Sistema de Contención

4.0 SISTEMAS DE CONTENCION (Figura 4.1-1)
El diseño BWR/5 utiliza el concepto denominado Mark II para sus sistemas de contención, el
cual es del tipo multibarrera y supresión de presión. Las pastillas de combustible, el encamisado
del combustible y la frontera de presión del enfriador, constituyen barreras contra la liberación
de productos de fisión. En este capítulo se describe un sistema de contención compuesto por el
Sistema de la Contención Primaria, el Sistema de la Contención Secundaria, el Sistema de
Reserva para Tratamiento de Gases, y el Sistema de Aislamiento de la Contención Primaria.
4.1 SISTEMA DE LA CONTENCION PRIMARIA (Fig. 4.1-2)
El propósito de este sistema es el de contener y suprimir el vapor, y la presión producida por
éste, ante un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA), y limitar la liberación de productos
de fisión hacia el edificio del reactor.
4.1.1 Bases de Diseño de la Contención Primaria
El Sistema de la Contención Primaria está diseñado para soportar la presión y la temperatura
asociadas a un LOCA, y por lo tanto, proporcionar una barrera protectora entre la frontera de
presión del enfriador del reactor y la contención secundaria. Para cumplir este requisito, el
Sistema de la Contención Primaria, junto con los Sistemas de Enfriamiento de Emergencia del
Núcleo (ECCS), está diseñado para mantener la integridad de la contención primaria durante un
período indefinido después de un LOCA.
Este sistema de contención está diseñado para limitar el escape desde la contención primaria
hacia la secundaria, a valores de rapidez de dosis menores que los establecidos en el 10 CFR
100, después de un LOCA base de diseño. También se consideran en el diseño la protección
contra proyectiles internos y externos, y fuerzas provocadas por chorros resultantes del flujo a
través de la ruptura de cualquier tubería instalada en el interior de la contención primaria
(golpeo o reacción de vapor o agua).
El diseño de este sistema proporciona medios para conducir el flujo de vapor resultante de un
LOCA, hacia la alberca de supresión, y para distribuir tal flujo en la alberca, para limitar la
presión en la contención primaria, y para limitar las diferencias de presión entre el pozo seco y
la alberca de supresión durante los diversos modos de enfriamiento en condiciones
post-accidente. El diseño también permite la inundación del volumen contenido por la
contención primaria, hasta un nivel por encima del núcleo del reactor.
4.1.2 Descripción General (Figura 4.1-2)
La contención primaria, es Clase Sísmica I, y se encuentra alojada en el interior del edificio del
reactor, físicamente esta separada estructuralmente de dicho edificio reactor. El piso del pozo
seco separa al volumen de la contención en dos zonas principales: el pozo seco, y la cámara de
supresión de presión. Estas zonas están interconectadas por tubos de venteo que dirigen el
vapor hacia la alberca de supresión, durante condiciones de accidente de pérdida de enfriador.
Las paredes cilíndricas y cónicas, la losa de la base y el piso del pozo seco, están fabricados de
concreto reforzado axial y radialmente. Un recubrimiento de acero proporciona protección
adicional contra fugas, y está constituido por placas de acero unidas mediante soldaduras de
penetración completa en todas las juntas, y ancladas a las paredes de concreto mediante
4.2-1
pernos o perfiles soldados.
El pozo seco aloja a la vasija del reactor, a los lazos de recirculación, y a las conexiones de los
ramales del sistema primario del reactor que poseen válvulas de aislamiento en la frontera de la
contención primaria. La cámara de supresión de presión consiste de un volumen de aire y de un
volumen de agua que se utiliza para condensar de vapor liberado durante un LOCA.
En el evento de ruptura de una tubería del sistema nuclear, dentro del pozo seco, el incremento
en la presión resultante forzará el paso de la mezcla de vapor-agua y de la atmósfera encerrada
por el pozo seco a través de los tubos de venteo, hacia la alberca de supresión, proporcionando
una condensación de vapor de manera completa y continua. El agua proveniente del reactor se
mezclará con el agua de la alberca de supresión, y los incondensables se elevarán desde la
alberca de supresión hacia el volumen de aire de la cámara de supresión. Esta habilidad para
condensar vapor permite que la contención primaria se diseñe para presiones no muy elevadas
dentro de un volumen relativamente pequeño.
La alberca de supresión de presión puede servir como fuente de agua para los Sistemas de
Enfriamiento de Emergencia del Núcleo (ECCS), al estar situada de tal forma que el agua que
escapa del reactor pueda ser recolectada y retornada al reactor, constituyendo así un circuito
cerrado de agua en el que las bombas de los ECCS se encuentran por debajo del nivel del
agua en la alberca de supresión.
4.1.3 Descripción de Componentes (Figura 4.1-2)
4.1.3.1 Pozo Seco
La zona del pozo seco se localiza en la parte superior de la estructura de la contención, y sirve
para contener los efectos del accidente base de diseño dirigiendo el vapor liberado hacia la
cámara de supresión de presión. Tiene la forma de un cono truncado, como se muestra en la
figura 4.1-2. El pozo seco aloja a la vasija de presión del reactor, la cual es soportada por un
pedestal de concreto reforzado. Con el fin de poseer la capacidad de soportar las temperaturas
y presiones máximas asociadas con el LOCA base de diseño, el pozo seco se diseña
típicamente para una presión interna de 3.73 kg/cm2, una presión externa de 0.35 kg/cm2 y una
temperatura de 171.1 C.
Las únicas partes de la estructura de la contención primaria, que no están construidas de
concreto reforzado, son la tapa del pozo seco y el anillo-viga de acero. La tapa del pozo seco se
construye con placas de acero soldadas, y se atornilla a la parte superior de la viga circular. La
base de la viga circular está acoplada a la parte superior de la pared de la contención.
A diferentes elevaciones del pozo seco se construyen plataformas, para proporcionar acceso al
personal y soporte a componentes mecánicos y eléctricos. Tales plataformas están construidas
con marcos de acero estructural y superficies de rejilla de acero.
El piso del pozo seco sirve como barrera entre el pozo seco y la cámara de supresión. Está
constituido por una losa circular de concreto reforzado, sostenido por el pedestal de la vasija, y
por la pared de la contención. La conexión entre el piso del pozo seco y la pared de la
contención se muestra en la figura 4.1-2.
4.2-2
El piso del pozo seco se encuentra penetrado por numerosos tubos de venteo, de 61 cm de
diámetro cada uno. Se instala un refuerzo adicional en las penetraciones de estos tubos de
venteo. En la parte superior del piso del pozo seco, y anclada a él, se encuentra una placa de
acero al carbono, de 0.63 cm de espesor. Esta placa evita que el fluido producido por un LOCA
sea conducido por una trayectoria diferente a la de los tubos de venteo.
Las fugas existentes en el interior del pozo seco se dirigen hacia los dos sumideros para el
drenaje del pozo seco, o hacia al tanque colector de drenes del pozo seco. El drenaje colectado
en estas áreas es procesado por el Sistema de Desechos Líquidos.
4.1.3.2 Cámara de Supresión (Figura 4.1-2)
La cámara cilíndrica para supresión de presión forma la parte inferior de la contención primaria
(la zona por debajo del piso del pozo seco), y forma una sola parte integral con una losa base.
