Repositorio Institucional de la Universidad Veracruzana

UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA
“CONDENSADOR, EYECTORES Y BOMBAS
MECÁNICAS EN VACÍO EN UNA CENTRAL
NUCLEOELÉCTRICA”.
MONOGRAFÍA
Que para obtener el título de:
INGENIERO MECÁNICO ELECTRICISTA
PRESENTA:
OMAR IVÁN SEGOVIA JÁCOME
DIRECTOR:
DR. RENÉ CROCHE BELIN
XALAPA, VER.
AGOSTO 2011 DEDICATORIAS.
A DIOS:
Gracias, porque sin ti no soy nada ni nadie. Porque sé que estás conmigo en todo momento.
Gracias padre mío porque aunque sé que gran parte depende de mí, de nada valdría mis más grandes
esfuerzos si tu no estuvieras a mi lado.
A MIS PADRES:
ABEL SEGOVIA CÁZARES
GUADALUPE JÁCOME MALDONADO
Gracias por estar a mi lado desde que llegue a este mundo, porque han sido la clave en todos mis
logros tanto profesionales como personales. También gracias por que han sabido corregir mis errores a la
vez que han sido mis mejores amigos. Y sobre todo gracias por formar a una persona de bien, de trabajo y
de lucha. Espero poder corresponder de la misma manera a ustedes dos, gracias.
A MIS HERMANOS:
ABEL SEGOVIA JÁCOME.
GUILLERMO SEGOVIA SÁNCHEZ.
EDNA FERNANDA SEGOVIA IBAÑEZ.
Gracias porque con su apoyo he podido alcanzar mis metas. Gracias a mi hermano Abel porque es
un ejemplo viviente de lucha, de trabajo y de fortaleza. Gracias al más pequeño de mis hermanos porque es
mi inspiración para superarme día con día y siempre darle un buen ejemplo. Gracias a mi hermana porque
me ha enseñado que aunque estemos lejos, siempre seguiremos siendo hermanos en las buenas y en las
malas.
A MIS ABUELOS:
GUILLERMO SEGOVIA MALDONADO
EDUARDO SERGIO JÁCOME DÍAZ
Y
Y
MARÍA EUGENIA CÁZARES ORTEGA
MARÍA DEL CARMEN MALDONADO MELGAREJO
Gracias a mi abuelo Guillermo porque todo lo que soy ahora se lo debo a él. Porque no solo se
preocupo por trabajar duro todos los días, sino que también se preocupo por ser ejemplo para sus hijos y
nietos. Gracias a mi abuela Gena porque trabajo incansablemente por su familia y sobre todo, porque
siempre se preocupo por mí ofreciendo los más grandes y sabios consejos que la experiencia le ha dado.
Gracias a mi abuelo Sergio porque en donde quiera que esté, sé que me cuida. Gracias a mi abuelita
Carmen porque ha estado conmigo en momentos difíciles y porque sé que con su bendición puedo seguir
luchando en esta vida.
A LIZETH HERNANDEZ CASTIZO:
Gracias por darme todo el apoyo que necesitaba en esos momentos difíciles, en los cuales me
sentía tan pequeño en este mundo. Gracias por estar a mi lado y por darme palabras de aliento siempre.
Gracias por entenderme en mis momentos de desesperación. Gracias de corazón.
A MIS COMPAÑEROS:
SELENE FERNANDEZ LARA
CESAR VIVEROS VIVEROS
JUAN LUIS ORTEGA
FRANCISCO PENSADO ABREGO
FRANCISCO DIEGO RODRIGUEZ
CARLOS
CASTAÑEDA
HERNANDEZ
MANUEL GOMEZ PARRA
Gracias a mis amigos y compañeros porque juntos superamos desvelos, retos y dificultades
adversas.
A MIS MAESTROS:
Gracias por su paciencia y sobre todo gracias por tomarse el tiempo para resolver alguna
duda que rondaba en mis pensamientos.
AL DR. RENE CROCHE BELIN mi director de tesis, que me ayudo a revisar y corregir este
trabajo con lo que me sentí apoyado en todo momento. Sus correcciones y sugerencias han sido pieza
fundamental en el desarrollo de la monografía por lo que estoy sumamente agradecido con él.
AL MTRO. SIMON LEAL ORTIZ Y AL DR. JORGE LUIS ARENAS DEL ANGEL
que colaboraron en la revisión y corrección de mi tesis. Muchas gracias por su apoyo.
A LA FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA , que me formó en el
ámbito profesional con lo que me siento preparado para enfrentar los retos de la vida laboral con la
responsabilidad de llevar el nombre de mi universidad en lo más alto.
“HAY UNA FUERZA MOTRIZ MÁS PODEROSA
QUE EL VAPOR, LA ELECTRICIDAD Y LA
ENERGÍA ATÓMICA: LA VOLUNTAD”.
Albert Einstein (1879-1955).
ÍNDICE
INTRODUCCIÓN.
1
CAPÍTULO 1 INTRODUCCIÓN A LA OBTENCIÓN DE ENERGÍA NUCLEAR
4
1.1 INTRODUCCIÓN.
4
1.2 CONCEPTOS BÁSICOS.
5
1.2.1 Cronología del estudio del átomo.
5
1.2.2 Propiedades eléctricas del átomo.
14
1.2.3 Estructura atómica.
17
1.2.4. Isótopos.
18
1.2.5. Masa y energía.
18
1.3 PROCESOS NUCLEARES.
20
1.3.1 Fusión nuclear.
21
1.3.2 Fisión nuclear.
23
1.4 RADIACTIVIDAD.
25
1.4.1 Radiación natural.
27
1.4.2 Radiación artificial.
29
1.5 PROCESOS DE DECAIMIENTO.
30
1.5.1 Decaimiento alfa (α).
31
1.5.2 Decaimiento beta (β).
31
1.5.3 Decaimiento gamma (Ɣ).
32
1.6 PROTECCIÓN RADIOLÓGICA.
33
1.6.1 Exposición.
34
1.6.2 Dosis absorbida (D).
34
1.6.3 Dosis equivalente (H).
34
1.6.4 Razón de dosis.
35
CAPÍTULO 2 REACTORES Y NUCLEOELECTRICIDAD.
36
2.1INTRODUCCIÓN.
36
2.2 PLANTAS NUCLEOELÉCTRICAS.
38
2.2.1 Anteproyecto para la construcción de las centrales nucleoeléctricas.
38
2.2.2 Autorización para la operación de una planta de potencia nuclear.
38
2.3 ASPECTOS ECONÓMICOS EN LAS CENTRALES NUCLEARES.
42
2.3.1 Costos fijos sobre inversión capital.
43
2.3.2 Costos de combustible.
43
2.3.3 Costos de operación y mantenimiento.
44
2.4 TECNOLOGÍA DE REACTORES.
2.4.1 Combustible.
44
44
2.4.1.1 Extracción del mineral.
45
2.4.1.2 Enriquecimiento del Uranio.
46
2.4.1.3 Elementos cerámicos de combustible.
48
2.4.1.4 Varillas de combustible.
48
2.4.1.5 Ensambles de combustible.
49
2.4.1.6 Recuperación y confinamiento del combustible gastado.
50
2.4.2 Moderador.
51
2.4.3 Refrigerante.
52
2.4.4 Material de control.
54
2.5 REACTOR NUCLEAR.
55
2.6 CICLOS DE POTENCIA.
56
2.7 DISEÑO Y SEGURIDAD.
61
2.8 TIPOS DE REACTORES.
68
2.8.1 Reactores de agua ligera a presión o PWR.
69
2.8.2 Reactores de agua ligera en ebullición o BWR.
70
2.8.3 Reactores de agua pesada a presión o PHWR.
74
2.8.4 Reactores enfriados por bióxido de carbono y moderados
por grafito GCR.
2.8.5 Reactores rápidos de cría enfriados por sodio o LMFBR.
75
77
CAPÍTULO 3 CONDENSADOR, EYECTORES Y BOMBAS MECÁNICAS EN VACÍO.
79
3.1 INTRODUCCIÓN.
79
3.2 FUNCIONES DEL CONDENSADOR.
81
3.3 CRITERIOS DE DISEÑO.
81
3.3.1 Criterios de diseño referentes a la función.
81
3.3.2 Criterios de diseño referentes a la seguridad.
82
3.4 DESCRIPCIÓN GENERAL.
3.4.1 Condensador principal.
83
83
3.4.1.1 Agua de circulación.
83
3.4.1.2 Vapor.
84
3.4.1.3 Condensado.
85
3.4.1.4 Gases no condensables.
86
3.4.1.5 Toma de muestras.
87
3.4.1.6 Aportaciones al condensador de distintos sistemas.
88
3.4.2 Sistema de remoción de aire del condensador (AR).
90
3.4.2.1 Equipo mecánico de vacío del condensador.
91
3.4.2.2 Eyectores de aire del condensado.
93
3.4.2.3 Relación con otros sistemas.
94
3.5 DESCRIPCIÓN DE COMPONENTES.
98
3.5.1 Condensador principal.
98
3.5.2 Sistema de evacuación de gases del condensador.
100
3.5.2.1 Bombas mecánicas de vacío.
100
3.5.2.2 Eyectores de aire.
100
3.5.2.3 Condensadores de eyectores de aire.
102
3.6 ALARMAS EN BB-12 Y BB-13.
104
3.6.1 Alarmas en CCP (panel BB-12).
104
3.6.2 Alarmas en CCP (panel BB-13).
107
3.6.3 Pérdida del vacío del condensador.
110
3.6.4 Señal de aislamiento.
111
3.6.5 Señal de aislamiento del sistema AR.
111
3.8 MODOS DE OPERACIÓN.
111
3.8.1 Puesta en marcha.
111
3.8.2 Operación normal.
112
3.8.3 Paro del sistema.
112
Conclusiones
116
Referencias
117
Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” INTRODUCCIÓN
La energía es el combustible vital de la sociedad moderna, entonces ¿qué sería de
nuestras vidas sin ella? Simplemente es imposible imaginar nuestro mundo sin energía.
En gran medida todo lo que conocemos como es el caso de las telecomunicaciones, el
transporte e incluso la cultura dependen del desarrollo energético. A manera de ejemplo,
el internet tal como lo conocemos hoy en día nunca se hubiera creado sin energía
eléctrica, lo que habría sido un gran retroceso para la humanidad.
En la actualidad nos encontramos con un apetito insaciable por los energéticos. A
partir de la revolución industrial el hombre comienza una carrera hacia la modernidad, la
cual no hubiera sido posible sin recursos energéticos. De ahí la importancia de buscar
nuevas opciones para generarla de manera eficiente, confiable, rentable y sobre todo
teniendo en mente el cuidado de nuestro medio ambiente. Es verdad que existen distintos
medios para obtenerla, pero no siempre se cumple con los requisitos anteriormente
mencionados. Por una parte, los combustibles fósiles han sido la base energética en la
industria del hombre moderno, pero no hay que perder de vista que se trata de
energéticos no renovables por lo que llegará el día en que la oferta no cubra la demanda
que se requiere. Otro punto importante que se presenta al obtener energía de dicha
manera, es que los procesos con hidrocarburos involucran oxígeno lo que trae como
consecuencia gases de efecto invernadero, siendo esta última una de las principales
causas de los cambios climáticos que enfrenta nuestro planeta. En lo que respecta a las
alternativas energéticas renovables, se han logrando avances importantes en este campo,
pero aun están lejos de convertirse en el sustento que requiere la industria actual. Aquí es
cuando la energía nuclear entra en juego ya que es un medio tecnológico que permite
extraer porciones grandes de energía a un bajo costo, pero lo más importante es que la
energía nuclear no produce los nocivos gases de efecto invernadero lo que la convierte en
una fuente de amigable al ecosistema, así como renovable.
1 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Cuando se habla de energía nuclear en nuestro país, es crear polémica y debate
debido a la desinformación que se tiene sobre el tema. Resulta fácil para la gente
relacionar a las plantas nucleoeléctricas con desastres naturales o peor aún, con
genocidios; pero es tarea del ingeniero hacerles ver que la obtención de energía mediante
las centrales nucleoeléctricas es una de las manera más eficientes y una de las
alternativas para cubrir nuestras necesidades como sociedad moderna.
Por lo antes mencionado además de carecer de un buen plan energético, México
tiene una sola nucleoeléctrica, la central de Laguna Verde. Cuenta con dos unidades
instaladas en operación. La primera unidad inició sus operaciones el 29 de Julio de 1990,
mientras que la segunda unidad comenzó el 10 de Abril de 1995. Originalmente este
proyecto tenía una capacidad de operación instalada de 675 MWe por unidad, pero en la
actualidad se están llevando a cabo mejoras a los sistemas para aumentar su eficiencia y
producción eléctrica.
De acuerdo a la OIEA (Organismo Internacional de Energía Atómica) hasta el 1 de
Abril del 2006 los países que más generan potencia eléctrica por medios atómicos son los
Estados Unidos de América, los cuales cuentan con 104 unidades en operación con lo
que generan alrededor de 99, 210 MW, seguido de Francia con 59 unidades y con una
generación de 63, 363 MW; en el tercer sitio está Japón que cuenta con 56 unidades y
una generación de 47, 839 MW. Es fácil observar que se trata de países desarrollados por
lo que su consumo energético es muy grande, así que recurren a este tipo de generación
energética para cubrir su gran demanda. En el caso particular de Francia es importante
resaltar que hablamos de un país que cuenta con pocos hidrocarburos por lo que la mayor
parte de su demanda la cubre por este medio.
Básicamente existen dos maneras de obtener potencia nuclear, por fisión nuclear y
por fusión nuclear.
2 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” A partir de elementos pesados como el Uranio o el Torio, la fisión nuclear es la
más utilizada en la actualidad debido al éxito obtenido por este método. Un aspecto
importante de la fisión nuclear es que al dividir el átomo, se puede obtener mucha más
energía calorífica de la que se obtiene por métodos químicos. En otras palabras de un
proceso nuclear de éste tipo se libera energía calorífica en un factor de millones de veces
más que al utilizar métodos convencionales. Para el caso de la fusión nuclear, se utilizan
como materia prima elementos ligeros como el Tritio y el Deuterio. Para la fusión nuclear
se dificulta la obtención de energía ya que aún se tiene poco control en dicho proceso,
debido a problemas técnicos y de diseño.
La monografía está diseñada para abordar los aspectos generales que modelan a
las centrales nucleoeléctricas, para posteriormente ir al tema central de la misma, que es
el sistema de condensación del reactor BWR.
En el primer capítulo de la monografía se hará un recuento de los diferentes
sucesos que le permitieron a la ciencia descubrir el papel importante que representa la
energía nuclear. Se comenzó por entender la manera en que se encuentra constituida la
materia del universo, pero lo que en realidad sucedió fue una revolución en el
pensamiento científico que derivó en nuevas aplicaciones para las diferentes ramas de la
ciencia, como en la medicina (oncología), en la ingeniería (energéticos), en la astrofísica;
mejorando la calidad de vida de la humanidad.
El segundo capítulo habla de los diferentes procesos que involucran a una central
nuclear, desde la extracción del mineral hasta los procesos tecnológicos que se requieren
para llevar a cabo la extracción segura de energía para posteriormente transformarla en
electricidad. También se explican las distintas configuraciones que tienen las centrales
nucleares en función a la tecnología que emplean.
En el tercer y último capítulo se trata el tema central de la monografía. Primero una
descripción general de los elementos que en conjunto forman paste del sistema de
condensado del vapor principal del reactor BWR. Las especificaciones de operación y de
diseño de los elementos de este sistema se describen a detalle. La relación que guarda el
sistema con otros sistemas del reactor para llevar a cabo la correcta operación de la
central nuclear.
3 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Capítulo 1: “Introducción a la obtención de la energía nuclear”.
1.1 Introducción.
El estudio del átomo nace como respuesta a la comprensión estructural de la
materia. Siglos antes de Cristo, en la antigua escuela griega se filosofaba sobre la
composición de las cosas creándose así distintas corrientes del pensamiento. Se creía
que absolutamente todo estaba constituido por cuatro elementos básicos los cuales eran
el fuego, aire, agua y tierra, pero años después la ciencia mediante el método
experimental no da crédito a esta afirmación por lo que es necesario crear un nuevo
concepto que satisfaga los resultados obtenidos. Los misterios del átomo se fueron
revelando a través de los años subsecuentes, hasta llegar al modelo actual, constituido
por partículas subatómicas como los protones, neutrones y electrones, que a su vez son
formadas por partículas elementales aún más pequeñas como los quarks, gluones, así
como distintas fuerzas que interactúan entre sí para formar la materia y la antimateria.
Conforme el pensamiento científico intenta resolver los paradigmas de la realidad
que llena nuestros sentidos, es necesario plantear nuevos métodos con el fin de ampliar
nuestra visión de campo y romper con pensamientos arraigados. Tal como sucedió en la
física clásica se llegó a un punto en el cual era imposible aplicar su teoría a la realidad en
escala atómica por lo que nace la física cuántica, esclareciendo algunos de estos
fenómenos. Dicha corriente crea nuevos conceptos lo que permite la comprensión del
átomo, así como la estrecha relación que guarda con la energía.
Se podría definir a grandes rasgos a la energía nuclear como la energía que
guarda el núcleo de un átomo. La humanindad ha ideado la forma de extraer dicha
energía de una fuente prácticamente ilimitada, por lo que fue necesario entender la
complejidad de la materia. De ahí que me haya dado a la tarea de hacer un recuento
cronológico de los distintos sucesos que han permitido al hombre desarrollar la tecnología
nucleoelectrica de manera confiable y sobre todo responsable.
4 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.2 Conceptos básicos.
1.2.1Cronología del estudio del átomo.
A través de la historia en la antigua escuela griega, durante el siglo V a.de C.
Leucipo tenía en mente un concepto de materia indivisible; él sostenía que si un pedazo
de materia era dividido en varias partes pequeñas llegaríamos a un punto en el que fuera
imposible su división, pero fue Demócrito quien formalizó tal concepto dándole el nombre
de átomo a esa pequeña porción de materia, que significa sin división. Demócrito en el
año 400 a. de C escribió:
“Los átomos son infinitos en números e infinitamente variados en su forma.
Chocan entre sí y los movimientos laterales y giros son los principios del universo.
Las variedades de todas las cosas dependen de las variedades de sus átomos en
número, tamaño y agregación. El alma consta de átomos redondos, lisos y finos
como los del fuego. Estos son los más móviles de todos. Penetran el cuerpo y en
sus movimientos se origina el fenómeno de la vida”(Blackwood y otros, 1965, p. 1).
Es verdad que los antiguos filósofos griegos se encontraban lejos de la verdadera
estructura física del átomo, pero es innegable que establecieron la base del pensamiento
que rige a la física atómica debido a que por primera vez se dejó de ver a la materia como
un todo. Posteriormente alrededor del siglo IV a. de C. Empédocles establece que la
materia se encuentra constituida por cuatro elementos básicos que son: agua, fuego,
tierra y aire con lo que se tiene un retroceso a la verdad.
Esta teoría es adoptada por el gran filósofo griego Aristóteles, quien afirma que la
materia está constituida por aquellos cuatro elementos con lo que creció su aceptación
entre los grandes pensadores de aquella época.
5 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Por los días de Sir Isaac Newton (1643-1727), el modelo del átomo era una
diminuta esfera, indestrutible y dura (Serway & Beichner, 2002, p.1356). Más tarde en el
año de 1803, John Dalton (1766-1844) publica una teoría atómica, que explicaba casi los
hechos conocidos. Dicho postulado demuestra que la materia está constituida por
pequeñas partículas llamadas átomos los cuales nos son variados en forma como
afirmaba Demócrito, sino más bien son únicos en especie. De esta manera Dalton por
medio de combinaciones químicas llega a la conclusión de que la combinación de dos
átomos crea una molécula, convirtiéndose en el primer científico que clasifica distintos
elementos como el hierro, cobre, fósforo, entre otros. Él mismo afirma que el átomo de
cada elemento es exactamente igual en sus propiedades físicas y químicas pero que
varía de acuerdo a los distintos materiales. Otro aporte importante es que establece el
concepto de compuesto definiéndolo como la unión de átomos de diferentes elementos
(Blackwood y otros, 1965, pp.2-3).
Más tarde deacuerdo a él físico italiano Avogadro (1811), existe una inconsistencia
en los postulados de Dalton ya que había confundido los átomos con las moléculas;
Dalton creía que una molécula simple de oxígeno era idéntica a un átomo por lo que
Avogadro sugirió que la unión de varios átomos formarían moléculas haciendo la distición
entre ambos conceptos. El 14 de Julio de ese mismo año postula la célebre ley de
Avogadro (por estar por estar debidamente comprobado), esclareciendo la confusión que
se tenían entre los átomos y las moléculas (Blackwood y otros, 1965, p.3). Dicha ley
afirma que volumenes iguales de un gas ideal a la misma presión y temperatura contienen
el mismo número de moléculas, independientemente del compuesto químico del que se
trate. Con esto se demuestra que un mol de un compuesto contiene siempre el mismo
número de moléculas y se llama número de LOSCHMIDT o número de Avogadro
(Bröcker & Bernhard, 1988, p.3).
NA= 6.02295 x 1023 mol-1
6 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para 1897, el físico ingles Joseph John Thomson influenciado por el trabajo de
Maxwell y los rayos X descubre al electrón mientras experimentaba con los rayos
catódicos. Sugiere un modelo atómico constituido por una nube en forma esférica de
carga positiva en la que se tienen incrustados electrones de carga negativa, semejante a
un panque con pasas. Con este modelo era posible explicar el tipo de carga de diversos
materiales, ya que se creía que de acuerdo al número de electrones un material era
mayormente positivo o negativo. Por otra parte se explicaba la formación de iones1 lo cual
ocurre cuando un átomo ha ganado o perdido electrones; si gana electrones tendrá carga
neta negativa, a este ion se le dio el nombre de anión. Para el caso en que el átomo
perdiera electrones se le dio el nombre de catión el cual tendrá su carga neta positiva
(Stoney, G.,1984, pp.418–420).
Ilustración 1.1 .Modelo atómico propuesto por J.J.Thomson 1
Ion: Es una partícula cargada eléctricamente constituida por un átomo o molécula que no es eléctricamente neutra.
7 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Más adelante para el año de 1911, Ernest Rutherford (1871-1937) junto con dos de
sus alumnos Hans Geiger y Ernest Marsden experimentan para conocer más acerca de la
estructura atómica. Dicho experimento consiste en hacer pasar un haz de partículas alfa
(α)2 de helio a través de una pantalla de plomo hacia una lámina delgada de oro, la placa
de plomo permite regular el número de partículas alfa provenientes de la fuente radiactiva
de polonio. En la parte posterior se tiene una pantalla de visualización hecha de sulfuro de
zinc. Los resultados de éste experimento fueron asombrosos ya que se pudo constatar
que las partículas alfa con carga positiva eran capaces de atravesar la hoja de oro;
algunas otras partículas se desviaron con un ángulo muy grande, e incluso algunas
cambiaron su trayectoria completamente dirigiéndose hacia atrás. Rutherford escribió:
“Fue con mucho el más increíble evento que me había sucedido en la vida. Fue
casi tan increíble como si usted disparara una pieza de artillería de 15 pulgadas
contra un pedazo de papel facial y que aquella regresara y lo golpeara.”
