a la Energía Nuclear
1.2.1 Radiación α, Son núcleos completamente ionizados de Helio-4 (4He). Es decir, sin su
envoltura de electrones correspondiente. Estos núcleos están formados por dos protones y
dos neutrones. Se generan habitualmente en reacciones nucleares o desintegración
radiactiva de otros núclidos que se transmutan en elementos más ligeros mediante la
emisión de dichas partículas. Su capacidad de penetración es pequeña, en la atmósfera
pierden rápidamente su energía cinética, porque interaccionan fuertemente con otras
moléculas debido a su gran masa y carga eléctrica, generando una cantidad considerable de
iones por centímetro de longitud recorrida. En general no pueden atravesar espesores de
varias hojas de papel
1.2.2 Radiación ß, Es cuando un electrón que sale despedido de un suceso radiactivo. Por
la ley de Fajans, sí un átomo emite una partícula beta, su carga eléctrica aumenta en una
unidad positiva y el número de masa no varía. Ello es debido a que la masa del electrón es
despreciable frente a la masa total del átomo. En cambio, al ser emitida una carga negativa,
el átomo queda con una carga positiva más, para compensar el total de la carga eléctrica,
con lo cual el número de electrones disminuye. Este proceso es debido a la desintegración
de un neutrón en un protón y un electrón.
Además existe un tercer tipo de radiación en que simplemente se emiten fotones de alta
frecuencia, llamada:
13
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
1.2.3 Radiación γ, Este es un tipo de radiación electromagnética, y por tanto formada por
fotones, producida generalmente por elementos radioactivos o procesos subatómicos como
la aniquilación de un par positrón-electrón. Este tipo de radiación de tal magnitud también
es producida en fenómenos astrofísicos de gran violencia.
Debido a las altas energías que poseen, los rayos gamma constituyen un tipo de radiación
ionizante capaz de penetrar en la materia más profundamente que la radiación alfa o beta.
Dada su alta energía pueden causar grave daño al núcleo de las células, por lo que son
usados para esterilizar equipos médicos y alimentos. La radiación es potencialmente dañina
para los organismos vivos y para los materiales, sin embargo, con la apropiada aplicación,
la radiación también puede ser extremadamente útil para los materiales y para los
organismos vivientes.
Poder de penetración
La radiación alfa está compuesta por un
núcleo de helio y puede ser detenida por una
hoja de papel.
La radiación beta, compuesta por electrones,
es detenida por una hoja de papel de aluminio.
La radiación gamma es absorbida cuando
penetra
en
un
material
denso,
aproximadamente 4 metros de agua, o un
metro de hormigón armado.
14
Introducción a la Energía Nuclear
1.3 ACTIVIDAD Y DECAIMIENTO RADIACTIVO
En la naturaleza, casi todos los núcleos atómicos son inestables. De las más de dos mil
variedades que se conocen, el 90 por ciento decae o se desintegra, y en ese proceso emiten
algún tipo de radiación, que conforme ha avanzado el conocimiento se le ha clasificado, por
ejemplo, en radiación alfa, beta o gamma.
El decaimiento radiactivo es la manera en que un núcleo emite radiación de cualquier tipo,
principalmente en forma de partículas, y se transforma en otro diferente. Esta radiación es
la que los físicos registran y analizan, y gracias a su estudio se conocen detalles finos de los
núcleos atómicos y se avanza en el conocimiento acerca de la estructura atómica y nuclear.
Desde el descubrimiento de la radiactividad alcanzada hace poco más de un siglo por
Bequerel y los esposos Pierre y Marie Curie, se conoce la desintegración del núcleo de
ciertos elementos con emisión de radiación, que forman otro elemento.
Las primeras producciones de isótopos radiactivos involucran generalmente el uso de
algunas clases de maquinas para disparar partículas contra los átomos de varios elementos.
El ciclotrón fue el primer dispositivo empleado para tal fin a altas velocidades, las
partículas por lo general proyectadas fueron deuterones, protones y partículas alfa.
Actualmente, la mayoría de los radioisótopos son producidos en un reactor nuclear.
La absorción de neutrones es un proceso que frecuentemente produce isótopos radiactivos,
por ejemplo el isótopo estable
convertir en un
60
27Co
59
27Co
(Cobalto natural) puede capturar un neutrón para
(Cobalto radiactivo). Esto se logra colocando dentro del reactor y
bombardeándolo con neutrones
59
1
60
Co
+
n
=======
>
Co
+ Energía
27
0
27
Cuando el núcleo captura un neutrón, empieza inmediatamente el decaimiento. El
aumento del número de núcleos radiactivos continua hasta que la velocidad de formación y
la velocidad de decaimiento se igualan. Los decaimientos provocan las radiaciones alfa,
beta y gamma, todas estas provenientes del núcleo radiactivo.
15
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
1.3.1 DECAIMIENTO ALFA
La desintegración alfa es una forma de desintegración radiactiva donde un núcleo
atómico emite una partícula alfa y se transforma en un núcleo con 4 unidades menos de
número másico y dos unidades menos de número atómico.
Puede ser considerada como la emisión espontánea de núcleos de helio (ahora llamadas
partículas α) 24 He 2 + a partir de núcleos de átomos más pesados, mediante un procedimiento
de fisión nuclear espontánea. Este tipo de desintegración es típica únicamente de los
núcleos atómicos más pesados, siendo el telurio 106 el isótopo más ligero que experimenta
la desintegración alfa. Este fenómeno se representa con la siguiente ecuación:
A
z
X → ZA −−42Y + 24He 2 + → ZA −−42Y + α
Donde:
X: Es una partícula que bombardea a un átomo.
Y: Es un átomo de núcleo atómico pesado.
Con el uranio, por ejemplo:
4
2+
U → 234
Th
+
He
90
2
238
92
Puede parecer que la primera ecuación no esté equilibrada eléctricamente pero, en realidad,
el núcleo resultante después del proceso rápidamente pierde dos electrones en favor de la
partícula alfa formando un átomo de helio neutro.
16
Introducción a la Energía Nuclear
Esta es una radiación característica de isótopos de número atómico elevado, tales como los
del uranio, torio, plutonio, radio, etc. Dada la elevada masa de estas partículas y que se
emiten a gran velocidad por los núcleos, que al chocar con la materia pierde gradualmente
su energía ionizando los átomos y se frenan muy rápidamente, por lo que quedan detenidas
con tan solo unos cm de aire o unas milésimas de mm de agua. En su interacción con el
cuerpo humano no son capaces de atravesar la piel. Así pues, tienen poco poder de
penetración siendo absorbidos totalmente por una lámina de aluminio de 0.1 mm de espesor
o una simple hoja de papel.
El proceso de desintegración alfa va acompañado de la emisión de una gran cantidad de
energía procedente del efecto másico producido. Por lo que la partícula alfa adquiere gran
velocidad, del orden de 107m/s.
1.3.2 DECAIMIENTO BETA
La desintegración beta, emisión beta o decaimiento beta es un proceso mediante el cual
un nucleido inestable emite una partícula beta para optimizar la relación N/Z
(neutrones/protones) del núcleo. La partícula beta puede ser un electrón, escribiéndose β-, o
un positrón, β+. En la emisión beta, varían el número de protones y el de neutrones del
núcleo resultante, mientras que la suma de ambos (el número másico) permanece constante.
La diferencia fundamental entre un electrón o positrón y la partícula beta correspondiente
es su origen nuclear: no se trata de un electrón ordinario arrancado de un orbital atómico.
Una reacción alternativa que hace que un núcleo con exceso de protones se vuelva más
estable es la captura electrónica.
Las partículas beta son electrones emitidos a grandes velocidades próximas a la de la luz,
debido a que tiene menor masa que la radiación alfa, tienen mas poder de penetración que
las partículas alfa siendo absorbidas por una lamina de aluminio de 0.5 mm de espesor y
quedan frenadas en algunos metros de aire, o por 1 cm de agua. En el cuerpo humano,
pueden llegar a traspasar la piel, pero no sobrepasan el tejido subcutáneo. Los positrones
son partículas con masas despreciables y carga equivalente a la de un neutrón.
17
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
1.3.2.1 Decaimiento Beta Negativo
Cuando un núcleo emite partículas beta negativas (electrón), su numero másico
pertenece invariable y su numero atómico aumenta en una unidad. Este proceso permanece
invariable y su número atómico aumenta en una unidad. Este proceso se da en núcleos que
presentan un exceso de neutrones, por lo que un neutrón se trasforma en un protón y en un
electrón (partícula beta) que es emitido. Como en la ecuación:
A
Z
X → Z +A1Y + e − + antineutrino→ Z +A1Y + β − + antineutrino
La partícula que se emite es un electrón, con su correspondiente carga y masa,
indistinguible de los electrones de las capas atómicas. Como los núcleos no tienen
electrones, la explicación de este proceso es que un neutrón del núcleo se convierte en un
protón y un electrón. El protón resultante permanece en el núcleo y el electrón escapa como
partícula beta. El número másico del núcleo resultante se mantiene, pero el número atómico
aumenta en una unidad. Como por ejemplo los siguientes decaimientos:
14
6
C →147 N + β − + antineutrino
66
29
3
1
Cu → 3066 Zn + β − + antineutrino
H → 23 He + β − + antineutrino
18
Introducción a la Energía Nuclear
1.3.2.2 Decaimiento Beta Positivo
Cuando un núcleo emite una partícula beta positiva, denominada positrones, que tienen
la misma masa que los electrones y carga electrónica positiva (+e). Este proceso se da en
núcleos que presentan un exceso de protones, por lo que un protón se transforma en un
neutrón y en un positrón. Los positrones se crean cuando en el núcleo un protón se
convierte en un neutrón, que permanece en el núcleo emitiéndose el positrón formado. El
número atómico del núcleo disminuye en una unidad, manteniéndose el mismo número
másico. La siguiente ecuación lo describe:
A
Z
X → Z −A1Y + e + + neutrino→ Z +A1Y + β + + neutrino
Esta reacción está prohibida para protones libres, pues implicaría una violación del
principio de conservación de la energía, ya que la suma de las energías de los productos
resultantes sería mayor que la del protón. Sin embargo, para protones ligados (formando
parte de un núcleo), puede ocurrir que la diferencia de energías entre el núcleo final y el
inicial sea suficiente para crear las partículas resultantes, en cuyo caso la reacción está
permitida. Por ejemplo los siguientes decaimientos
30
15
P →1430 Si + β + + neutrino
40
19
40
K →18
Ar + β + + neutrino
53
26
Fe → 2553 Mn + β + + neutrino
19
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
1.3.3 DECAIMIENTO GAMMA
Las partículas gamma son radiaciones electromagnéticas de la misma naturaleza que los
rayos X pero de menor longitud de onda. Su poder de penetración es muy elevado frente a
las partículas alfa o beta, pudiendo atravesar el cuerpo humano. Quedan frenadas con un
espesor de 4 metros de agua, 1 m de hormigón armado o unos pocos cm de plomo, por lo
que cuando se utilizan fuentes radiactivas que emiten este tipo de radiación, hay que utilizar
blindajes adecuados.
La radiación gamma se manifiesta en los procesos radiactivos como consecuencia de la
desexcitación de un núcleo, que previamente haya sido excitado. Por tanto, los procesos
donde se produce emisión de partículas alfa o beta, van acompañados de emisiones de
radiación electromagnética en forma de fotones que son las partículas gamma.
Z
X * A + e− →Z Y A + γ
Las posibles formas de radiación electromagnética son los rayos gamma, los rayos X, la luz
visible y los rayos UV (UVA y UVB, siendo éstos últimos más energéticos). La única
diferencia entre ellos es la frecuencia y por lo tanto, la energía de los fotones, siendo los
rayos gamma los más energéticos. Un ejemplo de producción de rayos gamma seria.
Primero 60Co se descompone en 60Ni excitado:
60
Co → 60 Ni * + e − + neutrino
Entonces el 60Ni cae a su estado fundamental emitiendo dos rayos gamma seguidos uno del
otro.
60
Ni * → 60 Ni + γ
20
Introducción a la Energía Nuclear
Algunos isótopos en particular el uranio 235 y varios isótopos de los elementos
transuránicos, producidos artificialmente, pueden desintegrarse mediante un proceso de
fisión espontánea en el que el núcleo se divide en dos fragmentos.
A mediados de 1980, se observo una forma de desintegración única en el que los isótopos
de radio 222, 223 y 224 emiten núcleos de carbono 14 en lugar de desintegrarse como
emisores alfa.
Las fuentes mayores de radiactividad natural se encuentran en los minerales de uranio y
torio. Estos minerales presentan una serie de nucleidos radiactivos ya que los nucleidos
iniciales U-235, U-238 y Th-232, tienen unos valores de vida media muy grandes y al
desintegrarse se transmutan en otros nucleidos también radiactivos, prosiguiendo este
proceso en desintegraciones sucesivas hasta llegar a un nucleido estable.
