UNIVERSIDAD VERACRUZANA

UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA
“INTRODUCCION A LOS SISTEMAS DE
EMERGENCIA EN UNA CENTRAL
NUCLEOELECTRICA”
TESIS
Que para obtener el título de:
INGENIERO MECÁNICO ELÉCTRICISTA
PRESENTA:
JOSE ANTONIO GARCIA DIAZ
XALAPA, VER.
SEPTIEMBRE 2010
A Mis Padres:
Gracias a ustedes porque han sido mi apoyo incondicional, siempre han estado conmigo
brindándome sus consejos y han sido un ejemplo de fortaleza y valor para convertirme
en el profesionista que ahora soy. Siempre serán mi inspiración para ser un hombre con
valores, principios y grandes metas en la vida. Gracias por llenar mi vida de alegrías y
hacerme una persona tan feliz, los amo.
A Mis Amigos:
¿Cómo sería vivir la vida sin la complicidad de los amigos? Es algo que no se gracias a
ustedes que siempre han estado ahí conmigo para escucharme y apoyarme en todo lo
que hago. Todas esas alegrías, tristezas, desvelos, triunfos, y gratos recuerdos que tengo
con ustedes los llevare siempre en mi corazón. Gran parte de mi formación como
profesionista la compartí con ustedes y no tengo palabras para agradecer su paciencia,
aceptación y ayuda para ser una mejor persona, los quiero mucho.
A Mi Familia:
Gracias a todos ustedes por creer en mí, por todos y cada uno de los consejos que me
han brindado a lo largo de mi vida, les dedico este trabajo como respuesta a la confianza
que siempre tuvieron en mí.
A Mi Tía Mary:
No podía olvidarme de una de las personas que mas admiro por todas las metas que ha
conseguido y por ser una gran persona. Siempre has estado ahí cuando te he necesitado,
por escucharme, comprenderme y respetar mis decisiones, te quiero mucho.
A Mis Maestros:
Ustedes han sido la guía durante estos años de aprendizaje y gracias a todo el
conocimiento que han compartido conmigo, hoy consigo mi título como profesionista y
no me queda más que seguir adelante en la vida y alcanzar cada meta que me he
propuesto.
A Todas las personas:
Que directamente o indirectamente tuvieron que ver con la realización de este trabajo
profesional.
La mente de un hombre una vez ampliada por una idea nueva, nunca recupera su
dimensión original.
INDICE
INTRODUCCION A LOS SISTEMAS DE EMERGENCIA EN UNA CENTRAL
NUCLEOELÉCTRICA
Introducción………………………………………………………………….6
1. Recursos energéticos…………………………………………………….8
2. Aspectos generales de energía nuclear………………………………..…17
2.1 Antecedentes…………………………………………………………..18
2.2 Fisión nuclear……………………………………………………….….27
2.3 Reacción en cadena…………………………………………………….29
2.4 Tipos de radiación…………………………………………………...…31
2.5 Actividad y decaimiento radiactivo………………………………….…33
2.5.1 Decaimiento alfa…………………………………………………..….35
2.5.2 Decaimiento beta……………………………………………….....….37
2.5.3 Decaimiento gamma……………………………………………..…...39
3. Reactores nucleares……………………………………………………...42
3.1 Funcionamiento de un reactor nuclear……………………………….....44
3.2 Tipos de reactores………………………………………………………47
3.2.1 Reactores de agua ligera y pesada………………………………....…48
3.2.2 Reactores de propulsión………………………………………..…......52
3.2.3 Reactores autorregenerativos…………………………………..….….53
3.2.4. Reactores de investigación……………………………………….…..58
4. Central Nucleoeléctrica Laguna Verde…………………………...…….59
4.1 Aspectos generales……………………………………………………...60
4.2 Construcción……………………………………………………….........61
4.2.1 Selección del sitio…………………………………………………......62
4.2.1.1 Demografía……………………………………………………….....65
4.2.1.2 Meteorología…………………………………………….………..…66
4.2.1.3 Hidrológica……………………………………………………….....67
4.2.1.4 Geología y Sismicidad………………………………………….…..68
4.3 Diseño……………………………………………………………….….70
4.3.1 Estructuras, sistemas y componentes relacionados con la
seguridad…………………………………………………………………...75
4.4 Principales instalaciones…………………………………………….….77
4.4.1 Edificio de tratamiento de residuos radiactivos………………….…..78
4.4.2 Edificio de tratamiento de aguas…………………………….…….…79
4.4.3 Edificio de generador diesel………………………………..……..….79
4.4.4 Edificio de la turbina…………………………………….…………...79
4.4.5 Edificio del reactor……………………………………………….…..80
4.4.6 Contenedor primario…………………………………………………80
4.4.7.1 Vasija del reactor…………………………………………………..81
4.4.7.2 Núcleo del reactor……………………………………………….…81