Esta cámara consiste de un volumen de aire y de un volumen de agua para supresión de
presión, misma que condensa el vapor liberado durante el LOCA base de diseño, y también
proporciona una contención para la atmósfera controlada del pozo seco.
Los tubos de venteo (downcomers), empotrados en el piso del pozo seco, y sumergidos entre
3.35 mts y 3.65 mts por debajo del nivel normal de agua en la alberca de supresión, sirven para
conectar el pozo seco con la cámara de supresión de presión. La alberca de supresión es
utilizada como fuente alternativa de agua para los sistemas de aspersión del núcleo, y de
remoción del calor residual, y se encuentra situada de tal forma que cualquier fuga proveniente
del reactor regresará hacia la alberca de supresión. Con este arreglo, se establece un circuito
cerrado de circulación de agua, con las succiones de las bombas de los sistemas de aspersión
del núcleo y de remoción del calor residual sumergidas. La cámara de supresión de presión
está diseñada para soportar las mismas presiones internas y externas que el pozo seco, con
una temperatura máxima de 104.5 C. La alberca de supresión de presión también sirve como
sumidero de calor para el vapor descargado por las válvulas de seguridad/alivio, y para el vapor
de escape de la turbina del Sistema de Enfriamiento del Núcleo con el Reactor Aislado (RCIC).
4.1.3.3 Pedestal del Reactor (Figuras 4.1-1 y 4.1-2)
El pedestal del reactor es una estructura cilíndrica vertical de concreto reforzado, apoyada en la
losa de cimentación de la contención; el pedestal da soporte al piso del pozo seco, a la vasija
del reactor, al blindaje biológico de la vasija y a plataformas del pozo seco, soportes de tubería y
a las bombas de recirculación. El pedestal del reactor tiene un diámetro del orden de 5.97 mts.,
con un espesor de 1.34 mts, debajo del nivel del piso del pozo seco. El espesor del pedestal en
su parte superior aumenta a 1.62 mts en donde da soporte a la vasija del reactor y al blindaje
biológico. Existen aberturas en el pedestal del reactor para permitir el paso de aire y agua de la
cámara de supresión a través de la cavidad del pedestal. En tales aberturas existen refuerzos
adicionales. Las superficies interior y exterior del pedestal del reactor están cubiertas por una
placa de acero al carbono, de 0.25 pulgadas, a partir del nivel del piso del pozo seco y hacia el
fondo de la alberca de supresión. Esta placa sirve para dar forma al concreto durante la
construcción del pedestal, y preserva la calidad del agua de la alberca de supresión, al evitar la
lixiviación de productos químicos procedentes del concreto hacia el agua de la alberca de
supresión.
4.2-3
4.1.3.4 Blindaje Biológico del Reactor (Figura 4.1-2)
El blindaje biológico del reactor es una coraza cilíndrica vertical apoyada en el pedestal del
reactor, que proporciona un blindaje primario contra radiación, y da apoyo a soportes de
tuberías y a plataformas del pozo seco. Este blindaje se construye con dos placas una interna y
una externa, de acero al carbón, con concreto reforzado entre dichas placas. Esta pared tiene
un diámetro interno de 7.80 metros y un espesor de 53.3 cms.
En las porciones superior e inferior del blindaje se utiliza concreto de densidad normal. En la
parte media, en un nivel equivalente al del núcleo del reactor, se emplea concreto de alta
densidad, proporcionando así un blindaje adicional contra radiaciones. El blindaje se conecta
con el pedestal del reactor mediante pernos de anclaje de dos pulgadas, de alta resistencia. En
la parte superior del blindaje biológico se montan la estructura y el estabilizador sísmico, los
cuales proporcionan soporte lateral a la vasija del reactor.
4.1.3.5 Estructura Sísmica y Estabilizador Sísmico (Figura 4.1-3)
La estructura y el estabilizador sísmicos proporcionan soporte lateral a la vasija del reactor
durante sismos y cargas generadas por ruptura de tuberías. La estructura sísmica está
instalada entre la pared de la contención primaria y el blindaje biológico, mientras que el
estabilizador sísmico se instala entre el blindaje biológico y la vasija del reactor. La estructura
sísmica tiene la forma de una estrella de ocho puntas, y está fabricada de placas de acero; esta
estructura se muestra en la figura.
4.1.3.6 Soportes para el Sistema Nuclear de Suministro de Vapor (Figura 4.1-4)
El sistema de suministro de vapor y las bombas de recirculación son soportadas por barras de
suspensión, las cuales a su vez se apoyan en el pedestal del reactor, el blindaje biológico, y en
las plataformas del pozo seco. Además, la vasija del reactor es sostenida por el pedestal
mediante 120 pernos de anclaje de alta resistencia de 8.25 centímetros de diámetro. El soporte
lateral de la vasija lo proporciona la estructura y el estabilizador sísmico, como se explicó
anteriormente.
4.1.3.7 Sistema de Venteo (Figura 4.1-2)
El sistema de venteo consiste de una serie de 68 tubos (downcomers), que penetran el piso del
pozo seco y proporcionan una trayectoria de flujo para el vapor generado por la ruptura de
tuberías, hacia la alberca de supresión, y ser condensado por la misma. Cada tubo de venteo
posee un diámetro interior de 60 cms, y se extiende por debajo del nivel de agua en la cámara
de supresión. El extremo superior de los tubos se extiende al interior del pozo seco, y lleva
instalado un deflector para evitar la sobrecarga de un solo tubo, que pudiera provocarse por el
flujo directo proveniente de la ruptura de un tubo cerca de ese venteo.
Existen unas válvulas rompedoras de vacío en cada tubo de venteo, para igualar las presiones
estáticas entre la cámara de supresión y el pozo seco. Tales válvulas también proporcionan una
trayectoria controlada de retorno de gases no condensables, desde la cámara de supresión
hacia el pozo seco, asegurando así la operación de la cámara de supresión de acuerdo al
diseño, ante un pequeño escape de vapor.
4.2-4
4.1.3.8 Válvulas Rompedoras de Vacío (Figura 4.1-2)
Durante un LOCA, la condensación de vapor en el pozo seco, y el flujo de vapor desde el pozo
seco hacia la cámara de supresión de presión, provocará una presión negativa en el pozo seco
con respecto a la cámara de supresión. Para igualar presiones se instalan válvulas liberadoras
o rompedoras de vacío en cada uno de los tubos de venteo. Cada válvula es de 61 cms de
diámetro, de disco convexo que se mantiene cerrado mediante resorte.
4.1.3.9 Penetraciones Eléctricas y de Proceso en la Contención (Figuras 4.1-5, 4.1-6 y
4.1-7)
Cada una de las penetraciones en la contención puede ser ubicada en una de dos grandes
categorías: penetraciones de tubería o penetraciones eléctricas. Para las penetraciones de
tubería existen dos tipos: aquellas que deben soportar movimiento debido a la expansión
térmica, y aquellas que experimentan esfuerzos térmicos relativamente pequeños.