(Rutherford, 1911).
De acuerdo al modelo establecido por Thomson las desviaciones deberían de ser
pequeñas debido a que la hipótesis establecía que el conjunto de átomos y electrones
están repartidos de manera homogénea en toda la pieza de oro. Aun lado de que las
partículas alfa son grandes y viajan a una velocidad muy alta, las fuerzas eléctricas serían
muy débiles como para generar desviaciones como las que se obtuvieron en el
experimento. De esta manera Rutherford explicó sus resultados planteando un nuevo
modelo atómico, en donde la carga positiva del átomo se haya concentrada en una región
que era más pequeña que el átomo en sí. A dicha concentración la llamo “núcleo”
(Serway & Beichner, 2002, pp.1356-1357).
2
Las partículas alfa (α) son núcleos completamente ionizados, es decir, sin su envoltura de electrones correspondiente.
Estas partículas son muy pesadas, casi 8000 veces más que los electrones y 4 veces más que los protones. Al carecer de
-19
-27
electrones, contienen una carga positiva de 3.2 x 10 coulombs y una masa de 6.68 x 10 Kg.
8 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Por otra parte supuso que todos los electrones estaban en un volumen
relativamente grande afuera del núcleo.
Antes del descubrimiento del neutrón, se creía que el núcleo estaba conformado
por protones y electrones e incluso se llegó a pensar que algunos estaban constituidos
por partículas alfa. Se consideraba a la partícula alfa como la unión estable de cuatro
protones y dos electrones. En 1932 Chadwick descubre al neutrón y llega a la conclusión
de que los neutrones son partículas que no poseen carga detectable además de que su
masa es aproximadamente igual a la de un protón. Estas partículas integran casi la mitad
del núcleo (Chadwick, J. 1932, pp.692-708).
Ilustración 1.2 .Comparativo entre el modelo atómico de Thomson y Rutherford. En la parte superior resultados esperados de acuerdo al modelo de Thomson. En la parte inferior los resultados obtenidos con el nuevo modelo de Rutherford. 9 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” La importancia del modelo propuesto por Rutherford es el descubrimiento del
núcleo del átomo. No obstante este modelo presentó los siguientes inconvenientes:
1. ¿Cómo era posible que un conjunto de cargas positivas se mantenieran
unidas en un volumen tan pequeño? Rutherford trató de darle explicación
afirmando que los electrones giraban alrededor del núcleo en órbitas, tal
como los planetas giran alrededor del sol. Éste hecho llevó al
descubrimiento de la fuerza nuclear fuerte años después.
2. No es capaz de explicar las frecuencias de radiación electromagnética3
característica producida por los átomos; esto es, que de acuerdo a la
teoría electromagnética al estar sometidos los electrones a una
aceleración centrípeta giran a una frecuencia f y en consecuencia deberán
radiar ondas electromagnéticas de frecuencia f; razón por la cual conforme
radian energía el radio de su órbita disminuye de forma estable mientras
que su frecuencia aumenta ocasionando al electrón precipitarse al núcleo.
Ilustración 1.3 .Modelo de Rutherford. Se observa como los electrones giran alrededor del núcleo y la mayor parte del espacio está vacía.
3
La radiación electromagnética es una combinación de campos eléctricos y magnéticos oscilantes, que se propagan a
través del espacio a grandes velocidades transportando energía de un lugar a otro. 10 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Dichas inconsistencia dejan a la vista las limitantes de la mecánica clásica, al no
ser capaz de explicar algunos de estos fenómenos por lo que se creó una nueva corriente
científica conocida como mecánica cuántica.
Max Planck (1985-1947) estableció los principios de éste pensamiento científico al
introducir el término “cuanto de acción”, con lo que estableció que los electrones se
encuentran en diferentes estados cuánticos haciendo posible contabilizar la energía de
cada orbital (Serway & Beichner, 2002, p.1293).
Más adelante Niels Bohr (1913) estudia exclusivamente al hidrógeno debido a que
se trata del elemento más sencillo y postula que la teoría de la radiación clásica no se
cumple para modelos de tamaño atómico, con la finalidad de superar las interrogantes
que presentaba el electrón clásico como por ejemplo: que pierde energía de manera
continua. La teoría de Bohr describe el movimiento circular de un electrón en torno al
núcleo bajo la influencia de la fuerza de atracción de Coulomb. Afirma que solo ciertas
orbitas son estables por lo que no se emite ninguna radiación electromagnética
ocasionando que la energía permanezca constante haciendo posible aplicar la mecánica
clásica (Serway & Beichner, 2002, pp.1357-1358).
Por otro lado aplicando el concepto del fotón4 de Einstein, hay cierta radiación que
se emite cuando el electrón cambia de estado cuántico. Sucede cuando el electrón salta
de un nivel energético mayor a uno inferior liberando energía por medio de un fotón. De
esta manera la frecuencia emitida por el cambio de nivel energético es independiente de
la frecuencia del movimiento orbital del electrón.
4
Fotón: Es la partícula portadora de todas las formas de radiación electromagnéticas como los rayos gamma, rayos X, etc.
por lo que es la principal responsable de las manifestaciones cuánticas del fenómeno electromagnético.
11 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 1.4 .Modelo atómico del físico danés Niels Bohr
El mayor éxito del modelo de Bohr radica en que fue capaz de responder al
espectro de emisión del hidrógeno, aunque por otra parte también se tenían ciertas fallas
como la condición de cuantización. Bohr encontró que el momento angular del electrón es
h/2π por un método que no puede justificar. La idea de Bohr funcionaría de manera
precisa para describir el comportamiento del hidrógeno pero al aplicarlo a espectros de
otros elementos con electrones ubicados en un nivel energético similar, se tenían
pequeñas diferencias energéticas; por lo que era necesario corregir el modelo.
Ilustración 1.5 .Línea espectral del hidrógeno
12 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para 1916, Arnold Sommerfeld modificó el modelo atómico de Bohr, en el cual los
electrones no sólo giraban en órbitas circulares, al decir que también podían girar en
órbitas elípticas más complejas y calculó los efectos relativistas (Serway & Beichner,
2002, p.358).
Más tarde en 1924 el físico francés Louis de Broglie teoriza que los fotones tienen
características de onda y de partícula por lo que quizá todas las formas de materia tienen
ambas características. Una idea revolucionaria que no fue aceptada a falta de tecnología
que respaldara dicha afirmación, pero que sin embargo abrió la posibilidad de replantear
el modelo establecido por Bohr (Broglie, 1924).
Así pues, en 1926 Erwin Schrödinger se aparta de la concepción de que los
electrones son diminutas esferas con carga girando alrededor del núcleo por lo que
describe al electrón como una función de onda con lo que propone subniveles
energéticos, incorporando órbitas elípticas y correcciones relativistas. Es importante
aclarar que este nuevo modelo no es sino una continuación del modelo de Borh ya que
únicamente explica la estructura electrónica del átomo y su interacción electrónica con
otros elementos pero que sin duda alguna ayudo a entender el comportamiento de los
distintos elementos atómicos (Serway & Beichner, 2002, pp.1358-1359).
13 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.2.2 Propiedades eléctricas del átomo.
El siguiente punto trata sobre la naturaleza eléctrica que guarda el átomo. Se
podría decir que los primeros pasos se dieron alrededor del año 585 a de C. cuando el
filósofo griego Tales se opuso a la idea de que la atracción de objetos livianos por el
ámbar después de ser frotado, era de origen sobrenatural. Veintidós siglos más tarde el
médico de la corte de la reina Elizabeth, William Gilbert descubre que existen otras
sustancias que parecen comportarse como el ámbar nombrandolas electrizadas, término
que se deriba de la palabra electrón lo que significa ámbar en griego. Para 1785 el
ingeniero militar francés Charles Auguste Coulomb se convierte en el primero en
cuantificar este fenómeno, mediante la balanza de torsión (Blackwood y otros, 1965, p.
27).
Benjamin Franklin propone una teoría atómica para establecer el concepto de
electricidad. Suponía que en todos los objetos había un fluido eléctrico o fuego eléctrico
por lo que cuando una materia se encontraba cargada positivamente era el resultado de
tener un flujo eléctrico interno en grandes proporciones, mientras que se conservaría
negativo al carecer de dicho fluido. En la siguiente cita es fácil observar que Franklin
percibía a las cargas eléctricas como atómicas:
“La materia eléctrica consta de partículas extremadamente sutiles ya que
puede atravesar la materia común, aun la más densa, con tal libertad y
facilidad como si no hallara ninguna resistencia apreciable.”
14 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Esta teoría estableció la hipótesis de que la materia que carece del fluido eléctrico
se repele así misma esclareciendo algunas incógnitas que giraban en torno a la
electricidad (Blackwood y otros, 1965, pp. 27-28).
El primer experimento de la naturaleza atómica de la electricidad se llevó a cabo
por el año de 1833 por Faraday estableciendo las leyes fundamentales de la electrólisis5
(Blackwood y otros, 1965, p. 28):
1. El cambio químico producido en la electrólisis es proporcional a la carga de
electricidad que pasa por la celda.
2. La carga requerida para depositar o liberar una masa m viene dada por la ley de
Faraday o ley de inducción electromagnética.
Durante el último cuarto del siglo XIX se obtuvieron datos precisos sobre el
electrón gracias a los grandes avances en el estudio de la electricidad conducida a través
de los gases. Toda esta serie de experimentos llevaron al investigador Wilhelm Röntgen
(1845-1923) al descubrimiento de los rayos X en 1895 (Serway & Beichner, 2002, pp.
1228-1229). Se podría decir que este descubrimiento fue tan importante para los físicos
como el telescopio lo fue para los astrónomos ya que por primera vez los investigadores
fueron capaces de ionizar un gas sin tener que hacer pasar una descarga eléctrica por el
mismo gas, haciendo al estudio de los iones más fácil y preciso.
Más tarde para el año de 1906 Robert Millikan (1868-1953) junto a Harvey Fletcher
realizan una serie de experimentos con lo que en 1909 mediante aparatos simples junto a
leyes fundamentales previamente establecidas determinan con un cierto margen de error
la constante de la carga del electrón.
5
Electrólisis es un proceso químico en el cual separan los elementos que integran a un compuesto por medio de la
electricidad.
15 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Dicho experimento consiste en hacer pasar una gota de aceite previamente
pulverizada a través de un orificio hacia el centro de dos placas metálicas separadas a
cierta distancia y conectadas previamente a una batería; con la ayuda de un interruptor es
posible crear un diferencial de potencial entre ambas placas, de esta manera con la ayuda
de una lámpara de arco se ilumina la gota de aceite con lo que se observaba en un
microscopio el movimiento que tiene la gota. Cuando el interruptor abre el circuito, el
diferencial de potencial es igual a cero por lo que la partícula de aceite está sometida
únicamente a la fuerza gravitacional (Fg) y al rozamiento del aire (Fa). Por el contrario,
cuando el interruptor se encuentra en la posición de abajo se cierra el circuito, creándose
un voltaje con lo que la partícula es impulsada hacia arriba por una fuerza electroestática
(Fe) hacia la placa positiva, siempre y cuando esta sea mayor que la fuerza Fg. Utilizando
un cronómetro se llega a la conclusión de que la velocidad a la que se mueve la gota
hacia la parte superior es constante abriendo la posibilidad de calcular la carga del
electrón (qe)6 (Blackwood, 1965, pp.29-32).
Atomizador de aceite Batería de alto voltaje Microscopio Rayos X Ilustración 1.6 .Experimento de Millikan y Fletcher
6
-19
La carga del electrón se calculó en un valor de 1,592.10 C. A partir de 2008, el valor aceptado para la carga elemental
-19
8
es 1,602176487|(40).10 C, donde el 40 indica incertidumbre en las dos últimas cifras.
16 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.2.3 Estructura atómica.
Durante años los avances científicos han profundizado sobre la estructura del
átomo y como interactúa en la naturaleza. Con el modelo atómico establecido por
Rutherford se llega a la conclusión de que el átomo no es indivisible ya que está
conformado a su vez por partículas subatómicas. El núcleo atómico representa el 99.99 %
del átomo. La unión de protones con neutrones lo constituye, asegurando su estabilidad.
A estas partículas se les conoce como nucleones.
A continuación se muestra un desglose de las partículas que conforman al átomo
junto a su descripción:
Los protones (p): tienen una masa de 1.6762 x 10
-27
kg aproximadamente unas
1837 veces mayor que la del electrón. Contiene una carga positiva 1.602 176 487 x10–19
C. Estudios han encontrado que la vida media de un protón es de alrededor 1035 años. En
la actualidad se sabe que se componen de dos quarks7 arriba y un quark abajo, los cuales
también están unidos por la fuerza nuclear fuerte mediada por gluones8. El equivalente en
antimateria del protón se le conoce como antiprotón (p+), pero es importante resaltar que
este último no se encuentra en el núcleo ya que solo se conserva en el vacío.
Los neutrones (n): carecen de carga. Están formados al igual que los protones por
dos quarks abajo y uno arriba por lo que su masa es similar a la del protón. Una de las
principales características radica en que son inestables fuera del núcleo llegando a tener
una vida media de 15 minutos llegando a desintegrarse formando un protón, un electrón
negativo. Los neutrones aseguran la estabilidad en el núcleo atómico.
7
Los quarks: son partículas fundamentales subatómicas que forman la materia y es considerada como la más pequeña que
el ser humano ha sido capaz de identificar. Estas partículas son las únicas capaces de interactuar con las cuatro fuerzas
fundamentales: la gravedad, nuclear débil, nuclear fuerte y el electromagnetismo.
8
El gluon: es una partícula fundamental que carece de masa y carga por lo que es parecida al fotón; interactúa con la
fuerza nuclear fuerte.
17 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Los electrones (e): tienen una masa de 9.11 x 10-28 gramos, pequeña en
comparación con los nucleones. Son los responsables de generar la corriente eléctrica,
para generarla dependen del elemento o compuesto del que se trate ya que en función de
ello se necesitará mayor o menor energía para que la electricidad fluya. Interactúan con
tres fuerzas fundamentales, la gravedad, el electromagnetismo y la fuerza nuclear débil.
Estas partículas desempeñan un papel primordial en la química ya que definen la
atracción entre los átomos. El positrón es la antimateria correspondiente al electrón,
cuando se genera busca la manera de aniquilarse al colisionar con el electrón, por lo que
tiene una vida relativamente corta; del choque de estas partículas se desprende un fotón.
1.2.4 Isótopos.
La definición concreta de los isótopos es que son elementos idénticos
químicamente pero con diferente peso atómico; es decir, que se trata de átomos de un
mismo elemento los cuales contienen en sus núcleos distinto número de neutrones. En la
naturaleza existen más de mil isótopos de los elementos conocidos, solo 320 existen en la
naturaleza de los cuales aproximadamente 40 son inestables y radiactivos; esto sucede si
la relación entre los protones y los neutrones no es la apropiada para obtener la
estabilidad por lo que el átomo busca la estabilidad irradiando energía para llegar a su
estado basal.
1.2.5 Masa y energía.
La relación que guarda la masa y la energía es de suma importancia en el área
termonuclear por lo que es pilar fundamental de la monografía. Para fenómenos que
ocurren a velocidades ordinarias la ley de la conservación de la materia se aplica
perfectamente, esto debido a que las variaciones en la masa son prácticamente
inapreciables; en cambio para velocidades mayores cercanas a la luz se tienen
variaciones considerables en la masa de los objetos, poniendo en un dilema a dicha ley.
En el artículo publicado por el físico alemán Albert Einstein (1879-1955) denominado “Ist
die Trägheit eines Körpers von seinem Energieinhalt abhängig” (¿Depende la masa
inercial de la energía?) publicado en 1905 habla sobre este tema en particular (Serway &
Beichner, 2002, pp. 1274-1275).
18 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En dicho artículo se muestra como una partícula con masa contiene una cantidad
de energía en reposo distinta a la clásica energía cinética y potencial.
La relación a la que llego Einstein fue E=mc2 la cual se dedujo para la energía
luminosa, aunque es importante resaltar que la equivalencia entre la masa y la energía es
universal. En otras palabras, cuando una partícula permanece en reposos significa que
posee una energía enorme debido a su masa. Con esta afirmación es posible observar
que tanto la ley de la conservación de la masa y la ley de la conservación de la energía
son una misma.
La prueba más clara de la equivalencia entre la masa y la energía se tiene en las
reacciones nucleares junto a las partículas elementales. En ellas se liberan grandes
cantidades de energía a la vez que ocurre una disminución importante en la masa del
combustible. Al medirse la masa de núcleos atómicos y dividiéndola por el número
atómico es posible calcular la energía de enlace atrapada en los núcleos de los átomos.
Por otra parte la cantidad de energía producida en la fisión de un núcleo se calcula como
la diferencia de masa entre el núcleo inicial y los productos de su desintegración,
multiplicada por la velocidad de la luz al cuadrado.
Ilustración 1.7. Fotografía del fisco alemán Albert Einstein.
19 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.3 Procesos nucleares.
La potencia nuclear es aquella que se obtiene a partir de las reacciones nucleares.
En la actualidad existen dos maneras de extraer energía del átomo: por fisión y por fusión.
En ambos casos se busca obtener energía calorífica, la cual se convertirá en trabajo
gracias a un intrincado proceso termodinámico.
Para comenzar a entender estos procesos es importante definir el concepto de
fuerza nuclear. Como mencione en el inciso anterior, existe una relación entre la masa y
la energía. En el núcleo, la masa total de este siempre es menor que la suma de las
masas de sus nucleones individuales. En consecuencia, debido a que la masa es una
medida de energía, la energía del sistema ligado (núcleo) es menor que la energía
combinada de los nucleones separados. A esta diferencia de energías se le conoce como
energía de enlace, la cual se considera como la energía necesaria para dividirlo en sus
componentes.
Otro aspecto importante es la fuerza nuclear, que es la responsable de la energía
de enlace de los núcleos. Sus principales características son las siguientes:
•
Es atractiva y es la fuerza más intensa en la naturaleza.
•
Es una fuerza de corto alcance que se reduce a cero cuando existe una
separación mayor entre nucleones equivalente a varios fermis.
•
La magnitud de la fuerza nuclear depende de la orientación relativa del espín de
los nucleones.
•
La fuerza nuclear es independiente de la carga de los nucleones interactuantes.
Las reacciones nucleares son procesos en los cuales, los núcleos se bombardean
con partículas energéticas provocando un cambio en la estructura del núcleo original. Si
consideramos a un núcleo X y lo bombardeamos con una partícula a, tenemos como
resultado un núcleo hijo Y y una partícula b. Es decir:
a + X→ Y + b
20 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Durante estas reacciones se libera una cantidad de energía conocida como
energía Q (energía de reacción), la cual se define como la energía liberada durante el
proceso de decaimiento. La siguiente expresión muestra cómo puede obtenerse la
energía en una reacción:
Q= (Ma + MX – MY – Mb) c2
Donde:
Ma es la masa de la partícula a
MX es la masa del núcleo padre
MY es la masa del núcleo hijo
Mb es la masa de la partícula b
c2 es la rapidez de la velocidad de la luz elevada al cuadrado
En este tipo de reacciones se dice que es de tipo exotérmica si el valor de Q es
positivo y endotérmico cuando Q tiene un valor negativo.
1.3.1 Fusión nuclear.
La fusión, como su nombre lo indica se trata de la combinación de núcleos de
elementos ligeros que sean fáciles de fusionar como el deuterio o el tritio. Por medio de la
fusión es posible extraer grandes cantidades de energía pero en la actualidad este
proceso es difícil de controlar. A la potencia que se extrae de este tipo de reactores se le
conoce como energía final, ya que la fuente de combustible es el agua; de un galón de
agua se extraería 0.12g de deuterio a un costo aproximado de 4 centavos de dólar
haciendo la tarifa más barata. Así pues en lo que respecta a los residuos radiactivos se
podría decir que se reduce notablemente su producción por lo que su contención sería
más fácil. Entre los residuos que se obtienen se encuentra el helio, el cual no es
radiactivo.
21 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Sobre las desventajas que presenta este proceso se tiene que, para hacer posible
la fusión de dos elementos se requiere vencer la fuerza de repulsión de Coulomb entre
sus núcleos cargados, por lo que es necesario presiones, temperaturas y densidades muy
altas, llegando a un punto en donde los electrones y los núcleos se ionizan. En este punto
a la materia se le conoce como plasma.
Algunos aspectos importantes sobre la operación en los reactores de fusión son:
•
La temperatura de encendido crítica.
•
Tiempo de confinamiento.
•
Criterio de Lawson.
En un reactor de fusión, la temperatura a la cual la rapidez de generación de
potencia es mayor que la rapidez de pérdida se le conoce como temperatura de
encendido crítica. En la fusión de deuterio-deuterio se alcanzan temperaturas de hasta 4 x
108 °K. Otro aspecto importante en los reactores de este tipo es la densidad de los iones y
el tiempo de confinamiento, que es el lapso en el cual los iones se mantienen a una
temperatura mayor que la temperatura crítica. La densidad de los iones como el tiempo de
confinamiento deben de ser lo suficientemente grandes para asegurar que se libere más
energía de fusión que la cantidad requerida para elevar la temperatura del plasma.
En resumen se podría decir que las ventajas que presentan los reactores de fusión
son:
1.
El bajo costo y abundancia del combustible
2. Imposibilidad de accidentes incontrolables.
3. Menor peligro de radiación.
22 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.3.2 Fisión nuclear.
La fisión nuclear es el método más utilizado en la actualidad para extraer la
energía de los átomos. Aunque un 85% de la energía que aparece por fisión es cinética
no existe método alguno para utilizarle como trabajo útil, a gran escala. Por lo que se
utiliza la energía exotérmica que se libera para producir vapor.
Para entender mejor el proceso de fisión nuclear es importante entender de qué
manera interactúan los neutrones con los núcleos. Debido a que el neutrón carece de
carga eléctrica no es sometido a la fuerza de Coulomb razón por la cual no interactúan
electromagnéticamente con los electrones, lo que le permite atravesar la materia con
relativa facilidad. Por lo general la rapidez de reacciones inducidas por neutrones
aumenta conforme disminuye la energía cinética del neutrón. Debido a que los neutrones
son frenados por el choque con los núcleos pasan por distintos rangos de velocidad que
son:
•
Rápido (1-10 MeV).
•
Intermedio (0.001-1 MeV).
•
Resonancia (0.05-1000 eV).
•
Térmico o neutrón lento (0.025-0.05 eV).
El método de la fisión consiste en dividir a los núcleos del átomo por medio de un
bombardeo de neutrones libres. La fisión inicia cuando un núcleo pesado absorbe un
neutrón térmico, liberando nuevos neutrones con un decaimiento beta (β) y un tiempo de
vida de alrededor de 10 minutos. Durante este proceso se liberan normalmente entre dos
o tres neutrones libres, los cuales fisionaran nuevos núcleos creando una reacción auto
sostenida o también conocida como reacción en cadena. En cada evento el neutrón cede
parte de su energía cinética al núcleo; cuando esta energía es suficientemente baja existe
una gran posibilidad de que el neutrón sea capturado por el núcleo, evento que es
acompañado de una emisión de rayo gamma.