4.4.7.3 Barras de control………………………………………………..………….82
4.4.7.4 Contenedor secundario…………………………………………………….82
4.4.7.5 Edificio de control………………………………………………................83
4.5 Reactor de laguna verde……………………………………………………….83
4.5.1 Funcionamiento……………………………………………………………...85
4.5.1.1 Ciclo térmico……………………………………………..………………..85
4.5.2 Sistemas de contención de los productos de la
fisíon…………………………………………………………………….......86
4.5.3 Diseño del combustible……………………………………………………...87
4.5.4 Recarga de combustible……………………………………………………..89
4.5.5 Diseño funcional de los sistemas de control de la reactividad…..………….90
4.5.6 Sistema de enfriamiento del reactor y sistemas asociados ............................91
4.5.6.1 Protección por sobre-presurización………………………………………..91
4.5.6.2 Materiales de la frontera de presión……………………………………….92
4.5.6.3 Detección de fugas en la frontera de presión del enfriador del reactor……92
4.5.7 Paro del reactor………………………………………………………………93
4.6 Diseño de subsistemas y componentes………………………………………...94
4.6.1 Sistemas de recirculación …………………………………………………...94
4.6.2 Sistemas de enfriamiento del núcleo del reactor en estado aislado…….........94
4.6.3 Sistemas de purificación de agua del reactor…………………………......…94
4.6.4 Sistemas de remoción de calor residual………………………………….….97
4.6.5 Sistemas de contención……………………………………………...………99
4.6.6 Sistema de remoción de calor del contenedor ……………………………..101
4.6.7 Diseño funcional del contenedor secundario ………………………………101
4.6.8 Sistema de aislamiento del contenedor……………………………………..102
4.6.9 Control de gases combustibles …………………………………………….103
5. Introducción a los sistemas de emergencia en una central nucleoeléctrica…...105
5.1 Introducción……………………………………………………………………..106
5.2 Funciones………………………………………………………………………..107
5.3 Criterios de diseño……………………………………………………………....108
5.3.1 Funcionales………………………………………………………………..…..108
5.3.2 De diseño………………………………………………………………….…..109
5.3.3 De seguridad…………………………………………………………………..110
5.4 Descripción general…………………………………………………………..…111
5.4.1 Generalidades…………………………………………………………………111
5.4.1.1. Calentamiento del encamisado del combustible …………………………...111
5.4.1.2.Metodos de enfriamiento…………………………………………………....112
5.4.2. Operación de los ECCS………………………………………………………115
5.4.2.1. Descripción breve y características importantes de los ECCS…………….115
Referencias…………………………………………………………………………122
Diagramas…………………………………………………………………………..123
Conclusiones ……………………………………………………………………....126
INTRODUCCIÓN
El objetivo de la tesis en sí, es darnos cuenta que cada sistema de emergencia de una
planta nuclear es parte esencial y que ha sido diseñado de una manera específica para
que cumpla perfectamente su función, en este caso los sistemas de enfriamiento del
núcleo, sin embargo tiene muchos más de igual o mayor complejidad, pero sería
demasiado ambicioso tratar de abordar detalladamente cada uno de ellos, por lo tanto,
conociendo a detalle estos sistemas, podemos quedarnos con una idea de lo seguras que
son este tipo de plantas
La electricidad, una palabra tan común y de uso cotidiano, que hasta parecería que no
nos damos cuenta que es indispensable debido a que siempre esta presente en nuestras
vidas, ya sea para ver TV, escuchar música, cargar el celular o la laptop, calentar
comida en el horno de microondas, encender las luces durante la noche, en fin, no
terminaríamos de enumerar la cantidad de dispositivos que necesitan la electricidad para
su funcionamiento, sin embargo detrás de ella se encuentran un gran numero de
procesos y de personal para que todos y cada uno de nosotros podamos disfrutar de ella
en nuestras casas y lugares de trabajo.
Remontándonos al hombre en sus inicios, desde que descubrió el fuego y hasta la época
actual, nos podemos dar cuenta que siempre hemos buscado la forma de mejorar nuestra
calidad de vida y realizar todo de una manera más fácil. En este caso en particular nos
referimos a la manera de obtener energía de nuestro entorno, ya que conforme pasa el
tiempo vamos avanzando y modificando las formas de producir energía de tal manera
que cubra nuestras necesidades de una forma mas eficiente y a menores costos.