Cuando el uranio-238, se desintegra por emisión alfa, se forma torio-234 que es un
emisor beta y se desintegra para formar protactinio-234, que a su vez emite radiaciones beta
formando un nuevo isótopo del uranio, el uranio-234. Este isótopo se desintegra mediante
emisión alfa para formar torio-230 que es un emisor alfa y forma el radio-226. La serie
continua de forma similar con otras cinco emisiones alfa y otras cuatro emisiones beta hasta
llegar al producto final, un isótopo estable del plomo, el plomo-286. Un proceso similar
ocurre con las otras tres series.
1.4 REACCIÓN EN CADENA
Una reacción en cadena, es un proceso de fisiones nucleares sucesivas en las que todos
o parte de los neutrones en cadena fisión originan nuevas fisiones, y así sucesivamente. El
uranio presente en la naturaleza solo contiene un 0,71% de uranio 235; el resto corresponde
al isótopo no fisible, el uranio 238. Por lo tanto una masa de uranio natural, por muy grande
que sea, no puede mantener una reacción en cadena, porque solo el uranio 235 es fácil de
fisionar.
21
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Es muy improbable que un neutrón producido por fisión, pero esta probabilidad puede
aumentar cientos de veces si se frena el neutrón a través de una serie de colisiones elásticas
con núcleos ligeros como hidrógeno, deuterio o carbono. En ello se basa el diseño de los
reactores de fisión empleados para producir energía.
Cuando Enrico Fermi logro producir la
primera reacción nuclear en cadena. Empleo un
conjunto de bloques e uranio natural distribuidos
dentro de una gran masa de grafito puro. En la
“pila” o reactor nuclear de Fermi el “moderador”
de grafito frenaba los neutrones y hacia posible la
reacción en cadena.
Para conocer en que condiciones puede tener
lugar la reacción de fisión nuclear en cadena, es
preciso estudiar los acontecimientos que siguen
los neutrones producidos en la fisión. Si
imaginamos un neutrón que reacciona con un
núcleo de uranio 235, dará lugar a su fisión,
proceso en el que como promedio se liberan 2,5
neutrones. Una parte de los neutrones producidos dará lugar a nuevas fisiones, otra parte
será absorbida por núcleos de otros elementos presentes en el sistema sin dar lugar a
fisiones, una última parte escapara al exterior sin que tampoco origine nuevas fisiones. Si el
numero de neutrones del primer grupo es igual a la unidad se habrá obtenido una reacción
autosostenida y con un numero constante de fisiones por unidad de tiempo, ya que cada
neutrón que produjo inicialmente una fusión dará lugar a otro neutrón útil para continuar el
proceso. Se dice entonces que el sistema forma un conjunto crítico. Si el número de
neutrones útiles para producir nuevas fisiones fuera mayores que la unidad, el número de
fisiones por unidad de tiempo seria creciente y tendríamos un conjunto hipercrítico. Si por
el contrario, fuera menor que la unidad la reacción decrecería con el tiempo y acabaría
deteniéndose y el conjunto recibiría el nombre de subcritico.
22
Introducción a la Energía Nuclear
1.5 FISIÓN NUCLEAR
La fisión es una reacción nuclear, lo que significa que
tiene lugar en el núcleo del átomo. La fisión ocurre cuando
un núcleo 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.
El físico estadounidense de origen italiano Enrico Fermi logro realizar la fisión en 1934,
pero la reacción no se reconoció como tal hasta 1939, cuando los científicos alemanes Otto
Hahn y Fritz Strassman anunciaron que habían fisionado núcleos de uranio
bombardeándolos con neutrones. En la explosión de una bomba atómica se produce una
reacción en cadena incontrolada. Las reacciones controladas, por parte, pueden utilizarse
para producir calor y generar así energía eléctrica como ocurre en los reactores nucleares.
Las dos características fundamentales de la fisión nuclear en cuanto a la producción
práctica de energía nuclear. En primer lugar la energía liberada por la fisión es muy grande.
La fisión de 1 kg de uranio 235 libera 18,7 millones de kilovatios hora en forma de calor.
En segundo lugar, el proceso de fisión iniciado por la absorción de un neutrón en el uranio
235 libera un promedio de 2,5 neutrones en los núcleos fisionados. Estos neutrones
provocan rápidamente la fisión de varios núcleos mas, con lo que inicia una serie de
fisiones nucleares auto sostenidas, esto es una reacción en cadena que lleva a la liberación
continua de energía nuclear.
23
CAPITULO 2
GENERALIDADES DE LAS
INSTALACIONES DE UNA CENTRAL
NUCLEAR Y TIPOS DE REACTORES
24
Sistemas de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado en una Central Nuclear
2.1 GENERALIDADES DE LAS INSTALACIONES DE UN CENTRAL NUCLEAR
2.1.1 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS
El principio que rige el tratamiento de residuos radiactivos en una forma que garantice
un confinamiento seguro, así como lograr la reducción de su volumen hasta donde sea
posible, y en diversas formas para su tratamiento:
2.1.1.1 Resinas de Intercambio Iónico
Estas resinas que resultan de la descontaminación del sistema primario del reactor, luego de
agotarse son inmovilizadas mezclándolas con concreto en una máquina mezcladora o
adicionando porciones de resinas durante el acondicionamiento de residuos radiactivos
líquidos de naturaleza orgánica o lodos resultantes en la precipitación química.
2.1.1.2 Fuentes Selladas Agotadas
En este caso las fuentes selladas, sin retirarlas de su blindaje original, son acondicionadas
con concreto de forma tal que no puedan ser removidas nunca más. Los embalajes tendrán
diferentes tamaños, dependiendo del volumen del bulto conteniendo el material radiactivo.
2.1.1.3 Almacenamiento de Residuos Radiactivos
Este es un almacén temporal. Su piso tiene una cubierta de material fácilmente
descontaminable. Sólo se almacenan en este ambiente, los residuos acondicionados en
cilindros. Asimismo, sirve como un lugar de almacenamiento intermedio para permitir el
decaimiento del residuo y su posterior enterramiento en un repositorio a nivel de superficie,
este edificio solo se ocupa para materiales de medio y bajo nivel de radiactividad.
2.1.2 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE AGUAS
En el edificio de tratamiento de agua se alojan los sistemas necesarios para tratar
químicamente el agua (que se extrae de pozos de agua dulce, o pozos profundos cercanos),
para obtener agua de excelente calidad sin minerales ni elementos extraños.
25
Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear
Este líquido es enviado a los sistemas de agua de alimentación del reactor y agua de
enfriamiento nuclear entre otros sistemas.
2.1.3 EDIFICIO DEL REACTOR
Es una estructura con dimensiones de 42 x 40 m de base y de 74 m de altura (los más
altos de las unidades).Está constituido por 2 secciones: contenedores primario y secundario.
El contenedor primario es de forma cilíndrica-cónica dividida en dos partes, constituida por
una pared de concreto de 1.5 m de espesor, reforzada por 10 capas de varillas de 2 ¼
pulgadas de diámetro, y recubierta interiormente con una placa de acero de 1 cm. de
espesor (Numero 3 de la figura), que garantiza su hermeticidad.
La parte inferior llamada alberca de supresión de presión, contiene un inventario constante
de 3000 metros cúbicos de agua desmineralizada que servirá para aliviar excesos de presión
de la vasija del reactor (Numero 2 de la figura), así como ser la primera fuente de
abastecimiento de agua de enfriamiento al núcleo para los sistemas de emergencia.
El contenedor secundario (Numero 5 de la figura), es una estructura que envuelve al
contenedor, también se conoce como edificio del reactor. Está formado por paredes de
concreto y varillas de acero, el espesor del muro es de 60 cm. a partir del nivel del suelo
hacia arriba y de 1.20 m en la parte subterránea; la presión en su interior se mantiene
siempre inferior a la atmosférica, por el sistema de ventilación y aire acondicionado de la
26
Sistemas de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado en una Central Nuclear
central, con la finalidad de mantener una integridad de la contención y evitar la fuga del
aire al ambiente. En esta contención se albergan los sistemas auxiliares y equipos de
seguridad de la central, la plataforma de recambio de combustible y la alberca de
almacenamiento de combustible gastado.
2.1.4 CONTENEDOR PRIMARIO
Estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes de concreto de 1.5 m de espesor.
En la parte interna de esta estructura esta cubierta con una placa de acero de 6 mm de
espesor. La contención primaria esta dividida en dos partes; la parte superior llamada Pozo
seco que contiene fundamentalmente a la vasija del reactor, la tubería de los sistemas de
vapor principal, agua de alimentación de recirculación; además de los sistemas auxiliares,
controles e instrumentos necesarios de acuerdo con el diseño. La parte inferior llamada
alberca de Supresión de Presión, es utilizada para aliviar excesos de presión y tuberías del
sistema de vapor principal.
2.1.4.1 VASIJA DEL REACTOR
Es un recipiente cilíndrico de aproximadamente 20 m de longitud, diseñado y fabricado
con acero de baja aleación, recubierto internamente con acero inoxidable. El núcleo del
reactor, es alojado en el interior y es aquí donde tiene lugar la fisión nuclear del átomo que
permitirá la producción de vapor nuclear el cual es enviado directamente al grupo
turbogenerador.
27
Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear
La vasija y sus componentes, tales como: soportes de la coraza del núcleo, pernos, tubos de
alojamiento de los sistemas impulsores de las barras de control, tubos de refuerzo y tubos
de instrumentación; cumplen con el criterio general de diseño; “prevención de Fractura en
Frontera de Presión del Enfriador del Reactor”. El criterio general de diseño, requiere que
la frontera de Presión sea diseñada con un margen suficiente, para asegurar los esfuerzos
durante condiciones de operación, mantenimiento y pruebas no originaran una probabilidad
inaceptable de propagación de fractura rápida.
La construcción de la frontera de presión del enfriador del reactor de la CLV se utilizaron
los mejores materiales, fabricados con técnicas mas avanzadas en su momento, y se
efectuaron los exámenes no destructivos que exige la normativa correspondiente.
2.1.4.2 NÚCLEO DEL REACTOR
El combustible nuclear se encuentra alejado en pequeñas pastillas cilíndricas de 1.25
cm de diámetro y 1 cm de altura, introducidas a su vez en tubos construidos de zircaloy-21,
con una longitud aproximada de 4 m. a las que se les denominan barras de combustible, el
arreglo de 62 de estas barras, mas dos barras huecas por donde circula agua, formando
ensamble de combustible. Este constituido por 444 ensambles de combustible que contiene
cerca de 31 toneladas de uranio en 109 barras de control y agua utilizada como refrigerante
y moderador.
1
Zircaloy-2 consiste en una aleación de 98.25% de Zirconio con 1.45% de titanio, 0.10% cromo, 0.135% acero, 0.055% níquel
y 0.01% de hafnio. Esta aleación es muy resistente a temperaturas extremadamente altas.
28
Sistemas de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado en una Central Nuclear
2.1.4.3 BARRAS DE CONTROL
Son unas barras de unos 4m de longitud hechas
normalmente de boro absorbe neutrones o de una aleación
de plata, indio y cadmio que también tiene gran capacidad
de absorción de neutrones. Se usa para controlar la
reacción de fisión nuclear del U-235 en las centrales
nucleares. Para ello se introducen por unos huecos entre las
baínas del combustible nuclear de un reactor, de esta forma
se consiguen absorber muchos neutrones y así detener el
reactor. En los antiguos reactores de tipo RBMK, las barras
de control tardaban y tardan (porque aún queda algún
reactor de este tipo por el mundo funcionando) 20
segundos en bajarse completamente, lo que es un grave
problema de seguridad. Pero en los reactores más
modernos, el mecanismo de bajada de estas barras tarda 1
segundo en detener la reacción en cadena del núcleo.
Estas
barras
son
operadas
mediante
mecanismos
hidráulicos y están situadas en la parte inferior de la vasija.
Las barras de control son desplazadas verticalmente en el
núcleo del reactor con la finalidad de controlar la fusión
nuclear.
2.1.4.4 CONTENEDOR SECUNDARIO
El contenedor secundario esta construido con paredes de concreto de 0.5 m de espesor,
estando en la cota 49.90 el piso superior o de carga de combustible, en este nivel se
encuentran las albercas de combustible nuevo y gastado, y la cavidad del reactor. Cabe
destacar que la contención secundaria siempre se mantiene a una presión menor a la
exterior; con lo que impide en todo momento la salida de gases si esto se presenta.
29
Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear
2.1.5 EDIFICIO DE LA TURBINA
En este edificio se ubica el equipo del turbo-generador que tiene como función
convertir la energía térmica del vapor de agua proveniente del reactor, en energía mecánica
a través de la turbina. Esta energía es convertida posteriormente en energía eléctrica en el
generador principal.
2.1.6 EDIFICIO DE CONTROL
El edificio de control de 5 niveles o pisos, siendo el mas relevante o principal el nivel
25.10, ya que en el se ubica el cuarto de control. Es aquí donde, por medio de consolas y
tableros de control se recibe las señales. Personal altamente capacitado vigila y opera el
funcionamiento de los sistemas computarizados, que forman parte del sistema integral de
información de proceso (SIIP), que sirve de apoyo a los operadores para obtener
información exacta y oportuna del funcionamiento de los elementos de los sistemas que
intervienen en el proceso operativo de cada unidad generadora.