23 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para controlar la reacción en cadena se cuenta con un material moderador que es
un elemento capaz de frenar de manera efectiva los neutrones energéticos (rápidos). Un
buen moderador es aquel que tiene baja tendencia a capturar neutrones rápidos por lo
que se requiere de un elemento con masa pequeña. El agua es un ejemplo de un buen
moderador.
Entre los productos de fisión encontramos un promedio de 2.5 neutrones libres,
isótopos debido a la captura de neutrones, emisión de rayos gama, partículas
subatómicas de vida media corta como el positrón, pero sin duda alguna el más
importante es la energía calorífica, la cual servirá para generar potencia por medio del
ciclo termodinámico de la planta.
En las reacciones de fisión el combustible generalmente utilizado es el Uranio
enriquecido 235 (U235), pero también se utilizan algunos otros elementos como el Plutonio
239 (Pu239) y en menor grado el Uranio 233 (U233). La razón por la cual se utilizan este tipo
de elementos es porque son fáciles de fisionar, en otras palabras como se trata de
elementos pesados, existe mayor posibilidad de dividir el núcleo por medio de neutrones
libres logrando un crecimiento exponencial en la producción energética.
El proceso de fisión ofrece la ventaja de extraer grandes cantidades de energía
que por medios químicos sería prácticamente imposible, por ejemplo de 1 kilogramo de
U235 se pueden libera 18.7 millones de KW/hr en forma de calor. Otra ventaja que ofrece
es que al ser una reacción que no involucra oxígeno sus productos que se liberan a la
atmósfera son amigables al medio ambiente caso contrario a la quema de combustibles
fósiles.
Ilustración 1.8: Proceso de fisión de un átomo de Uranio enriquecido. Se observa la reacción en cadena así como los productos de la fisión.
24 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 1.9. Comparativa entre la cantidad de energía que se extrae por fisión y por fusión.
1.4 Radiactividad.
La radiación o radiactividad es la emisión de energía en forma electromagnética o
de partículas subatómicas (radiación corpuscular) debido a la desintegración de núcleos
inestables de algún elemento en particular. De acuerdo a la naturaleza del elemento
radiactivo, la radiación se puede propagar ya sea en el vacío o incluso a través de la
materia. La radiactividad en las sustancias se debe por lo general a la falta de balance
entre los protones y neutrones que conforman el núcleo, cuando el número de neutrones
es mayor o realmente pequeño resulta complicado que la fuerza nuclear fuerte pueda
mantenerlos unidos por lo que se corrige mediante la liberación de protones o neutrones
en forma de partículas alfa (α), beta (β) o gamma (ɣ).
25 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En 1896 Henri Bequerel descubre de forma accidental que cristales de sulfato de
uranil potasio emiten radiación invisible la cual puede velar una placa fotográfica. Después
de una serie de experimentos llegó a concluir que la radiación emitida por estos cristales
era de un tipo desconocido hasta el momento la cual no requería de alguna estimulación
externa al elemento. A este proceso de emisión espontanea de radiación por uranio le dio
el nombre de radiactividad (Blackwood y otros, 1965, p.304).
Las investigaciones más importantes sobre este rubro se llevaron a cabo por Marie
Sklodowska Curie, de origen polaco y Pierre Curie, francés de nacimiento. Después de
varios años de cuidadosos procesos de separación química sobre toneladas de
pechblenda9, los Curie informaron de dos elementos antes desconocidos. En 1898 el
primer elemento fue nombrado polonio en referencia del país nativo de Marie Curie y al
segundo se le nombró radio debido a su intensa radiactividad (Blackwood y otros, 1965,
p.305).
La radiación forma parte de nuestra vida cotidiana. Existen distintos tipos de
radiaciones, algunas son visibles y otras invisibles como por ejemplo, la luz es una
radiación que se puede ver mientras que los rayos ultravioletas provenientes del sol no
son visibles al ojo humano. El calor también es un tipo de radiación de tipo térmica, y se
puede sentir por lo que es sensible. Otro punto importante es saber si el tipo de radiación
es ionizante o no ionizante. Se dice que es ionizante cuando la radiación está formada por
partículas cargadas (iones) las cuales al incidir en la materia alteran su naturaleza.
Generalmente son emitidos por sustancias radiactivas que generan radiaciones
espontaneas como los generadores de rayos X y aceleradores de partículas. Ejemplos de
radiaciones no ionizantes son la luz y el calor, las cuales no altera la naturaleza de la
materia en que inciden; mientras que un ejemplo de radiación ionizante serían los rayos
X, que han encontrado una gran aplicación en la medicina tanto para el diagnóstico, como
en los tratamientos oncológicos.
9
Pechblenda es una variedad de uraninita perteneciente al grupo de los óxidos con alto contenido de uranio. Por lo general
se encuentra de forma cristalina cúbica o granulada. Se puede encontrar en areniscas alteradas así como en fluidos con
altos contenidos en vanadio y uranio. Es altamente radiactiva por lo que su manejo debe ser con guantes y mascarilla para
no respirar el polvo. 26 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” El siguiente esquema muestra la manera en que se clasifica a la radiación.
Natural: Se dice que es de tipo natural cuando se encuentran en la naturaleza sin que el
hombre haya intervenido es su producción.
Radiación
Artificial: Se produce por núcleos inestables creados en laboratorios o en procesos que
involucren reacciones nucleares de forma no natural.
1.4.1
Radiación natural.
Las radiaciones naturales provienen en su mayoría de los rayos cósmicos que
llegan a la tierra desde el espacio exterior, las cuales se generan en procesos nucleares
que tienen lugar en las estrellas. La tierra cuenta con un blindaje que es la atmósfera y
absorbe algunas de las radiaciones por lo que se dice que existe un fondo radiactivo
natural, el cual varía de acuerdo a la altitud haciendo que a nivel del mar sea menor que
en lo alto de alguna montaña.
Algunos compuestos que comúnmente conocemos como el agua que bebemos, el
aire, los materiales para la construcción, la radiación de los isótopos de carbono y potasio
que contiene nuestro cuerpo humano forma parte de la radiación natural.
Cuando un núcleo es inestable comienza un proceso de desintegración en el cual
se emite radiación, este proceso continuará hasta llegar a un punto que sea estable
dejando de emitir alguna clase de radiación. Los elementos radiactivos se clasifican en
tres series naturales: la del Uranio, la del Torio y la del Actinio. En la naturaleza se
encuentran 14 elementos radiactivos de los cuales 11 decaen en un elemento estable, los
otros 3 dan lugar a las series mencionadas con anterioridad, las cuales ocurren de
manera natural.
27 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Las tres series radiactivas Serie Isotopo de partida Vida media en años Producto estable final Uranio U238 4.47 x 109 Pb206 Actinio U235 7.04 x 108 Pb207 Torio Th232 1.41 x 1010 Pb208 238
Ilustración 1.10. Serie del Uranio Ilustración en estado 1n.10. atural Serie inestable. del Uranio La geráfica n estado muestra natural el idnestable.
ecaimiento del U mediante la liberación de 206
partículas alfa, beta o gamma hasta alcanzar el producto estable que es Pb . En el eje de las abscisas se encuentra el número atómico (Z) mientras que en el eje de las ordenadas se muestran los neutrones (N) del núcleo. Cada punto representa el núcleo, mientras que las flechas corresponde al tipo de decaimiento que se está presentando.
Gracias a estas series, el medio ambiente recupera elementos radiactivos que de
otro modo habrían desaparecido como el Ra
226
cuya vida media es de solo 1,600 años el
cual se habría agotado por decaimiento radiactivo desde hace mucho si no fuera por las
series radiactivas que empiezan con el U238.
28 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.4.2
Radiación artificial.
Las radiaciones artificiales se definen como aquellas que provienen de reacciones
nucleares creadas por el hombre. Algunos ejemplos de fuentes radiactivas artificiales son
los aparatos de televisión, aparatos de radiografía utilizados principalmente en la
medicina, centrales nucleoeléctricas, etc. Una reacción nuclear artificial consiste en
bombardear de partículas el núcleo de algún elemento. Al transformase inestable,
comenzará a desintegrarse emitiendo radiación para llegar a la estabilidad.
La primera radiación de este tipo se registró en 1919 por el físico neozelandés
Lord Ernest Rutherford cuando bombardeó núcleos de nitrógeno con partículas alfa
obteniendo la producción artificial de un isótopo de oxígeno. Posteriormente Chadwick
bombardeó al berilio con partículas alfa que al desintegrarse, produjo carbono y una
emisión de una partícula hasta el momento desconocida. Llegó a la conclusión de que no
tenía carga debido a que no se desviaba de su trayectoria ante los campos eléctricos. Por
esta razón la llamo neutrón (Blackwood y otros, 1965, pp.300-302).
A través de los años se lograron obtener más radioisótopos por bombardeo de
núcleos con partículas aceleradas, las cuales necesitan tener una gran energía para
vencer la repulsión columbiana. Al continuar con estos experimentos, los científicos se
dieron cuenta de que este tipo de procesos desprende grandes cantidades de energía y
que a su vez se liberan neutrones que pueden colisionar con nuevos núcleos produciendo
lo una “reacción en cadena”.
Por lo general, el ser humano recibe de forma anual una mayor radiación de tipo
natural que de tipo artificial. Hoy en día las centrales nucleoeléctricas están diseñadas
para que durante su operación no produzcan radiaciones mayores a los 5 mili rems10
anuales, siendo un 3 % de la cantidad de radiación promedio que recibe un ser humano
común en un año.
10
Rem: es una unidad física antigua que cuantifica los efectos biológicos de la radiación. 29 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Esto se logra gracias a la regulación estricta de diferentes organizaciones que
establecen los parámetros de seguridad y contención de elementos radiactivos. Estas
organizaciones son las siguientes:
•
Comisión Internacional de Protección contra Radiaciones (CIPR).
•
Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de las
Radiaciones Atómicas (UNSCEAR).
•
Comité Asesor para el Estudio del Efecto biológico de las Radiaciones
Ionizantes (ACBEIR), la cual depende de la academia de medicina de los
Estados Unidos.
Vale la pena decir que el poco nivel de contaminación que produce una central
nuclear en la actualidad, se debe al riguroso control que se tiene sobre cualquier tipo de
sustancia sólida, líquida o gaseosa. La construcción y operación son permanentemente
vigiladas por los distintos organismos (nacionales e internacionales) reguladores, por lo
que cualquier violación de esas normas originaría la suspensión temporal o definitiva de la
actividad de la central.
1.5 Procesos de decaimiento.
Cualquier tipo de desintegración nuclear emite energía en forma de radiación con el fin
de convertirse en un núcleo estable, a este proceso se le conoce como decaimiento. En
plantas nucleoeléctricas se producen al bombardear a los núcleos del combustible con
neutrones.
Cuando un elemento cambia en otro se le conoce como decaimiento espontaneo.
Un elemento radiactivo decae espontáneamente por uno de tres procesos, llámese
decaimiento alfa, beta o gamma.
30 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.5.1
Decaimiento alfa (α)
Se dice que un elemento radiactivo tiene un decaimiento alfa cuando pierde dos
protones y dos neutrones, por lo tanto su número atómico (Z) disminuye en dos y el
número de masa (A) disminuye en 4. El decaimiento se puede escribir como:
!
!𝑋
→
!!!
!!!𝑌
+ !!𝐻𝑒
Por lo general, los elementos que emiten partículas alfa tienen un numero atómico
mayor o igual a 83 (Z≥83).Una característica esencial en este proceso es que siempre va
acompañado de una gran cantidad de energía emitida consecuencia de la pérdida de
masa, por lo que la partícula alfa adquiere alrededor de unos 107 m/s de velocidad.
Este tipo de partículas tienen una capacidad de penetración pequeña. En la
atmósfera pierden con facilidad energía cinética cuando interactúan con otras moléculas
debido a su gran masa y carga eléctrica. Tienen una carga de 3.2 x 10-19 Coulombs y una
masa de 6.68 x 10-29 kg.
1.5.2
Decaimiento beta (β)
Cuando un elemento radiactivo sufre desintegración beta, el núcleo hijo contiene la
misma cantidad de nucleones que el núcleo padre, pero el número atómico cambia en
uno. Una explicación a este fenómeno es que un protón se convierte en un neutrón o que
un neutrón se convierte en un protón. Existen dos tipos de decaimiento beta: positivo y
negativo.
El decaimiento beta negativo sucede cuando un núcleo emite simultáneamente
una partícula beta negativa 𝛽 ! (electrón e-) y un antineutrino ῡ . Es importante subrayar
que el electrón que se desprende no es alguno de los ya existentes que se encuentran
orbitando al núcleo, sino que estas dos partículas son creadas en el instante mismo del
decaimiento. La siguiente expresión muestra la forma del decaimiento:
!
!𝑋
→
!
!!!𝑌
+ 𝛽 ! + ῡ 31 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para el decaimiento beta positivo el núcleo emite una partícula beta positiva 𝛽 !
(positrón e+) y un neutrino (𝜐). Mientras que su número másico permanece constante el
número atómico disminuye en una unidad debido a que un protón se transforma en un
neutrón. Este tipo de desintegración sucede en núcleos que presenten un exceso de
protones. La siguiente expresión muestra el decaimiento beta positivo:
!
!𝑋
1.5.3
→
!
!!!𝑌
+ 𝛽! + 𝜐
Decaimiento gamma (𝜸)
La radiación gamma es una onda electromagnética semejante a la luz, pero con
mayor energía. Por lo regular, algún elemento radiactivo decae hasta un estado de
energía excitado. En este punto se presenta un segundo decaimiento por medio de la
emisión de un fotón de alta energía, llegando a su estado base. Este proceso se puede
expresar de la siguiente manera:
! ∗
!𝑋
Donde:
→ !!𝑋 + 𝛾
𝑋 ∗ representa al núcleo en estado excitado.
𝛾 el fotón gamma.
La vida media del núcleo excitado es de alrededor de 10-10 segundos. Este estado
puede ser consecuencia de alguna violenta colisión en procesos de aniquilación de
positrón-electrón, aunque lo más común es que sea el resultado de un decaimiento alfa o
beta. Como se afirmó arriba, los fotones gamma emitidos en estos procesos tienen una
energía alta que van desde 1 MeV llegando incluso a 1 GeV. Dicho lo anterior, a este tipo
de radiación se le considera de tipo ionizante debido a sus características, lo que le
permite penetrar a la materia con mucha facilidad. 32 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.6 Protección radiológica
El siguiente punto trata sobre los métodos, equipos y materiales que tienen la
capacidad de proteger al ser humano de la radiación. La protección radiológica es la
disciplina que se encarga de estudiar los efectos de las radiaciones ionizantes, a la vez
que es la responsable de idear procedimientos para la protección de los seres vivos
siendo prioridad el bienestar de los seres humanos.
Las tres reglas fundamentales de la protección radiológica son las siguientes:
1. Distancia: la primera se refiere al espacio físico entre la fuente de radiación y la
persona expuesta. La radiación disminuye en función de la distancia que se tenga
entre ambos puntos.
2. Blindaje: este punto trata sobre paredes protectoras que se deben instalar entre la
fuente de radiación y el personal. Estas pantallas protectoras son hechas de
materiales como hormigón, láminas con un determinado espesor hechas de plomo
o acero, así como cristales enriquecidos con plomo.
3. Tiempo: es importante conocer las dosis que recibe una persona, por lo que el
tiempo de exposición debe ser constantemente monitoreado.
Como he mencionado con anterioridad el cuerpo está expuesto de manera
constante y permanente a radiaciones, siendo estas imperceptibles a los sentidos del ser
humano. Por esa razón se crearon procedimientos y herramientas con la capacidad de
medir, detectar y analizar emisiones radiactivas con el propósito de prevenir daños
biológicos así como aprovechar sus aplicaciones. Para medir y comparar la energía que
absorbe el tejido en diferentes circunstancias fue necesario definir los conceptos de
exposición, dosis absorbida y dosis equivalente. La Comisión Internacional de Unidades
de Radiación (CIUR) se ha enfocado a la tarea para definir el sistema de unidades
aceptado internacionalmente. En un principio se tenían unidades como: el curie, rad y el
rem que en la actualidad se han ido sustituyendo por unidades del sistema internacional
(MKS). Algunas de estas nuevas unidades son el bequerel, gray y Sievert. Dicho lo
anterior cabe la posibilidad de encontrar en la actualidad unidades como el rem vigentes
aun, debido a que la adopción de un sistema internacional ha sido paulatina.
33 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 1.6.1
Exposición.
Se le conoce como exposición a la medida de ionización producida por la
radiación. Su unidad es el Roentgen (R). Un Roentgen es la exposición (X o gamma)
recibida por un kilogramo de aire en condiciones estándar de presión y temperatura.
1 R = 0.00869 J/kg de aire
1.6.2
Dosis absorbida (D).
La
dosis
absorbida
es
la
energía
depositada
por
unidad
de
masa
independientemente del material del que se trate. De manera técnica se podría definir a la
dosis absorbida como el cociente de la energía promedio depositada por la energía
ionizante (dE), entre la masa (dm). En el sistema internacional la unidad es el Gray que se
define como 1 J/Kg; la unidad antigua es el rad (que es el acrónimo de radiation absorbed
dose) el cual se define como 0.01 J/Kg.
1.6.3
Dosis equivalente (H).
La dosis equivalente es una magnitud física que describe el efecto relativo de los
distintos tipos de radiaciones ionizantes. Con fines de protección radiológica fue
conveniente introducir esta magnitud ya que relaciona la dosis absorbida con los efectos
nocivos más importantes que ocurren durante la exposición a la radiación. Es posible
calcular la dosis equivalente de la siguiente manera:
𝐻 = 𝐷𝑄𝑁
Donde:
D es la dosis absorbida en Gray.
Q es el factor de calidad el cual depende de la densidad de ionización
en función del tipo de radiación.
N es el producto de todos los demás factores modificantes tomandose
por ahora como la unidad.
34 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” La unidad de la dosis equivalente (H) en el SI es el Sievert (Sv). La unidad antigua es el
rem, por lo que:
1 rem = 0.01 Sv
Para radiaciones electromagnéticas (rayos X o gamma) y electrones, el factor de calidad
Q=1.
En el caso de que se trate de otro tipo de radiaciones se aplican los siguientes
factores de calidad (Q):
1.6.4
Tipo de radiación
Factor de calidad (Q)
Neutrones térmicos
2.3
Neutrones rápidos
10
Protones
10
Partículas alfa
20
Razón de dosis.
Para conocer los riesgos por radiación también es necesario conocer la tasa de
rapidez con la cual se absorbe la radiación. Como se observa en los puntos anteriores la
dosis absorbida y la dosis equivalente expresan únicamente la cantidad total de radiación
recibida en una operación dada por lo que fue necesario crear este concepto,
principalmente porque en una planta nuclear no todas las personas que laboran se
encuentran situadas en una misma área durante los mismos periodos de tiempo. A las
personas con mayor exposición a la radiación ionizante debido a sus actividades se les
conoce como Personal Ocupacionalmente Expuesto.
Para conocer la razón de dosis se divide la dosis total recibida (D) entre el
intervalo de tiempo de exposición correspondiente (t).
𝑅𝑎𝑧ó𝑛 𝑑𝑒 𝑑𝑜𝑠𝑖𝑠 =
𝐷
𝑡
35 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Capítulo 2: “Reactores y nucleoelectricidad”.
2.1 Introducción.
El conocimiento del hombre sobre el átomo ha sido la base para la creación de
tecnologías nucleares aplicadas a fines benéficos, pero sin duda alguna el avance más
importante ha ocurrido en el rubro de los energéticos. Las constantes innovaciones han
permitido obtener energía de manera eficiente, lo que conlleva a menores costos de
producción, mayor seguridad no sólo para el personal que labora en las plantas
nucleoeléctricas sino también a las comunidades situadas alrededor de estos complejos.
Nuestro medio ambiente de igual manera se ha visto beneficiado, la principal causa es
que gracias a las nucleoeléctricas los gases de efecto invernadero están exentos al
momento de producirse la energía.
En Noviembre de 1942 Enrico Fermi (1901-1954) y sus colaboradores,
comenzaron la construcción del primer reactor sobre una cancha de squash situada bajo
las gradas del estadio en la Universidad de Chicago. A dicho reactor se le dio el nombre
de CP-1 (Chicago Pile number one) el cual estaba formado por bloques de grafito con
agujeros en donde se depositaban piezas de óxido de Uranio (Serway & Beichner, 2002,
pp. 1480-1481).
Desde entonces hasta la fecha distintos países han creado y desarrollado su
propia tecnología de reactores, pero aunque algunos mecanismos cambian el principio
sigue siendo el mismo; la obtención de energía calorífica por medio de la fisión del núcleo
de un átomo. En la actualidad los reactores con mayor aceptación son aquellos que
utilizan combustible sólido de dióxido de uranio. Otro rasgo importante lo constituye el
refrigerante que puede ser gas, sodio líquido o agua; éste último es el más utilizado en los
reactores, representando la mayor parte de la potencia instalada en la actualidad. Hay
que mencionar que en el caso específico de los reactores enfriados por metal líquido
(generalmente el sodio líquido), son utilizados principalmente en reactores rápidos de cría,
los cuales representan una importante opción en la generación de electricidad.
36 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En un futuro se necesitará de un buen reactor de cría, ya que los reactores
actuales solo utilizan el isótopo de Uranio 235 (U235) que representa un 0.72% del uranio
natural; el resto del Uranio que se encuentra en la naturaleza es el Uranio 238 (U238), que
para los reactores rápidos de cría representa un material fértil en la generación de
combustible útil. Mediante dichos reactores el Uranio 238 transmuta a Plutonio 239, lo que
significa la creación de material fisil para obtener energía; aumentando el rendimiento del
combustible de forma considerable en las plantas nucleares que utilicen este sistema de
reactores.
Hasta el año 2006, se tiene un registro de 443 reactores de fisión en
funcionamiento, lo que significa que la energía nuclear suministra aproximadamente un 16
% de la energía eléctrica mundial. En México se cuenta con la central nucleoeléctrica de
Laguna Verde ubicada en el km. 42.5 de la carretera federal Cardel-Nautla perteneciente
al municipio de Alto Lucero, en el estado de Veracruz. Esta central cuenta con 2 unidades,
cada una con una capacidad de 682.44 MWe lo que representa un 5.53% de la potencia
eléctrica efectiva instalada por la CFE (Comisión Federal de Electricidad) en nuestro país.
Ambos reactores son de tipo BWR-5 (Boiling Water Reactor) y cuentan con una
contención de tipo Mark II de ciclo directo. En lo que respecta al suministro de vapor del
sistema nuclear es de tipo NSSS, suministrado por la compañía General Electric. El
turbogenerador fue fabricado por Mitsubishi Heavy Industries.