Cuando es requerido se utilizan fuelles de expansión para acomodar los desplazamientos
térmicos. La tubería de proceso es contenida por un mango térmico soldado al revestimiento de
acero de la contención. Una junta de expansión de fuelle provista en el mango permite el libre
movimiento de la tubería en la dirección axial. Un tubo guarda rodea a la línea de proceso
protegiendo al fuelle mientras mantiene el sello, en caso de que dicha línea falle en el interior de
la penetración. Las configuraciones para las penetraciones de líneas frías se soldan
directamente a los mangos, ya que los esfuerzos térmicos son pequeños y son tomados en
cuenta en el diseño de las soldaduras.
Las penetraciones eléctricas también se instalan con doble sello. Cada sello consiste de un
ensamble de tamaño adecuado para insertarlo en una boquilla de 30.5 cms de diámetro. Un
conjunto de placas conformadas según el diámetro inferior de la boquilla, forma una barrera de
presión en cada extremo de la misma. Se proporciona blindaje contra las radiaciones por el lado
del pozo seco, para permitir el acceso a las conexiones eléctricas durante la operación de la
central.
4.1.3.10 Accesos de la Contención Primaria (Figura 4.1-8)
La entrada normal al pozo seco de la contención primaria es a través de una compuerta para
acceso de personal. Esta compuerta es un cilindro de acero que penetra la pared de concreto
de la contención, y esta soldado al revestimiento de acero. En cada extremo del cilindro existen
dos puertas que se abren hacia el pozo seco, y están interbloqueadas de tal forma que si una
puerta está abierta, la otra no se puede abrir manteniendo así la integridad de la contención.
Todas las soldaduras en el acceso están equipadas con cámaras de prueba que permiten la
detección de fugas.
Durante paradas para mantenimiento o recarga también es posible el acceso al pozo seco a
través de la escotilla para acceso de equipo, o a través de los registros de inspección ubicados
en la parte superior del pozo seco. La tapa del pozo seco es removida únicamente durante
condiciones de recarga, para permitir la extracción de los componentes internos de la vasija, y
para recargar combustible. La escotilla para acceso de equipo es una abertura circular de
aproximadamente 11 pies de diámetro. Esta abertura se cubre normalmente con una tapa de
acero en forma de plato, atornillada al marco de la apertura, mismo que a su vez está soldado al
4.2-5
revestimiento de acero. Para determinar las fugas en el sello de la escotilla, se cuenta con un
volumen contenido por un par de sellos.
El acceso a la cámara de supresión es a través de una abertura de aproximadamente 76.2 cm
de diámetro, localizada en la pared de la cámara de supresión, y aproximadamente a 3.7
metros por encima del nivel de agua en la alberca de supresión. Cuando la contención primaria
está en servicio, esta apertura se encuentra cerrada con una cubierta de acero atornillada. La
cubierta esta equipada con un volumen de prueba y un doble sello para asegurar una adecuada
estanqueidad.
4.1.4 Sistemas Auxiliares de la Contención Primaria (Fig. 4.1-9)
Los sistemas auxiliares de la contención primaria dan soporte a las funciones de las estructuras
de la contención. Estos sistemas se agrupan como sigue: Sistema de Ventilación y Enfriamiento
del Pozo Seco; Sistema de Inertización con Nitrógeno; Sistema de Suministro de Nitrógeno;
Sistema de Control de Gases Combustibles; Sistema para la Detección de Radiaciones; y
Sistema Analizador de Hidrógeno y Oxígeno.
4.1.4.1 Sistema de Ventilación y Enfriamiento del Pozo Seco (Figura 4.1-10)
Este sistema, provoca la circulación de la atmósfera del pozo seco a través de bobinas
enfriadoras, para mantener la temperatura promedio a 65 ºC en el pozo seco. Las unidades
para manejo de aire utilizan ductos y reguladores de tiro motorizados para distribuir el aire en el
interior del área de las válvulas de aislamiento del Sistema de Vapor Principal, el área de los
mecanismos impulsores de las barras de control, y alrededor de la vasija del reactor y de las
bombas de recirculación. Este sistema cuenta con dos unidades para manejo de aire del 100%
de capacidad cada una; cada una contiene un filtro de aire, bobinas enfriadoras, y un ventilador
de suministro.
4.1.4.2 Sistema de Inertización con Nitrógeno (Figura 4.1-9)
El sistema de inertización con nitrógeno recibe un suministro de nitrógeno líquido desde
tanques de almacenamiento, vaporiza el nitrógeno utilizando el calor procedente de una caldera
de vapor auxiliar, y suministra N2 gaseoso hacia el pozo seco y la cámara de supresión durante
la operación del reactor.
La contención primaria se mantiene inertizada con el N2 manteniendo la concentración de O2 a
menos del 4%. Esto reduce al mínimo la generación de mezclas explosivas de hidrógeno y
oxígeno, considerando al hidrógeno que se produciría después de un LOCA, como resultado de
la reacción zirconio-agua, o por la descomposición radiolítica del agua.
4.1.4.3 Sistema de Suministro de Nitrógeno (Figura 4.1-9)
El sistema de suministro de nitrógeno es capaz de suministrar nitrógeno a una rapidez
suficiente para mantener la concentración de oxígeno a niveles inferiores al 4% en volumen,
tanto en el pozo seco como en la cámara de supresión, utilizando un método manual de
alimentación y purga. Junto con el sistema de inertización se realiza el suministro de nitrógeno a
la contención primaria durante la operación normal, y para adiciones de nitrógeno de reposición,
y durante condiciones de accidente de pérdida de enfriador.
4.2-6
4.1.4.4 Sistema de Control de Gases Combustibles (Fig.4.1-9)
El sistema de control de gases combustibles consiste de dos conjuntos de recombinadores de
hidrógeno, del 100% de capacidad cada uno; son utilizados después de un LOCA para evitar la
formación de una mezcla explosiva de H2 y O2. Cada recombinador es de convección natural,
sin flama, tipo térmico, y procesa una corriente continua de la mezcla gaseosa a una
temperatura suficiente para lograr la recombinación espontánea del hidrógeno y el oxígeno,
para formar vapor de agua. La temperatura umbral de recombinación es aproximadamente de
612.8 ºC.
4.1.4.5 Sistema para la Detección de la Radiación (Figura 4.1-9)
Este sistema consiste de dos redes de muestreo, del 100% de capacidad cada una, las cuales
extraen muestras de la atmósfera del pozo seco y de la cámara de supresión. Mediante bombas
de muestreo se genera un flujo, que es procesado por un monitor de partículas, un monitor de
iodo, o un monitor de gases nobles.
4.1.4.6 Sistema Analizador de Hidrógeno y Oxígeno (Figura 4.1-9)
El sistema analizador de hidrógeno y oxígeno consiste de dos redes redundantes, del 100%
cada una, que muestrean continuamente las concentraciones de hidrógeno y oxígeno en el
pozo seco y en la cámara de supresión. Tal sistema se utiliza para asegurar que están
presentes concentraciones apropiadas de hidrógeno y oxígeno, para cualquier condición
imperante en la contención primaria. En conjunción con el Sistema de Inertización con
Nitrógeno y el Sistema de Suministro de Nitrógeno, este sistema permite determinar si la
inertización es completa, o si es necesario adicionar nitrógeno de reposición.