2.1.7 EDIFICIO DE GENERADOR DIESEL
Este edificio esta construido con paredes de concreto de 0.5 m de espesor que alojan a
tres generadores diesel de 4160 volts de corriente alterna, así como los diversos sistemas
auxiliares o de apoyo. La función principal de estos generadores es proporcionar una fuente
auxiliar de energía eléctrica a lo equipos esenciales de seguridad del reactor.
30
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
2.2 REACTORES NUCLEARES
Para aprovechar y controlar la reacción en cadena se emplea un sistema llamado reactor
nuclear, que consiste en una vasija en cuyo interior se encuentra el material capaz de
producir y sostener la reacción en cadena, llamada combustible nuclear.
El reactor nuclear es un recipiente de presión cilíndrico vertical, con casquete esférico
soldado en su parte inferior y superior.
Los primeros reactores nucleares ha gran escala se construyeron en 1944 en Hanford en el
estado de Washington (EEUU), para la producción de material para armas nucleares. El
combustible era uranio natural y el moderador grafito. Estas plantas producían plutonio
mediante la absorción de neutrones por parte del uranio 238; el calor generado no se
aprovechaba, años después este calor seria aprovechado en el proceso para la generación de
electricidad.
2.2.1 FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR
Una nucleoeléctrica es una central térmica de producción de electricidad. Su principio
de funcionamiento es esencialmente el mismo que el de las plantas que funcionan con
combustibles fósiles como: carbón, combustóleo o gas, para la conversión de calor en
energía eléctrica. La conversión se realiza en tres etapas:
En la primera, la energía del combustible se usa para producir vapor a elevada presión y
temperatura. En la segunda etapa, la energía del reactor se transforma en movimiento de
una turbina. En la tercera, el giro del eje de la turbina se transmite a un generador que
produce energía eléctrica.
La transformación de energía térmica en otro tipo de energía tiene un rendimiento limitado
por el “segundo principio de la termodinámica”. Esto quiere decir que por cada unidad de
energía producida por el combustible, sola la tercera parte se convierte en trabajo mecánico
y ceden al medio ambiente las dos terceras partes en forma de calor.
31
Tipos de Reactores
Las centrales nucleoeléctrica se diferencian de las demás centrales térmica solamente en la
primera etapa de conversación, es decir, en la forma de producir vapor. En las centrales
convencionales el vapor se produce en una caldera donde se quema de una forma continua
combustibles fósiles como: carbón, combustóleo o gas natural.
Las centrales nucleares tienen un reactor nuclear, que equivale a la caldera de las centrales
termoeléctricas convencionales y su principio de funcionamiento es el siguiente:
Como ya sabemos los núcleos atómicos están formados por protones y neutrones, la fuerza
nuclear hace que estas partículas elementales se atraigan y se mantengan unidas formando
el núcleo. Los neutrones no portan carga eléctrica, pero los protones están cargados
positivamente y en tal virtud se repelen unos a otros. Así, las partículas que forman el
núcleo están sujetas al mismo tiempo a fuerza de atracción o repulsión. En la mayoría de
los casos ambas fuerza se equilibran, dando como resultado la estabilidad. Sin embargo, en
los núcleos pesados formados por el elevado número de neutrones y de protones, como es
el caso del uranio, del plutonio, etc., la acumulación de las cargas positivas que llevan los
protones, da como resultado fuerzas de repulsión lo suficientemente grandes como para
crear una cierta inestabilidad.
Si intentáramos introducir un protón mas dentro de un núcleo así, la posibilidad de éxito
seria muy reducida debido a que la carga de los protones que ya se encuentran en el interior
se repelería fuertemente. En cambio los neutrones carecen de carga eléctrica y por lo tanto,
al no ser repelidos por la carga positiva de los protones pueden penetrar en el núcleo si
tanta dificultad.
Utilizando métodos generalmente complejos, podemos lograr que una partícula como el
neutrón choque contra el núcleo de un átomo. Al chocar, el núcleo se excita debido a que su
estructura se altera, pudiendo llegar con esta excitación a dividir el núcleo en dos mas
pequeños.
Este proceso de división del núcleo es la fisión. Cuando ciertos núcleos, como el átomo del
isótopo 235 del uranio se fusionan, además de dividirse el núcleo en dos más pequeñas,
aparecen otros neutrones libres.
32
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Si en las aproximaciones del núcleo hay más núcleos de uranio estos neutrones libres
producirán a su vez más fisiones (reacción en cadena), con los que se volverán a generar
nuevos neutrones. Así en poco tiempo, el numero de fisiones puede aumentar demasiado,
dando lugar a una reacción en cadena, misma que ya fue explicada anteriormente. Para
controlar y aprovechar la reacción en cadena se emplea un reactor nuclear, que consiste de
tres elementos esenciales: combustible nuclear, el moderador y el fluido refrigerante.
2.2.2 TIPOS DE REACTORES
Como ya sabemos los tres elementos fundamentales que constituyen un reactor nuclear
son el combustible, el moderador, y el refrigerante. La industria nuclear en el mundo ha
desarrollado diversas combinaciones de estos elementos que han dado como resultado
diferentes modelos de reactores. Así, por ejemplo, tenemos reactores enfriados por agua y
moderados por grafito, reactores que usan agua pesada como moderador y como
refrigerante, reactores que usan agua ligera en ambos elementos, reactores que usan uranio
natural como combustible y reactores que usan uranio enriquecido, etc.
2.2.2.1 REACTORES DE AGUA LIGERA Y PESADA
En todo el mundo se han construido diferentes tipos de reactores (caracterizados por el
combustible, moderador y refrigerante empleados) para la producción de energía eléctrica.
Por ejemplo, en Estados Unidos, con pocas excepciones, los reactores para la producción de
energía emplean como combustible nuclear óxido de uranio isotópicamente enriquecido,
con un 3% de uranio 235. Como moderador y refrigerante se emplea agua normal muy
purificada. Un reactor de este tipo se denomina reactor de agua ligera.
En el reactor de agua a presión (PWR) (Pressurized Water Reactor), siendo este un
reactor de agua ligera, el refrigerante es agua a una presión de unas 150 atmósferas. El agua
se bombea a través del núcleo del reactor, donde se calienta hasta unos 325 C. El agua
sobrecalentada se bombea a su vez hasta un generador de vapor, donde a través de
intercambiadores de calor calienta un circuito secundario de agua, que se convierte en
vapor. Este vapor propulsa uno o más generadores de turbinas que producen energía
eléctrica, se condensa, y es bombeado de nuevo al generador de vapor.
33
Tipos de Reactores
El circuito secundario está aislado del agua del núcleo del reactor, por lo que no es
radiactivo. Para condensar el vapor se emplea un tercer circuito de agua, procedente de un
lago, un río o una torre de refrigeración. La vasija presurizada de un reactor típico tiene
unos 15 m de altura y 5 m de diámetro, con paredes de 25 cm de espesor. El núcleo alberga
unas 80 toneladas de óxido de uranio, contenidas en tubos delgados resistentes a la
corrosión y agrupados en un haz de combustible.
En el reactor de agua en ebullición (BWR) (Boiling Water Reactor), otro tipo de reactor
de agua ligera, el agua de refrigeración se mantiene a una presión algo menor, por lo que
hierve dentro del núcleo (aprox. 75 atmósferas). El vapor producido en la vasija presurizada
del reactor se dirige directamente al generador de turbinas, se condensa y se bombea de
vuelta al reactor. Aunque el vapor es radiactivo, no existe un intercambiador de calor entre
el reactor y la turbina, con el fin de aumentar la eficiencia. Igual que en el PWR, el agua de
refrigeración del condensador proviene de una fuente independiente como un lago o un rió.
El nivel de potencia de un reactor en funcionamiento se mide constantemente con una serie
de instrumentos térmicos, nucleares y de flujo. La producción de energía se controla
insertando o retirando del núcleo un grupo de barras de control que absorben neutrones. La
posición de estas barras determina el nivel de potencia en el cual la reacción en cadena se
limita a auto sostenerse.
Durante el funcionamiento, e incluso después de su desconexión, un reactor grande de
1.000 megavatios (MW) contiene una radiactividad de millones de becquerelios. La
radiación emitida por el reactor durante su funcionamiento y por los productos de la fisión
después de la desconexión se absorbe mediante blindajes de hormigón de gran espesor
situados alrededor del reactor y del sistema primario de refrigeración. Otros sistemas de
seguridad son los sistemas de emergencia para refrigeración de este último, que impiden el
sobrecalentamiento del núcleo en caso de que no funcionen los sistemas de refrigeración
principales. En la mayoría de los países también existe un gran edificio de contención de
acero y hormigón para impedir la salida al exterior de elementos radiactivos que pudieran
escapar en caso de una fuga.
34
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Aunque al principio de la década de 1980 había 100 centrales nucleares en funcionamiento
o en construcción en Estados Unidos, tras el accidente de Three Mile Island, la
preocupación por la seguridad y los factores económicos se combinaron para bloquear el
crecimiento de la energía nuclear. Desde 1979, no se han encargado nuevas centrales
nucleares en Estados Unidos y no se ha permitido el funcionamiento de algunas centrales
ya terminadas. En 1990, alrededor del 20% de la energía eléctrica generada en Estados
Unidos procedía de centrales nucleares, mientras que en este porcentaje es casi de 75% en
Francia.
En el periodo inicial del desarrollo de la energía nuclear, en los primeros años de la década
de 1950, sólo disponían de uranio enriquecido Estados Unidos y la antigua Unión de
Repúblicas Socialistas Soviéticas (URSS), ahora Rusia. Por ello, los programas de energía
nuclear de Canadá, Francia y Gran Bretaña se centraron en reactores de uranio natural,
donde no puede emplearse como moderador agua normal porque absorbe demasiados
neutrones. Esta limitación llevó a los ingenieros canadienses a desarrollar un reactor
enfriado y moderado por óxido de deuterio (D2O ó 2H2O), también llamado agua pesada. El
sistema de reactores canadienses de deuterio-uranio (CANDU), estos reactores del tipo
PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor por sus siglas en ingles) empleado en 20
reactores, ha funcionado satisfactoriamente, y se han construido centrales similares en la
India, Argentina y otros países.
En Gran Bretaña y Francia, los primeros reactores de generación de energía a gran escala
utilizaban como combustible barras de metal de uranio natural, moderadas por grafito y
refrigeradas por dióxido de carbono (CO2) gaseoso a presión.
En Gran Bretaña, este diseño inicial fue sustituido por un sistema que emplea como
combustible uranio enriquecido. Más tarde se introdujo un diseño mejorado de reactor, el
llamado reactor avanzado refrigerado por gas (AGR, acrónimo de Advanced Gas cooled
Reactor en inglés). En la actualidad, la energía nuclear representa casi una cuarta parte de la
generación de electricidad en el Reino Unido.
35
Tipos de Reactores
En Francia, el tipo inicial de reactor se reemplazó por el reactor de agua pesada de diseño
estadounidense cuando las plantas francesas de enriquecimiento isotópico empezaron a
proporcionar uranio enriquecido. Rusia y los otros Estados de la antigua URSS tienen un
amplio programa nuclear, con sistemas moderados por grafito y reactores de agua pesada.
A principios de la década de 1990, estaban en construcción en todo el mundo más de 120
nuevas centrales nucleares.
En España, la tecnología adoptada en los reactores de las centrales nucleares es del tipo de
agua ligera; solo la central de Vandellos tiene reactor de grafito refrigerado por CO2.
2.2.2.2 REACTORES DE PROPULSIÓN
Para la propulsión de grandes buques de superficie, como el portaaviones
estadounidense Nimitz, se emplean reactores nucleares similares a los de agua pesada. La
tecnología básica del sistema de reactores de agua pesada, fue desarrollada por primera vez
en el programa estadounidense de reactores navales dirigido por el almirante Hyman
George Rickover.
Los reactores para propulsión de submarinos suelen ser más pequeños y emplean uranio
muy enriquecido para que el núcleo pueda ser más compacto. Estados Unidos, Gran
Bretaña, Rusia y Francia disponen de submarinos nucleares equipados con este tipo de
reactores.
Estados Unidos, Alemania y Japón utilizaron durante periodos limitados tres cargueros
oceánicos experimentales con propulsión nuclear. Aunque tuvieron éxito desde el punto de
vista técnico, las condiciones económicas y las estrictas normas portuarias obligaron a
suspender dichos proyectos. Los soviéticos construyeron el primer rompehielos nuclear, el
Lenin, para emplearlo en la limpieza de los pasos navegables del Ártico.
36
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
2.2.2.3 REACTORES AUTORREGENERATIVOS
Existen yacimientos de uranio, la materia prima en la que se basa la energía nuclear, en
diversas regiones del mundo. No se conoce con exactitud sus reservas totales, pero podrían
ser limitadas a no ser que se empleen fuentes de muy baja concentración, como granitos y
esquistos. Un sistema ordinario de energía nuclear tiene un periodo de vida relativamente
breve debido a su muy baja eficiencia en el uso del uranio: sólo aprovecha
aproximadamente el 1% del contenido energético del uranio.