El propósito de este capítulo es mostrar el funcionamiento de las centrales
nucleares, sus características de acuerdo a su tecnología, así como los diversos sistemas
que las integran.
37 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.2. Plantas nucleoeléctricas.
Una central nucleoeléctrica es un complejo industrial en el que se logra
transformar la energía contenida de los átomos en energía eléctrica útil. Existen diferentes
tipos de centrales, las cuales se clasifican en dos grandes bloques: centrales de fisión
nuclear y centrales de fusión nuclear; estas últimas aún se encuentran en estado
experimental por lo que de aquí en adelante solo se hablará de las centrales de fisión.
2.2.1 Anteproyecto para la construcción de las centrales nucleoeléctricas.
Para llevar a cabo la operación de una central nuclear es necesario realizar un
anteproyecto de alrededor de unos 10 años. De acuerdo a la OIEA (Organismo
Internacional de Energía Atómica), se puede dividir en tres fases:
I.
Consideraciones previas a la adopción de poner en marcha un programa de
energía nuclear. En esta primera fase se deben comprender y reconocer los
compromisos asociados a un programa de energía nuclear no solo en el ámbito
nacional, sino también en el internacional.
II.
Preparativos para la construcción de la central tras la adopción de la decisión de la
política. Se requiere que el estado y las organizaciones responsables tengan la
capacidad técnica e institucional para llevar a cabo un proyecto de esta magnitud.
III.
Actividades para activar el primer programa de energía nuclear. Se debe asegurar
que el propietario cumple con los requisitos convenidos, técnicos y de calidad, así
como las normas de seguridad tecnológica y de seguridad física.
2.2.2 Autorización para la operación de una planta de potencia nuclear.
La mayoría de los países siguen un procedimiento similar en cuanto a la puesta en
marcha de una nucleoeléctrica; aunque es verdad que se tienen ciertas variaciones, en
especial si las centrales generadoras pertenecen al estado (como es el caso de nuestro
país) lo que puede derivar en que los requerimientos sean más rápidos y menos
complejos.
38 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Como se ha dicho, existen organismos internacionales que regulan las leyes para
la creación de un plan de energía nuclear. La autorización de los reactores de potencia se
guía según la Ley sobre la energía atómica (Atomic Energy Act) de 1954, con sus
enmiendas. Los lineamientos aparecen en el apartado 10 del código de reglamentaciones
federales.
En la Actualidad la NRC (Nuclear Regulatory Commission) conduce la autorización en
un proceso de dos pasos, los cuales son:
1. Licencia de construcción (CP, construction permit).
2. Licencia de operación (OP, operaiting license).
El proceso para el trámite de autorización se inicia con la presentación de una
solicitud por parte de la compañía generadora, la cual será revisada por el personal de la
NRC respecto a su seguridad de operación, impacto en el medio ambiente, seguridad
física y leyes contra monopolios (en caso de ser alguna iniciativa privada); cada una de
estas revisiones se realizan por separado. Posteriormente se realiza otra revisión por la
ACRS (Comité Asesor de Salvaguardias sobre Reactores) que es un organismo
independiente de la NRC, el cual envía una carta formal en opinión a esta última. Para
finalizar se lleva a cabo una audiencia pública por parte de los tres miembros de la ASLB
(Oficina de Autorización del Funcionamiento y Seguridad Atómica) el cual deberá emitir un
reporte a la NRC. De esta manera, si todos los trámites se realizan satisfactoriamente, la
NRC autoriza al personal encargado de la revisión que emita el permiso de construcción.
Entonces el solicitante puede comenzar con la construcción, siempre y cuando satisfaga
algunos otros requisitos locales, estatales y federales respecto a diversos aspectos no
nucleares, como la descarga de agua, la construcción del edificio, la seguridad de los
trabajadores, entre otros. Se tienen que tomar en cuenta ciertas condiciones para elegir el
sitio de construcción como estudio de la cercanía de los centros de consumo, la
meteorología, hidrología, cronología, sismicidad, impacto por fenómenos naturales o
actividades del hombre y la demografía. El número de permisos que se requiere puede
ser de cien o más.
39 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Varios años antes de que la construcción finalice, se comienza con el segundo
proceso que es tramitar la licencia de operación para la planta generadora. El
procedimiento es muy similar al anterior mencionado a excepción de que en esta etapa no
es obligatoria la audiencia pública.
A continuación se muestran las características principales del procedimiento para
la obtención de la autorización para la operación de la planta.
Reporte preliminar del análisis sobre seguridad atómica (PSAR, Preliminary Safety
Analysis Report).
Es el primer componente de la solicitud para el CP (Permiso de Construcción).
Este documento contiene la información referente a las características del sitio,
características del diseño de la planta, características de operación y documentación
comprobatoria de que se han satisfecho las reglamentaciones de la NRC.
Reporte final del análisis sobre seguridad atómica (FSAR, Final Safety Analysis Report).
Forma parte de la solicitud para la licencia de operación. En este documento se
añade información más detallada sobre la PSAR, acerca de cambios en el diseño,
solicitudes de información por parte del personal de la NRC durante la fase de CP.
Revisiones respecto a la seguridad atómica por parte del personal de la NRC y el ACRS.
Los reportes respecto a la seguridad atómica por parte del solicitante son la base
para las revisiones sobre este aspecto. El personal de la NRC revisa y compara los
reportes con estándares de aceptación del mismo organismo basados en los reglamentos;
una vez revisado cada uno de los reportes se establecen los resultados en los SERS
(Reportes de Evaluación de Seguridad Atómica).
Al finalizar los SERS, el ACRS completa de manera independiente sus revisiones
después de haber tenido entrevistas con el personal de la NRC, así como las personas
involucradas en la construcción de la planta. Para concluir este paso, la ACRS envía una
carta al director de la NRC en donde se expresa una recomendación sobre si debe o no
otorgarse la CP o la OL (Licencia de Operación).
40 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Revisión con respecto al medio ambiente (ER).
Con respecto a las observaciones hacia el medio ambiente, es importante destacar
que se llevan a cabo durante la CP y la OL, en cumplimiento con la ley de políticas sobre
el medio ambiente de 1969. La NRC basa sus revisiones respecto a la SER (Safety
Environmental Report) preparado por el solicitante, por lo que al completar su análisis
elabora un reporte de una declaración respecto al medio ambiente que más tarde será
enviado a diversas oficinas gubernamentales y federales, así como a miembros del
público para obtener sus comentarios.
Hay que destacar que durante toda su operación la NRC realizará periódicas
revisiones con la finalidad de cumplir siempre los lineamientos. Cualquier tipo de
modificación que afecta la operación segura de la planta es objeto de revisión.
Inspectores residentes llevan a cabo revisiones continuas y reciben el apoyo de
inspectores especializados de la NRC. De detectarse algún problema respecto a la
seguridad atómica en una instalación, la NRC tiene la facultad de ejercer cualquier acción
legal e incluso cerrar la planta.
Licencia de operadores.
La NRC es la institución responsable de expedir licencia a los operadores, ya sea
para operador de reactor u operador mayor (senior) de reactor. El operador mayor de
reactor es el encargado de manipular los controles del reactor además de tener la
capacidad de ordenar a otros la manipulación de dichos controles. Por otra parte, también
es el responsable de la operación del reactor según los requisitos deseados.
El operador de reactor es la persona responsable de controlar las operaciones del
reactor desde el panel de control y es el único individuo con la capacidad de alterar las
cantidades significativas como la reactividad dentro de la vasija, hasta incluso realizar el
paro súbito de operaciones en caso de ser necesario.
41 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para obtener la licencia como operador de reactor es necesario el adiestramiento,
acumular horas de experiencia y presentar una serie de exámenes, tanto de forma escrita
como práctica. Es común que compañías generadoras empleen simuladores de los
tableros de las salas de control y de los sistemas de la planta de potencia, para realizar el
adiestramiento. Los resultados permiten verificar un grado aceptable de conocimientos
por parte del solicitante antes de concederle o renovarle su licencia.
2.3 Aspectos económicos en las centrales nucleares.
Uno de los puntos importantes a tratar son los aspectos económicos que
envuelven a un proyecto de esta naturaleza. Por lo general para los países que cuentan
con grandes reservas de petróleo es poco atractiva la inversión en centrales nucleares por
muchas razones lógicas como los tiempos de construcción y puesta en marcha, inversión
capital, costo del combustible, etc., pero es importante ver a una central nuclear como una
inversión sustentable de energía inagotable además de redituable a mediano y largo
plazo.
Entre los factores importantes a considerar en los últimos años al proyectar la
inversión de centrales eléctricas, tenemos que saber si cuenta con un adecuado y
confiable abastecimiento del combustible, con lo que se considera si existe una gran
dependencia de fuentes extranjeras; consideraciones al medio ambiente y a la seguridad;
disponibilidad de sitios adecuados; la aceptación de la opinión pública; tiempos de espera
requeridos, desde el inicio del proyecto hasta que la planta entre en operación. Para el
caso particular de México, se cuenta con unas 10 600 toneladas de Uranio, cantidad
suficiente para recargar la Central Laguna Verde durante toda su vida, con un excedente
del 30 %.
Es normal que se comparen los costos entre centrales nucleares y centrales que
utilizan la quema de combustible fósil para generar electricidad en gran parte porque se
tratan de las dos tecnologías más utilizadas en el mundo para la generación de
electricidad. Los tres principales categorías a comparar son: los costos fijos sobre la
inversión capital, costos de combustible, costos de operación y mantenimiento.
42 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.3.1 Costos fijos sobre inversión capital.
En la práctica estándar de contabilidad, se considera como la inversión de capital
en una planta de potencia nuclear como el costo total para construir la planta y ponerla en
operación comercial. Para su estudio se dividen en costos directos e indirectos. Los
costos directos son aquellos que están asociados al terreno y derechos sobre el mismo, el
equipo y la estructura que lo comprenden, el refrigerante así como el material moderador.
Para los costos indirectos tenemos a los gastos que se aplican en todas las partes
de la planta física, incluyendo los costos de ingeniería y de diseño, medios de
construcción, impuestos, interés durante la construcción, gastos generales y costos
administrativos.
La inversión inicial para una planta como esta es grande debida a ciertos factores
como la necesidad de contar con cascos de refrenamiento, blindajes, instrumentación y
otras medidas para contener la radiactividad, asegurando la salud de los trabajadores que
laboran en la central. La complejidad de una central de este tipo genera mayores costos
en los equipos necesarios en el reactor en comparación de las calderas convencionales.
Si se agrega un reactor a una estación generadora que ya cuenta con una o más
unidades nucleares es menos costoso que construir una primera unidad nuclear. Los
principales ahorros se obtienen en las plantas de unidades múltiples por el uso de un sitio
desarrollado, esfuerzos reducidos de ingeniería y diseño, la utilización de medios y
equipos conjuntos, como la admisión y descarga del agua de enfriamiento, salas de
control, bodegas, talleres, oficinas, caminos, medios de manejo y almacenamiento de
combustible y medios temporales de construcción.
2.3.2 Costos del combustible.
La principal ventaja de las centrales nucleares radica en los costos del combustible
que de manera sustancial son inferiores a los de las plantas de combustible fósil. Lo
compacto del combustible nuclear hacen una gran diferencia en la obtención de energía;
en otras palabras en 685 lb de Uranio contiene el equivalente a 2000 lb de carbón mineral
o a 7.2 millones de barriles de petróleo. La fisión de 2 lb de Uranio 235 libera 18.7
millones de Kilowatts-hora en forma de calor.
43 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.3.3 Costos de operación y mantenimiento.
Los costos que se incluyen en esta categoría son la mano de obra de la estación,
el
entrenamiento
del
personal
de
reemplazo,
los
materiales
desechables
y
abastecimientos que no sean combustibles, operaciones de mantenimiento y seguro. La
complejidad de una central nuclear conlleva a la necesidad de utilizar personal altamente
capacitada además de horas de adiestramiento. En comparación con las centrales
carboneras, la fuerza de trabajo que requieren estas últimas es mayor debido al manejo
del mineral y las cenizas, así como el mantenimiento de los tubos y componentes
relacionados en las calderas.
Otra ventaja sustancial es que de requerir un aumento en el tamaño de una unidad
nuclear no se afecta el número de personas requeridas para operar a la central. Estas dos
razones son las que disminuyen de forma notable el precio del Kilowatt/hora haciendo
sustentable su utilización.
2.4 Tecnología de reactores.
El reactor o también conocido como vasija, constituye la parte central en el
proceso termodinámico de las centrales nucleoeléctricas. Para su instalación se debe
tomar en cuenta la cercanía de zonas con agua debido a la necesidad para enfriar el
sistema. En el núcleo del reactor se lleva a cabo la extracción de la energía. Se encuentra
constituido de los siguientes elementos esenciales: el combustible, moderador,
refrigerante y el material de control.
2.4.1 Combustible.
El combustible nuclear es el Uranio 235 (U235) debido a que es el único isótopo fisil
que se encuentra en la naturaleza. Otro rasgo es que se trata de un elemento abundante
en la corteza terrestre, del orden de 800 veces más abundante que el oro; en el agua de
mar se tiene una reserva potencial de 4 mil millones de toneladas. Las reservas
mundiales seguras y adicionales estimadas (excluyendo a la ex URSS, China y los demás
países socialistas) están calculadas en 4.3 millones de toneladas de óxido de Uranio
(U3O8).
44 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.4.1.1 Extracción del mineral.
Al conjunto de operaciones necesarias para procesar, fabricar y recuperar el
combustible nuclear se le llama ciclo del combustible. Comienza con la explotación del
mineral la cual se lleva a cabo siguiendo técnicas convencionales; puede ser al aire libre o
de manera subterránea. A continuación se tritura por medio de un molino equipado para la
recuperación y purificación del mineral; en dicho proceso se lixivia9 por lo que más tarde
los licores de lixiviación se purifican por intercambio iónico o extracción por solventes para
finalmente obtener el concentrado de Uranio. A este concentrado se le conoce como
pastel amarillo, el cual tiene una forma química de diuranato de sodio o amonio con una
pureza del 85 % en U3O8. Al concentrado se le envía a las plantas industriales de
conversión en donde se convierte en dióxido de Uranio (UO2) para después ser
hidrofluoriado y transformado en tetrafloruro de Uranio (UF4).
Ilustración 2.1: Mineral de Uranio natural.
Para finalizar la conversión se hace reaccionar con flúor gaseoso, lo que produce
hexafloruro de Uranio natural (UF6). Para transportar al hexafloruro se envía en cilindros
de acero debido a que se trata de un compuesto sumamente reactivo con agua y
materiales orgánicos, por lo que de esta manera se evita el contacto con aire húmedo.
9
La lixiviación: es un proceso químico en el cual un solvente entra en contacto con un sólido pulverizado para disolver
algunos de los componentes que conforman al sólido. 45 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.4.1.2 Enriquecimiento del Uranio.
En lo que respecta al proceso de enriquecimiento de Uranio 235 (de un 0.711% a
un 2% o 3%) se realiza mediante dos procesos, difusión gaseosa o centrifugación
gaseosa.
En el primero de los casos el principio de operación se basa en la diferencia de
masas, por lo que se requiere que el hexafluoruro de Uranio se encuentre en estado
gaseoso. Consiste en bombear al compuesto de UF6 por difusión gaseosa a través de una
membrana porosa que favorece la difusión selectiva de Uranio 235 sobre la del Uranio
238. En forma de gas, las energías promedio de todas las moléculas de UF6 son iguales
sin importar si el átomo es de U235 o de U238; al ser bombeado el compuesto la velocidad
promedio de la molécula más ligera U235F6 aumenta, por lo que es mayor que la de U238F6
y en consecuencia el movimiento (momentum) en la molécula ligera es mayor,
permitiendo favorablemente la difusión a través de la membrana facilitando su separación.
Ilustración 2.2: Enriquecimiento de Uranio mediante difusión gaseosa
46 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para el proceso de centrifugación gaseosa se comienza por alimentar la máquina
centrifugadora con UF6, al girar a velocidades muy altas las moléculas pesadas de (U238)
son arrastradas hacia la pared exterior, en tanto que las ligeras (de U235) se acumulan
cerca del eje de la máquina. Para estimular la separación en este proceso se hace circular
el gas de forma longitudinal a lo largo de la pared y cerca del eje en forma de
contracorriente. Con esto se logra también que los cucharones colocados en los extremos
recojan las corrientes enriquecidas y agotadas. El enriquecimiento por este método utiliza
una demanda de energía eléctrica de entre un 5% y un 10% del que se utiliza en la
difusión gaseosa, por lo que en Europa las plantas de enriquecimiento emplean en su
mayoría dicho proceso.
Ilustración 2.3: Método de enriquecimiento de Uranio por centrifugación gaseosa.
47 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ahora bien, una vez que se tiene UF6 gaseoso y enriquecido, se entrega en
envases cilíndricos estándar para gases. El hexafluoruro de Uranio (UF6) se transforma en
dióxido de Uranio (UO2) enriquecido, la forma en que se utiliza el combustible.
2.4.1.3 Elementos cerámicos de combustible.
El dióxido de Uranio se obtiene en forma de polvo, al cual se le dará forma de
pastillas cerámicas mediante la compresión en frío, sinterizado y rectificado hasta tener
las dimensiones necesarias. Al ser un material cerámico, las pastillas de UO2 son
resistentes a la interacción con el agua además de poder soportar temperaturas
relativamente altas (hasta 4530° F). El diseño mecánico de los elementos combustibles
asegura una retención adecuada de los productos de fisión durante cualquier condición de
operación.
2.4.1.4 Varillas de combustible.
Las varillas de combustible están construidas por tubos huecos de zircaloy. Hay
barras de tamaño estándar y barras parciales que se diferencian por la longitud que
tienen; generalmente las de longitud estándar son más largas que las parciales. En la
parte superior de los tubos existe un espacio de unas 10 pulgadas al que se le conoce
como plenum, ahí mismo se tiene un depósito de circonio en polvo el cual ayuda a
eliminar el hidrógeno que se pudiera generar en el interior de la barra. El plenum tiene un
resorte que ayuda a mantener en contacto las pastillas de combustible.
Antes de cargar las pastillas dentro de los tubos, se les somete a una temperatura
alta con el fin de eliminar el aire y la humedad; terminado este proceso se cargan las
pastillas cerámicas. Dentro de las varillas se apilan a los elementos combustibles junto
con una mezcla de óxido de gadolinio (Gd2O3). El gadolinio actúa como veneno para la
reacción de fisión del U235, absorbiendo los neutrones que pudieran provocar la fisión del
U235. El Gd2O3 se agota a medida que se expone al flujo de neutrones en el núcleo.
48 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Una vez cargada la mezcla de UO2-Gd2O3, así como debidamente sellados en los
extremos, se inspeccionan por un método de mapeo para la radiación gamma con lo que
se asegura que han sido cargados correctamente.
2.4.1.5 Ensambles de combustible.
Finalmente se arman manualmente los ensambles sobre un soporte inferior que
tiene una abertura para dirigir el flujo del refrigerante a través de ellos. Por la parte
superior del ensamble se tiene un asa para transportarlo con la grúa de carga del reactor
y cada varilla de combustible tiene un número de identificación que indica su posición
relativa en el núcleo. El número de varillas de combustible es de entre 50 a 200 o más
dependiendo del tipo de reactor y el diseño. En un ensamble no todas las varillas de
combustible contienen pastillas de dióxido de Uranio, algunas barras se encuentran
vacías y por ellas pasa el refrigerante; a estos tubos se les conoce como barras de agua.
Una vez terminada la fabricación de ensambles son empacados y enviados al sitio en
donde serán montados en el núcleo del reactor.
La operación a plena potencia del reactor es alrededor de unos 12 a 18 meses por
carga. Una vez que la reactividad en el núcleo disminuye hay que efectuar un cambio de
combustible, ya sea total o parcial de acuerdo al caso.
Ilustración 2.4: Ensamble típico de combustible enriquecido.
49 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.4.1.6 Recuperación y confinamiento del combustible gastado.
La parte final del ciclo del combustible es la recuperación del combustible utilizado
en núcleo del reactor. Para esto existen varias opciones para disponer del combustible
irradiado. Lo primero que se hace es almacenar los ensambles gastados en la alberca
ubicada en el edificio del reactor, en donde las condiciones de contención, extracción de
calor y vigilancia radiológica son tales que no representan ningún riesgo para los
operadores de la central, ni para el medio ambiente.
Después de unos diez años de almacenamiento, se puede optar por alguna de las
siguientes opciones:
1. Embarcar en cilindros blindados al combustible irradiado hacia una planta de
reprocesamiento, con la finalidad de recuperar los valores residuales del
combustible; esta aplicación se utiliza en la mayor parte de los reactores de
potencia.
2. Considerarlo como un residuo radiactivo de alto nivel, por lo que se deberá de
acondicionarlo y encapsularlo en contenedores herméticos e inoxidables con el
propósito de confinarlo en formaciones geológicas profundas estables y fuera de
cualquier contacto con la biosfera.
3. Almacenarlo por periodos más largos, de entre 30 a 50 años ya sea en albercas o
en almacenes de la central, o fuera de ella en algún almacén regional.
Posteriormente se podría decidir si se le trata como un residuo radiactivo de alto
nivel y se confina de manera definitiva, como en la opción anterior o se reprocesa
en alguna planta.
Lo más importante es asegurarse que los desechos no produzcan ningún tipo de
daño. La técnica utilizada para el tratamiento de residuos radiactivos de alto nivel, es la de
confinarles en vidrios borosilicatos, cuya tasa de lixiviación es muy pequeña para que
posteriormente sean depositados a grandes profundidades en formaciones geológicas
fuera de todo contacto con el medio ambiente.
50 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.4.2 Moderador.
Por lo que se refiere al material moderador, es importante que cuente con las
características necesarias para contribuir a la reacción de fisión; en otras palabras,
contrario a lo que se podría pensar por su nombre, el moderador no reduce a la reacción
en sí, por el contrario contribuye a ésta al desacelerar neutrones energéticos con lo que la
probabilidad de fisión aumenta considerablemente. Entre las características principales
que debe tener el material moderador destacan: que debe de tener un peso atómico
ligero, que no absorba neutrones, debe tener una densidad atómica alta, una buena
resistencia mecánica en altas temperaturas, resistencia a la corrosión, estabilidad térmica
y a la radiación, así como un costo razonable. Entre los principales materiales utilizados
como moderadores tenemos al grafito, agua ligera (ordinaria) y el agua pesada que al
contrario del agua ligera, posee moléculas formadas por un isótopo de hidrógeno llamado
deuterio, cuya masa es el doble del hidrógeno debido a que el átomo de deuterio está
conformado por un protón y un neutrón. A diferencia del agua natural para obtener agua
pesada se requiere de un proceso que puede ser por destilación, intercambio químico o
electrolisis, por lo que su costo se eleva. La razón principal para la utilización de agua
pesada es que aunque sus propiedades químicas entre el agua natural y el agua pesada
son iguales, sus propiedades físicas difieren otorgando ventajas en la operación del
reactor. Por otra parte, a pesar de ser un material artificial este líquido en forma virgen no
representa ningún problema a nuestro medio ambiente. Las propiedades físicas del agua
pesada ayudan a disminuir notablemente la capacidad de absorción de neutrones, siendo
una de las razones principales para su utilización como moderador.