4.1.5 Enfriamiento y Rocío de la Contención (Figura 4.1-9)
El rocío de la contención es un modo de operación del Sistema de Remoción de Calor Residual
(RHR) en el que se dirige agua desde la alberca de supresión hacia cabezales de rociado
ubicados en el pozo seco y en la cámara de supresión, con el fin de evitar la sobrepresurización
de la contención primaria, condensando vapor. El pozo seco posee dos cabezales de rociado,
cada uno del 100% de capacidad, y alimentados por lazos diferentes del sistema RHR, mientras
que la cámara de supresión tiene un cabezal de rociado que recibe suministro de lazos
diferentes del RHR.
El enfriamiento de la alberca de supresión es también otro modo de operación del sistema
RHR, y se emplea para limitar o reducir la temperatura del agua de la alberca de supresión
hasta valores aceptables. Para más información acerca del sistema RHR, véase la sección 10.7
del presente manual.
4.1.6 Respuesta de la Contención Primaria ante un LOCA
El accidente postulado base de diseño, de pérdida de enfriador (LOCA), consiste en la ruptura
circunferencial de un lazo de recirculación del reactor, descargando enfriador en forma de
vapor hacia el pozo seco.
4.2-7
El vapor y la atmósfera del pozo seco fluyen desde el pozo seco hacia la cámara de supresión a
través de los tubos de venteo (downcomers), elevando la temperatura del agua de la alberca de
supresión hasta 40 ºC aproximadamente, la mayor parte de los gases no condensables es
forzada hacia el volumen de aire durante la despresurización de la vasija del reactor. Sin
embargo, tales gases se redistribuyen rápidamente entre el pozo seco y la cámara de
supresión, a través de las válvulas rompedoras de vacío, a medida que la presión en el pozo
seco disminuye como consecuencia de la condensación de vapor.
La operación de los sistemas de enfriamiento de emergencia extrae el calor de decaimiento y el
calor almacenado en el núcleo, transportándolo fuera de la vasija del reactor por el lazo roto de
recirculación en forma de agua caliente. Esta agua caliente fluye hacia la alberca de supresión
a través de los tubos de venteo. La energía transportada hacia el agua de la cámara de
supresión es entonces removida de la contención primaria mediante los intercambiadores de
calor del sistema RHR, el cual estará operando en el modo de enfriamiento de la alberca de
supresión. Antes de realizar el enfriamiento de la alberca de supresión, las bombas del sistema
RHR suministra agua de repuesto a la vasija del reactor (en el modo de inyección de enfriador
a baja presión). Después de que la vasija del reactor se encuentra inundada al menos al nivel
de las toberas de las bombas de chorro (una cota equivalente a 2/3 de la altura del núcleo), el
exceso de agua de repuesto será descargado por la línea rota de recirculación hacia el pozo
seco, dando como resultado un enfriamiento considerable, despresurizando la contención a
medida que el vapor en el pozo seco se condensa. En caso absolutamente necesario, el
sistema RHR puede operar en el modo de rocío y enfriamiento de la contención, para limitar la
presión en la contención primaria. Ya que el análisis de accidente demuestra que la presión
máxima alcanzada en la contención es menor que la presión del diseño de la misma, la
operación del modo de rocío de la contención no debería ser necesario.
4.2-8
4.2-9
4.2-10
4.2-11
4.2 Sistema de la Contención Secundaria (Figura 4.2-1)
La contención secundaria (edificio del reactor), está diseñada para soportar fenómenos
naturales, y para reducir la liberación al nivel del suelo, de la atmósfera contenida en el
edificio del reactor, en condiciones de operación normal y de accidente.
El edificio del reactor rodea completamente a la contención primaria, dando
alojamiento al área de recarga y a otras áreas ubicadas alrededor de la contención
primaria.
La contención secundaria esta diseñada para limitar la entrada de aire ("fuga hacia
adentro"), hasta el 100% del volumen de aire libre del edificio del reactor por día,
cuando la presión del edificio es mantenida a -0.63 centímetros de agua, con respecto
a la presión atmosférica.
En operación normal, el sistema de ventilación y aire acondicionado del edificio
funciona para garantizar el flujo del aire de ventilación desde áreas limpias, hacia áreas
con mayor potencial de contaminación. Para mantener las áreas potencialmente
contaminadas a una presión negativa, con respecto a áreas adyacentes menos
contaminadas, se utilizan reguladores de tiro controlados por diferencia de presión.
El Sistema de Ventilación Central del Edificio del Reactor, y el Sistema de Reserva
para Tratamiento de Gases, se diseñan para soportar directamente la función de
aislamiento de la contención secundaria.
El Sistema de Reserva para Tratamiento de Gases tiene la capacidad de mantener una
presión negativa en el edificio del reactor, mientras separa los contaminantes
radiactivos del volumen de aire descargado.
Ante condiciones adversas o de emergencia, el sistema de ventilación del edificio del
reactor, encargado de la ventilación normal, es disparado, llevándose a cabo el cierre
de las tomas de aire para ventilación normal, realizando así el aislamiento del edificio
del reactor, y arrancando el sistema de reserva para tratamiento de gases. El acceso
de personal al edificio del reactor se realiza a través de compuertas a prueba de fugas,
instaladas en las dos entradas del edificio. La entrada para camiones se encuentra
cerrada por una puerta a prueba de fugas.
Ante señal de aislamiento de la contención secundaria, que puede ser originada por:
- bajo nivel en la vasija del reactor (nivel 2);
- alta presión en el pozo seco; o
- alta radiación en el volumen de descarga de la ventilación del edificio del reactor, los
reguladores de tiro cerrarán automáticamente, el sistema normal de ventilación se
disparará ,y arrancarán los sistemas de recirculación del edificio del reactor, y el de
reserva para tratamiento de gases.
4.2-12
4.2.2 Descripción General (Figura 4.2-1)
El edificio del reactor encierra completamente al reactor y a la contención primaria,
como se muestra en la figura 4.2-1. Esta estructura proporciona contención primaria
cuando el pozo seco está abierto, situación correspondiente a la de recarga de
combustible. El edificio del reactor aloja al equipo de servicio del reactor, al equipo de
recarga a las instalaciones para almacenamiento de combustible nuevo e irradiado, y a
otros equipos auxiliares o de servicio.
Este edificio está construido de concreto reforzado hasta el piso de recarga, y de acero
estructural.
4.2.3. Descripción de Componentes
4.2.3.1 Estructura del Edificio Del Reactor
El edificio del reactor es una estructura de acero y concreto, de aproximadamente 50
mts de altura, y con seis niveles principales. La losa de cimentación es de
aproximadamente 1.52 metros. La losa de cimentación del edificio del reactor rodea a
la losa de cimentación de la contención primaria, la cual tiene un espesor de 2.44
metros. Por diseño, el edificio del reactor, la contención primaria, y otros edificios de la
central, se encuentran estructuralmente separados.
La subestructura y las paredes exteriores del edificio del reactor, son de concreto
reforzado. Por encima del nivel del piso de recarga, la estructura del edificio está
formada por un marco de acero, con metal aislado de uniones selladas, instalado en
los lados.
4.2.3.2 Sistema De Ventilación y Aire Acondicionado Del Edificio Del Reactor
(Fig.4.2-2)
Este sistema proporciona los medios para mantener y controlar la liberación de
actividad suspendida en el aire durante operación normal, o después de un accidente
postulado de manipulación de combustible. Adicionalmente, este sistema mantiene un
ambiente apropiado para el confort del personal y la adecuada operación del equipo.