El reactor RBKM (Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny por sus siglas en ingles) o
también llamado reactor de canales de alta potencia: su principal función es la producción
de plutonio, y como subproducto genera energía eléctrica. Utiliza grafito como moderador
y agua como refrigerante. Uranio enriquecido como combustible. Puede recargarse en
marcha. Tiene un coeficiente de reactividad positivo. El reactor de Chernóbil era de este
tipo. Existían 12 en funcionamiento en el 2007. La característica fundamental de un
“reactor autoregenerativo” es que produce más combustible del que consume. Lo consigue
fomentando la absorción de los neutrones sobrantes por un llamado material fértil. Existen
varios sistemas de reactor autoregenerativo técnicamente factibles. El que más interés ha
suscitado en todo el mundo emplea uranio 238 como material fértil. Cuando el uranio 238
absorbe neutrones en el reactor, se convierte en un nuevo material fisionable, el plutonio, a
través de un proceso nuclear conocido como desintegración . La secuencia de las
reacciones nucleares es la siguiente:
En la desintegración beta, un neutrón del núcleo se desintegra para dar lugar a un protón y
una partícula beta.
238
92
239
239
U + 01n→ 239
U

→
N

→
92
93
P
94 Pu
β
β
Cuando el plutonio 239 absorbe un neutrón, puede producirse su fisión, y se libera un
promedio de unos 2,8 neutrones. En un reactor en funcionamiento, uno de esos neutrones se
necesita para producir la siguiente fisión y mantener en marcha la reacción en cadena.
37
Tipos de Reactores
El sistema autoregenerativo a cuyo desarrollo se ha dedicado más esfuerzo es el llamado
reactor autoregenerativo rápido de metal líquido (RARML). Para maximizar la producción
de plutonio 239, la velocidad de los neutrones que causan la fisión debe mantenerse alta,
con una energía igual o muy poco menor que la que tenían al ser liberados. El reactor no
puede contener ningún material moderador, como el agua, que pueda frenar los neutrones.
El líquido refrigerante preferido es un metal fundido como el sodio líquido. El sodio tiene
muy buenas propiedades de transferencia de calor, funde a unos 100 °C y no hierve hasta
unos 900°C. Sus principales desventajas son su reactividad química con el aire y el agua y
el elevado nivel de radiactividad que se induce en el sodio dentro del reactor.
En Estados Unidos, el desarrollo del sistema RARML comenzó antes de 1950, con la
construcción del primer reactor autoregenerativo experimental, el llamado EBR-1. Un
programa estadounidense más amplio en el río Clinch fue cancelado en 1983, y sólo se ha
continuado el trabajo experimental. En Gran Bretaña, Francia, Rusia y otros Estados de la
antigua URSS funcionan reactores autoregenerativo, y en Alemania y Japón prosiguen los
trabajos experimentales.
En uno de los diseños para una central RARML de gran tamaño, el núcleo del reactor está
formado por miles de tubos delgados de acero inoxidable que contienen un combustible
compuesto por una mezcla de óxido de plutonio y uranio: un 15 o un 20% de plutonio 239
y el resto uranio. El núcleo está rodeado por una zona llamada capa fértil, que contiene
barras similares llenas exclusivamente de óxido de uranio. Todo el conjunto de núcleo y
capa fértil mide unos 3 m de alto por unos 5 m de diámetro, y está montado en una gran
vasija que contiene sodio líquido que sale del reactor a unos 500 °C. Esta vasija también
contiene las bombas y los intercambiadores de calor que ayudan a eliminar calor del
núcleo.
El vapor se genera en un circuito secundario de sodio, separado del circuito de refrigeración
del reactor (radiactivo) por los intercambiadores de calor intermedios de la vasija del
reactor. Todo el sistema del reactor nuclear está situado dentro de un gran edificio de
contención de acero y hormigón.
38
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
La primera central a gran escala de este tipo empleada para la generación de electricidad, la
llamada Super-Phénix, comenzó a funcionar en Francia en 1984. En las costas del mar
Caspio se ha construido una central de escala media, la BN-600, para producción de energía
y desalinización de agua. En Escocia existe un prototipo de gran tamaño con 250
megavatios.
El RARML produce aproximadamente un 20% más de combustible del que consume. En
un reactor grande, a lo largo de 20 años se produce suficiente combustible para cargar otro
reactor de energía similar. En el sistema RARML se aprovecha aproximadamente el 75%
de la energía contenida en el uranio natural, frente al 1% del RAL.
2.2.2.4 REACTORES DE INVESTIGACIÓN
En muchos países se han construido diversos reactores nucleares de pequeño tamaño
para su empleo en formación, investigación o producción de isótopos radiactivos. Estos
reactores suelen funcionar con niveles de potencia del orden de 1 MW, y es más fácil
conectarlos y desconectarlos que los reactores más grandes utilizados para la producción de
energía.
Una variedad muy empleada es el llamado reactor de piscina. El núcleo está formado por
material parcial o totalmente enriquecido en uranio 235, contenido en placas de aleación de
aluminio y sumergido en una gran piscina de agua que sirve al mismo tiempo de
refrigerante y de moderador. Pueden colocarse sustancias directamente en el núcleo del
reactor o cerca de éste para ser irradiadas con neutrones. Con este reactor pueden
producirse diversos isótopos radiactivos para su empleo en medicina, investigación e
industria. También pueden extraerse neutrones del núcleo del reactor mediante tubos de
haces, para utilizarlos en experimentos.
TRIGA
Es un tipo de pequeño reactor nuclear diseñado y fabricado por General Atomics de
Estados Unidos. TRIGA es el acrónimo de "Training, Research, Isotopes, General
Atomics". El equipo de diseño del TRIGA fue dirigido por el físico Freeman Dyson.
39
Tipos de Reactores
TRIGA es un reactor de tipo estanque que se puede instalar sin necesidad de estructura de
contención, y está diseñado para su uso por instituciones científicas y universidades con
fines tales como la enseñanza para licenciaturas, investigación comercial privada, pruebas
no destructivas y producción de isótopos.
El reactor TRIGA utiliza como combustible el hidruro de uranio-zirconio (UZrH) y su
diseño tiene un coeficiente rápido de temperatura negativo, en el sentido de que a medida
que la temperatura del núcleo sube, la eficiencia del reactor disminuye – de tal modo que
resulta imposible que se produzca su fusión. Inicialmente, TRIGA se diseñó para funcionar
con uranio altamente enriquecido, pero en 1978 el Departamento USA de Energía, lanzó su
programa de Enriquecimiento Reducido para los Reactores de Prueba para Investigación,
que motivó la conversión del reactor al combustible de uranio de bajo enriquecimiento.
El prototipo del reactor nuclear TRIGA (TRIGA Mark I) fue autorizado el 3 de mayo de
1958 en San Diego y funcionó hasta su apagado en 1997. Se le ha considerado como un
hito en la historia nuclear por la American Nuclear Society. Mark II, Mark III y otras
versiones del diseño del TRIGA se han fabricado posteriormente.
Se han instalado un total de 35 reactores TRIGA en diversas localidades de Estados
Unidos. Y otros 35 reactores se han instalado en otros países. Muchas de estas instalaciones
fueron promovidas por la política de "Átomos para la paz 1953 del Presidente Eisenhower
1953, que buscaba extender el acceso a la física nuclear a países en el ámbito de influencia
americana. En consecuencia, se pueden encontrar reactores TRIGA en países tan diversos
como Austria, Eslovenia, Italia, Japón, Congo, Colombia, Brasil, Vietnam, Irán, y México.
40
CAPITULO 3
SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y
LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE
COMBUSTIBLE GASTADO
41
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
3.0 INTRODUCCION
El Sistema de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado tiene por
objeto extraer el calor de decaimiento del combustible irradiado que se almacena en la
alberca, mantener la temperatura y el nivel del agua de la alberca a valores específicos, así
como de someter el agua a un proceso de purificación a través de un proceso de filtración y
de desmineralización.
Para una mejor presentación y comprensión se ha dividido este tema en dos secciones:
Sección I: Alberca de combustible, en lo cual se tratará principalmente el proceso de
enfriamiento del agua de la alberca.
Sección II: Subsistema de limpieza, enfocado al proceso de purificación del agua de la
alberca.
Sin embargo a pesar de las conexiones físicas y de la interdependencia de los dos
subsistemas, una sección puede tratar de un componente del otro subsistema y viceversa.
42
Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado
3.1 SECCIÓN I: SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE LA ALBERCA DE
COMBUSTIBLE GASTADO
3.1.1 FUNCIONES
Su principal función es remover en forma continua el calor de decaimiento de la alberca
de combustible gastado, de la cavidad del secador y del separador de humedad y de la
cavidad del reactor durante la recarga de combustible.
Remover el calor de la alberca de supresión durante la operación normal de la Central.
Mantener el nivel de agua en la cavidad del reactor, en la cavidad de almacenamiento de los
secadores y separadores de vapor y la alberca de combustible gastado para asegurar un
enfriamiento y blindaje adecuado durante la recarga de combustible.
Mantener la calidad del agua en la cavidad del Reactor, en la cavidad de almacenamiento
de los secadores y separadores de vapor y la alberca de combustible gastado dentro de unos
valores especificados durante la recarga de combustible.
Mantener la calidad del agua de la alberca de combustible gastado y alberca de supresión,
dentro de unos valores específicos durante la operación normal de la central.
Proporcionar un blindaje para el personal que labora en la parte superior del Pozo Seco
durante la recarga de combustible al colocar el escudo protector (CATTLE - CHUTE).
Además el escudo protector (CATTLE - CHUTE) proporciona una protección al fuelle de
recarga en el evento de una caída de un ensamble de combustible.
3.1.2 CRITERIOS DE DISEÑO
3.1.2.1 DE SEGURIDAD
El sistema está diseñado para remover el calor de decaimiento generado por el
combustible gastado y mantener la temperatura de la alberca de combustible, para prevenir
daño al mismo por sobrecalentamiento.
43
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Monitorear el nivel de la alberca de combustible y proporcionar agua de repuesto según se
requiera para mantener un adecuado inventario para enfriamiento y blindaje.
No existe conexión a la alberca de combustible que permita drenarla más abajo de la
compuerta con la cavidad del reactor.
Todas las tuberías sumergidas en la alberca de combustible tienen orificios antisifón 61 cm
por debajo del nivel normal para evitar drenar la alberca.
Los estantes de almacenamiento de combustible gastado están diseñados y deberán ser
mantenidos con una Keff1 equivalente a un valor menor que o igual a 0.95 cuando se inunde
con agua.
En el caso de inhabitabilidad del cuarto de control principal, se puede operar desde el
cuarto de parada remota.
3.1.2.2 DE CONFIABILIDAD
Se requiere que el sistema esté operable en el caso de pérdida de energía exterior, por lo
que se dispone de alimentación desde buses críticos para bombas, válvulas y controles.
Se requiere que los componentes relacionados con el enfriamiento estén operables en el
caso del fallo de desmineralizadores que no son diseñados sísmicamente. El subsistema de
limpieza del sistema FPCC puede ser aislado sin afectar su capacidad de enfriamiento.
Se requiere que el sistema esté operable en el caso de pérdida de suministro de condensado.
Se dispone de suministro de repuesto alternativo desde el sistema RHR y suministro de
emergencia desde el Sistema de Agua de Servicio Nuclear (NSW).
Para asegurar que el sistema pueda operar cuando se requiera se dispone de dos lazos del
100 % de redundancia que incluye: bombas, válvulas, intercambiadores de calor, suministro
de energía eléctrica y tuberías necesarias.
1
Keff: Es el factor de multiplicación efectivo de neutrones, sus aplicaciones pueden ser muy variadas: seguridad nuclear,
calculo de blindajes, análisis y diseño de detectores, dosimetría personal, etc.
44
Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado
3.1.2.3 OTROS CRITERIOS DE DISEÑO
Originalmente el FPCC se diseño para mantener la temperatura de la alberca de
combustible a menos de 51.67°C (125°F) con una carga de combustible gastado siguiente:
111 ensambles de combustible 25% que tengan 150 horas decayendo y 5 lotes de 111
ensambles cada uno que tengan decayendo en la alberca 1, 2, 3, 4 y 5 años respectivamente.
El FPCC esta ahora diseñado para almacenar hasta 3187 ensambles de combustible sin
exceder la temperatura de 51.67 °C, lo que extenderá la fecha de pérdida de la capacidad de
descarga del núcleo completo hasta aproximadamente el año 2020.
Se diseña el sistema para acomodar cargas térmicas mayores que las normales disponiendo
de apoyo del Sistema de Remoción de Calor Residual (RHR).
El enfriamiento de la alberca de supresión se diseña para proporcionar un cambio del agua
total cada 24 horas.
3.1.3 DESCRIPCIÓN GENERAL DEL SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE LA
ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO
3.1.3.1 INTRODUCCION
El FPCC consiste de alberca de almacenamiento de combustible gastado (alberca de
combustible), dos tanques de derrame, dos bombas de enfriamiento y limpieza, dos
intercambiadores de calor, válvulas, líneas de instrumentación necesaria para remover el
exceso de agua que derrama desde la alberca de combustible hasta los tanques de derrame,
enfriar el agua, limpiar el agua y regresarla a la alberca de combustible.