Ilustración 2.5: La imagen muestra la operación del material moderador.
51 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.4.3 Refrigerante.
La principal función que debe cumplir el refrigerante es la de desechar el calor
producido por el combustible, para producir vapor. El flujo refrigerante circula entre los
ensambles del combustible impulsado por una bomba; las características principales que
debe reunir son: un buen coeficiente de transferencia de calor, elevado calor especifico,
estabilidad al recibir la radiación y a las altas temperaturas, no capturar neutrones, no ser
corrosivos para los ensambles y demás elementos del reactor.
Los refrigerantes se dividen en tres grandes clases: acuosos, metales líquidos y
gases.
Acuosos:
El agua (H2O) es el refrigerante comúnmente utilizado debido a su disponibilidad
razón por la cual su costo es accesible. Otros dos aspectos importantes que acompañan
la utilización del agua como refrigerante son que cuenta con propiedades buenas en la
transferencia de calor a un lado de que se trata de un material poco corrosivo. Entre los
inconvenientes que tiene está la alta presión de vapor que puede llegar a presentar
durante los procesos termodinámicos. Siguiendo en este rubro tenemos el agua pesada,
que aunque tiene cualidades superiores también representa un costo superior al agua
ligera por lo que se debe tomar en cuenta en los proyectos de amortización de costos.
Por otra parte se tienen otros líquidos denominados “orgánicos” como el caso del
difenilo, que aunque ha demostrado soportar la radiación, presenta el inconveniente de
depositar residuos en el núcleo del reactor que a la larga puede ocasionar ciertos
problemas en el proceso.
52 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Metales líquidos:
La razón principal para la utilización de los metales líquidos es su alto calor
específico10, otorgando un mayor rendimiento al sistema de refrigeración. El sodio es el
más utilizado debido a su alto punto de saturación y alta conductividad calorífica. La
desventaja que se presenta al utilizar al sodio radica en que se trata de un mal lubricante
acortando la vida útil del reactor.
Gaseosos:
En el caso de los refrigerantes gaseosos la ventaja principal radica en las altas
temperaturas que puede soportar, sin embargo tienen una mala transferencia de calor; a
un lado de que se debe utilizar a elevadas presiones dentro del reactor lo que significa
mayor riesgo de operación. El hidróxido de sodio se encuentra entre los materiales con
mayor utilización.
10
Calor específico: es una magnitud física que se define como la cantidad de calor que se debe suministrar por unidad de
masa para elevar su temperatura.
53 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.4.4 Material de control.
Dentro de la vasija del reactor existen elementos llamados barras de control. Su
objetivo es mantener la intensidad de la reacción en cadena que ocurre dentro del núcleo
en un rango de operación aceptable. Consisten de arreglos cruciformes revestidos, de
tubos acero inoxidable llenos de polvo de carburo de boro (B4C) aunque también las
construyen de materiales como el cadmio, debido a que tiene una alta eficiencia en la
capturar de neutrones. Si insertan estas barras dentro del reactor se disminuye la
intensidad de la reacción nuclear en los ensambles de combustibles o viceversa en caso
de querer incrementar la potencia del reactor se extraen las barras de control hasta lograr
la potencia deseada.
Ilustración 2.6: La imagen muestra de un tono gris claro a las barras de control a través de los ensambles de combustible los cuales son las varillas de un tono gris oscuro.
54 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.5 Reactor nuclear.
Un reactor nuclear es un sistema diseñado para mantener una reacción en cadena
autosostenida. Se puede utilizar para la obtención de materiales fisionables como el
plutonio, para la propulsión de buques o de satélites artificiales, pero también se utiliza
para generar electricidad en todo el mundo por medio de las centrales nucleoeléctricas.
Para que una reacción en cadena suceda, uno de los neutrones emitidos en cada
fisión de U235 en promedio debe ser capturado por otro núcleo de U235, provocando la
fisión de éste último.
El parámetro que se utiliza para describir el nivel de operación de un reactor es la
constante de producción K, y se define como el número promedio de neutrones de cada
evento de fisión que ocasiona otro evento de fisión. Una reacción en cadena se obtiene
cuando el valor de K es igual a 1 y se dice que el reactor será crítico. En cambio si el valor
de K˂1 se dice que el reactor es subcrítico y la reacción se extingue. Cuando K>1 se crea
una reacción incontrolable. Para un reactor que opera en las plantas nucleoeléctricas es
necesario que el valor de K se encuentre ligeramente por encima de la unidad. Si el
parámetro de K aumenta desmesuradamente, la energía interna producida en la reacción
fundiría al reactor.
Otro aspecto importante del diseño de reactores es la fuga de neutrones. Por lo
general en cualquier reactor se tiene una fracción de neutrones que escapan del núcleo
antes de inducir otros eventos de fisión, por lo que es importante que no sea demasiado
grande; de ser así el reactor no funcionará. La pérdida de neutrones crece si el reactor es
pequeño, esto es debido a que la fracción de fuga de neutrones está en función de la
relación del área de la superficie y el volumen. Es importante que el diseño de la unidad
tenga una proporción óptima del área de la superficie volumen.
55 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En el proceso de fisión se desprenden neutrones rápidos (del orden de 2 MeV)
haciendo que la captura para inducir nuevas fisiones disminuya. Se necesita de una
sustancia moderadora que tenga la capacidad de frenar neutrones de esta naturaleza
hasta energías térmicas (1 MeV) para permitir su captura por átomos de U235, provocando
nuevos eventos de fisión. Por lo general el moderador mayormente utilizado es el agua
aunque existen otros diseños en los que se utilizan metales líquidos, gas, grafito, etc.
Durante el frenado de neutrones existe una alta posibilidad de que sean
capturados por núcleos no fisionables de U238 el cual representa un 90 % en los
elementos del combustible. Los neutrones energéticos tienden a ser capturados con
mucha facilidad por núcleos de U238 lo que disminuye la criticidad del reactor; en este
contexto se podría decir que el moderador cumple una segunda función la cual consiste
en disminuir la energía cinética de los neutrones para que la posibilidad de captura
disminuya haciendo factible al proceso de división del núcleo de U235.
2.6 Ciclos de potencia.
Los ciclos de potencia son el método utilizado por el hombre para la obtención de
trabajo, a partir de algún fluido como por ejemplo el vapor. Es importante resaltar que la
energía de fisión aparece como energía cinética (energía en movimiento) por lo que se
podría pensar en utilizar ese movimiento para generar trabajo, sin embargo en la
actualidad no existen métodos que lo permitan, por lo que un reactor nuclear se tiene que
tratar como una fuente de calor. El funcionamiento de las centrales nucleares es análogo
al de las centrales termoeléctricas, la diferencia radica en la manera en que se obtiene
energía calorífica. Así mismo el corazón de las plantas nucleares son los reactores
nucleares debido a que ahí justamente se lleva a cabo el proceso de extracción de
energía térmica.
56 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” El ciclo termonuclear es el proceso mediante el cual se obtiene el trabajo
necesario para hacer girar a los generadores en una central de este tipo. En los reactores
el fluido refrigerante (agua desmineralizada) pasa por el núcleo del reactor a una presión
alta, para hervir al extraer el calor que se produce por la fision nuclear del combustible. El
vapor humendo con una calidad del 86 %, se separa del agua, y se saca dentro de la
misma vasija hasta alcanzar una calidad del 99.7% para enviarse directamente por cuatro
tuberias a la turbina de alta presión y luego a las de baja presión.
Debido al proceso de expansion que sufre el vapor al llegar a la turbina, tendremos
como resultado vapor con alta velocidad, chocando con los alabes o paletas de las
turbinas, obteniendo la energía mecánica para mover al generador eléctrico. Luego de
mover las turbinas el vapor pasa al codensador que opera al vacío donde se enfriará con
agua de mar y se convienrte nuevamente en líquido. El caudal de aproximadamente 28
m3/s de agua de enfriamiento fluye por los tubos del condensador a presión atmosférica,
no entrando en contacto con el agua desmineralizada del reactor. El agua extraida de
alguna fuente externa (agua de mar por lo general) se descarga a un canal abierto, para
disipar el calor adiquirido en el condensador antes de incorporarse de nuevo a la fuente
externa. El agua desmineralizada antes de precalentarse y bombearse a la vasija del
reactor para cerrar el ciclo termodinámico, se hace pasar por filtros con resinas de
intercambio iónico donde se le quitan impurezas. Posteriormente es incorporada por un
sistema de bombas al reactor venciendo la presión interna del mismo, de 70 kg/cm2
aproximadamente.
57 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 2.7: Ciclo termodinámico. Se muestran las partes esenciales que constituyen el ciclo termodinámico de una central nuclear.
La ciencia de la termodinámica expone los distintos elementos que constituyen un
ciclo, además de establecer variantes en las configuraciones. Para una central
nucleoeléctrica es importante utilizar el sistema que ofrezca la mayor eficiencia, por lo que
se ha optado en utilizar al ciclo Rankine de vapor. En este ciclo como en cualquier otro
ciclo de potencia, la eficiencia está determinada por el ciclo de Carnot.
Las razones por las que se utiliza este método son:
1. La temperatura máxima utilizada en un reactor corresponde a la temperatura
usada en el ciclo Rankine convencional del vapor.
2. El problema de la desaceleración radiactiva se resuelve mejor por este ciclo que
por otros.
3. Los reactores se vuelven más económicos a grandes dimensiones como sucede
en las máquinas Rankine.
58 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Un ciclo Rankine ideal se encuentra conformado por dos procesos isoentrópicos y
dos procesos isobáricos. La bomba y la turbina representan los procesos isoentrópicos,
mientras que en la entrada y salida tanto de la caldera, como el condensador se llevan a
cabo procesos isobáricos. A continuación se detallan los procesos del ciclo ideal Rankine:
Ø Proceso de 1-2: Se tiene líquido saturado proveniente del condensador. Mediante
una bomba se le aplica trabajo al fluido, con esto se eleva la presión hasta el valor
de presión de la caldera.
Ø Proceso de 2-3: El fluido de trabajo aun en estado líquido entra a la caldera en
donde se transfiere energía calorífica a presión constante. Con esto, el líquido
llega al punto de saturación en donde comienza el cambio de estado líquido a
vapor con calidad. A la salida se obtiene vapor sobrecalentado.
Ø Proceso de 3-4: El vapor previamente obtenido entra a los álabes de la turbina por
lo que al expandirse, genera un movimiento rotatorio. Mediante el acoplamiento de
la turbina con el generador es posible transformar dicho movimiento en energía
eléctrica.
Ø Proceso de 4-1: Una vez utilizado el vapor para generar trabajo, se conduce al
condensador en donde entra en forma de vapor con calidad. En el condensador
mediante un flujo de agua de alguna fuente externa (agua de mar, torres de
enfriamiento, etc.) se pierde energía calorífica con lo que se condensa para repetir
el ciclo.
En un ciclo real el proceso tiene pérdidas de carga tanto en el condensador, como
en la caldera; además de que no se tienen procesos isoentrópicos. Todo esto nos lleva a
un rendimiento menor que el obtenido en situaciones ideales por lo que es importante
realizar mejoras.
59 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Esto se logra mejorando la entalpía en el paso 3-4. Para conseguirlo se llevan a
cabo los siguientes arreglos:
1. Reducción de la presión en el condensador. Al disminuir la presión del fluido es
posible también reducir la temperatura otorgando un mayor trabajo a la turbina.
2. Aumentando la presión en la caldera es posible aumentar la temperatura alta, lo
que por ende se traduce en un mayor rendimiento del sistema.
3. Sobrecalentar el vapor a la entrada de la turbina con lo se disminuye humedad
dentro de las turbinas, garantizando un buen funcionamiento de estas; pero lo más
importante es el aumento del trabajo en la turbina.
4. Recalentamientos intermedios de vapor mediante varias etapas en la turbina. Con
esto
se
logra
obtener vapor sobrecalentado
mediante
recalentadores y
economizadores. Este escalonamiento da lugar a los diversos cuerpos de la
turbina, la sección de alta, media y baja presión.
5. Realizar extracciones de vapor de la turbina calentado el agua de alimentación de
la caldera con lo que es posible aumentar su entalpía.
Los ingenieros a utilizan tres variaciones del ciclo Rankine. Al primero se le conoce
como ciclo directo. Tiene la característica de ser el menos complejo, además de ser
considerado como el adecuado desde el punto de vista termodinámico. Consiste en
aplicar el ciclo Rankine con la característica de que se genera vapor dentro del núcleo por
lo que se trata de vapor radiactivo; el mismo vapor radiactivo circula hacia la turbina y el
condensador.
El segundo a tratar es el ciclo indirecto que proporciona una mayor densidad de
trabajo a la vez que elimina la radiactividad de la turbina. Se dice que es indirecto debido
a que el fluido encargado de hacer girar las turbinas pertenece a un sistema secundario.
El fluido ubicado dentro de la vasija del reactor pasa a un generador de vapor en donde
existe un intercambio de energía calorífica entre ambos sistemas, una vez que el segundo
sistema gana la energía suficiente para producir vapor cercano a una calidad del 100% se
hace circular al turbogenerador produciendo energía eléctrica.
60 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Existe otro ciclo que también ha sido tomado en cuenta para las centrales
nucleares, esto debido a que existe una tecnología que utiliza un sistema de gas como
refrigerante por lo que se ha optado por utilizar el ciclo Bryton. La aplicación de este ciclo
en los reactores enfriados por gas ha permitido un avance en la tecnología de reactores.
Mediante la utilización de gas como refrigerante y como fluido de trabajo, resulta
prescindible la utilización de un condensador debido a las condiciones de los gases, los
cuales no permiten el cambio de fase.
Se ha descartado la utilización de un ciclo abierto en el que se utilice aire como
fluido de trabajo a causa de la activación de los productos de fisión; por otra parte debido
a que las temperaturas del gas pueden ajustarse a los diseños más recientes de turbinas
de gas, es posible construir una planta compacta.
2.7 Diseño y seguridad.
La pretensión de este apartado es ofrecer un panorama que permita aclarar todas
las incertidumbres que tienen las personas sobre el riesgo mal infundado y la mala
reputación que tienen las nucleoeléctricas. De entrada la percepción que se tiene sobre
una central nuclear es por lo general igual a la que se tiene de una bomba atómica, por lo
que es importante saber que un artefacto de esa índole requiere un material fisionable
altamente enriquecido con una pureza superior al 95 %. En contraste con lo anterior, el
combustible de una central nuclear apenas contiene un 3.56 % en promedio de material
fisionable en forma de pequeñas pastillas de cerámica.
El diseño de una planta nuclear se crea previniendo cualquier tipo de accidente en
el peor de los escenarios posibles, llámense desastres naturales, errores humanos, etc.
61 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Al diseño se le conoce como “Accidente base de diseño” y tienen las siguientes
directivas de operación:
1. Detener la operación del reactor ante cualquier situación que pudiera poner en
riesgo la seguridad. El método puede ser mediante la inserción súbita de las
barras de control dentro del núcleo del reactor, procedimiento que se le conoce
con el nombre de SCRAM por sus siglas en inglés (Safety Control Rod Automatic
Motion) el cual requiere de unos pocos segundos para extinguir la reacción de
fisión.
2. Asegurar la refrigeración del núcleo bajo cualquier condición. Mediante un sistema
de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS), se busca evitar que la
temperatura alcance más de 1500 ° C, lo que ocasionaría la fusión del núcleo.
Los sistemas utilizados son:
•
Sistema
de
Despresurización
Automática (ADS)
•
Aspersión
del
núcleo
de
alta
presión (HPCS)
•
Aspersión del núcleo de baja
presión (LPCS)
•
Sistema
de
inyección
de
refrigerante a baja presión (LPCI).
•
Extracción
de
calor
residual
(RHR).
•
Refrigeración del núcleo aislado
(RCIC).
•
Sistema de control del líquido de
reserva ( SBLC).
Ilustración 2.8: Sistemas de seguridad en un reactor BWR.
62 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Cabe destacar que cualquiera de los sistemas mencionados son independientes
entre sí por lo que tienen la capacidad de refrigerar el núcleo con una probabilidad
pequeña de que fallen simultáneamente. Aun así, también se prevé que pueda ocurrir el
fallo de los cuatro sistemas por lo que el edificio del reactor es construido con el propósito
de contener a los productos radiactivos de fisión.
El sistema escalonado de contención está constituido por cinco barreras:
1. Primera barrera: las propias pastillas del combustible son fabricadas de tal manera
que pueden soportar las altas temperaturas.
2. Segunda barrera: los tubos herméticos de zircaloy, que encapsulan a las pastillas
de combustible.
3. Tercera barrera: la vasija del reactor que contiene el combustible. Se trata de un
recipiente de acero forjado de unos 21 metros de altura, 5.3 metros de diámetro y
paredes con un espesor de entre 13 y 18 cm.
4. Cuarta barrera: el contenedor primario es un edificio completamente sellado que
rodea la vasija del reactor. Está construido en concreto fuertemente armado con
varillas de 21 4 ‘’ de diámetro, con paredes de 1.5 metros de espesor forradas
internamente por unas placas de acero de aproximadamente 1 centímetro de
espesor asegurando un cierre completo.
5. Quinta barrera: el edificio del reactor constituye la última barrera de contención,
por lo que encierra al contenedor primario y a todos los equipos que garantizan la
operación segura del reactor. Es una construcción de concreto cuyas paredes
tienen de 60 centímetros, hasta 1.2 metros de espesor. Se encuentra equipado
con un sistema de control atmosférico que mantiene una presión negativa dentro;
en el caso de que exista una fuga el sistema impide que escape al exterior.
63 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Los diseños estandarizados propuestos por la NRC son el resultado de años de
experiencia acumulada. La aplicación correcta de estos diseños permite aplicar
mantenimientos eficaces en los componentes claves para la seguridad atómica así como
mejorar la confiabilidad de la operación de la planta. El resultado son los altos niveles de
seguridad, al mismo tiempo que se obtiene una reducción de costos significativa mediante
la producción de calidad.
Existen tres factores importantes que no se han incluido en los apartados
anteriores, pero sin embargo influyen en el diseño mecánico de un reactor: el control de la
criticidad, los efectos de la radiación y el blindaje.
Para el control de la criticidad se requiere que los componentes deben
comportarse de manera confiable. Las piezas que integran el núcleo del reactor deben ser
diseñadas de tal manera que en caso de que fallen, no interfieran con la acción de las
barras de control. Los mecanismos de paro de emergencia deben ser dispositivos de
acción rápida, para reducir el tiempo que se requiere en detener la operación del reactor.
Otro aspecto que se tiene que tomar en cuenta es que los dispositivos del núcleo deberán
de tener una rigidez durante la operación normal, así como en situaciones de criticidad.
Las radiaciones de neutrones, así como los rayos gamma provocan diversos
efectos nocivos en los componentes y sistemas del reactor. En el caso particular de la
vasija del reactor, provocan la fragilidad de sus paredes ocasionando fracturas. En los
tornillos utilizados dentro de la misma presentan el efecto conocido como relajamiento por
lo que es importante utilizar materiales que sean capaces de soportar estas condiciones.
Los productos derivados por la corrosión de los materiales contienen una alta dosis de
radiación, por lo que al tener una alta posibilidad de ser arrastrados por el refrigerante se
corre el riesgo de que sean depositados en lugares como válvulas o bombas lo que
ocasionaría desperfectos en los sistemas del reactor.
64 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” El blindaje es el material que se deberá utilizar con el propósito de proteger al
personal de operación. Tiene que atenuar el flujo de neutrones y rayos gamma en el
rango de 1013 a 1014 hasta 103 partículas/cm2/s, cumpliendo con el nivel de tolerancia por
radiación. Para lograr lo anterior es necesario utilizar materiales con un número atómico
grande (Z) como es el caso del plomo, tungsteno, el concreto, incluso el agua tiene la
capacidad de cumplir con la función. Estos elementos desaceleran, para posteriormente
absorber los neutrones sin la producción de rayos gamma de alta energía; en general se
requiere de cierta protección contra los rayos gamma afuera de la protección de los
neutrones por lo que emplean Boro 10.
Puede que la configuración de una central varíe de acuerdo al terreno de
construcción, a la tecnología que empleé o por diversos factores que afecten la
producción de la misma; pero existen ciertos parámetros de construcción que son
indispensables para cualquiera de ellas. A continuación se muestra de manera
generalizada la distribución que tiene una central nuclear:
Edificio del reactor:
A este edificio también se le conoce como edificio de contención debido a que es
diseñado con el objetivo de que en alguna emergencia anule el escape de gases
radiactivos, los cuales pueden alcanzar una presión que varía en un rango de 60 y 200
psi. En su interior alberga al reactor nuclear, sus sistemas auxiliares y dispositivos de
seguridad, la plataforma de recarga de combustible, además de contar con la alberca de
combustible gastado.
65 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” De acuerdo al tipo de reactor que se tenga, es posible que la contención cambie.
Los siguientes apartados muestran algunas de estas variantes:
Reactores PWR: el edificio de contención para estos reactores contiene la vasija
del reactor junto con el generador de vapor y el presurizador. Generalmente estos
edificios son altos y abovedados, cuentan con distintos tipos de blindajes como del tipo
grande-seco, subatmosférico o condensador de hielo.
Reactores BWR: para este tipo de reactores la contención y el escudo se
construyen muy cerca de la vasija del reactor. Durante la recarga de combustible las
paredes del edificio forman una barrera de contención secundaria. Los diferentes tipos de
contención son Mark I, el cual es el más antiguo con la característica de ser de pozo seco.
Mark II y Mark III son los más nuevos. En cualquiera de los tres se utiliza una gran masa
de agua que permite enfriar el vapor emitido por el sistema de reactor.
Reactor CANDU: para los reactores rápidos de cría, el edificio de contención se
encuentra en vacío equipado con rociador de agua para condensar los vapores que
pudieran escapar de alguna fractura en la vasija; este sistema evita cualquier tipo de
escape no deseado a la atmosfera.
Edificio de control:
Contiene el cuarto de control principal, la computadora de proceso, cuarto de
cables, los sistemas de aire acondicionado, banco de baterías, laboratorios radioquímicos
y el acceso del personal a la unidad.
Edificio del turbogenerador:
El contenido de este edificio son las turbinas de alta y baja presión, que a su vez
se hayan acopladas al generador eléctrico. En este mismo edificio se encuentra el
excitador que junto al generador convierten la energía mecánica proveniente del ciclo de
vapor en energía eléctrica. Es común que en este edificio se encuentren los sistemas del
condensado, recalentadores y precalentadores.
66 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Edificio de la planta de tratamiento de agua:
En este edificio como su nombre lo indica se procesa el agua utilizada en el ciclo
de vapor. Mediante ciertos procesos químicos se desmineraliza al agua, la cual será
enviada a los sistemas de agua de enfriamiento y de alimentación del reactor.