El sistema mantiene normalmente una presión en el edificio del reactor de 0.25
pulgadas de agua con respecto a la presión atmosférica. También puede suministrar
aire para ventilación o purga de la contención primaria. Adicionalmente, el sistema
limitará la temperatura a 40°C en las diferentes áreas del edificio del reactor (excepto
en las áreas del túnel de vapor, de equipo de los sistemas RHR, RCIC, FPCC, LPCS,
HPCS, SGTS, área de cambiadores de calor del RHR, y el área de la escotilla de
equipo).
El sistema de ventilación del edificio del reactor está constituido a su vez por los
4.2-13
siguientes subsistemas:
- sistema de ventilación central.
- sistema de ventilación de los cuartos de muestreo y descontaminación.
- sistema de enfriamiento del túnel de vapor.
- sistema de enfriamiento del piso de recarga.
- sistema de enfriamiento de equipos esenciales.
Cada uno de tales subsistemas se describe a continuación:
4.2.3.2.1 Sistema De Ventilación Central (Figura 4.2-2)
Es el sistema que se encarga de mantener condiciones ambientales apropiadas en el
edificio del reactor, durante la operación normal de la central. Esta constituido por los
circuitos de suministro, de retorno y de escape.
El circuito de suministro está formado por:
- una unidad enfriadora de aire
- dos válvulas de aislamiento operadas con aire
- dos ventiladores axiales, del 100% de capacidad cada uno
- ductos de distribución.
El aire de suministro es aspirado por uno de los dos ventiladores axiales, pasando por
ambas válvulas de aislamiento y llegando a un volumen en donde es mezclado con
aire proveniente del circuito de retorno; esta mezcla es filtrada y enfriada en la unidad
enfriadora para después ser conducida por los ductos de distribución hacia las
diferentes zonas del edificio del reactor.
El circuito de retorno está equipado con:
- dos ventiladores axiales, del 100% de capacidad cada uno, con compuertas a la
descarga, y
- ductos del retorno.
Un solo ventilador de encuentra operando en condiciones normales; una compuerta
impide el flujo de aire en la dirección contraria a través del ventilador que se encuentra
en reserva. Parte del aire de este circuito es dirigido hacia un volumen de descarga. En
el ducto de retorno que conduce el aire hacia el volumen de mezcla con aire de
suministro, existe una compuerta reguladora operada neumáticamente, que regula el
caudal del aire dirigido hacía el volumen de mezcla, en función de la temperatura del
aire de retorno.
El circuito escape esta formado por:
4.2-14
- Dos ventiladores axiales, del 100% de capacidad cada uno, con compuertas de no
retorno en sus descargas, y
- Dos válvulas de aislamiento instaladas en serie, operadas neumáticamente.
En operación normal, uno de los ventiladores se encuentra en reserva , y la compuerta
de no retorno instalada en la descarga de este ventilador impide la circulación de aire
en sentido inverso. Mediante la variación del paso de las aspas del ventilador en
operación, la presión en el edificio del reactor es controlada automáticamente,
manteniéndola a 0.25 pulgadas de agua por debajo de la presión atmosférica.
Los ductos de descarga de los dos ventiladores se reúnen en un solo ducto, en el que
se encuentran instalados monitores de radiación y las dos válvulas de aislamiento. Al
detectarse un alto nivel de radiación por estos monitores, las válvulas de aislamiento
cerrarán, impidiendo el escape de material radiactivo; ante estas condiciones el
sistema de ventilación central será disparado, apagándose todos los ventiladores, y las
válvulas de aislamiento del circuito de suministro de aire cerrarán también; el sistema
de reserva para tratamiento de gases arranca para procesar la atmósfera del edificio
del reactor, y mantenerla a -0.25 pulg. de agua respecto a la presión exterior.
4.2.3.2.2 Sistema De Ventilación de los Cuartos de Muestreo y Descontaminación
Cada uno de estos cuartos está equipado con una unidad de filtro- ventilador,
construida con un prefiltro, un filtro HEPA, un ventilador centrífugo, y los ductos de
succión y descarga.
La presión de estos cuartos se mantiene negativa por el sistema de ventilación central,
o por sus propias unidades de ventilación; la trayectoria de ventilación se selecciona
mediante un juego de compuertas, de tal manera que al arrancarse localmente la
unidad de ventilación la compuerta del sistema central se cierra automáticamente, se
abre la compuerta de la aspiración de la unidad de ventilación, y se arranca el
ventilador centrífugo. En la descarga del ventilador existe un controlador de caudal de
aire, el cual regula la posición de la compuerta del ducto de descarga, manteniendo así
un flujo de aire constante.
4.2.3.2.3 Sistema De Enfriamiento del Túnel de Vapor (Fig.4.2-4)
Este sistema está constituido por dos unidades enfriadoras del 100% de capacidad
cada una. Cada unidad consiste de una bobina enfriadora alimentada con agua del
NCCW y de un ventilador centrífugo. Ambas unidades están instaladas en el techo del
túnel de vapor y son capaces de mantener la temperatura del mismo entre 13°C y
65°C, siendo la temperatura promedio de 54 °C, y la presión entre -0.10 y -1.0
pulgadas de agua. El control de estas unidades puede efectuarse desde el cuarto de
control o de manera local; el caudal de agua de enfriamiento se controla localmente en
forma manual.
4.2-15
4.2-16
4.2.3.2.4 Sistema de Enfriamiento del Piso de Recarga
Este sistema cuenta con dos unidades enfriadoras con capacidad del 75% cada una.
Cada unidad consiste en un filtro, una bobina enfriadora, un ventilador centrífugo, y los
ductos necesarios. La trayectoria de ventilación comienza con los ductos de succión,
que toman aire desde una zona cercana a la escotilla de equipo, lo enfrían, y lo
distribuyen en todo el piso de recarga; en donde a su vez es succionado por los ductos
del sistema de ventilación central ubicados sobre las albercas de combustible, la
cavidad del reactor, y la alberca de secadores y separadores de vapor, para ser
enviado al volumen de descarga. Ambas unidades se encuentran funcionando durante
condiciones normales, y son disparadas ante señal de aislamiento de la contención
secundaria.
4.2.3.2.5 Sistema de Enfriamiento de Equipos Esenciales
El propósito de este sistema es mantener la temperatura de cubículos y áreas de
equipo esencial, dentro de límites que permitan la apropiada operación de tales
equipos, ante condiciones de LOCA o de pérdida de energía eléctrica externa. En
condiciones normales, estas áreas son ventiladas por el sistema de ventilación central.
Cada una de las áreas o cubículos que alojan equipo esencial, cuenta con una unidad
enfriadora constituida por una bobina de enfriamento y un ventilador.
Cada unidad asociada a un cubículo de bomba recibe alimentación eléctrica de la
misma división que alimenta a la bomba en cuestión, y existe un enclavamiento que
provoca el arranque de la unidad cuando la bomba correspondiente arranca. Las
unidades enfriadoras restantes arrancan al presentarse señal de aislamiento de la
contención.