Se dispone de conexiones entre los lazos de enfriamiento con el subsistema de limpieza
para tratamiento del agua de alberca de combustible.
El enfriamiento de la alberca de combustible esta normalmente en operación para remover
el calor de decaimiento de los elementos de combustible almacenados. También se dispone
de conexiones para enfriar el agua de la cavidad del reactor, separadores y secadores de
vapor durante la recarga.
45
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
El subsistema de enfriamiento y limpieza del agua de la alberca de supresión consiste de
una bomba de enfriamiento y limpieza, un intercambiador de calor, válvulas e
instrumentación necesarios para succionar, enfriar, limpiar y retornar el agua.
Se dispone de conexiones con el subsistema de limpieza para tratamiento del agua de la
alberca de supresión. El subsistema de enfriamiento de la alberca de supresión está
normalmente en operación cuando las pérdidas ambientales desde el reactor, u otras fuentes
de energía hacen que aumente la temperatura del agua.
También se puede utilizar éste subsistema para drenar la alberca de combustible, la alberca
de supresión al tanque de almacenamiento de condensado ó al sistema de desechos
radiactivos vía el subsistema de limpieza. Al terminar la recarga de combustible se drenan
al condensador por gravedad las cavidades del Reactor y de los separadores, secadores de
vapor, se puede drenar por este medio la alberca de combustible.
3.1.3.2 DESCRIPCION DE LOS BASTIDORES DE ALMACENAMIENTO DE
COMBUSTIBLE.
Conforme a la política de poder almacenar todo el combustible gastado del reactor a lo
largo de un periodo importante de su operación se ha tomado la decisión de modificar los
bastidores de almacenamiento de la alberca de combustible gastado.
La capacidad total de almacenamiento ha sido extendida hasta 3187 ensambles de
combustible. El nuevo diseño permite una autosuficiencia hasta aproximadamente el año
2020.
Los nuevos bastidores consisten en celdas individuales de 15.57 cm x 15.57 cm
(dimensiones interiores). Cada celda recibe un ensamble de combustible. Cada bastidor esta
constituido de varias celdas y es soportado por 4 soportes ajustables. Por razones
neutrónicas cada doble pared de las celdas de combustible contiene un veneno Boral
absorbente de neutrones. Existen varios bastidores de combustible en la alberca de
capacidad diferente según el tamaño (desde 144 ensambles hasta 240 ensambles).
46
Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado
ARREGLO DE BASTIDORES DENTRO DE LA ALBERCA
3.1.3.3 RELACION CON OTROS SISTEMAS.
Circuito Cerrado de Enfriamiento Nuclear (NCCW) proporciona agua de enfriamiento
para los intercambiadores de calor FPCC-HX-001.
INTERCAMBIADOR DE CALOR FPCC-HX-001
47
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Sistema de Remoción de Calor Residual (RHR) proporciona capacidad adicional de
remoción de calor y agua de repuesto alternativo al FPCC.
Sistema de Suministro de Condensado (CS) proporciona agua de repuesto normal al FPCC.
Sistema de Condensado proporciona una vía para drenar el FPCC al condensador.
Sistema de Desechos Radiactivos Líquidos proporciona una vía alternativa para drenar el
sistema.
Sistema de Agua de Servicio Nuclear (NSW), proporciona suministro de agua de repuesto
de emergencia a la alberca de combustible gastado.
HVAC del edificio del Reactor. El agua enfriada del HVAC del edificio del reactor
proporciona enfriamiento al intercambiador de calor FPCC-HX-002.
INTERCAMBIADOR DE CALOR FPCC-HX-002
Sistema de Detección de Fugas (LDS) (Leakage Detection System) proporciona un
monitoreo continuo de fugas en diferentes puntos del sistema. Sistema de detección de
fugas de las cavidades de almacenamiento del secador y separador de humedad y de la
alberca de combustible y de la cavidad del reactor.
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Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado
Subsistema de Limpieza de la Alberca de Combustible gastado proporciona un método para
remover los productos de corrosión y otras impurezas del agua de la alberca de
combustible.
Sistema de aire de servicio. Proporciona aire a presión para la operación de válvulas y tener
presurizado el tanque acumulador de aire para retrolavado de filtros.
3.1.4 MODOS DE OPERACION
3.1.4.1 OPERACION NORMAL
La FPCC está normalmente en servicio para todos los modos de operación de la
Central, la trayectoria de flujo es desde los tanques de derrame hacia las bombas e
intercambiadores de calor y los filtros desmineralizadores, estando en servicio una división,
retornando el agua enfriada, filtrada y desmineralizada a la alberca de combustible.
El subsistema de enfriamiento y limpieza de la alberca de supresión está en servicio
normalmente cuando el reactor está a potencia. La trayectoria normal del flujo es desde la
alberca de supresión a la bomba, intercambiador de calor FPCC-HX-002 y retornando el
agua enfriada a la alberca de supresión.
Cuando este subsistema se pone en su modo de limpieza, el modo de limpieza de la alberca
de combustible queda fuera de servicio y viceversa. Cuando el reactor no está a potencia,
las pérdidas ambientales a la alberca de supresión son despreciables por lo que el
subsistema de enfriamiento de la alberca de supresión no se requiere para mantener la
temperatura a menos de 35°C. El FPCC proporciona la capacidad de remoción de calor
necesaria para mantener la temperatura de la alberca de supresión a menos de 35°C.
Cuando las condiciones químicas ó la claridad del agua salen de los límites normales, se
puede usar el subsistema de limpieza para clarificar y tratar el agua de la alberca de
supresión. La operación de este sistema deja fuera de servicio al sistema de limpieza de la
alberca de combustible gastado.
49
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Se dispone de una capacidad de remoción de calor adicional para grandes lotes de
combustible gastado proporcionado por la división (I ó II) del FPCC que está de reserva.
Durante estas condiciones el RHR sirve como un respaldo al FPCC, siempre y cuando
ninguno de los 5 modos de operación del RHR sea requerido en la operación de la Central.
3.1.4.2 OPERACION DURANTE RECARGA DE COMBUSTIBLE.
Antes de retirar los separadores de humedad se llena de agua la cavidad del reactor, del
separador-secador y la compuerta de recarga, con un nivel mínimo de 685.8 cm por encima
de la brida de la vasija durante el manejo de barras de control o ensambles de combustible
dentro de la vasija. También se coloca el ESCUDO PROTECTOR PARA RECARGA
(CATTLE CHUTE) en el canal de transferencia.
El método preferido para llenar esas áreas es llenar el condensador a un alto nivel desde el
sistema de transferencia de condensado y reciclar el agua a través del Condemin hasta tener
las condiciones de agua requeridas para el reactor. Enviar agua a través de las bombas de
condensado, e inyectarla al reactor, baipasando las turbobombas usando la válvula
controladora de nivel en arranques. Un método alternativo para llenar la cavidad del reactor
es usando el suministro de repuesto del FPCC desde el sistema de transferencia de
condensado. El primer método se prefiere debido al gran volumen de agua requerida y por
ser agua de más calidad. Una vez que se ha llenado de agua la cavidad del reactor y la del
separador-secador de vapor, se abren las válvulas de las tuberías de drenaje al cabezal de
drenes y desde éste al cabezal de succión de las bombas del FPCC.
3.1.4.3 OPERACION ANORMAL
En el caso de in operabilidad de una bomba se dispone de las válvulas manuales que
interconectan ambos lazos del FPCC. También existe una tubería de interconexión con
válvulas manuales a la descarga de las bombas para interconectar ambas divisiones ante la
in operabilidad de un intercambiador de calor.
50
Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado
3.1.5 SUBSISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE LA ALBERCA DE SUPRESION
3.1.5.1 Modo Enfriamiento
La bomba del sistema de enfriamiento succiona desde la alberca de supresión a través
de las válvulas de aislamiento, enviando su descarga al intercambiador de calor FPCC-HX002 a través de la válvula check. Desde el intercambiador de calor se envía el agua a la
alberca de supresión a través de una válvula de aislamiento. Por señal de aislamiento
cierran las válvulas motorizadas de descarga, y de succión, y así esta en modo de
enfriamiento.
51
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
3.2 SECCIÓN II: SUBSISTEMA DE LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE
COMBUSTIBLE GASTADO
Parte integrante del sistema FPCC, es este subsistema se encarga del proceso de
limpieza y de purificación del agua de la alberca de combustible gastado. Considerando
las
funciones del sistema FPCC con respecto al almacenamiento
el combustible
gastado es necesario mantener el agua de la alberca con una calidad adecuada.
3.2.1 FUNCIONES
Mantener la Claridad y Calidad Química del agua enfriada por los subsistemas de
enfriamiento de la alberca de combustible y de la alberca de supresión.
Minimizar la formación y acumulación de productos de corrosión y controlar la claridad
del agua de la alberca de combustible para obtener un manejo de combustible más
eficiente durante la recarga de combustible.
Minimizar la concentración de productos de fisión en la alberca de combustible gastado
para evitar su potencial liberación al edificio del reactor.
3.2.2 CRITERIOS DE DISEÑO
3.2.2.1 DE SEGURIDAD.
Todos los componentes del subsistema de limpieza son clasificados como de no
categoría sísmica y no son relacionados con Seguridad.
3.2.2.2 DE CONFIABILIDAD.
Se dispone de dos filtros desmineralizadores de 100 % de capacidad para garantizar
que se puede operar el subsistema de limpieza cuando se necesite.
Se dispone de una bomba de sostén de precapa para cada filtro desmineralizador para
garantizar que las resinas permanecen en su lugar cuando estén fuera de servicio.
Los filtros desmineralizadores mantienen un total de elementos pesados (Fe, Cu, Ni
etc.) de 0.1 ppm o menor y con un PH de 5.3 a 7.5.
52
Subsistema de Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado
3.2.3 DESCRIPCION GENERAL DEL SUBSISTEMA DE LIMPIEZA DE LA
ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO
3.2.3.1 INTRODUCCION.
El subsistema de limpieza consiste en dos Filtro Desmineralizadores (DM)
asociados cada uno con: Trampa de Resinas, Bomba sostenedora; un tanque de precapa
y una bomba de precapa además, tuberías, válvulas e instrumentos para realizar la
limpieza de la alberca de combustible, alberca de supresión y el servicio propio para los
filtros desmineralizadores.
Los DM son unidades de precapa a presión que utiliza una fina mezcla de resinas
catiónicas y aniónicas para remover impurezas solubles y no solubles del agua de la
alberca de combustible gastado o de la alberca de supresión.
Las bombas de la alberca de combustible o la de la alberca de supresión transfieren el
agua al DM que está en servicio llevándole a un contacto directo a través de las resinas
de intercambio iónico donde las impurezas formadas en el agua se remueven por
filtración, adsorción o intercambio iónico.
Cada DM tiene válvulas operadas por aire para proporcionar trayectoria de flujo durante
operación o el aislamiento del DM cuando las resinas estén agotadas. Se dispone de una
bomba sostenedora para cada DM para mantener la precapa en caso de bajo flujo ó
aislamiento.
Cuando las resinas se agotan, se pone fuera de servicio el DM y se hace un retrolavado
para enviar las resinas al tanque de desechos químicos. Se aplica una precapa nueva y se
pone en servicio nuevamente o se deja en reserva.
Se dispone de un tanque de precapa que se usa para preparar la mezcla de resinas, y una
bomba de precapa con la que se aplica la mezcla de resinas a los elementos de los DM.
El subsistema de limpieza no esta normalmente en operación y no se requiere en
condiciones de emergencia o de operación anormal de la Central.
Cuando está en operación un DM el otro esta en reserva.
53
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
3.2.3.2 RELACION CON OTROS SISTEMAS.
Sistema de suministro de condensado. Para llenar el tanque de precapa y preparar la
mezcla de las resinas. También para enviar el agua ya procesada en el DM que proviene
desde la alberca de supresión o la alberca de combustible gastado hacia los tanques de
almacenamiento de condensado.
Sistema de aire de servicio de la Central. Suministra aire para retrolavado del DM a
través del tanque acumulador de aire, además también para accionamiento de válvulas
automáticas.
Con sistema de distribución de 480 Vca para alimentar la bomba de precapa y las
bombas sostenedoras.
Con el sistema de Drenes de piso radiactivos (FDR), Comparten el tanque acumulador
de aire.
3.2.4 MODOS DE OPERACION
DOSIS, PREPARACION Y PRUEBAS DE LA MEZCLA DE PRECAPA
3.2.4.1 Dosis de precapa.
La precapa es una mezcla de resinas catiónicas y aniónicas. La relación catión/anión
usada para preparar la mezcla dependen de los contaminantes que serán removidos y de
la calidad deseada del agua tratada.
La característica de resinas catiónica aniónica es que forman grumos de apariencia
porosa, esta característica permite que los DM puedan trabajar con un alto flujo por
unidad de área, con una pequeña caída de presión y con una eficiente remoción de
contaminantes disueltos o en suspensión.