Edificio de generadores diesel:
Aloja los generadores eléctricos de respaldo cuyo objetivo es el de suministrar
energía eléctrica en caso de emergencia a los sistemas de refrigeración del reactor.
Edificio de tratamiento de residuos radiactivos:
En este complejo se desarrolla el tratamiento de residuos radiactivos de tipo
sólido, líquido o gaseoso de mediana y baja radiactividad.
67 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.8 Tipos de reactores.
Se han desarrollado distintos diseños posibles para la generación de potencia. Los
reactores con mayor aceptación son aquellos que utilizan al dióxido de uranio sólido como
combustible, pero existen variantes en los diseños.
La tecnología de reactores se puede clasificar de acuerdo a distintos aspectos
como lo son:
•
El tipo de combustible que utilizan. La mayoría de los reactores utilizados en la
actualidad utilizan Uranio enriquecido (U235), aunque también existen reactores
que usan Uranio natural (U238) conocidos como reactores de cría, debido a que
producen material fisil como es el caso del Plutonio (Pu239).
•
El tipo de moderador que utilizan. Cuando hablamos de moderador, el
comúnmente utilizado es el agua natural. También se tienen ciertos diseños que
utilizan agua pesada, grafito y sodio metálico.
•
El tipo de refrigerante que utilizan puede ser agua natural, agua pesada o un gas
como el bióxido de carbono, helio.
•
El sistema de vapor que puede ser de ciclo directo o ciclo indirecto.
•
Con respecto al tipo de fisión que llevan a cabo dentro de las vasijas existen
reactores térmicos, que utilizan neutrones de baja energía para realizar el proceso
de fisión; o reactores rápidos de cría que requieren de neutrones rápidos.
Clasificación de los reactores de potencia:
•
Reactores de agua ligera a presión o PWR (Pressurized Water Reactor).
•
Reactores de agua ligera en ebullición o BWR (Boiling Water Reactor).
•
Reactores de agua pesada a presión o PHWR (Pressurized Heavy Water
Reactor)
•
Reactores enfriados por Bióxido de carbono y moderados por grafito o
GCR (Gas Cooled Reactor).
•
Reactores rápidos de cría enfriados por sodio LMFBR (Liquid Metal Fast
Breeder Reactor).
68 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.8.1 Reactores de agua ligera a presión o PWR.
En este tipo de reactores el agua ligera desempeña la función de moderador y
refrigerante. Los reactores de agua ligera a presión son de los más utilizados a nivel
mundial, con un registro de 230 reactores en operación para la generación de energía
eléctrica. En un PWR el circuito de refrigeración se encuentra constituido por tres partes:
el primario, el secundario y el terciario. El núcleo se encuentra constituido por ensambles
de combustible dentro de una vasija a presión llena de agua ligera. El circuito primario de
refrigeración se encuentra presurizado con el fin de evitar que el agua alcance la
saturación, por lo que la presión que se presenta en un reactor típico es del orden de los
16 MPa, siendo una presión notablemente alta en comparación con otros reactores. Otro
punto importante es que la temperatura que alcanza el agua del circuito primario puede
alcanzar los 315 ° C. El principio de operación comienza cuando se extrae el agua
caliente del núcleo por medio de una bomba hacia un intercambiador de calor, mejor
conocido como generador de vapor; ahí el agua del circuito primario cede energía al agua
del circuito secundario, convirtiéndola en vapor. Conviene subrayar que ninguno de los
circuitos de refrigeración se mezcla, ya que el agua del circuito primario es radioactiva por
lo que representaría un serio inconveniente en el proceso.
El vapor del circuito secundario es enviado a una turbina acoplada a un generador
eléctrico, en donde la potencia mecánica es transformada en electricidad. Posteriormente
se condensada al vapor en otro intercambiador mediante el tercer circuito el cual se haya
alimentado por agua procedente de algún rio, lago o una torre de refrigeración. Una vez
en estado líquido, se bombea de nuevo al generador de vapor para así repetir el ciclo
durante la vida útil de la planta.
La vasija presurizada de un reactor típico tiene unos 15 metros de altura y 5
metros de diámetro, con paredes de 25 centímetros de espesor, el núcleo contiene unas
80 toneladas de dióxido de uranio (uranio enriquecido) contenidos en tubos delgados
resistentes a la corrosión y agrupados en haces de combustible.
69 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 2.9: Diagrama de operación del reactor PWR.
2.8.2 Reactores de agua ligera en ebullición o BWR.
Diseñados por la General Electric a mediados de los años 50’s, estos reactores se
asemejan a los PWR ya que utilizan como moderador y como refrigerante el agua ligera.
La diferencia principal es que en los reactores BWR, el vapor necesario para producir
trabajo en el turbogenerador se genera dentro del núcleo del reactor por lo que solo utiliza
dos circuitos de refrigeración; en otras palabras, el vapor sale directo de la vasija del
reactor con dirección a las turbinas para después ser condensado y recirculado al núcleo.
El funcionamiento comienza en el núcleo del reactor en el arreglo de ensambles de
combustible, los cuales se encuentran cargados por un cierto número de elementos
combustibles. El combustible se encuentra acomodado en una configuración de cuatro
ensambles y una barra de control; a cada uno de estos arreglos se le conoce como “celda
de combustible”. El tipo de ensamble es el GE12 con un arreglo de 10 x 10 barras de
combustible, de las cuales sólo 92 contienen combustible, 14 son de longitud parcial y dos
barras están vacías ya que en ellas fluye el refrigerante.
70 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Mediante el proceso de fisión en el núcleo se genera la energía necesaria para
producir vapor el cual sube a una serie de separadores y secadores en donde es
removido del caudal de refrigeración con el propósito de eliminar la humedad,
aumentando la calidad hasta un 99.7%. El vapor seco fluye en dirección a la turbina la
cual tiene un blindaje que la protege del vapor radiactivo. La turbina a través de un
sistema de transmisión de potencia se encuentra acoplada con el generador, que tiene la
función de transformar el movimiento giratorio en corriente alterna. Una vez que el vapor
ha realizado su trabajo es enviado al condensador para regresarlo a su estado líquido; en
este punto del proceso, se hace circular agua a contracorriente dentro el intercambiador
de calor, teniendo en cuenta que ambos fluidos nunca entran en contacto directo. El agua
utilizada proviene de alguna fuente externa y es previamente tratada de acuerdo a las
normas establecidas. Por lo general se envía de vuelta a la fuente de donde fue extraída.
En lo que respecta al fluido de trabajo, una vez condensado se bombea con dirección a la
vasija del reactor, en donde el proceso se repite.
Para ejercer control existen dos formas de llevarlo a cabo. La primera es por medio
de la inserción de barras de control, que es el método comúnmente utilizado cuando se
arranca el reactor y se utiliza a un 70 % de la potencia. El otro método consiste en
aumentar o disminuir flujo de agua a través del reactor que es el la forma habitual cuando
se está operando en un rango de entre un 70% y un 100% de la potencia. Sucede que
cuando se aumenta la cantidad del flujo de agua dentro del reactor la cantidad de
burbujas de vapor (cavidades) disminuye, por tanto aumenta la cantidad de agua líquida
en el núcleo con lo que el moderado de los neutrones energéticos aumenta
incrementándose la posibilidad de nuevos eventos de fisión; por ende la potencia sufre de
igual manera un incremento. Este proceso puede ser utilizado de forma inversa, en caso
de querer disminuir la potencia generada e incluso llegar a la extinción del proceso de
fisión.
Una de las principales ventajas de estos reactores es la sencillez de su sistema,
que lo hace el más económico debido en gran parte a la ausencia del generador de vapor.
El diseño de operación le permite trabajar con una presión nominal de 62.04 atmosferas
(6.28 MPa) por lo que el agua entra en ebullición a unos 285° C; dicha presión es
relativamente baja en comparación con los PWR haciendo un proceso más seguro.
71 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” El rendimiento que tiene es ligeramente mayor que los PWR debido en gran parte
a la ausencia del intercambiador de calor situado entre el circuito primario y el secundario.
Con respecto al diseño y seguridad de este reactor cabe mencionar que la
configuración del diseño le permite operar de forma segura. Existen diferentes sistemas
que trabajan para garantizar la seguridad en la planta. Entre los más importantes se
encuentra el sistema de protección del reactor (RPS). Este sistema se encuentra
automatizado y funciona gracias a un circuito eléctrico al que llegan señales de los
parámetros más importantes que pudieran poner en riesgo el combustible y al reactor en
general. El sistema se basa en un sistema de lógica “uno de dos, dos veces” y en caso de
ser necesario la acción sería la inserción rápida de todas las barras de control en el
interior del núcleo del reactor; a esta acción se le conoce como SCRAM.
Las barras de control situadas en la parte inferior son parte del diseño de los BWR.
Le permiten una mejor operación por varias razones:
(1) Durante las recargas de combustible se requiere de menos tiempo debido a
que los mecanismos impulsores no afectan en el tiempo que toman las
operaciones de recarga como ocurre en los PWR.
(2) Las barras de control continúan operando aun cuando la tapa de la vasija se
encuentra desmontada.
(3) La remoción interna de humedad y la separación de vapor puede llevarse con
facilidad sin que las barras de control interfieran.
(4) En la parte superior del núcleo se presenta un vacio por lo que si se insertaran
las barras de control por la parte superior provocarían una severa depresión
del flujo superior del núcleo.
(5) Dejando algunas de las barras insertadas por la parte inferior ayuda a controlar
picos de flujo en áreas locales permitiendo un quemado optimo del
combustible.
(6) La inserción de las barras de control por la parte inferior permiten el uso un
máximo volumen como blindaje contra neutrones, protegiendo de esta manera
los mecanismos impulsores de las barras de control.
72 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Cada una de las barras se mueve individualmente a una rapidez de 7.62 cm/min,
por medio de un impulsor montado en un alojamiento ubicado en la parte inferior de la
vasija. Para la extracción e inserción se dispone de un sistema hidráulico que proporciona
agua a presión con lo que opera el pistón.
Ilustración 2.10: La imagen muestra el esquema de operación de una central nuclear con tecnología BWR.
73 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.8.3 Reactores de agua pesada a presión o PHWR.
A estos reactores se les conoce como CANDU (Canadian Deuterium Uramiun) y
su principal característica es la utilización de uranio natural (U238) como combustible, por
lo que requiere de agua pesada como moderador y refrigerante. Diseñados a finales de
1950 y principios de 1960 por la Atomic Energy Canada Limited, el reactor PHWR posee
ciertas ventajas de diseño frente a otros, como:
•
La utilización de uranio natural. Con esto se evitan costos por enriquecimiento de
Uranio.
•
El diseño del núcleo del reactor permite realizar recargas sin necesidad de
apagarlo
puesto
que
los
canales
de
combustible
están
controlados
individualmente.
•
El diseño del CANDU evita la necesidad de grandes recipientes a presión, lo que
elevaría los costos, gracias a que cuenta con tubos a presión en donde se
encuentran depositados los ensambles de combustible.
•
Este reactor tiene el tiempo de apagado más bajo, debido a que opera a
temperaturas y presiones bajas, además de un sistema único y menos complejo
del combustible.
El núcleo del reactor CANDU se encuentra contenido dentro de un cilindro lleno de
agua pesada denominado “calandria”, el cual tiene una disposición axial en la que
atraviesan tubos de espesor grueso conocidos como “tubos de presión”, en cuyo interior
se aloja el combustible. Por lo regular, el combustible se compone de un conjunto de 37
de tubos de combustible de medio metro de largo más un soporte de combustible con 12
haces; por dentro de dichos tubos se encuentra circulando agua pesada haciendo la
función de refrigerante. Debido a la alta presión que existe dentro de los tubos, así como
las características físicas del agua pesada, es posible alcanzar una temperatura de hasta
290° C sin llegar a un estado de ebullición, de esta manera se conduce el agua pesada en
estado liquido al generador de vapor. Ahí se transfiere gran parte de la energía térmica a
otro circuito de agua ligera, la cual se convierte en vapor para realizar trabajo en el
turbogenerador para ser condensada cerrando el ciclo.
74 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En lo que respecta al agua pesada, ésta regresa al reactor para continuar con el
proceso de refrigeración del mismo.
Ilustración 2.11: Diagrama de operación del reactor PHWR o CANDU.
2.8.4 Reactores enfriados por bióxido de carbono y moderados por grafito o GCR.
Las ventajas que ofrecen este tipo de reactores son los bajos costos del
combustible y la operación, debido a la utilización de Uranio natural. En las primeras
etapas del desarrollo de la industria nucleoeléctrica estos reactores fueron utilizados con
gran aceptación por lo mencionado con anterioridad, pero el gran costo debido a que se
requieren de grandes sistemas ha ocasionado un decremento en la popularidad de los
mismos.
Este sistema carece de agua como refrigerante, en su lugar utiliza bióxido de
carbono, ya que no es tóxico, no es inflamable, no contamina en caso de fuga y es
relativamente económico. El moderador está constituido por grafito el cual es un buen
moderador de neutrones.
75 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En los GCR, la vasija es sustituida por un contenedor de concreto de gruesas
paredes. El núcleo está conformado por una gran cantidad de ensambles situados en el
interior de una pila de bloques de grafito, estructura que se encuentra atravesada por
ductos en los que circula el gas refrigerante (CO2). El bióxido de carbono gana energía
térmica por lo que al circular en el intercambiador de calor lleno de agua, eleva la
temperatura del fluido para entrar en saturación. Una vez que el agua cambia su estado
de agregación a vapor, es conducido al turbogenerador para producir energía eléctrica. Al
finalizar el recorrido del CO2 es recirculado a través del núcleo para mantenerlo
refrigerado.
Ilustración 2.12: Diagrama de operación del reactor GCR.
76 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 2.8.5 Reactores rápidos de cría enfriados por sodio o LMFBR.
El diseño de los reactores rápidos de cría les permite operar a una potencia
elevada, debido a que carecen de una sustancia moderadora por lo que el proceso se
lleva a cabo mediante neutrones rápidos. La principal novedad que tienen estos reactores
es la capacidad para “criar”, o en otras palabras, de producir mayor combustible del que
consumen. Esto es gracias a la propiedad que tiene el U238 de convertirse en Pu239
mediante la captura de un neutrón libre, lo que da como resultado que un núcleo no
fisionable sea transformado en otro que si lo es; por consiguiente, el ahorro de
combustible es enorme y se cree que esta característica es necesaria para mantener el
abastecimiento mundial de energía.
Existen dos tipos de diseños para los LMFBR:
Tipo Loop: en este diseño, el refrigerante primario circula a través de intercambiadores de
calor primario externos al tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico) debido a la
presencia del isotopo sodio 24 radiactivo en el circuito primario.
Tipo Pool: en este diseño tanto el intercambiador de calor primario, como el reactor, se
hallan inmersos dentro de una piscina llena del refrigerante.
Ilustración 2.13: Diagrama de operación del reactor rápido de cría. A la izquierda se muestra la configuración tipo Pool desing. A la derecha la configuración Loop desing.
77 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Este reactor utiliza combustible enriquecido en más de un 20%, ya sea U235 o
Pu239. El núcleo se rodea por un manto de Uranio natural que al absorber neutrones se
transforman en Plutonio con lo que se cría nuevo combustible. El refrigerante no deberá
actuar como moderador. Los LMFBR utilizan de forma habitual metal líquido como
refrigerante primario para la operación del núcleo, así como para calentar el agua del
circuito secundario. El sodio como refrigerante cumple la función en gran parte por su
disponibilidad, pero también por sus buenas propiedades nucleares y la corta vida media
de su radiactividad.
En conjunto, el núcleo del reactor y la capa fértil mide unos 3 metros de alto por
unos 5 m de diámetro, y está montado sobre una gran vasija que contiene sodio líquido
que sale del reactor a unos 500° C. El vapor es generado en un circuito secundario de
sodio separado del circuito de refrigeración del reactor, por los intercambiadores de calor
intermedios para posteriormente mover el turbogenerador, condensarse y repetir el ciclo.
Todo el sistema está contenido dentro de un gran edificio de contención de acero y
hormigón.
Las ventajas de operación ofrecidas por estos sistemas incluyen:
1. Puede seleccionarse el material estructural para el núcleo del reactor, sin tomar en
cuenta la absorción de neutrones.
2. Se necesita muy poca reactividad en exceso para compensar la formación de
productos de fisión.
3. Puede utilizarse combustible reprocesado en el que puede no estar completa la
eliminación de los productos de fisión.
Los reactores rápidos de cría se han utilizado en los Estados Unidos de América,
en el Reino Unido, Alemania, Francia, la antigua Unión Soviética, India y Japón. En la
actualidad se encuentra en construcción una unidad en China. En el caso particular de
Francia, se cuenta con un reactor de este tipo denominado Fénix (Phénix) el cual genera
233 MWe y se conecto a la red en 1973. Actualmente se encuentra en operación, con lo
que contribuye de manera importante en la generación de electricidad de ese país, pero
aun más importante es que funciona como centro de actividades para la destrucción de
residuos nucleares por transmutación.
78 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Capítulo 3: “Condensador, eyectores y bombas en vacío”.
3.1 Introducción.
Este capítulo tiene el objetivo de estudiar a fondo los criterios de diseño, las
funciones del condensador principal y los componentes que lo integran. Al mismo tiempo
será posible observar la manera en que éste sistema se relaciona con algunos otros que
integran la operación conjunta del reactor BWR-5.
Un condensador es un intercambiador de calor entre dos fluidos con el propósito
principal de condensar el vapor de escape de la turbina para volverlo a usar en el ciclo
cerrado; habría que decir también que el condensador es el responsable de crear un
vacío o la contrapresión en la salida de la turbina lo que mejora el consumo de vapor en la
planta. La condensación se puede llevar a cabo con la utilización de aire o agua
proveniente de algún manto acuífero (lagos, ríos, mares) o también mediante torres de
enfriamiento, las cuales utilizan agua en un ciclo cerrado. Los condensadores pequeños
son por lo general de forma cilíndrica, mientras que los de diseño grande son de forma
rectangular con el fin de utilizar mejor el espacio.
La mayoría de las turbinas tienen el escape dirigido hacia abajo, al condensador;
pero los condensadores se construyen también para turbinas con un escape lateral o
axial. Esta disposición depende de las necesidades de la planta, además de la
configuración que se tiene de acuerdo a la tecnología empleada.
La presión atmosférica es aquella que ejerce el aire en cualquier punto de la
atmósfera. Si la presión se mide respecto a la presión atmosférica (1atm=760 mm Hg) se
le conoce como presión manométrica. A las presiones que se encuentran por debajo de la
atmosférica reciben el nombre de presiones de vacío y se miden con vacuómetros los
cuales indican la diferencia entre la presión atmosférica y la presión absoluta.
79 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Al condensar el vapor se crea un vacío, esto es, si se introduce 1 kilogramo de
vapor a la presión atmosférica en un recipiente de 1.724 litros, quedaría completamente
ocupado. Si este vapor se condensa, al pasar al estado líquido ocuparía el volumen de 1
litro, por lo que el resto de la capacidad del recipiente (0.724 litros) quedaría vacío. De
igual modo ocurre con el vapor de escape de las turbinas.
Al condensar al vapor proveniente de las turbinas se crea un vacío, así que no
tiene que vencer la presión atmosférica, lo que requeriría un trabajo análogo al que se
efectúa para hacer girar los álabes de la turbina. De ésta manera se consigue una mayor
potencia en la turbina por medio de un aumento en la diferencia de presiones en la
entrada y el escape de la misma. Ahora bien, si el vapor fuera puro existiría el vacío que
se produce por la gran reducción de volumen que lleva consigo su condensación, pero va
acompañando de cierta cantidad de gases no condensables que aumentarían la presión
en el interior del condensador si no se extrajeran. Con el fin de lograr esta extracción de
no condensables y por lo tanto crear un vacío, el condensador dispone de un sistema de
remoción de gases o sistema de vacío, que mantiene una presión absoluta11 de 48.5 mm
Hg en el lado B y 63.5 mm Hg En el lado A.
Ilustración 3.1: Condensador principal (lado sur)
11
La presión absoluta es la que toma como referencia el vacío perfecto, en donde la presión absoluta sería igual a cero.
80 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.2 Funciones del condensador.
Las funciones que realiza este sistema son:
§
Recoger y condensar el vapor procedente del escape de la turbina principal, el de
escape de las turbinas de las bombas de agua de alimentación y el vapor del
sistema de bypass de la turbina principal, así como vapor, drenajes y venteos de
otros sistemas.
§
Crear un vacío en el escape de la turbina.
§
Recoger los drenajes en cascada de los calentadores de baja presión.
§
Almacenar condensado desaereado.
§
Extraer los gases no condensables que se hayan mezclado con el vapor (sistema
de vacío).
§
Impedir entradas de aire tanto al vapor como al condensado.
§
Mantener el condensado a una temperatura alta como sea posible.
§
Proporcionar un tiempo de retardo para la desintegración de los isótopos de vida
corta (N16) existentes en el condensado.
§
Proporcionar el NPSH (carga neta positiva de succión) adecuado a las bombas de
condensado.
3.3 Criterios de diseño.
3.3.1 Criterios de diseño referentes a la función.
El condensador está diseñado para evacuar todo el calor cedido por el vapor
operando al 100% de carga, así como en transitorios de 105%. Por otra parte el sistema
de bypass de la turbina podrá suministrar al condensador hasta un 30% del flujo
correspondiente al 100% de carga, sin que ello suponga exceder la presión del punto de
disparo de la turbina.
81 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Para que un condensador desaeree el condensado debe eliminar el oxígeno y
otros gases no condensables hasta un nivel que sea aceptable, además de compatible
con el material o el tratamiento químico del agua de alimentación (condensado), o en
ambos casos. El diseño del condensador permite desgasificar el condensado y
proporcionar la calidad de agua requerida. El oxígeno disuelto en el pozo caliente del
condensador debe ser menor de 0.005 cm3/L en condiciones normales de funcionamiento
a plena carga. Otro rasgo que debe cumplir el diseño es el de minimizar las entradas de
aire. En un condensador la desaereación se lleva a cabo aplicando la ley de Henry, la cual
nos dice que la concentración del gas disuelto en una solución es directamente
proporcional a la presión parcial12 de ese gas en la parte superior del líquido (con la
excepción de aquellos gases como el CO2 + NH3 que se enlazan químicamente con el
disolvente)
La capacidad de almacenamiento con la que cuenta el pozo seco para el
condensado se encuentra diseñada de manera que tenga un volumen suficiente para que
se produzca una retención del condensado de al menos 3 minutos. El motivo de dicha
retención es lograr una menor actividad radiactiva del nitrógeno (N16), reduciendo la
exposición de radiación gamma a los sistemas de condensado.
3.3.2 Criterios de diseño referente a la seguridad.
Por lo que se refiere a los criterios de diseño con respecto a la seguridad, el
condensador está diseñado para condensar el vapor principal en caso de un rechazo de
carga o de un disparo de turbina. La concentración de hidrógeno radiolítico en el
condensador no constituye un problema debido a la continua evacuación de los gases
incondensables en operación normal. Durante las paradas esta concentración no se
incrementa debido al aislamiento del condensador de las posibles fuentes de producción
de este hidrógeno.