4.3-17
4.3-18
4.3-19
4.3-20
4.3 Sistema de Reserva Para Tratamiento de Gases (Figura 4.3-1)
El propósito del sistema de reserva para tratamiento de gases (SGTS: STAND BY GAS
TREATMENT SYSTEM), es el de mantener la dosis de radiación fuera del emplazamiento
dentro de los límites prescritos por las reglamentaciones federales (10 CFR 100) esto se realiza
mediante el tratamiento del aire procedente de la contención primaria y/o de la secundaria,
antes de liberarlo al ambiente. Durante condiciones anormales o de emergencia, el sistema
empieza a funcionar automáticamente, y puede arrancarse manualmente para pruebas o para
purga de la contención primaria.
4.3.1 Bases De Diseño
El SGTS está diseñado para filtrar un caudal de aire suficiente de manera que la presión en la
contención secundaria (edificio del reactor) sea negativa con respecto a la presión en el
exterior, en 0.25 pulgadas de agua, después de un aislamiento de dicha contención, el cual
puede ser provocado por un accidente de perdida de enfriador (LOCA), un accidente durante la
manipulación del combustible, o una condición de alta radiación.
Mediante filtración, el sistema separa partículas radiactivas y yodo (radiactivo y no radiactivo)
del aire procesado, para limitar los valores de las dosis fuera del emplazamiento a valores
menores al máximo establecido en el 10 CFR 100.
Este sistema también es capaz de filtrar y descargar el aire y el nitrógeno generados en las
operaciones de purga, venteo y ventilación de la contención primaria.
Los componentes de este sistema están diseñados de acuerdo a la categoría sísmica I, y los
componentes activos tienen redundancia suficiente para cumplir con el criterio de fallo único.
4.3.2 Descripción General
El SGTS consiste de dos ventiladores del 100% de capacidad cada uno, y de dos trenes de
filtrado, también del 100% de capacidad. Cada tren de filtrado está equipado con sus
reguladores de tiro, ductos, calentadores, eliminadores de humedad, controles y ventiladores
para extracción. Durante la operación normal de la central, este sistema puede utilizarse para
tratar la actividad en aire procedente del pozo seco, de la cámara de supresión, y de la
contención secundaria ante un evento que provoque alta radiación.
Ambos trenes de filtrado del SGTS succionan de un cabezal común conectado a la descarga de
la purga de la contención primaria, o mediante ductos individuales de aspiración desde la
contención secundaria, equipados con compuertas de cierre.
El SGTS es activado automáticamente en el evento de un accidente de pérdida de enfriador
(LOCA), en respuesta a señales del sistema de aislamiento de la contención secundaria. La
descarga del SGTS es dirigida hacia el volumen de descarga del edificio del reactor, reduciendo
al mínimo la liberación de material radiactivo a nivel del suelo.
4.3-21
4.3.3 Descripción De Componentes
4.3.3.1 Ventiladores De Descarga (Figura 4.3-2)
Son ventiladores centrífugos, del 100% de capacidad cada uno, capaces de manejar un caudal
de 113.27 metros cúbicos por segundo. Ambos ventiladores reciben suministro eléctrico de
divisiones diferentes del sistema de reserva de potencia de corriente alterna.
4.3.3.2 Separador De Humedad
El separador de humedad es el primer elemento del tren de filtrado. Su propósito es el de
eliminar el rocío de agua, gotitas arrastradas por la corriente de aire, y neblina succionada en el
caudal a ser procesado. Está construido con paneles de fibra de vidrio, por lo que posee una
eficiencia del 99% en la remoción de partículas de agua entre 5 y 10 micrones o mayores. El
agua colectada fluye por gravedad hacia tubos de drenado que la conducen hacia el sistema de
desechos radiactivos líquidos.
4.3.3.3 Calentador Eléctrico
El flujo de aire procedente del separador pasa por un calentador eléctrico, capaz de disminuir la
humedad relativa a menos de 70%, evitando que la eficiencia del adsorbedor de carbón
disminuya, lo que ocurre cuando la humedad relativa es mayor al 70%.
4.3.3.4 Prefiltro
A la salida del calentador eléctrico se instala un prefiltro del tipo seco, de alta eficiencia, para
detener polvo atmosférico (85% en promedio), permitiendo extender la vida útil de los filtros
HEPA.
4.3.3.4 Filtro HEPA
Instalados antes y después del adsorbedor de carbón, se encuentran los filtros HEPA, que
poseen una eficiencia del 99.97% en la remoción de partículas de 0.3 micrones o mayores. El
filtro que precede al adsorbedor de carbón, impide que este último se cubra con partículas que
puedan disminuir su eficiencia. El filtro que sigue del adsorbedor es redundante del primer filtro
y evita la salida de virutas de carbón que pudieran desprenderse del adsorbedor.
4.3.3.6 Adsorbedor De Carbón
Corriente abajo del primer banco de filtros HEPA, se encuentra instalado el adsorbedor de
carbón. Este filtro adsorbe el yodo, y posee una capacidad de remoción mínima del 99.9% de
yoduros, con el 5% de yoduro de metilo (CH3I) cuando opera con una humedad relativa del
70%, y a 150 ºF.
El fenómeno de adsorción que ocurre en el adsorbedor de carbón, implica la adsorción de una
fase gaseosa (yodo y yoduro de metilo) en una fase sólida (el carbón). La adsorción de un gas
en una superficie sólida puede clasificarse en dos categorías: la adsorción física y la adsorción
química.
4.3-22
En la adsorción física, las moléculas de gas (adsorbato) se adhieren a la superficie sólida por
un período de tiempo, como consecuencia de las fuerzas intermoleculares de Van der Waals. El
nivel de energía del adsorbato influye en las interacciones moleculares entre el gas y el sólido.
Cuando este nivel de energía es suficientemente alto, la molécula de adsorbato se desprenderá
de la superficie del sólido, debido a que las fuerzas de Van Der Waals ya no son suficientes
para mantenerla adherida, por lo que la molécula será adsorbida y desadsorbida varias veces
antes de abandonar el filtro de carbón.
En contraste con la adsorción física, la adsorción química implica un cambio químico en el
adsorbato. La adsorción química puede ser realizada mediante el intercambio compartido de
electrones entre el adsorbente (el carbón) y el adsorbato (la fase gaseosa), o mediante la
formación de iones del adsorbato que sufrirán subsecuentemente otras reacciones químicas.
En el proceso de adsorción química , el adsorbato se encuentra relativamente inmóvil, ya que el
enlace químico que se establece es mucho mas fuerte que las fuerzas de Van der Waals.
El carbón sin tratamiento es efectivo en la remoción del yodo elemental en el aire. Sin embargo,
una cantidad significativa de yodo puede encontrarse en la forma de compuestos orgánicos,
como el yoduro de metilo (CH3I), el cual es producido por la reacción del yodo elemental con
compuestos orgánicos (lubricantes por ejemplo). La adsorción física del yoduro de metilo no
dura lo suficiente como para permitir un decaimiento sustancial del yodo radiactivo.
Afortunadamente, el carbón impregnado con yodo estable es muy efectivo para remover el
yoduro de metilo. El ion radiactivo I131 de la molécula de yoduro de metilo es separado mediante
la combinación de adsorción e intercambio iónico, como se describe en la ecuación siguiente:
KI127 + CH3 I131 --------> KI131 + CH3 I127
Tal reacción se realiza durante el estado adsorbido. La eficiencia de remoción depende de las
cantidades de yodo estable y yodo radiactivo presentes en el adsorbente.