Las resinas usadas son la catiónica en forma de hidrógeno y la aniónica en forma de
hidróxido.
La dosis de precapa se calcula en base al peso de resinas secas. El rango de dosis es de
0.15 hasta 0.3 libras de mezcla de resinas por pie cuadrado de área de filtrado.
54
Subsistema de Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado
Si lo que se quiere controlar son sólidos disueltos se debe usar la más alta dosis (0.2 a
0.3), si son sólidos en suspensión se usa la dosis más baja (0.15 a 0.2). Las dosis
menores a 0.15 lbs/ft2 nunca se deben usar a menos que sea autorizado por el
fabricante.
DOSIS
lb/ft²
Precapa mínima
0.15
Precapa normal
0.15 - 0.20
Precapa máxima
0.30
Condición de Relación
Operación
Dosis
Catión/Anión
Operación Normal
0.15 - 0.20
C/A = 2
Operación en Arranque
0-20 - 0.30
C/A = 1
La concentración normal de la mezcla debe ser de 3 a 7 % basado en paso total de la
mezcla en seco. La relación V/V será de 30 a 70 % usando una dosis de 0.2 lb/ft.
3.2.4.2 Preparación de la precapa.
La mezcla se debe preparar 30 minutos antes de introducir la precapa al DM. El
tanque de precapa debe estar totalmente libre de materias extrañas, polvo u oxidación.
Llenar el tanque de precapa hasta 6" antes del nivel de derrame, el agua debe estar a
menos de 48°C para no dañar las resinas.
Arrancar el mezclador y verificar que éste no introduce burbujas en el agua, agregar la
resina aniónica requerida y mezcla durante cinco minutos, tener precaución de no
introducir materias extrañas al tanque.
Comprobar que la resina se mezcla y se humedece completamente hasta alcanzar una
apariencia lechosa amarillenta.
55
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Agregar la resina catiónica lentamente para que se disperse rápidamente. Comprobar
que al agregar la resina catiónica ocurre un cambio en la apariencia de la mezcla
comenzando la formación de grumos que aumentarán de tamaño conforme se agrega la
resina catiónica.
Cuando toda la resina se ha vaciado al tanque se debe continuar con el mezclado
durante diez minutos, después de este período las resinas han completado su interacción
y tendrá una apariencia de grumos de 3/16 a 1/4 de pulgada.
3.2.4.3 Pruebas de la mezcla
Volumen de asentamiento de la mezcla de resinas.
Esta prueba determina si la mezcla puede ser utilizada y si los "finos" (resinas que no
formaron grumos) existentes podrán ensuciar los elementos de los DM y aumentar la
caída de presión en corto tiempo.
La prueba se realiza cuando se esta en el mezclado final de las resinas, se toma una
muestra del tanque de precapa en un litro graduado, se deja asentar durante 10 minutos
y se mide el volumen de resinas como un porcentaje del volumen total de la muestra. El
rango aceptable es de 30 a 70 %
Volumen de resina/Volumen total de la muestra (V/V= 30-70).
Claridad del Sobrenadante.
Después de asentada la mezcla en la prueba anterior (V/V) se debe realizar la prueba del
liquido de la parte superior de la muestra (sobrenadante), considerándose como un valor
aceptable una turbidez de 30 ppm o que las letras impresas en el litro donde se tiene la
muestra se pueden ver a través del cristal y del sobrenadante.
Si esto no se cumple es indicación de que existen muchos finos que pudieran obstruir
los elementos del FD.
56
CAPITULO 4
SEGURIDAD Y PROTECCION
RADIOLOGICA
57
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
4.1 FILOSOFÍA Y NORMATIVIDAD RADIOLÓGICA
4.1.1 INTRODUCCIÓN
Antes de 1920 se hizo conocido que la dosis de radiación recibida por un individuo
tenia que ser limitada para prevenir lesiones.
En 1928 se formo una comisión internacional, para hacer recomendaciones con respeto a la
protección de radiación. Este Comité fue reorganizado en 1950. El nombre fue cambiado a
la Comisión Internacional sobre la Protección Radiológica, mundialmente abreviado al
ICRP por sus siglas en ingles.
La Comisión es compuesta de un presidente y no más de 12 miembros escogidos sobre la
base de su maestría aprobada en la protección de radiación y campos relacionados, sin ver
la nacionalidad de ellos. El ICRP extensamente es reconocido hoy como la autoridad
principal en la protección de los efectos dañinos de radiación ionizante y tiene la
responsabilidad de presentar recomendaciones sobre todos los aspectos de este sujeto. Estas
recomendaciones por lo general son adoptadas sin el cambio significativo por la mayor
parte de países y son incorporadas en sus leyes.
4.1.2 LA PUBLICACIÓN ICRP-26
En 1977 ICRP público el ICRP 26, describe el sistema ICRP de limitación de dosis. El
ICRP divide los efectos somáticos sobre efectos estocásticos o no estocásticos. Estocástico
"proviniendo de posibilidad; implicación de probabilidad". Los efectos estocásticos son
aquéllos cuya probabilidad de ocurrencia se incrementa con la dosis recibida, así como con
el tiempo de exposición.
La protección radiológica trata de limitar en lo posible los efectos estocásticos,
manteniendo las dosis lo más bajas posible. En los efectos no estocásticos la severidad
aumenta con la dosis, y se produce a partir de una dosis umbral. Para estos casos la
protección consiste en prevenir los efectos, no excediendo los umbrales definidos en cada
caso.
58
Filosofía y Normatividad Radiológica
El objetivo de la protección radiológica debería ser prevenir efectos perjudiciales no
estocásticos y limitar la probabilidad de efectos estocásticos a niveles más bajos o
aceptables.
Los efectos no estocásticos pueden ser prevenidos poniendo la dosis anual limita muy abajo
de modo que ninguna dosis de umbral alguna vez fuera alcanzada durante la vida de una
persona.
Los efectos estocásticos son limitados aplicando los límites de dosis anuales que, mas tarde
sea asentaron en el ICRP 60, donde definen la frontera entre inaceptable y tolerable. Esto es
un cambio muy grande de ICRP 26, en el que se pensó en dosis solamente debajo del límite
que representara a un nivel de riesgo que no era mayor que los riesgos de otras ocupaciones
con las altas normas de seguridad.
Los rasgos principales de las recomendaciones ICRP son lo siguiente:
(a) Ninguna práctica será adoptada a no ser que su introducción produzca una ventaja
positiva neta. (Esto elimina el empleo "frívolo" de radiación).
(b) Todas las exposiciones serán mantenidas tan bajas como factores razonablemente
logrables, económicos y sociales siendo tenidos en cuenta.
Se conoce esta declaración como el principio ALARA, significa “Tan Bajo Como
Razonablemente Lograble”, del ingles (As Low As Reasonably Achievable). El principio
ALARA quiere decir que nosotros deberíamos hacer todos los esfuerzos razonables para
mantener nuestras dosis de radiación tan abajo como podemos, al mismo tiempo gastando
cantidades importantes de dinero para cumplir el criterio. ALARA pide el juicio y el
sentido común.
(c) La dosis a individuos no excederá los límites recomendados para circunstancias
apropiadas por la Comisión.
59
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
4.1.3 SISTEMA DE LIMITACIÓN DE DOSIS
4.1.3.1 INTRODUCCIÓN
El sistema de limitación de dosis recomendado por la Comisión Internacional de
Protección Radiológica (ICRP, en inglés) para las prácticas, en curso o previstas, está
basado en los tres principios siguientes:
• Justificación de la práctica.
• Optimización de la protección.
• Límites individuales de dosis y de riesgo.
Estos principios básicos deben ser tratados como un sistema coherente y ninguna parte del
mismo debería ser considerada en forma aislada. En particular el mero hecho de cumplir
con los límites de dosis no es una demostración suficiente de cumplimiento satisfactorio
con las normas. Si los procedimientos de justificación de las prácticas y de la optimización
de la protección se han realizado en forma efectiva, serán pocos los casos en los que se
tengan que aplicar los límites a las dosis individuales.
4.1.3.2 DESCRIPCIÓN DEL SISTEMA DE LIMITACIÓN DE DOSIS
La ICRP ha recomendado límites de dosis con el objetivo principal de asegurar una
protección adecuada aún para los individuos más expuestos. Una práctica con exposición
de trabajadores y miembros del público produce una distribución de dosis, por lo tanto de
deterioro, y una distribución de beneficios. En general estas dos distribuciones son muy
diferentes y, por lo tanto, la distribución de beneficios puede ser usada para justificar el
deterioro sólo si el deterioro de cada individuo es pequeño, y no excede niveles aceptados
normalmente en la vida diaria.
Los límites de dosis se aplican a exposiciones (o variación de exposiciones) que son el
resultado de decisiones del hombre y que se distribuyen en la población de manera distinta
que los beneficios de dichas decisiones. Por lo tanto, no se aplican a las exposiciones no
modificadas, a fuentes naturales de radiación, o a las exposiciones recibidas como paciente
en la práctica médica.
60
Filosofía y Normatividad Radiológica
En la práctica, han surgido varias interpretaciones erróneas acerca de la definición y
función de los límites de dosis.
En primer lugar, el límite de dosis se considera muy a menudo, pero erróneamente, como
una línea divisoria entre lo “seguro” y lo “peligroso”.
En segundo lugar es considerado, también en forma amplia, pero equivocada, como la
forma más sencilla y efectiva de mantener las exposiciones a niveles bajos.
En tercer lugar, se lo suele considerar como la única medida de la rigurosidad de un
sistema de protección.
Dada esta situación, no resulta sorprendente que aún hoy las autoridades regulatorias y los
gobiernos se dediquen erróneamente a aplicar límites de dosis siempre que sea posible,
incluso cuando las fuentes de radiación estén parcial, o hasta totalmente, fuera de su control
y aún cuando la optimización de la protección resultase la medida más apropiada.
4.1.4 CONTROL DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL
4.1.4.1 RESTRICCIONES DE DOSIS
Las restricciones de dosis (dose constraint) son valores de dosis individual relacionados
con la fuente, los cuales se utilizan para limitar el espectro de opciones consideradas en el
proceso de optimización. En muchas actividades se puede establecer con certeza los valores
de dosis individuales que recibirán los trabajadores en operaciones bien definidas; en estos
casos es posible establecer restricciones de dosis que se aplicarían a la actividad laboral en
cuestión.
4.1.4.2 LÍMITES DE DOSIS
La ICRP recomienda un límite de dosis efectiva de 20 mSv en un año, promediado a lo
largo de 5 años (100 mSv en 5 años), con el requisito adicional que la dosis no supere 50
mSv en un año cualquiera. Queda implícito en estos límites, que cualquier restricción de
dosis utilizado para la optimización no debería superar 20 mSv en un año cualquiera.
61
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
El cumplimiento del límite de dosis efectiva ocupacional es suficiente para asegurar la
ausencia de efectos determinísticos en todos los órganos y tejidos del cuerpo excepto en el
cristalino, que contribuye en forma insignificante a la dosis efectiva, y la piel que puede
estar sujeta a exposiciones localizadas. Los límites de dosis para estos tejidos están dados
en términos de dosis equivalente y son 150 mSv para el cristalino y 500 mSv para la piel,
promediada sobre un área de 1 cm2.
Los límites se aplican siempre a la suma de las dosis debidas a la exposición externa
durante el periodo considerado y de la dosis comprometida en 50 años por las
incorporaciones durante ese mismo periodo. Para la exposición interna, los límites de
incorporación anual se basan en una dosis efectiva comprometida de 20 mSv. Estos límites
se aplican a la dosis que ha sido comprometida durante un año de trabajo.
4.1.5 EL CRITERIO ALARA
El criterio ALARA se estableció desde 1977 en el ICRP 26. Este se aplica para
optimizar la protección radiológica, es enfocado a los trabajadores expuestos a radiaciones
ionizantes.
4.1.5.1 APLICACIÓN DEL CRITERIO ALARA
El principio de la optimización de la protección radiológica, o principio ALARA, por el
que las dosis recibidas por los trabajadores profesionalmente expuestos a radiaciones
ionizantes deben mantenerse tan bajas como razonablemente sea posible y siempre por
debajo de los límites de dosis establecidos en la legislación.
La aplicación de este principio requiere, entre otros muchos aspectos, prestar una especial
atención a todas y cada una de las medidas de protección radiológica encaminadas a la
prevención de la exposición a radiaciones que, fundamentalmente, se basan en:
La evaluación (previa a su puesta en práctica) del riesgo radiológico asociado a
toda actividad que implique el uso de radiaciones ionizantes.
62
Filosofía y Normatividad Radiológica
La clasificación radiológica de los trabajadores involucrados en función del riesgo
radiológico inherente al trabajo a desarrollar como parte de esa actividad.
La clasificación radiológica de los lugares de trabajo en función de los niveles de
radiación y de contaminación previsibles como consecuencia de esa actividad.
La aplicación de normas y medidas de control adecuadas a las distintas categorías
de trabajadores profesionalmente expuestos y a los distintos lugares de trabajo.