12
La presión parcial de un gas en atmósferas, es aquella que ejerce el gas eliminando todos los componentes de la mezcla
o solución sin que exista una diferencia en la temperatura.
82 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Las pérdidas de vacío en el condensador (550 mm Hg de vacío) causará el disparo
automático de la turbina principal. En el caso de que las válvulas de paro, control o
bypass no cierren debido a un fallo, en caso de pérdida de vacío en el condensador, se
romperán los diafragmas de seguridad situados en el cuello y escapes de las turbinas de
baja presión con el objeto de proteger ambos contra un exceso de presión. Así mismo, la
presión del agua de circulación es superior a la existente en los cuerpos y pozo caliente
del condensador con el objeto de evitar la contaminación al exterior en caso de fugas a
través de algún tubo.
3.4 Descripción general.
3.4.1 Condensador principal.
El condensador principal es del tipo doble presión, dividido verticalmente en dos
cuerpos separados, el condensador “B” de baja presión y el condensador “A” de alta
presión. Cada uno de los cuerpos del condensador recibe el vapor de escape de la
respectiva turbina, cuya descarga va unida al condensador mediante un cuello y una junta
de expansión.
3.4.1.1 Agua de circulación.
El condensador está refrigerado por el sistema de agua de circulación que circula
en serie por los dos cuerpos, condensado el vapor que entra. Esta agua entra en las dos
cajas de agua de entrada del condensador “B” (baja presión) circula por los tubos y llega a
las cajas de agua intermedias, pasa al condensador “A” (alta presión), circula por los
tubos y lo abandona después de pasar por sus cajas de agua de salida.
Los tubos de condensador van sujetos a dos placas, una en cada extremo de cada
cuerpo y están apoyadas cada cierto espacio, por placas soporte. Están inclinados hacia
las cajas de agua de salida para facilitar el vaciado al quitar de servicio el sistema de agua
de circulación.
83 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.4.1.2 Vapor.
La
mayoría
de
los
fabricantes
de
condensadores
tienen
sus
propias
configuraciones para los tubos, únicas para su concepción del diseño. La tendencia de los
diseñadores de condensadores es la de minimizar la pérdida de presión a la salida de la
turbina así como contar con una disposición en los tubos capaz de fomentar un buen
coeficiente de transferencia de calor. Otra consideración importante es el aspecto
económico; para el servicio de agua dulce el metal del almirantazgo13, BWG 18, ha
resultado satisfactorio. Para el agua de mar ha dado buen resultado la utilización de
cobre-níquel 90-10, BWG 20.
En la entrada del condensador se cuenta con un sistema de calentadores de agua
de alimentación que cumplen con el propósito de reducir la caída de presión al escape de
la turbina además de hacer un mejor uso del espacio de piso que rodea al condensador.
La distribución de los tubos en el condensador está diseñada para optimizar su
eficiencia. El flujo de vapor al ser descargado por la turbina, entra en el cuerpo del
condensador a través de su cuello que hace de difusor para que el vapor llegue con igual
velocidad a todos los tubos exteriores del haz tubular. En ambos lados del tubular existen
conductos que dirigen parte del vapor hacia su zona inferior externa para que todos los
tubos queden rodeados por vapor. Esta disposición hace que la caída de presión
requerida para que el vapor circule hacia la sección de enfriamiento y que la recogida de
no condensables sea menor. La orientación de los grupos es tal que dirige el flujo de
vapor hacia las secciones de enfriamiento y recogida de no condensables, manteniendo
constante la velocidad del vapor a lo largo de su recorrido a medida que parte de él se va
condensando. Con ello se evita que los no condensables, cuya proporción va aumentando
en la mezcla que se dirige a la sección de enfriamiento, se estanquen alrededor de los
tubos, puesto que el mismo flujo de vapor los barre.
13
El metal almirantazgo es una aleación con un 70-­‐73% de cobre, 0.75-­‐1.20% de estaño y un 20% de zinc. Es resistente a los ácidos y atmosferas húmedas. 84 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.4.1.3 Condensado.
Las gotas de condensado formadas por la condensación del vapor en las regiones
superiores del condensador, caen dentro de las charolas recalentadoras localizadas bajo
el haz de tubos, de ahí caen hacia el falso fondo del pozo caliente del condensador. En
este recorrido, las gotas atraviesan el vapor que por los conductos exteriores al haz
tubular, fluyen hacia la parte inferior del mismo, con lo que son recalentadas y
desaereadas, aumentando el rendimiento del ciclo. Se ha diseñado el condensador para
que el condensado esté solamente a 4.4°C, subenfriado respecto a la presión en la
carcasa del condensador de alta presión 63.5 mm Hg abs.
El condensado cae primeramente a unos falsos fondos situados arriba del pozo
caliente, y desde aquí por medio de una abertura, pasa al pozo caliente, de donde es
succionado por las bombas de condensado tras efectuar por dichos falsos fondos un
recorrido de unos 3 minutos de duración para que decaiga su actividad.
El vapor condensado es recogido en su falso fondo, el cual está dividido en cuatro
secciones por dos tabiques de aproximadamente 50 cm, de altura que van de lado a lado
del condensador. Las secciones están unidas a la bandeja, a través de la cual el
condensado pasa del cuerpo de alta al de baja presión.
El condensado recogido en las secciones del falso fondo del condensador, cae por
una abertura situada en el extremo correspondiente a la entrada de agua de circulación a
la sección de pozo caliente, donde hay una conexión de salida hacia el conector de
succión de las bombas de condensado a la cual esta situada en la sección contraria a la
entrada de condensado. Con esta disposición se asegura por un lado un volumen de
condensado almacenado, equivalente al necesario para el funcionamiento con flujo
nominal durante tres minutos. Así mismo es forzado a recorrer aproximadamente dos
veces la longitud del pozo antes de salir hacia las bombas de condensado, con lo que se
asegura el mismo tiempo de tres minutos para proveer un adecuado decaimiento
radiactivo del nitrógeno N16, y otros gases.
85 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.4.1.4 Gases no condensables.
Los gases no condensables separados por el vapor desaereado procedentes del
fondo del condensador, del cuerpo de alta presión son conducidos al de baja presión a
través de unas tuberías que unen ambos cuerpos. De la parte superior del falso fondo del
cuerpo de baja presión son extraídos por los eyectores junto con el resto de los gases no
condensables.
Cada uno de los cuerpos del condensador posee cuatro secciones de enfriamiento
y recogidas de no condensables montadas paralelamente a los tubos del condensador.
Cada una de estas secciones consiste en un conducto en forma de U invertida, que se
extiende a todo lo largo del condensador desde una a otra placa de tubos y con el espacio
dentro de la U recorrido por los tubos de enfriamiento. Por debajo de esta U invertida y
cerca de la misma existe un paso formado por una abertura cuadrada en cada una de las
placas de soporte. Estas aberturas están enfrentadas y no poseen tubos en su interior, y
entre cada una de ellas hay una placa deflectora cuya misión es desviar el flujo de los no
condensables hacia los tubos de enfriamiento de la U invertida.
Con los tubos de enfriamiento situados en el interior de la U invertida no se recibe
directamente vapor descargado de la turbina ni gotas de condensado formadas en las
regiones superiores del condensador, la presión absoluta en el interior de esta U es
menor que la existente en las zonas de su alrededor lo que provocara un flujo hacia el
interior de la U de la mezcla de vapor y gases no condensables.
El tramo de sección de enfriamiento comprendido entre cada dos placas soporte
contiguas actúa como zona de recogida de no condensables liberados en la región del
condensador entre esas dos placas. Puesto que el agua de circulación va aumentando su
temperatura conforma atraviesa el condensador, la presión absoluta existente en el
interior de la U en el punto de entrada de agua de enfriamiento en el cuerpo de baja
presión será la mínima, mientras que la existente en el punto de salida de agua de
circulación del cuerpo de alta presión será la máxima.
86 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” En consecuencia, los no condensables tendrán que fluir por las secciones de
enfriamiento en sentido contrario al agua de circulación, con los cual cada tramo de la
sección de enfriamiento recibirá, además de los no condensables de su región, los no
condensables procedentes del tramo adyacente con presión superior a los cuales pasarán
de una a otra sección por la abertura cuadrada en la placa común a ambos tramos.
El cuerpo de mayor presión, que es el situado en la salida de agua de circulación,
está unido mediante dos tubos localizados en el cuello del condensador al cuerpo de baja
presión. A través de estos conductos, los no condensables recogidos en el cuerpo de alta
presión pasan a las secciones de enfriamiento del condensador de baja presión,
uniéndose a los gases incondensables recogidos en el mismo y fluyendo al extremo de
menor presión, en el cual cada sección tiene su propio sistema de remoción de aire del
condensador al extraer los no condensables del mismo. Con esta circulación de la mezcla
de vapor-no condensables de zona de mayor a menor temperatura, se logra que la
proporción de vapor en dicha mezcla vaya disminuyendo, ya que el vapor se va
condensando al ponerse en contacto con tubos cada vez más fríos y por lo tanto el
volumen de gases a extraer por el sistema de evacuación es menor.
El diseño del condensador esta hecho de manera que la circulación de la mezcla
vapor-gases no condensables pueda realizarse únicamente por la diferencia de presiones
existentes entre ambos cuerpos de mismo, y solamente será necesario el sistema de
evacuación de gases por la extracción de estos en el tramo de menor presión en el
extremo más frio del cuerpo de baja presión.
3.4.1.5 Toma de muestras.
En los extremos del condensador, tanto para el cuerpo de alta y baja presión se
cuenta con una canaleta instalada situada por debajo del borde inferior de las placas
tubulares y dividida en dos secciones independientes mediante una placa divisor
transversal. Cada una de dichas secciones recoge condensado formado en la zona de
tubos situada directamente sobre ella y las posibles fugas de agua de circulación a través
de la placa de tubos abarcada por esa sección.
87 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Cada una de las secciones cuenta con una toma de muestras que la dirige a un
elemento de conductividad mediante el cual se detectaran las posibles fugas por placas
de tubos. En cada canaleta se drena el condensado no extraído para muestras a un
rebosadero donde se une con el resto del condensado en el pozo caliente.
Ilustración 3.2: Flujo de enfriamiento de no condensables.
3.4.1.6 Aportaciones al condensador de distintos sistemas.
a). Sistemas y equipos de aportación continua.
1. Vapor de escape de las turbinas de baja presión.
2. Vapor de escape de las turbinas de las bombas de agua de alimentación.
3. Efluente del condensador de vapor de sellos de la turbina principal.
4. Efluente del condensador de vapor de los eyectores de aire.
5. Efluente del condensador del vapor del sistema de tratamiento de desechos
gaseosos off-gas.
6. Venteos de los calentadores de agua de alimentación.
7. Drenajes de calentadores de agua de alimentación.
88 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” b). Sistemas y equipos de aportación intermitentes:
1. Venteos de arranque de las bombas de condensado y de las bombas de agua de
alimentación.
2. Mínima recirculación de las bombas de condensado, de refuerzo de condensado y
agua de alimentación.
3. Flujo de agua de lavado de las tuberías de agua de alimentación durante el
arranque.
4. Flujo de agua de repuesto del depósito del condensado.
5. Drenajes de las tuberías de vapor principal.
6. Drenajes de los equipos de las turbinas.
7. Rechazo de agua del reactor a través del RWCU.
c). Sistemas y equipos de aportación ocasional o transitoria.
1. Sistema de bypass de la turbina
2. Drenajes en caso de alto nivel de los calentadores de agua de alimentación.
3. Drenajes en caso de alto nivel de los separadores de humedad y recalentadores.
4. Descarga de válvula de alivio del BOP.
89 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.4.2 Sistema de remoción de aire del condensador (AR).
El objetivo de este sistema es crear y mantener un vacío en el condensador de
modo que la presión absoluta (durante una operación normal) sea de 48.5 mm Hg abs en
el lado “B” y 63.5 mm Hg abs en el lado “A”, evacuando el aire y gases no condensables
existentes en el condensador.
El sistema de remoción de aire del condensador, realiza el vacío en dos etapas. La
primera etapa es efectuada por las bombas mecánicas de vacío, alcanzándose una
presión absoluta de 381 mm Hg, y posteriormente en una segunda etapa, entran en
funcionamiento los eyectores de aire del condensador, alcanzándose las presiones de
vacío de operación normal mencionadas con anterioridad.
Ilustración 3.3: Diagrama de flujo agua, vapor y aire vapor a través de los eyectores e intercondensadores (vista lateral)
90 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.4.2.1 Equipo mecánico de vacío del condensador.
Cuando el AR esta en operación, el vacío del condensador principal se mantiene a
la presión de operación normal. Esto se debe a la remoción de aire, gases no
condensables, productos de disociación radiolitica e incluyendo una fuga de aire hacia
adentro de 1.7 m3/min. El AR utiliza las bombas mecánicas para iniciar el vacío, y los
eyectores para mantenerlo durante la operación. Las bombas succionan a través de las
válvulas AR-AV-4593/4592 del tipo mariposa, abiertas por aire y cerradas por resorte. Un
filtro está situado entre la válvula de succión y la bomba para evitar la entrada de
partículas que puedan dañar la bomba. Hay una válvula de purga (entrada de aire)
localizada entre el filtro y la succión de la bomba, que sirve para reducir la concentración
de radiactividad que puede estar presente en el aire-vapor y limita la concentración de
hidrogeno, a menos de 4% en volumen, que se libera al ambiente.
La válvula check localizada entre la válvula de purga y el filtro de succión evita el
regreso de aire de purga hacia el condensador principal.
Las bombas mecánicas de vacío son del tipo rotatorias selladas con agua del
sistema de agua desmineralizada (DW). Cada una cuenta con un lazo de enfriamiento,
que consiste en una bomba AR-P-002A/B y un cambiador de calor, TCCW-HX009A/B. La
bomba de enfriamiento de las bombas mecánicas arranca automáticamente cuando se
pone en servicio la bomba de vacío.
Cuando la bomba de enfriamiento no arranca dentro de 5 segundos, la bomba de
vacio correspondiente deberá dispararse manualmente. Las bombas mecánicas están
diseñadas para reducir la presión del condensador a 381 mm Hg absolutos en 30 minutos,
descargando a la atmosfera a través de las válvulas AR-4595/4594 después de haber
pasado por el separador de humedad, que tiene un cambiador de calor que separa la
humedad y los gases no condensables.
La chimenea donde descargan los extractores y las bombas mecánicas de vacio
cuenta con una línea de drenaje que está conectada al drenaje de piso radiactivo (FDR) a
través de la válvula AR-V-14.
91 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” La descarga a la atmósfera es continuamente vigilada por el sistema de monitoreo
de radiación, tomando una muestra por la válvula AR-V-3 y retornándola por la AR-V-4.
Cuando las bombas mecánicas llevan al condensador a un vacío de 381 mm Hg
abs los eyectores se ponen en servicio empleando vapor auxiliar para mover y disolver la
mezcla, posteriormente se ponen fuera de servicio por las bombas. El vapor auxiliar para
los eyectores es suministrado a través de las válvulas MS-PCV-0321/0320 y la válvula
check MS-V-104/105. Cuando la presión del reactor es mayor de 14 kg/cm2 (200psig) los
eyectores pueden ser transferidos manualmente de vapor auxiliar a vapor principal como
fuente de vapor motriz. El aire, los no condensables y el vapor motriz entran en el
intercondensador HX-007A/B, donde se condensa el vapor. Este condensado es drenado
al condensador principal mediante el controlador de nivel LIC-2596/2597 a través de la
válvula HD-LCV-2596/2597. Los eyectores están protegidos contra una sobrepresión de
vapor por una válvula de alivio MS-SRV-137/138 que abre a 9.6 kg/cm (137psig) y
descarga al condensador principal.
El flujo nominal de vapor motriz al segundo paso de eyectores es entre 3.272 y
3.461 kg/hr a una presión de 8.05 kg/cm.
A la segunda etapa de eyectores llega una línea de secadores del off-gas que es
usada para regeneración con un flujo de 0.85 m/min a una temperatura de entre 205 y
255° C.
Durante los periodos que el eyector no está en operación, la válvula de descarga
del eyector y la válvula de descarga del sello/purga de aire están cerradas. Si el flujo de
vapor al segundo paso es bajo y la maneta de control de la válvula sello/purga está en
posición “abrir”, esta válvula abre, aplicando aire comprimido a la sección aislada de la
línea de descarga del eyector, lo cual evita la entrada de hidrógeno del eyector en
operación al eyector en reserva.
92 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.4.2.2 Eyectores de aire del condensador.
Una vez que se ha conseguido el primer grado de vacío y se dispone de vapor
motriz (auxiliar o principal) para los eyectores, son estos los que continúan aumentando el
vacío, mediante transferencia manual, evacuando gases del condensador hasta lograr
una presión absoluta de 48.5 mm Hg en el lado B y una presión de 63.5 mm Hg en el lado
A. Primeramente se ponen en funcionamiento los eyectores con vapor auxiliar, hasta que
alcanzan aproximadamente 14 Kg/cm2 en el reactor, entonces se pasan manualmente
tales eyectores a funcionamiento con vapor principal.
Existen dos trenes de eyectores de aire con el 100% de capacidad cada uno. Cada
tren de eyectores consta de dos unidades del 50%, así como de un condensador de
eyectores.
Cada unidad de mantenimiento de vacío, del 100% de capacidad, consta de dos
eyectores de tipo “Y” del 50% de capacidad y dos eyectores de tipo “Z” del 50% de
capacidad.
Existen dos condensadores COND-HX-007A/B de eyectores de aire del 100% de
capacidad cada uno, uno para cada tren de eyectores. Están refrigerados por agua
procedente del sistema de condensado y agua de alimentación.
Los eyectores de la primera etapa (eyector “Y”) descargan la mezcla vapor motrizgases del condensador en el condensador de eyectores de aire correspondiente, en
donde el vapor es condensado y los no condensable son almacenados para más adelante
ser removidos por los eyectores de la segunda etapa (eyectores “Z”), los cuales
descargan al sistema de tratamiento de gases radiactivo. El condensado obtenido es
enviado al condensador HX-008A.
En la tubería que suministra el vapor motriz a los eyectores de la segunda etapa,
existe un indicador-interruptor de flujo que manda una señal de cierre a la válvula, cuando
recibe señal de bajo flujo de vapor. De este modo se evita que la concentración relativa de
hidrógeno sea demasiado alta en la descarga al sistema de tratamiento de gases
radiactivos, por falta de vapor.
93 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 3.4: Condensador principal e interiores (lado sur).
3.4.2.3 Relación con otros sistemas.
Además de los sistemas de aporte al condensador este sistema tiene relación con
los siguientes:
a) Aire comprimido de la central (CAS).
Proporciona aire de control a las válvulas neumáticas. La pérdida de este sistema
causará que todas las válvulas neumáticas tomen posición de falla, esto produce la
pérdida de las bombas de vacío, aire sello/purga para eyectores, suministro de vapor
auxiliar, control de presión de vapor auxiliar, control de nivel de agua de las válvulas
rompedoras de vacío.
El AR puede seguir trabajando pero sin control automático de proceso.
94 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” b) Agua desmineralizada (DW).
Proporciona agua para sellos de las bombas mecánicas de vacío y agua de
repuesto para el separador de la bomba mecánica respectivamente. La pérdida de este
sistema evita el arranque del AR, pero la operación normal del sistema no es afectada.
c) Sistema cerrado de agua de enfriamiento del edificio de turbina (TCCW).
Proporciona enfriamiento a las bombas mecánicas de vacío y los extractores del
condensador de vapor de sellos. La pérdida del TCCW reduce la capacidad de arranque
del AR y la operación normal no será posible por el fallo de los extractores.
d) Sistema de condensado
El sistema enfría los intercondensadores de los eyectores, el condensador de
vapor de sellos y sella con agua las válvulas rompedoras de vacío. La pérdida del sistema
pone fuera de servicio automáticamente el AR.
e) Caldera auxiliar y sistema de vapor (AS) y sistema de vapor de sellos.
El vapor principal proporciona vapor motriz, para dilución a los eyectores después
de poner fuera de servicio las bombas de vacío y antes que la presión del reactor sea
mayor de 14 kg/cm2. La pérdida de este sistema evita el arranque nominal de AR, sin
embargo, las bombas de vacío son de uso rudo y pueden estar en servicio hasta que esté
disponible el vapor principal. El sistema de vapor de sellos suministra vapor a los sellos
del turbogenerador principal para prevenir fugas de aire a la turbina. La pérdida de este
sistema trae como consecuencia la pérdida del vacío del condensador debido a la
presencia de fugas de aire por baja presión (hacia el interior) provocadas por la
disminución de presión en los sellos de vapor del rotor de la turbina. Al disminuir la
presión de vapor de sellos a 0.09 kg/cm2, el interruptor PSHL-5181 enviara señal para la
apertura de las válvulas rompedoras de vacío. La pérdida de vacío en el condensador se
observa rápidamente a través del aumento de presión absoluta en el escape de la turbina
principal.
95 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” f) Vapor principal (MS).
Proporciona vapor motriz y para dilución a los eyectores cuando la presión del
reactor llegue a 14 kg/cm2. La pérdida del MS no causa la pérdida del AR debido a que
existe como alternativa el vapor auxiliar.
g) Drenaje de equipo y piso radiactivo (EDR y FDR).
El EDR proporciona un camino para los drenajes de las bombas y separadores de
humedad. El FDR proporciona un camino para los drenajes de la chimenea. La pérdida de
cualquiera de ellos no afectará inmediatamente la operación del AR.
h) Sistema de tratamiento de desechos gaseosos (off-gas).
Es el punto extremo de la descarga del segundo paso de los eyectores. La pérdida
de ambos trenes del off-gas sacará de operación el AR debido al cierre de las válvulas de
vapor principal.
i)
Sistema electrico.
Alimenta las válvulas rompedoras de vacío, de suministro de vapor principal, de
drenaje de vapor auxiliar, los motores de las bombas de vacío y extractores. La pérdida
de energía eléctrica evita el arranque y operación del AR.
j)
Energía de control 120 Vca no vital.
Proporciona energía a los solenoides de diferentes válvulas y 24 Vcd para varios
instrumentos después de ser rectificada como por ejemplo:
•
Nivel de agua rompedora de vacío.
•
Presión de vapor auxiliar.
•
Nivel del intercondensador.
•
Aire de sello y purga.
La pérdida de este sistema causara que varias válvulas e instrumentos tomen su
posición de falla, resultando en una pérdida de control.
96 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” k) 125 Vcd.
Proporciona potencia motriz y de control a las válvulas rompedoras de vacíony de
bypass de las trampas de drenaje de los eyectores. La perdida de este sistema causara
que ambas válvulas fallen.
l)
Sistemas de monitores de radiación.
Este sitema vigila los niveles de radiación descargados por la chimenea y a la
descarga de los eyectores. La pérdida de este sistema puede causar el aislamiento del
AR.
m) Sistema de agua de circulación (CW).