Actualmente una de las alternativas para producir energía eléctrica es a partir de energía
nuclear, sin embargo, como todo proceso tiene sus ventajas y sus desventajas. La
mayoría de la gente relaciona la palabra energía nuclear o radiactividad con algo malo,
peligroso, etc. y obviamente si no se toman las medidas necesarias por supuesto que lo
es, como cualquier otro proceso lo sería.
En nuestro país solo contamos con una planta nucleoeléctrica, la CNLV (Central
Nucleoeléctrica Laguna Verde), y el resto de la energía proviene de termoeléctricas,
hidroeléctricas, geotérmicas, etc. sin embargo, en otros países, se cuenta con varias
plantas nucleoeléctricas y son las principales fuentes de energía.
Dentro de una planta de este tipo, uno de los aspectos principales que se deben cuidar y
revisar constantemente es la seguridad para los trabajadores y la población en general
debido a que se manejan materiales altamente radiactivos, los cuales son peligrosos solo
si no se manejan adecuadamente, de otra manera no presentan ningún peligro para la
humanidad.
Este aspecto es algo que debería de difundirse más, debido a la escasa información que
tiene la gente respecto a los desechos de las plantas nucleares. Sin embargo, este trabajo
nos da los parámetros necesarios para conocer un poco más a fondo acerca del tema y
darnos cuenta que en realidad es una de las mejores alternativas para la producción de
electricidad.
6
Durante el primer capítulo se hace mención del uso de la energía nuclear en México
como fuente de producción de energía eléctrica, así como también el uso de
hidrocarburos, reservas de uranio en México y posibles fuentes de generación de
electricidad para frenar el uso de hidrocarburos como medio para generar electricidad.
A lo largo del segundo capítulo, se describen conceptos para que el lector se familiarice
con temas como: El átomo, fisión nuclear, reacción en cadena, tipos de radiación, etc.
Temas base que le serán útiles para comprender los procesos que se desarrollan en una
central núcleo eléctrica.
El objetivo principal de esta tesis es analizar algunos de los sistemas de emergencia de
la CNLV, los cuales se encargan de mantener a una presión y temperatura adecuada la
vasija del reactor, ya que si la presión se eleva por alguna razón, la temperatura también
aumenta y se puede producir un accidente, el cual podría ser catastrófico dadas las
condiciones en las que funciona una planta de esta naturaleza.
En el tercer capítulo se mencionan y se explican brevemente distintos tipos de reactores
existentes hasta el momento, como lo son: reactores de agua ligera y agua pesada,
reactores de propulsión, auto regenerativos y reactores de investigación.
En el cuarto capítulo se hace una descripción de la Central Núcleo Eléctrica Laguna
Verde, donde se verán aspectos de diseño, abarcando sus principales instalaciones,
diseño del combustible, etc.
Por último, se describen los sistemas de enfriamiento del núcleo, como lo son: el
Sistema de Rocío del Núcleo a Alta Presión, el Sistema de Despresurización
Automática, el Sistema de Rocío del Núcleo a Baja Presión y el Sistema de Inyección
de Agua a Baja Presión
7
CAPÍTULO I
RECURSOS ENERGETICOS
RECURSOS ENERGÉTICOS
En términos generales podemos afirmar que nuestro país
es rico en recursos energéticos, auque los mas importantes
son de tipo no renovable. Dado que la energía eléctrica es
la que en mayor grado influye en el desarrollo económico y
social de los pueblos, por eso mismo daremos un punto de
vista de los distintos recursos que se tienen para la
generación de electricidad.
Los hidrocarburos son muy significativos; cabe
mencionar que México es un país mono-energético, ya que la
oferta interna bruta de energía, ha dependido en mas del
85% de estos recursos. Según reportes oficiales, a fines de
1996, nuestras reservas de hidrocarburos ascendían a 60,900
millones de barriles de petróleo crudo equivalentes.
Considerado que al principio de la década de los 80 tales
reservas eran de 72,000 millones de barriles, la
explotación del recurso los hizo disminuir en un 15.3% a
pesar de las adiciones a la reserva ocurridas en esos 16
años. El crecimiento de la producción industrial, así como
de la población, harán seguramente que la extracción de
hidrocarburos que ya era de 3,000 millones de barriles
diarios a principios de 1997 continué aumentando, la cual
hará que las reservas se agoten a mediados del siglo XXI,
si no se consiguen elevarlas significativamente o no se
9
frena la explotación, desplazando hacia otro tipo de
energéticos la demanda de hidrocarburos.