En las evaluaciones e inspecciones relacionadas con la protección radiológica de los
trabajadores que se llevan a cabo por el CSN se presta una especial atención a los trabajos,
procedimientos, métodos, esfuerzos y recursos orientados a la prevención de las
exposiciones ocupacionales de forma que, dentro de lo razonablemente posible, se
minimice el riesgo inherente a dichas exposiciones.
Todo trabajador, antes de comenzar a trabajar con radiaciones ionizantes, debe someterse a
un reconocimiento médico y obtener un certificado de "apto médico para realizar trabajos
con radiaciones ionizantes", y renovarlo cada año.
4.1.6 PUBLICACIÓN ICRP 60
La publicación tiene 7 capítulos y varios anexos técnicos referidos a la información
básica que fue utilizada para establecer las recomendaciones.
Las anteriores publicaciones del ICRP tenían un lenguaje más bien críptico y no daban los
fundamentos de algunas recomendaciones lo que generó algunas críticas. El ICRP-60 es un
documento mucho más claro y didáctico que contiene no solo las recomendaciones sino
también todos los fundamentos y las bases filosóficas de las recomendaciones que se hacen.
Además en los anexos se pueden encontrar los datos estadísticos y los resultados
experimentales, así como los modelos matemáticos utilizados y las referencias sobre el
origen de toda la información utilizada.
63
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Los criterios del ICRP han ido evolucionando a través del tiempo al considerar siempre la
información más reciente a medida que esta es actualizada con nueva información
estadística o con datos experimentales sobre personas y animales, por ejemplo:
Las hipótesis dosimétricas originales de los más importantes grupos de estudio de
Hiroshima y Nagasaky no consideraron inicialmente algunos elementos trascendentes como
ser la gran humedad presente en el momento de la explosión. Además con el transcurrir del
tiempo, se comenzó a observar un aumento en la frecuencia de algunos tipos de cánceres
que, dada su escasa frecuencia, no eran fáciles de evidenciar en un principio (efectos
tardíos).
La aparición de esta nueva información experimental y los cambios observados
determinaron que el ICRP decidiera recomendar a varios grupos de estudio una nueva
reevaluación de la situación fin de considerar la información actualizada. El resultado de
dicho trabajo son las nuevas recomendaciones aparecidas en el ICRP-60.
El lenguaje y la forma de presentación se han pulido a fin de lograr un documento de uso
práctico, efectivo y de fácil comprensión. Algunos nuevos conceptos se definen con mayor
claridad: la inequidad, los riesgos potenciales, el detrimento global, los modelos de efectos
aditivo, multiplicativo y combinado, la dosis efectiva que reemplaza a la efectancia, la dosis
equivalente que ahora es una magnitud extensiva que se puede sumar, etc.
64
Dosis y Exposición
4.2 DOSIS Y EXPOSICIÓN
Los trabajos de investigación realizados en las décadas del ’50 y del ’60 hicieron
posible obtener el conocimiento y la experiencia necesarios para definir, desde el punto de
vista radiológico, una política de protección para los trabajadores, el público y el ambiente,
mucho antes de que se utilizaran cantidades apreciables de material radiactivo. Los criterios
que sustentan esa política han seguido la evolución de los conocimientos en materia de
seguridad radiológica y en particular, las recomendaciones de las Comisión Internacional
de Protección Radiológica (en inglés, ICRP).
Todo tipo de radiación ionizante transfiere energía al interaccionar con la materia,
produciendo ionización en ella, a través de diferentes mecanismos como se vio
anteriormente. De la interacción de la radiación con la materia y con las células vivas se
generan una serie de conceptos y definiciones que a continuación explicaremos.
4.2.1 EXPOSICIÓN
Se define como la cantidad de carga eléctrica que la radiación electromagnética produce
en una unidad de masa de aire, cuando todos los electrones y positrones, liberados por los
fotones incidentes, se frenan completamente en la masa de aire.
Las unidades para medir la exposición son los Roentgen (R), se define como la cantidad de
radiación electromagnética que en 1 cm3 de aire (con una densidad de 0.0012393 g cm-3 en
condiciones normales de presión temperatura), produce una unidad electrostática de carga.
R = 2.58 x10 −4 C ⋅ Kg −1
La rapidez de exposición consiste en la rapidez con la que la radiación electromagnética
produce cargas en el aire. Entonces las unidades de rapidez de exposición son roentgen por
hora, miliroentgen por minuto, etc.
65
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
4.2.1.1 DOSIS ABSORBIDA
La dosis absorbida (D) se refiere a la energía promedio d E que absorbe un material al
ser expuesto a cualquier tipo de radiación electromagnética, las unidades de medición son
los greys (Gy) y se calcula bajo la siguiente ecuación:
D=
dE
dm
El “rad” es una unidad especial para medir la dosis absorbida, la cual se define como la
cantidad de 100 erg depositada en 1 gr. Tiene la siguiente relación con los greys:
1Gy = 100 rad
La rapidez de dosis absorbida es aquella con que la radiación de cualquier tipo deposita su
energía en cualquier material expuesto.
∗
D=
dD
dt
Las unidades empleadas para la rapidez de dosis son:
rad ⋅ h −1 rad por hora
mrad ⋅ h −1 milirad por hora
mrad ⋅ min −1 milirad por minuto
4.2.1.2 EQUIVALENTE DE DOSIS
El equivalente de dosis (H) es la magnitud que correlaciona la dosis absorbida con los
efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular con los
efectos estocásticos tardíos.
H = DQN
[Sv ]
Donde:
Q= factor de calidad
N= producto de los demás factores. Conforme al Reglamento de Seguridad Radiológica
N=1
66
Dosis y Exposición
El factor de calidad (Q), representa el daño que cualquier tipo de radiación causa en
relación al daño causado por la radiación gamma, en la tabla, se presentan los valores de Q
establecidos en la norma mexicana NOM-001-NUCL-1994.
Tipo de radiación
Q
Fotones (rayos X y radiación gamma) con energías menores a 30 keV
1
Electrones con energías mayores a 30 keV
1
Partículas β del tritio
2
Partículas α, protones e iones pesados
20
Neutrones con energía
Menores a 10 keV
5
Entre 10 keV y 100 keV
10
Entre 100 keV y2 MeV
20
Entre 2 MeV y 20 MeV
10
Mayores de 20 MeV
5
El equivalente de dosis se mide con una unidad llamada rem, de la relación anterior, cuando
Q=1:
1rem = 1 rad
La relación entre el sievert (Sv) y el rem es la siguiente:
1Sv = 100 rems
La rapidez con la que la radiación deposita energía en el tejido dañado se conoce como
rapidez de equivalente de dosis y está dada en Sv o rem por unidad de tiempo.
4.2.2 IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN
Para explicar los conceptos de contaminación e irradiación es necesario retomar el
concepto de radiación ionizante; la cual es toda radiación electromagnética o corpuscular
capaz de producir iones, directa o indirectamente, debido a su interacción con la materia.
Con el concepto de irradiación nos referimos, a la radiación ionizante que se recibe de una
fuente de radiación ya sea interna o externa del organismo. En la irradiación externa se
expone a la radiación pero no se tiene contacto directo con el material. La irradiación
interna implica que el material emisor está contenido en el cuerpo, lo que involucra
contaminación, para no confundir términos nos referiremos a esta como contaminación
interna.
67
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
4.2.2.1 IRRADIACIÓN EXTERNA
Aunque en este tipo de irradiación no se tiene contacto con el material que emite la
radiación, si se recibe una dosis, la cual depende del tipo de radiación, tiempo de
exposición y de su energía. Debido a esto no tiene el mismo efecto exponerse a una fuente
de radiación alfa que una gamma.
a) Por partículas α
Debido al corto alcance de las partículas alfa, éstas no representan un riesgo. La capa
muerta de la piel tiene un grosor de de 70 µm por lo que estas partículas quedan absorbidas
completamente por esta capa.
b) Por partículas β
Las partículas β son más energéticas y menos másicas que las α por lo que tienen un
mayor alcance y por consecuente algunas de ellas pueden representar un riesgo,
dependiendo de su energía. Estas partículas con energías mayores a 70 keV son capaces de
penetrar la capa muerta de la piel, 7 mg cm-2 o las células vivas. La energía promedio de las
partículas β es aproximadamente igual a 1/3 EMAX
c) Por partículas γ
La irradiación externa con radiación gamma puede representar un riesgo, debido a que
un mayor alcance y puede penetrar lo suficiente en el organismo. En este caso es
importante conocer la rapidez de exposición de una fuente de radiación γ en R·h-1.
68
Dosis y Exposición
4.2.2.2 IRRADIACIÓN INTERNA
La irradiación interna es aquella que recibe el organismo cuando las fuentes de
radiación se encuentran dentro del mismo, la incorporación del material radiactivo al
organismo se puede llevar a cabo mediante diferentes mecanismos, como: inhalación,
ingestión, absorción a través de la piel o por la sangre por alguna herida. Esto se considera
como contaminación interna del organismo.
Al igual que en la irradiación externa la dosis recibida depende del tipo de radiación, su
energía, del tiempo de irradiación, pero además también depende de la vida media del
núclido y del comportamiento en el organismo de la sustancia que contenga el núclido. Una
vez que el radionúclido se ha incorporado al organismo, buscara el camino biocinético o
metabólico de acuerdo con sus propiedades químicas o bioquímicas. De esta forma quedará
determinado el órgano o tejido en el que se depositará la sustancia radiactiva el mayor
tiempo dentro del organismo. El órgano o tejido afectado se denomina órgano/tejido de
referencia o crítico. La vida media biológica del radionúclido se define como el tiempo
necesario para que la mitad de la cantidad de una sustancia incorporada sea excretada del
cuerpo, un órgano o de un tejido.
4.2.3 EL PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO
Es aquella persona que en el ejercicio y con motivo de su ocupación está expuesto a la
radiación ionizante o a la incorporación de material radiactivo. Quedan excluidos los
trabajadores que ocasionalmente en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este tipo
de radiación, siempre que el equivalente de dosis efectivo anual que reciban no exceda el
límite establecido en el RGSR para el público. En los artículos 27 al 33 del RGSR se
establecen condiciones para POE’s mujeres y estudiantes. No pueden ser POE menores de
18 años.
Los límites se refieren al hombre de referencia de acuerdo al ICRP 26, en el cual se
establece al hombre estándar con un peso de 70 kg y a la mujer estándar con 58 kg.
69
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
4.3 EFECTOS BIOLOGICOS
Poco después de que se inventara el tubo de rayos X, es decir, desde las primeras
experiencias con las radiaciones, las personas que trabajaban en ellas observaron lesiones
en la piel de las manos. Varios científicos se irradiaron la piel a propósito para obtener más
datos, y averiguaron que una fuerte exposición podía causar enrojecimiento o quemaduras
varias semanas después del contacto. Se constató que una exposición muy fuerte podía
incluso provocar heridas abiertas (úlceras en la piel) y caída temporal de cabello. Asimismo
vieron que un tejido expuesto y curado inicialmente podía desarrollar cáncer años después.
Desde entonces, el conocimiento de los efectos biológicos de la radiación se ha
desarrollado en paralelo al de sus aplicaciones, tratando de encontrar el justo equilibrio
entre ventajas e inconvenientes. Muchas incógnitas iniciales están resueltas, pero otras
siguen investigándose ya que la interacción con la materia viva se rige por mecanismos
complejos en los que intervienen otros muchos factores. A diferencia de otras formas de
radiación, la radiación ionizante es capaz de depositar suficiente energía localizada para
arrancar electrones de los átomos con los que interactúa. Así, cuando la radiación colisiona
al azar con átomos y moléculas al atravesar células vivas, da lugar a iones y radicales libres
que rompen los enlaces químicos y provoca otros cambios moleculares que dañan las
células afectadas.
Se ha establecido que, por lo que respecta a la salud humana, los tipos más importantes de
radiaciones son las ionizantes. Si una radiación ionizante penetra en un tejido vivo, los
iones producidos pueden afectar a los procesos biológicos normales. Por consiguiente, el
contacto con cualquiera de los tipos habituales de radiación ionizante (alfa, beta, gamma,
rayos X y neutrones) puede tener repercusiones sobre la salud. Se sabe, también, que los
efectos de cada tipo de radiación ionizante son distintos. Por ejemplo, un rayo gamma sólo
provoca lesiones en puntos concretos, de forma que el tejido puede soportarlo
razonablemente bien e incluso puede reparar las lesiones causadas. Por el contrario, una
partícula alfa, pesada y relativamente grande, provoca grandes daños en un área pequeña y
es más perjudicial para el tejido vivo.
70
Efectos Biológicos
La relación entre radiación y cáncer sigue siendo un asunto muy debatido. La investigación
sobre los mecanismos que pueden explicar una relación causa-efecto entre una y otro, ha
establecido la necesidad de considerar, por un lado, la cantidad y la calidad de la dosis
recibida, y por otro lado, el tipo de tejido afectado junto a su capacidad de recuperación.