Proporciona el agua de refrigeración del condensador principal. La pérdida del
sistema causara la perdida de vacío del condensador.
97 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.5 Descripción de componentes.
3.5.1 Condensador principal.
Las características principales de diseño del condensador y los parámetros
correspondientes al 100% de potencia, son los siguientes:
Generales:
Cantidad/capacidad
1/100%
Tipo de condensador
Dividido verticalmente, de paso simple.
Número de cuerpos
2
Número de pasos por cuerpo
1
Tipo de pozo caliente
Deaereador, cambiador de calor.
Capacidad de retención y almacenamiento
3 minutos (el fabricante ha diseñado el
del pozo caliente
pozo
caliente
minutos,
3
para
de
almacenamiento,
proveer
retención
a
flujo
hasta
5
2
de
máximo
de
y
condensado).
Capacidad de transferencia de calor
1.072 x 109 Kcal/hr o 4.255 x 109 Btu/hr.
Flujo de agua de condensado
0.59 m3/seg
Volumen especifico del condensador
1.0073 x 10-3m3/kg.
Lado carcaza:
Fluido
Vapor de las distintas aportaciones.
Flujo de vapor de escape de las turbinas de
553.92 Kg/seg.
B.P.
Presión absoluta del cuerpo “B”
48.5 mm de Hg
Presion absoluta del cuerpo “A”
63.5 mm de Hg
Superficie efectiva por carcaza
23,558 m2
98 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Lado tubos:
Fluido
Agua de circulación.
Flujo de agua de circulación
27.82 m3/seg
Temperatura de entrada del agua de
26.1°C
circulación
Temperatura
de
salida
del
agua
de
36.8° C
Aumento máximo de temperatura esperada
10.7°C
Diámetro externo del tubo
3.18 cm
Espesor del tubo
19 BWG
Longitud del tubo
1158.24 cm
Número total de tubos
40,784
Número de tubos 90:10 Cu-Ni
39,040
Número de tubos 70:30 Cu-Ni
1,744
Número de las placas soporte de tubos
11
Material de los tubos
90:10 Cu-Ni
circulación
70:30
Cu-Ni
para
la
sección
de
enfriamiento de gases.
Velocidad del agua de circulación por
1.981 m/seg
dentro de los tubos
99 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.5.2 Sistemas de evacuación de gases del condensador.
3.5.2.1 Bombas mecánicas de vacío.
Las bombas mecánicas de vacío son de tipo horizontal, rotatorias de
desplazamiento positivo, anillo líquido, carcaza cilíndrica y accionadas por motor eléctrico.
Número/capacidad
2/50%
Flujo de aire, vapor y no-condensables
30-45 cfm
removidos del condensador principal
Potencia
125 h.p. máx
Velocidad del motor
585 rpm
Voltaje
480 Vca, trifásica
Alimentación eléctrica
BUS-14BA/14BB
3.5.2.2 Eyectores de aire.
Los eyectores tipo “Y” y “Z” están diseñados en toberas de eficiencia del 97% para
desalojar los no condensables. Las características principales de operación normal y de
diseño son:
Eyector tipo “Y” (primer paso):
Flujo de vapor motriz
1,695.7 kg/hr o 3,735 lb/hr
Temperatura
174°C o 345°F
Presión
7.74 kg/cm2
100 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 3.5: Sección del eyector “Y”.
Eyector tipo “Z” (segundo paso):
Flujo de vapor motriz
1,623.05 Kg/hr o 3,735 lb/hr
Temperatura
174°C o 345°F
Presión
8.05 kg/cm2
Ilustración 3.6: Sección del eyector “Z”.
101 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.5.2.3 Condensadores de eyectores de aire.
La gráfica muestra la relación entre el flujo del refrigerante (agua de condensado)
mínimo requerido y la temperatura de éste a través del condensador de eyectores
correspondiente al tren de eyectores. En la gráfica se observa que el flujo mínimo de agua
refrigerante que se requiere en el intercodensador aumenta en forma exponencial
conforme la temperatura del agua de condensado va en aumento con el objetivo de
cumplir con la transferencia de calor requerida en el proceso.
Ilustración 3.7: Relación flujo-­‐temperatura del condensador de eyectores de aire.
102 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Las principales características de operación nominal y diseño son las siguientes:
Generales:
Número/capacidad
2/100%
Tipo
Horizontal de un solo paso
Lado de tubos:
Flujo de agua de condensado
0.59 m3/seg
Longitud del tubo
23,164.8 mm
Diámetro exterior
19.1 mm
Espesor
18 BWG
Temperatura
39.2°C o 102.6°F
Presión
14.63 kg/cm2
103 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.6 Alarmas en BB-12 y BB-13.
Los paneles de control BB-12 y BB-13, son parte de la instrumentación del cuarto
de control principal. En el caso del panel BB-12 corresponde al dispositivo LI-1012, el cual
se ubica a nivel del pozo caliente; cuenta con un rango de operación del -50% a +50%.
Por otra parte en el caso del panel BB-13 corresponden varios dispositivos, estos
son:
-PI-0045-2: se ubica en el cuerpo de alta presión (A), cuenta con un rango de 0 a
25 cm Hg abs.
-PI-0043-2: se ubica en el cuerpo de baja presión (B) con un rango de 0 a 25 cm
Hg abs.
-PI-0082-2/0077-2: es el encargado de medir el valor de la presión de vapor
principal a eyectores. Opera en un rango de 0-12Kg/cm2.
FI-9813-1/FI: este dispositivo es el responsable de medir el vapor al segundo paso
de eyectores.
3.6.1 Alarmas en CCP (Panel BB-12).
“Bajo nivel en el condensador”
El bajo nivel en el pozo caliente del condensador principal es sensado por el
dispositivo LSL-1014 cuando el nivel disminuye a 2400 mm de elevación absoluta. El
interruptor reestablece cuando el nivel se recupera a 2418 mm.
104 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” El indicador LI-1012 del panel BB-12 en el CCP indicará -1066 mm por debajo de
nivel normal (-30.8%). Este instrumento indica de un nivel de “0” cuando el nivel en el
pozo caliente es normal (3466 mm de elevación absoluta).
“Alto nivel en el condensador”
El alto nivel en el pozo caliente de condensador principal esta sensado por el
dispositivo LSH-1013 cuando el nivel aumenta a 3618 mm de elevación absoluta. El nivel
se reestablece cuando regresa a 3606 mm. El indicador LI-1012 del panel BB-12 en el
CCP indicará +152 mm por arriba del nivel normal (+4.4%). Este instrumento indica un
nivel de “0” cuando el nivel en el pozo caliente es normal (3466 mm de elevación
absoluta).
“Fosa de condensador inundada”
Esta alarma indica que probablemente se rompió una de las secciones del
condensador en el lado del agua de circulación pues la fosa del condensador se haya
inundada. Los puntos de ajuste de los dispositivos LS-0911A/B/C y D son, 300 mm abs,
300 mm abs, 1200 mm abs, y 1200 mm abs, respectivamente. Se procede a disminuir a
través del sistema de recirculación y barras de control para determinar el lugar de fuga.
En el caso de que la fuga no sea aislable será necesario el paro de la unidad de acuerdo
al procedimiento de operación.
105 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” “Alta conductividad en los espejos”
Esta alarma se presenta cuando la conductividad alcanza los 0.5% µmhos/cm en
cualquiera de las siguientes secciones:
•
Tubos del lado noreste a la entrada o la salida del condensador 008A y 008B.
•
Tubos del lado suroeste a la entrada o la salida del condensador 008A y 008B.
“Muy alta alta conductividad en el pozo caliente del condensador”
Se presenta cuando la conductividad alcanza los 2 µmhos/cm en el pozo caliente
del condensador.
“Condensador S-W alta conductividad (HP).
Alarma por alta conductividad en el pozo caliente del condensador lado sur,
cuando alcanza los 0.3 µmhos/cm, posiblemente por alguna fuga en los tubos del
condensador.
“Condensador norte alta conductividad”
Alarma por alta conductividad en el pozo caliente del condensador lado norte
cuando alcanza los 0.2 µmhos/cm, la causa puede ser alguna fuga en los tubos del
condensador.
106 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” 3.6.2 Alarmas en el CCP (Panel BB-13).
“Disparo de turbina por presión diferencial alta en el condensador”
El disparo de la turbina por alta presión diferencial entre condensadores, s
encuentra sensada por los dispositivos DPSH-0044-2 y 0044-3. Cuando la presión
alcanza 63.5 mm Hg (recordando que el vacío en el condensador A es de 696.5 mm Hg
vacío y en el B es de 711.5 mm Hg vac, así que la diferencia en el vacío durante la
operación normal es de 15 mm Hg), la turbina se dispara por energización de la solenoide
de disparo de la turbina y energización de la solenoide de disparo de emergencia.
“Disparo de turbina por bajo vacío en el condensador”
El disparo de la turbina por el bajo vacío en el condensador principal ocurre
cuando la presión de vacío es de 550 mm Hg vac en el condensador principal.
“Presión diferencial alta en el condensador”
Alta presión diferencial en condensadores al aumentar a 50 mm Hg. Se deberá
disminuir la carga hasta que sea menor de los 50 mm Hg evitando el disparo de la turbina
que se presenta a los 63.5 mm Hg.
“Bajo vacío en el condensador”
Esta alarma advierte que hay un bajo vacío en el condensador principal (650 mm
Hg vac. Disminuyendo).
107 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” “Sobre carga en rompedoras de vacío A/B”
Esta alarma se presenta cuando cualquiera de estas válvulas este en
operación y ocurra la sobrecarga. La válvula queda en la posición inmediata a la
sobrecarga. De ser necesario el ayudante del operador de la turbina tendrá que operar
manualmente las válvulas.
“Vacío/condensador bajo-válvula”
Esta alarma se presenta cuando las válvulas de bypass de la turbina están
cerradas por el bajo vacío del condensador.
“Baja presión de vapor principal/ baja presión de vapor en sellos”
La baja presión de vapor principal o en vapor de sellos causara SCRAM del
reactor, disparo de turbina y aislamiento después del disparo de la turbina, el vapor de
sellos se requiere solo 23.6 minutos después de los cuales el vacío en el condensador
será roto.
“AR bomba A/B de vacío disparo por sobre carga”
La pérdida de una bomba de vacío incrementa aproximadamente 30
minutos el tiempo de arranque AR. Para llegar al punto en donde los eyectores pueden
ser operados con vapor auxiliar.
“Filtros de vapor a eyectores A/B presión diferencial alta”
Alta presión diferencial a través de cualquiera de los filtros.
108 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” “Enfriamiento en bomba de vacío A/B parada”
Ocurre cuando existe una falla en la bomba de enfriamiento de la bomba de
vacío por sobrecarga del motor, por lo que se procede a la apertura del interruptor
principal o por apertura del fusible de alimentación de 120 Vca.
“Eyectores A/B vapor 2° flujo bajo aislamiento”
Bajo flujo de vapor en la entrada del 2° paso de eyectores del tren A/B,
3195 kg/hrs / 3045 Kg/hrs, provocando su aislamiento a través del cierre de las válvulas
de succión. Después del aislamiento del tren de eyectores en operación, se iniciara la
pérdida de vacío del condensador principal. Si se alcanzara una presión de vacío de 550
m Hg o menor, habrá disparo de turbina.
“Eyectores A/B vapor 2° paso y eyector “B” flujo bajo”
Alarma que se acciona al detectar un bajo flujo de vapor principal en la entrada del
2° paso de eyectores del tren A/B del sistema de remoción de aire del condensador
principal.
“Presión alta de vapor motriz en eyectores A/B”
Alta presión mayor de 8.9 Kg/cm2 en el cabezal de suministro de vapor a tren A/B
de eyectores del sistema de remoción de aire del condensador principal.
“Presión baja de vapor motriz en eyectores A/B”
Baja presión, menor a 7.9 Kg/cm2 en el cabezal de suministro de vapor al tren A/B
de eyectores del sistema de remoción de aire del condensador principal.
109 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” “Eyectores A/B condensador vapor nivel alto”
Alto nivel de agua 3.83 m aumentando en el condensador de vapor de eyectores.
“Vacío condensador separador agua nivel bajo”
Bajo nivel de agua (2.355 m) en los separadores de humedad de la descarga de
bombas de vacío del sistema de remoción de aire del condensador principal.
“Eyectores A/B condensador Vapor nivel”
Bajo nivel en el cabezal de drenaje de condensado del condensador de vapor de
eyectores A/B (3.6274 m y disminuyendo).
“Condensador vapor sellos extractor disparo”
Disparo de los extractores de vapor de sellos.
3.6.3 Pérdida de vacío del condensador.
Cuando el condensador pierde el vacío y su presión absoluta comienza a
aumentar, las causas más probables son:
•
Pérdida de una o más bombas de agua de circulación.
•
Taponamiento o suciedad en tubos de condensador.
•
Apertura de válvulas rompedoras de vacío.
•
Rotura de fuelle del condensador.
•
Fallo de eyectores de aire off-gas.
•
Entrada de aire al condensador por cualquier conducto.
•
Pérdida del sistema de sellado de turbina.
110 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” •
Acumulación de aire en tubos del condensador.
•
Aislamiento del off-gas.
3.6.4 Señal de aislamiento.
Cuando el indicador-interruptor de flujo situado en la tubería de inyección de vapor
a los eyectores de operación de la segunda etapa detecta bajo flujo de vapor en dicha
tubería, aparece en el cuarto de control principal la alarma correspondiente. Así mismo,
cierran automáticamente las válvulas AR-AV-4597 / 4596 cortando la succión de gases
del condensador a los eyectores de la primera etapa.
3.6.5 Señal de aislamiento del sistema AR.
Cuando la maneta de control de las válvulas de succión AR-4591 / 4598 están en
AUTO, estas reciben señal de cierre cuando los monitores de radiación del proceso offgas detectan alta-alta o muy baja escala o cuando se recibe señal de muy alta o
inoperatividad del sistema de monitoreo de radiación de las líneas de vapor principal.
3.8 Modos de operación.
3.8.1 Puesta en marcha.
La puesta en servicio de este sistema, está ligada con la entrada en servicio del
condensador para ello se arranca en primer lugar las bombas mecánicas en vacío,
mediante los correspondientes interruptores situados en el cuarto de control principal.
111 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Una vez que se ha llegado a la presión absoluta de 381 mm Hg, se hace la
transferencia a los eyectores que continúan haciendo el vacío hasta alcanzar una presión
absoluta de 48.5 y 63.5 mm Hg. Abs. En este punto se considera al condensador para
trabajar en condiciones normales.
3.8.2 Operación Normal.
Durante la operación normal, se mantiene un vacío en el condensador de 48.5 y
63.5 mm Hg en el cuerpo de baja y alta presión respectivamente. El sistema de remoción
de gases del condensador está diseñado para mantener de forma automática el vacío.
3.8.3 Paro del sistema.
El paro del sistema se lleva a cabo al cortar el suministro de vapor motriz a los
eyectores. Para eliminar el vacío en el condensador, se abren las válvulas rompedoras de
vacío con lo que se permite la entrada de aire en su interior.
112 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 3.8: Condensador principal (lado oeste).
113 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 3.9: Condensador principal (lado este).
114 Universidad Veracruzana Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica Zona Xalapa “Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío en una central nucleoeléctrica” Ilustración 3.10: Condensador principal e internos (lado oeste).
115 ÍNDICE DE ILUSTRACIONES.
Capítulo 1: Introducción a la obtención de la energía nuclear.
1.1 Modelo atómico propuesto por J.J. Thomson
7
1.2 Comparativo entre el modelo de Thomson y Rutherford
9
1.3 Modelo de Rutherford
10
1.4 Modelo atómico de Niels Bohr
12
1.5 Línea espectral del hidrógeno
12
1.6 Experimento de Millikan y Fletcher
16
1.7 Fotografía del físico alemán Albert Einstein
19
1.8 Proceso de fisión de un átomo de U 235
24
1.9 Comparativa de energía liberada en la fisión y la fusión
25
1.10 Serie de decaimiento del Uranio natural
28
Capítulo 2: Reactores y nucleoelectricidad.
2.1 Mineral de Uranio natural
45
2.2 Enriquecimiento por difusión gaseosa
46
2.3 Enriquecimiento por centrifugación gaseosa
47
2.4 Ensamble de combustible
49
2.5 Moderador
51
2.6 Barras de control
54
2.7 Ciclo termodinámico
58
2.8 Sistemas de seguridad
62
2.9 Reactor PWR
70
2.10 Reactor BWR
73
2.11 Reactor PHWR
75
2.12 Reactor GCR
76
2.13 Reactor LMFBR
77
Capítulo 3: Condensador, eyectores y bombas mecánicas en vacío.
3.1 Condensador principal (lado sur)
80
3.2 Flujo de enfriamiento de no condensables
88
3.3 Diagrama de flujo a través de eyectores
90
3.4 Condensador principal e interior (lado sur)
94
3.5 Sección del eyector “Y”
101
3.6 Sección del eyector “Z”
101
3.7 Gráfica de relación entre flujo-temperatura del condensador de eyectores
102
3.8 Condensador principal (lado oeste)
113
3.9 Condensador principal (lado este)
114
3.10 Condensador principal e interior (lado oeste)
115
Conclusiones:
Sin energía no somos nada. La industria en general, la sociedad y muchas
actividades más, requieren de una gran cantidad de electricidad para llevar a cabo un sin
número de tareas en la actualidad, por lo que este es un tema serio que necesita de
especial atención por cada uno de los que hacemos uso de la éste vital insumo. La
energía nuclear es con toda seguridad la que reune las características necesarias para
combatir el desabasto de los combustibles fósiles y la contaminación ocasionada por los
gases de efecto invernadero que propician cambios tan drásticos en el ecosistema.
La industria de la nucleoeléctrica no deja nada al azar. Las constantes mejoras
permiten trabajar con mayor seguridad. Un intrincado sistema de seguridad permite
reducir riesgos tanto para el personal que labora, así como a las personas que se viven
alrededor de alguna planta de este tipo. Sistemas de protección escalonados, sistemas de
contención, e incluso sistemas de orden lógico permiten crear un ambiente seguro al
operar estas centrales. Es importante darle la justa dimensión a las cosas y eso se logra
únicamente mediante la información que se proporcione a la comunidad en general.
En conclusión, hablar de energía nuclear no debe asociarse con fines bélicos o a
accidentes trágicos sino darle la perspectiva de fuente de energía prácticamente
inagotable la cual se encuentra en constante expansión. A través de los años ha
demostrado ser económica, viable y segura.
116 Referencias:
Avallone, Eugene A., Baumeister, Theodore. (2008). “Marks Manual del Ingeniero
Mecánico”. (9ª ed.). México: Mc Graw Hill /Interamericana de México S.A.
de C.V.
Blackwood, O., Osgood, T., Ruark, A., Hutchisson, E., Scott, G.,Wilfred, P. y Worthing, A.
(1965). “Física atómica general”. Argentina: Editorial Universitaria de Buenos
Aires.
Broglie, L. (1924).”Recherches sur la théorie des quanta ("Investigaciones sobre la
teoría cuántica"). Recuperado Octubre 4 del 2010, de:
http://www.nobelprize.org/nobel_prizes/physics/laureates/1929/broglie-bio.html
Bröcker, Bernhard. (1988). “Atlas de Física Atómica”. España: Alianza Editorial, S. A.
Campos, Patricia. (Jueves 5 de junio del 2008). Blogspot ciencias e historia del átomo.
Recuperado Septiembre 22, 2010 de
http://cienciashistoriatomo.blogspot.com/2008/06/evolucin-del-modelo-atmico.html
117 Chadwick, J. (sin fecha). "The Existence of a Neutron" . Recuperado Septiembre 29,
2010, de: http://www.chemteam.info/Chem-History/Chadwick-1932/Chadwickneutron.html
Cohen, Bernard L. (1993). “La energía nuclear una opción para el futuro”. México:
Siglo veintiuno editores, S.A. de C.V.
Diario oficial de la federación. (1999, Julio 5). Norma oficial Mexicana NOM-026-NUCL
-1999, Vigilancia médica del personal ocupacionalmente expuesto a
radiaciones ionizantes. Recuperado Noviembre 20, 2010, de
http://www.sener.gob.mx/webSener/res/Acerca_de/nom026-nucl1999.pdf
Haywood, R. W. (1986). “Análisis termodinámico de plantas eléctricas”. México:
Editorial Limusa S.A.
Instituto de tecnologías educativas. (sin fecha). “El átomo en la historia de la
configuración electrónica”. Recuperado Septiembre 22, 2010, de:
http://www.ite.educacion.es/w3/eos/MaterialesEducativos/mem2000/tablap
abla/hstoriaatomo.htm
118 Lozano, García R. Belin, Croche R.. (2004). “Centrales generadoras de electricidad”
Veracruz: Textos universitarios Universidad Veracruzana.
Potter, Merle C., Wiggert, David C.(2002) “Mecánica de fluidos”. (3ra. ed.). México:
International Thomson Editores S.A. de C.V.
Publicaciones e información de comisión federal de electricidad. (2004, septiembre).
“Del fuego a la energía nuclear”. México. Comisión Federal de electricidad.
Serway, Raymond A., Beicher, Robert J. (2002). “Física para ciencias e ingeniería”
(5th ed.). México: McGraw Hill/ Interamericana editores S.A. de C.V.
Stoney, G. (1984). Of the "Electron" or “Atom of Electricity”.Philosophical Magazine,
Series 5 38: (p.418–420)
Wikipedia la enciclopedia libre. (2011, Marzo 23). Reactor reproductor rápido.
Recuperado Abril 10, 2011, de:
http://es.wikipedia.org/wiki/Reactor_reproductor_r%C3%A1pido#Proliferaci.C3.B3n
Xocolostli, Vicente M. Belin, Croche R. (2008). “Notas del curso de seguridad y
protección radiológica”.
119 AL C.
OMAR IVAN SEGOVIA JACOME
P R E S E N T E.
EN RELACION A SU SOLICITUD RELATIVA, ME ES GRATO TRANSCRIBIR A USTED A
CONTINUACION EL TEMA QUE APROBADO POR EL H. CONSEJO TÉCNICO Y LA
DIRECCIÓN DE ESTA FACULTAD QUE PROPUESTO POR ING. RENE CROCHE BELIN
DESARROLLE CON LA MODALIDAD DE MONOGRAFIA DE INGENIERO MECANICO
ELECTRISISTA.
“CONDENSADOR, EYECTORES Y BOMBAS MECANICAS EN VACIO EN UNA
CENTRAL NUCLEOELECTRICA”
CAPITULO I
CAPITULO II
CAPITULO III
INTRODUCCION
INTRODUCCION A LA OBTENCION DE ENERGIA NUCLEAR
REACTORES Y NUCLEOELECTRICIDAD
CONDENSADOR, EYECTORES Y BOMBAS MECANICAS EN
VACIO.
CONCLUSIONES
REFERENCIAS
ATENTAMENTE
XALAPA, VER. A 26 DE AGOSTO DEL 2011.
ING. MIGUEL A. VELEZ CASTILLEJOS
SECRETARIO