Aun cuando en 1979 se estimaba que el potencial
hidráulico del país ascendía a 172,000 millones de kwh (172
TWH), estudios posteriores revelaron que el potencial
aprovechable era tan solo de 80 TWH, de los cuales para
1995, las 76 centrales hidroeléctricas en funcionamiento,
con capacidad total de 9,131MW (miles de kw), representaban
ya alrededor del 33% de ese potencial.
Para el año 2004, la Comisión Federal de Electricidad
ha programado la instalación de 2,507 MW adicionales de
este tipo de instalaciones, con lo cual la utilización del
potencial disponible, se elevara al 52%, los 37 TWH
restantes, seguramente se aprovecharan totalmente, antes de
que concluya la primera mitad del XXI.
Las reserva probada era en 1995 alrededor de 1,300 MW
y la probable, del orden de 4,500 MW, repartidos en poco
mas de 15 sitios. En este mismo año existían ya 5 centrales
geotérmicas con capacidad de 740 MW, mas de 133 MW
adicionales, cuyas instalaciones se encontraban en proceso
de construcción, planeándose llegar al año 2004 con una
capacidad total de 853 MW, con lo cual se estará utilizando
el 66% de la reserva probada.
10
La reserva probada del carbón mineral térmico es del
orden de 100 millones de toneladas aun cuando la probable,
asciende hasta 650 millones. En 1995 existían ya dos
centrales carboeléctricas, Rió Escondido y Carbón II, con
capacidad total de 1,900 MW y 700 MW adicionales en proceso
de construcción. Se estima que el carbón térmico
disponible, apenas servirá para satisfacer las necesidades
de combustible de estas instalaciones, en el término de su
vida útil.
Las reservas probadas de uranio en México, son de
14,600 toneladas, de las cuales 10,600 son económicamente
explotadas. Estas reservas aseguran el combustible
necesario, para abastecer los dos reactores de la central
nucleoeléctrica de Laguna Verde durante toda su vida, con
un excedente del 30%.
Cabe mencionar que la exploración del territorio
mexicano en busca de este recurso, ha cubierto solamente
una pequeña parte de la superficie, por lo que es muy
probable que las reservas aumenten al reanudarse los
trabajos de exploración.
Existe un gran interés tanto en la Secretaría de
Energía como en la Comisión Federal de Electricidad, por
11
aprovechar significativamente las llamadas energías
“blandas “ particularmente por lo que se refiere a la
energía solar, de la cual existe un elevado potencial y de
la eólica, aunque en menor grado también es abundante.
A mediados de la década de los 90, se contaba ya con
varias instalaciones experimentales para el aprovechamiento
de la energía solar y la primera eólica, con una capacidad
de 1,575 kw (1,575MW) en siete unidades de 225 kw.
A pesar de lo anterior, se estima que la contribución
de estas fuentes, a la satisfacción de las necesidades de
energía eléctrica del país, no será importante por lo menos
durante los veinte primeros años del siglo XXI.
Suponiendo en un afán de preservar nuestros
hidrocarburos, congelaremos la utilización de estos
recursos para la producción de energía eléctrica al valor
que tenia en 1996 y que adicionalmente desarrolláramos
totalmente nuestros recursos hidroeléctricos, geotérmicos y
uraníferos conocidos, México sería capaz de producir
alrededor de 197.5 TWH a expensas de su potencial
energético.
Suponiendo a si mismo que la tasa media de crecimiento
anual de la producción eléctrica en el periodo 1997-2010
12
fuese del 5% (en realidad dicha tasa fue 5.3% entre el
periodo comprendido entre 1980 y 1996, a pesar de las tres
severas crisis económicas que el país ha pasado en dicho
lapso), la producción anual eléctrica para el 2010, deberá
ser alrededor de 297 TWH y los 197.5 TWR que seriamos
capaces de producir anualmente a expensas de nuestros
propios recursos, si congeláramos el empleo de nuestros
hidrocarburos para este propósito el valor que tuvo en el
1996, no resolverá el problema de abastecimiento eléctrico
más allá del año 2002.