4.3-23
4.3.3.7 Línea de Extracción Para Remover El Calor De Decaimiento.
Durante la operación de los trenes de filtrado, el caudal de aire resulta suficiente para remover
el calor de decaimiento de los adsorbedores de carbón. En el caso de que uno de los trenes
sea puesto en reserva mientras el otro continué en operación, el enfriamiento del adsorbedor
del tren en reserva se realiza mediante un pequeño caudal de aire conducido por una línea de
extracción. Este caudal debe ser capaz de mantener la temperatura del adsobedor del tren en
reserva a menos de 149 ºC.
4.3.4 Señales para Iniciación Automática de la Operación Del SGTS
En respuesta a cualquiera de las señales, ambos trenes del SGTS iniciarán automáticamente
su operación:
a) Alta presión en el pozo seco; (0.118 kg/cm )
b) Bajo nivel en la vasija del reactor; o (N2:-90.17cm)
c) Alta radiación en el ducto de descarga del sistema de ventilación del edificio del reactor (5
mR/h)
Las señales (a) y (b) son generadas por el sistema de protección del reactor, e indican una
posible falla en la frontera de presión del enfriador del reactor; la señal (c) es producida por el
sistema de monitoreo de las radiaciones de proceso (PRM), e indica una posible liberación no
controlada de material radiactivo.
Una vez recibida alguna de las señales anteriores ambos trenes del SGTS arrancan; los
calentadores eléctricos de ambos trenes son energizados, y las compuertas de los ductos de
aspiración de la contención primaria se abren. El sistema de ventilación del edificio del reactor
es disparado, cerrándose las compuertas de los circuitos de suministro y de escape, aislando al
edificio del reactor. Diez segundos después de energizarse los calentadores alcanzan las
condiciones nominales de operación, y se obtiene una humedad relativa menor al 70% en el
caudal de aire a procesar. Los reguladores de tiro instalados a la descarga de cada ventilador,
modulan el caudal de aire a 113.27 metros cúbicos por minuto. Ambos trenes pueden
arrancarse manualmente, desde el cuarto de control principal.
4.4-24
4.4 Sistema De Aislamiento de la Contención Primaria
El sistema de aislamiento de la contención primaria (PCIS: Primary Containment Isolation
System), está diseñado para evitar la liberación de material radiactivo por encima de los niveles
establecidos en el 10 CFR100, que pudiera ocurrir a través de las penetraciones de la
contención primaria ante el evento de un accidente en el que la integridad del encamisado del
combustible, o de la frontera de presión del enfriador del reactor se ha perdido. Este sistema
también evita daño al núcleo del reactor en el caso de roturas ocurridas fuera de la contención
primaria, en tuberías de proceso.
4.4.1 Bases De Diseño
El Sistema de Aislamiento de la Contención Primaria (PCIS) limita la liberación no controlada de
materiales radiactivos hacia el ambiente, iniciando el aislamiento oportuno de las líneas que
penetran la estructura de la contención primaria. El aislamiento ocurre siempre que el valor de
las variables vigiladas excede ciertos límites o puntos de ajuste prefijados.
Para vigilar aquellas variables que poseen una dependencia espacial, se proporciona un
número adecuado de sensores. El PCIS responde correctamente a las variables detectadas,
sobre el intervalo esperado de magnitudes y de la correspondiente rapidez de cambio.
El tiempo requerido para cerrar las válvulas de aislamiento del sistema de vapor principal
(MSIVs) específicamente, no deberá ser tan corto que provoque, ante su cierre repentino, daño
excesivo al encamisado del combustible o excesiva presión en la frontera del enfriador del
reactor. Esto asegura que la velocidad de cierre de las MSIVs es compatible con la capacidad
del RPS y de las válvulas de seguridad-alivio, de proteger el combustible y la frontera de presión
del enfriador del reactor. Para garantizar fiabilidad, el sistema está diseñado para que una falla
simple no provoque o impida un aislamiento automático; los sistemas que suministran potencia
al PCIS, están dispuestos para asegurar que la pérdida de un sólo sistema de suministro no
cause o impida un aislamiento automático.
Una vez que el sistema ha iniciado su operación, el aislamiento será realizado completamente,
y el retorno a operación normal después del aislamiento requerirá de acciones deliberadas del
operador. Existe la suficiente separación física y eléctrica de los canales de disparo, para evitar
que como consecuencia de fallas eléctricas, factores ambientales o eventos mecánicos,
disminuya la habilidad del sistema para responder correctamente. Los movimientos sísmicos no
disminuirán la capacidad de los sistemas que controlen el aislamiento de la vasija ni de la
contención para iniciar un aislamiento automático.
Finalmente es posible la verificación operativa de cada uno de los canales de disparo durante la
operación del reactor.
4.4.2 Descripción General (Figura 4.4-1)
El PCIS incluye los sensores, canales de disparo, circuitos lógicos, interruptores, mecanismos
actuadores de válvulas y válvulas que aíslan la contención, a la vasija del reactor, y líneas de
proceso especificadas. Las líneas mayores de proceso son aisladas automáticamente cuando
se recibe una señal de disparo. Las válvulas en otras líneas de proceso pueden cerrarse
4.4-25
mediante control remoto desde el cuarto de control, cuando es apropiado, o invirtiendo el flujo
en dirección contraria a la normal siendo detenido por las válvulas de no retorno (check), las
cuales actúan entonces como válvulas de aislamiento. Existen tres clases de válvulas de
aislamiento, dependiendo del grado en el que sus tuberías de proceso asociadas penetren a la
barrera de proceso del sistema nuclear.
Las válvulas clase A se encuentran en tuberías que penetran la contención primaria y la vasija
del reactor. En tales líneas se proporcionan generalmente dos válvulas de aislamiento, una
dentro y otra fuera de la contención primaria.
Las válvulas clase B están en tuberías que penetran la contención primaria y están abiertas al
volumen encerrado por dicha contención. Se requieren dos válvulas de aislamiento ambas
instaladas fuera de la contención primaria. Para estas líneas, la tubería entre las válvulas y el
pozo seco está reforzada para resistir las mismas condiciones que el pozo seco.
Las válvulas clase C están en tuberías que penetran la contención primaria, pero que no están
abiertas a la vasija ni a espacios libres; se requiere de una válvula de aislamiento por cada una
de estas líneas.
La descripción de las clases anteriores es solamente orientadora. Cuando el tipo o el número
de válvulas requeridas puedan interferir con la operación de un sistema, se utilizan
componentes alternativos. Con el fin de cubrir los objetivos de seguridad, las válvulas de las
clases A y B cierran automáticamente al recibir señal de disparo. Se proporcionan dos sistemas
de disparo y dos sistemas independientes de suministro de energía. Las válvulas mayores
están provistas de dos medios independientes para cierre, en caso de una falla eléctrica total.
4.4.3.1 Sensores
Los sensores son dispositivos de medición para ciertos flujos, temperaturas, presiones, niveles
de líquido, etc., que son parámetros importantes de la central y del reactor, y por lo mismo
requieren ser vigilados. Cada parámetro importante es monitoreado por cuatro instrumentos
separados, dispuestos siguiendo la lógica de uno de dos, dos veces.