En el extremo opuesto se encuentran las llamadas bajas dosis, que sí pueden ser recibidas
de forma habitual por determinados colectivos de personas. El debate sobre sus efectos
dista mucho de estar resuelto, ya que la investigación no ha podido establecer los
mecanismos, ni los límites de dosis a partir de los cuales se desencadenan, dado el elevado
número de factores que intervienen en el desarrollo de un proceso cancerígeno.
Una de las realidades consideradas en este debate es que la frecuencia del cáncer no es más
elevada en áreas donde la radiación de fondo es muy superior a la media. En esta línea,
algunos investigadores apoyan la teoría de la hómesis para explicar, incluso, que en las
poblaciones que viven en regiones de montaña, a grandes alturas y con niveles de radiación
elevados, se dan menos casos de cáncer, al generar una especie de autodefensa, como en la
homeopatía. Esto puede ser estadísticamente correcto, pero la conclusión no es
necesariamente acertada, ya que, como se ha indicado, el cáncer tiene muchas causas.
4.3.1 CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS
Como muchos otros agentes físicos, químicos o biológicos, las radiaciones ionizantes
son capaces de producir daños orgánicos. Esto es en virtud de que la radiación interacciona
con los átomos de la materia viva, provocando en ellos principalmente el fenómeno de
ionización. Luego esto da lugar a cambios importantes en células, tejidos, órganos, y en el
individuo en su totalidad. El tipo y la magnitud del daño dependen del tipo de radiación, de
su energía, de la dosis absorbida (energía depositada), de la zona afectada, y del tiempo de
exposición.
Así como en cualquier otro tipo de lesión, este daño orgánico en ciertos casos puede
recuperarse. Esto dependerá de la severidad del caso, de la parte afectada, y del poder de
recuperación del individuo. En la posible recuperación, la edad y el estado general de salud
del individuo serán factores importantes.
71
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
4.3.1.1 DAÑO BIOLÓGICO POR RADIACIONES
Para los agentes farmacológicos en general es válida la regla de que, para obtener un
efecto biológico dado, se requiere dar una determinada dosis mayor que la dosis umbral. La
dosis umbral es aquella que marca el límite arriba del cual se presenta un efecto, y debajo
del cual no hay efecto. Algunos de los efectos de la radiación caen en este caso, los no
estocásticos. Otras sustancias no tienen una respuesta de este tipo, es decir no tienen
umbral, por lo tanto no hay una dosis mínima para producir un efecto. Consecuentemente,
cualquier dosis dada produce un efecto; para obtener un efecto cero se requiere una dosis
cero. Los efectos estocásticos de la radiación se comportan de esta manera.
La rapidez con la cual se absorbe la radiación es importante en la determinación de los
efectos. Una dosis dada producirá menos efecto si se suministra fraccionada, en un lapso
mayor, que si se aplica en una sola exposición. Esto se debe al poder de restauración del
organismo; sin embargo hay que tomar en cuenta que esta recuperación no es total y
siempre queda un daño acumulativo.
El lapso entre el instante de radiación y la manifestación de los efectos se conoce como
periodo latente. Con base en esto se pueden clasificar los daños biológicos como agudos (a
corto plazo), que aparecen en unos minutos, días o semanas, y diferidos (largo plazo), que
aparecen después de años, décadas y a veces en generaciones posteriores.
El daño biológico tendrá diferentes manifestaciones en función de la dosis. A bajas dosis
(menos de 100 mSv o 10 rem) no se espera observar ninguna respuesta clínica. Al aumentar
a dosis mayores, el organismo va presentando diferentes manifestaciones hasta llegar a la
muerte. La dosis letal media, aquella a la cual 50% de los individuos irradiados mueren, es
de 4 Sv (400 rem).
Ordinariamente, cuando se hace referencia a dosis equivalentes, se quiere indicar una dosis
promedio al cuerpo total. Esto es importante ya que en ocasiones pueden aplicarse grandes
dosis de radiación a áreas limitadas (como en radioterapia) con un daño local. Si estas
mismas dosis se aplican a todo el cuerpo pueden ser letales. Por ejemplo, una persona
72
Efectos Biológicos
podría recibir 10 Sv (1 000 rem) en un brazo y experimentar una lesión local, pero esa
misma dosis a cuerpo entero le causaría inexorablemente la muerte.
Dosis agudas
Efecto probable
0 – 25 rems
(0 – 0.25 Sv)
25 – 50 rems
(0.25 – 0.50 Sv)
50 – 100 rems
(0.5 – 1 Sv)
Ninguna lesión evidente
Posibles alteraciones en la sangre, pero ninguna lesión grave.
Alteraciones de las células sanguíneas. Alguna lesión. Ninguna
incapacitación.
100 – 200 rems
(1 – 2 Sv)
Lesión. Posible incapacitación.
200 – 400 rems
(2 – 4 Sv)
Certeza de lesión e incapacitación. Probabilidad de defunción.
400 rems
600 ó más rems
(4 Sv)
(6 Sv)
Cincuenta por ciento de mortalidad.
Muy probablemente mortal.
4.3.1.2 EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CÉLULAS
Cuando la radiación ionizante incide sobre un organismo vivo, la interacción a nivel
celular se puede llevar a cabo en las membranas, el citoplasma, y el núcleo. Si la
interacción sucede en alguna de las membranas se producen alteraciones de permeabilidad,
lo que hace que puedan intercambiar fluidos en cantidades mayores que las normales. En
ambos casos la célula no muere, pero sus funciones de multiplicación no se llevan a cabo.
En el caso en que el daño es generalizado la célula puede morir.
En el caso en que la interacción sucede en el citoplasma, cuya principal sustancia es el
agua, al ser ésta ionizada se forman radicales químicamente inestables. Algunos de estos
radicales tenderán a unirse para formar moléculas de agua y moléculas de hidrógeno (H+),
las cuales no son nocivas para el citoplasma. Otros se combinan para formar peróxido de
hidrógeno (H2O2), el cual sí produce alteraciones en el funcionamiento de las células. La
situación más crítica se presenta cuando se forma el hidronio (HO-), el cual produce
envenenamiento.
73
Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear
Cuando la radiación ionizante llega hasta el núcleo de la célula, puede producir alteraciones
de los genes e inclusive rompimiento de los cromosomas, provocando que cuando la célula
se divida lo haga con características diferentes a la célula original. Esto se conoce como
daño genético de la radiación ionizante, que si se lleva a cabo en una célula germinal
(espermatozoide u óvulo) podrá manifestarse en individuos de futuras generaciones.
Por lo expuesto, vemos que la radiación ionizante puede producir en las células: aumento o
disminución de volumen, muerte, un estado latente, y mutaciones genéticas. Vale la pena
mencionar que estas propiedades destructivas de la radiación se pueden transformar en un
beneficio. La radioterapia busca eliminar tejidos malignos en el cuerpo aplicándoles altas
dosis de radiación. Sin embargo, por la naturaleza de la radiación, es inevitable afectar
otros órganos sanos cercanos. En un buen tratamiento de radioterapia se proporciona la
dosis letal al tumor, tratando de que sea mínima la exposición de otras partes del cuerpo.
4.3.1.3 FACTORES INFLUYENTES EN LOS EFECTOS BIOLÓGICOS
Existen diversas causas por las cuales los efectos biológicos producidos por la radiación
ionizante pueden ser más o menos severos, los cuales se agrupan en tres clases: físicos,
fisiológicos y ambientales.
Físicos
Dependen de las características de la radiación incidente, entre éstos se tienen: la dosis
total, distribución de dosis en el tejido, tipo de radiación, dosis por exposición, rapidez de
dosis e intervalo entre las irradiaciones.
Fisiológicos
Estos dependen del individuo irradiado: edad, constitución genética, sexo, metabolismo,
nivel de respuesta a la tensión nerviosa, entre otros.
Ambientales
El que se identifica a la fecha es la presión ambiental de oxígeno en estudios “in vitro”.
74
Efectos Biológicos
4.3.1.4 SENSIBILIDAD RELATIVA DE CÉLULAS Y TEJIDOS
Aparentemente la amplia variación entre especies, está asociada con el metabolismo
total de la especie individual, ya que sin tener en cuenta la especie comprometida, los
cambios histológicos reflejan la dosis con bastante precisión. Por ejemplo, si se dieran a
cobayos y conejos 250 R, de rayos X de 200 kV, serían evidentes los mismos cambios
histológicos en los tejidos de ambas especies y aun cuando esta dosis podría matar al 50 %
de los cobayos, sólo produciría una enfermedad pasajera en los conejos. Parece que no
todas las células y tejidos son igualmente sensibles o vulnerables a las radiaciones. Existen
varias generalizaciones que nos permiten predecir el grado de radiosensibilidad de un tipo
particular de célula o tejido. Las células más activas y que crecen con mayor rapidez,
tienden a ser las más radiosensibles en un tejido cualquiera. Los tejidos y células que son
menos especializados o menos diferenciados, tienden a ser más vulnerables a la radiación.
En general, el núcleo de una célula es más radiosensible que el citoplasma; de aquí que una
célula con bastante citoplasma no sea tan afectada como aquella que contiene más material
en el núcleo. Observaciones experimentales sustentan estas generalizaciones. Sobre la base
de estas generalizaciones, puede aceptarse la siguiente lista de células comunes y/o tejidos,
agrupados de acuerdo a un orden decreciente de radiosensibilidad: Los tejidos muy jóvenes
o en pleno crecimiento, son más sensibles a la radiación, que los tejidos adultos o inactivos
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Conclusiones
Del presente trabajo recepcional, puedo decir que conforme a los resultados
obtenidos, puedo concluir que obtuve un conocimiento a fondo de la importancia que
tienen los Sistemas de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado
de una Central Nuclear. Destacando que se requieren conocimientos previos acerca de
la energía nuclear, como es: conocer su historia, su interacción con la materia, como es
que se producen estas radiaciones y cuales son las instalaciones necesarias para su
aprovechamiento.
Otro punto importante a resaltar es conocer, que es una central nucleoeléctrica, los
componentes que la constituyen, y el funcionamiento de los principales sistemas que
operan para la generación y producción de energía eléctrica.
Del Sistema de Enfriamiento puedo decir que es de vital importancia que la alberca de
decaimiento mantenga una temperatura constante, ya que el combustible en decaimiento
al seguir proporcionando calor, no podría ser controlado ni manipulado, sin este
sistema.
El Subsistema de Limpieza es muy importante no solo para la Alberca de Decaimiento
sino también para todos los sistemas de la central que requieren un abastecimiento de
agua purificada para el reactor, ya que el agua que ingresa al reactor debe de ser de alto
grado de purificación.
Hay que destacar la importancia de la Seguridad y Protección Radiológica, porque al
estar expuestos a radiaciones ionizantes, se pone en riesgo la integridad física de los que
manipulen estas.
Con este trabajo presentado obtuve un alto grado de conocimiento acerca de la energía
nuclear, sus aplicaciones y los daños que pueden tener en los seres humanos.
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Bibliografía
De Libros:
Del fuego a la energía nuclear, Comisión Federal de Electricidad. México, CFE,
1987, Reimpr. 1997
La energía nuclear: una opción para el futuro. Autores, Martín Mur Ubasart,
Cohen, Bernard L., México DF, Ed. Siglo XXI, 1993
Nuclear energy: an introduction to the concepts, systems, and applications of
nuclear processes / Raymond L. Murray, 5th ed. Boston, 2001
Pioneros de las ciencias nucleares, Pedro Bosch, 2a ed. México, SEP Fondo de
Cultura Económica, CONACYT, 1999. Serie La ciencia para todos; 120
La energía nuclear: una opción para el futuro, Cohen, Bernard L. ed Siglo XXI,
1993
Evaluación de la seguridad de la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde, Autor:
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias, Editorial: Secretaría de
Energía, Minas e Industria Paraestatal; Comisión Nacional de Seguridad Nuclear
y Salvaguardias, Año 1990
De Manuales:
Dosis y exposición, Curso de Seguridad y Protección Radiológica, FIME Xalapa y
AJEM, 2008.
Filosofía y Normatividad, Curso de Seguridad y Protección Radiológica, FIME
Xalapa y AJEM, 2008.
Efectos Biológicos, Curso de Seguridad y Protección Radiológica, FIME Xalapa y
AJEM, 2008.
CFE - 5435-M-3092-S1/S2, Flow Diagram Fuel Pool Cooling System Rev. 8/8.
Referencias de Internet:
http://bibliotecadigital.ilce.edu.mx/sites/ciencia/volumen2/ciencia3/094/htm/sec_5.htm
http://es.wikipedia.org/wiki/Energ%C3%ADa_nuclear
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Bibliografía
http://es.wikipedia.org/wiki/Desintegraci%C3%B3n_radiactiva
http://es.wikipedia.org/wiki/Part%C3%ADcula_alfa
http://www.monografias.com/trabajos/enuclear/enuclear.shtml
http://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_fission
http://www.oni.escuelas.edu.ar/2002/BUENOS_AIRES/Radiacion/tipos.htm
http://es.wikipedia.org/wiki/Part%C3%ADcula_beta
http://es.wikipedia.org/wiki/Desintegraci%C3%B3n_beta
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