4.4.3.2 Sistema De Disparo
Los sistemas de disparo para la mayoría de las válvulas de las clases A y B están diseñados
para ser redundantes, y para permitir su operación, aún cuando para propósitos de prueba
estén puenteados ("bypass"). Cada válvula de aislamiento, o cada grupo de válvulas activadas
conjuntamente, son controlados por dos sistemas de disparo. Ambos sistemas deben ser
disparados para iniciar el cierre de las válvulas.
4.4.3.3 Actuadores de las válvulas
Los actuadores de las válvulas están diseñados para soportar las condiciones ambientales que
ocurrirían durante un accidente postulado, asegurando el cierre de las válvulas aún cuando
fallen los sistemas de suministro de potencia eléctrica. Las válvulas de la clase A deben cerrar
rápidamente ante la presencia de una señal de iniciación, ya que forman parte de la barrera de
contención asociada directamente a la vasija del reactor. En la mayoría de los casos, una
velocidad de cierre de 30.5 cm/seg es adecuada para cubrir los requisitos de aislamiento de las
válvulas clase B, debido al aumento en el tiempo que necesitan los productos de fisión para
4.4-26
alcanzar la atmósfera de la contención partiendo de la barrera de proceso del sistema nuclear.
Las válvulas clase C son cerradas manualmente desde el cuarto de control.
Las válvulas de no retorno (check) son utilizadas en varias ocasiones para realizar función de
aislamiento, las válvulas de no retorno verificables pueden abrirse por medio de sus actuadores
neumáticos solamente cuando la diferencia de presión a través de la válvula sea cercana a
cero. El actuador no puede cerrar la válvula contra el flujo en dirección normal, ni evitar que la
válvula cierre cuando el flujo es en dirección inversa.
4.4.4 Señales y Grupos de Aislamiento
Existen muchas señales que pueden causar el cierre de algunas válvulas de aislamiento. Estas
señales van desde bajo nivel de agua en la vasija del reactor, hasta alta radiación en línea de
vapor. Se han designado ocho grupos de válvulas de aislamiento, de tal manera que cada
grupo de válvulas iniciará su cierre al recibir un conjunto específico de señales. Tales señales y
grupos se listan a continuación.
Grupo 1:
- Válvulas de Aislamiento del Sistema de Vapor Principal (MSIVs)
- Válvulas de Drenado de las líneas de Vapor Principal (MSLDs)
Señales:
. Muy Bajo Nivel en Vasija (N2: -90.17 cm)
. Alta Radiación en líneas de Vapor Principal (3 veces lo normal)
. Baja Presión en la Vasija (menos de 60.5 kg/cm2 con SMR en
"MARCHA")
. Alto flujo en líneas de Vapor Principal (140%)
. Alta temperatura en el túnel de vapor (mayor a 74ºC)
. Alta DT en líneas de Vapor Principal (DT > 33.3 ºC)
. Bajo vacío en el Condensador (< de 216 mmHg vacío)
. Alta temperatura en zona de líneas de vapor principal del edificio de la turbina.
Grupo 2:
- Válvulas de aislamiento en:
- Líneas de drenajes en pozo seco
- Sistema de recombinadores de H2
- Purga y Venteo del pozo seco (PVP)
- Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustible (FPCC)
- Monitoreo de la contención primaria
- Control de Gases Combustibles
- Aire de Instrumentos de la Contención (CIA)
- Aire de Servicios de la Contención (CAS)
- Remoción del Calor Residual (RHR) modo condensación de vapor.
- Inicio SGTS
Señales:
. Muy Bajo Nivel (N2: -90.17 cm) en vasija
. Alta Presión en pozo seco (0.118 kg/cm2 o mayor)
Grupo 3:
- Purga y Venteo del Pozo Seco (PVP)
- Sistema de Suministro de Nitrógeno (CNI)
Señales:
. Muy Bajo nivel en la vasija (N2: -90.17 cm)
4.4-27
. Alta Presión en pozo seco (0.118 kg/cm2 o mayor)
. Alta Radiación en descarga de ventilación del edificio del reactor (mayor a 5
mR/hr)
Grupo 4:
- Muestreo del Agua del Reactor.
Señales:
. Muy Bajo nivel en la vasija del reactor(N2:-90.17 cm)
. Alta Radiación en líneas de vapor principal (3 veces lo normal)
Grupo 5:
- Sistema de Limpieza del Agua del Reactor (RWCU)
Señales:
. Muy Bajo nivel en vasija del reactor(N2:-90.17cm)
. Alto flujo diferencial en RWCU (2.2 litros/seg o >)
. Alta temperatura en área del RWCU (mayor a 83 ºC)
. Alta DT en ventilación del área del RWCU(DT>61.1ºC)
. Alta DT en área de intercambiadores (DT > 50 ºC)
. Alta temperatura a la salida del intercambiador de calor no regenerativo (mayor
a 60 ºC)
. Iniciación del sistema de reserva de control por veneno líquido (SLC)
4.4-28
Grupo 6:
- Sistema de Remoción del Calor Residual (RHR) modo de Enfriamiento en
Parada.
- Sistema de Sonda Viajera para Calibración (TIP)
Señales:
. Bajo Nivel en vasija (N3: 31.75cm)
. Alta Presión en pozo seco (0.118kg/cm2 o mayor)
. Alto flujo en RHR (con DP > 0.22 kg/cm2 )
. Alta Presión en la vasija (mayor a 10.15kg/cm2 )
. Alta temperatura en intercambiadores de calor del RHR (mayor a 88 ºC)
. Alta diferencia de temperatura en área de equipo del RHR (mayor a 58.8ºC lazo
B y mayor a 53.3 ºC lazo A)
Grupo 7:
- Sistema de Enfriamiento del Núcleo con el Reactor Aislado (RCIC)
- RHR/RCIC (Modo de Condensación de Vapor)
Señales:
. Alto flujo de vapor en RCIC (DP > 0.92kg/cm2)
. Baja presión de vapor en RCIC (menor a 4.5 kg/cm2)
. Alta presión en el diafragma de descarga de la turbina del RCIC (mayor a 0.7
kg/cm2)
. Alta temperatura en área de equipo del RCIC (mayor a 79 ºC)
. Alta DT en área de equipo del RCIC(mayor a 58.3 ºC)
. Alta temperatura en túnel de vapor al RCIC (mayor a 58.8 ºC)
. Alto flujo de vapor RHR/RCIC (DP > 0.08kg/cm2)
. Alta presión en pozo seco (0.118 kg/cm2)
. Alta temperatura en el túnel de Vapor Principal
Grupo 8:
- Sistema de Enfriamiento Nuclear en Circuito cerrado (NCCW), aislamiento de
cargas no esenciales.
- Sistema de Remoción del Calor Residual (Drenes de intercambiadores de calor,
y línea de prueba del modo de enfriamiento de la alberca de supresión.
Señales:
. Muy bajo nivel en vasija (N1: -313.7cm)
. Alta presión en pozo seco (0.118 kg/cm2 o mayor)
Las válvulas de todos los grupos anteriores también pueden activarse en forma manual, desde
el cuarto de control principal.
4.1-29