Es fácil ver por lo mismo, que no sería posible evitar
que el consumo de hidrocarburos en la producción eléctrica
siga aumentando, aunque es evidente que estamos obligados a
realizar todos los esfuerzos posibles para que los aumentos
sean reducidos. Tales incrementos en el consumo de
hidrocarburos afectarán principalmente a nuestras reservas
de gas natural, cuya combustión es la que menos efectos
nocivos produce al medio ambiente; adicionalmente el gas
natural es el combustible ideal para las centrales
termoeléctricas de ciclo combinado, que son las que menos
inversión requieren y las que producen energía eléctrica al
más bajo costo,
Para moderar la afectación de nuestras reservas de
hidrocarburos, tendremos que recurrir a la importación de
13
energéticos; siendo el carbón la fuente de calor más
económica entre los combustibles tradicionales, será
seguramente el que se seleccione para complementar nuestras
necesidades de energía eléctrica, a pesar de los graves
problemas de contaminación ambiental que su combustión
origina.
Una de las soluciones más disponibles para frenar el
consumo de hidrocarburos, serán siempre las centrales
núcleo eléctricas, como lo ha demostrado el funcionamiento
la central de Laguna Verde que desde el inicio de su
operación comercial en julio de 1990, ha venido produciendo
energía eléctrica con un factor de disponibilidad del orden
del 84% y un factor de capacidad promedio de 79%.
Las núcleo eléctricas tienen a su favor dos grandes
ventajas no ocasionan contaminación en forma de CO2 al
medio ambiente y producen electricidad a un costo más bajo
que las centrales termoeléctricas convencionales, que
utilizan combustóleo o carbón. La única desventaja
importante que se les puede imputar, es el elevado monto de
la inversión inicial que requieren, factor que por sí solo,
ha sido el principal obstáculo que ha frenado su
utilización.
14
En el caso de nuestro país, la importancia del
potencial uranífero existente en el 75% de nuestro
territorio que aún no ha sido explorado, determinara
seguramente que en el curso del siglo XXI,las centrales
núcleo eléctricas sean el recurso más eficaz para preservas
nuestra riqueza de hidrocarburos. Aun en el caso de que la
cuantificación total de nuestros yacimientos uraníferos no
aumentaran las reservas conocidas en forma sustancial,
siempre será más económico y benéfico importar uranio en
lugar de carbón.
Por último, la energía eléctrica es el motor que
alimenta a la sociedad moderna. Es el músculo que fortalece
nuestras industrias y nuestros hogares. La energía está en
todas partes y nosotros la damos por sentado. Nos
encontramos en la era de solucionar nuestro problema de la
lluvia ácida, evitar el efecto invernadero del
calentamiento global y proteger al planeta de los abusos
ambientales desenfrenados, tenemos que examinar
cuidadosamente nuestras alternativas de energía. Todos los
países se han esforzado en contribuir a su aplicación. En
este siglo el hombre ha descubierto una nueva fuente de
energía: la energía nuclear. Todos los países se han
esforzado en contribuir a su aplicación pacífica y, como
consecuencia de este trabajo conjunto, se han desarrollado
15
las centrales nucleares para la producción de energía
eléctrica.
Gracias a este esfuerzo de colaboración que se
desarrolló en los años cincuenta, la humanidad se ha
encontrado con que dispone ahora de una nueva fuente de
energía prácticamente ilimitada que le permite hacer frente
a los problemas que están planteando los combustibles
convencionales, reduciendo su utilización a los fines para
los que resulten insustituibles y evitando su consumo en la
producción de energía eléctrica.
A partir de 1952, fecha en la que arranco el primer
reactor comercial de fisión se han ido sucediendo la
construcción de nuevas centrales, acumulándose una
experiencia equivalente a cientos de años de funcionamiento
de un reactor.
La energía nuclear se ha convertido en una opción atractiva
y una alternativa para generar energía eléctrica económica.
Es “limpia” y no causa lluvia ácida o emisiones de dióxido
de carbono (principal causa del efecto invernadero).
16
CAPÍTULO II
ASPECTOS GENERALES DE LA
ENERGIA NUCLEAR
2.1 ANTECEDENTES
Cinco siglos antes de Cristo, los filósofos griegos se
preguntaban si la materia podía ser dividida
indefinidamente o si llegaría a su punto de que tales
partículas fueran indivisibles. Es así, como Demócrito
formula la teoría de que la materia se compone de
partículas indivisibles, a las que llamo átomos (del griego
átomos, indivisible), esto es también sostenido por
Leucipo, Epicuro, y Lucrecio, pero solo hasta la era
moderna estas afirmaciones adquieren validez científica.
(Petrucci, Harwood, Cabo, Herring, 2003).
En la antigua Grecia, la palabra “átomo” se empleaba
para referirse a la parte de materia más pequeña que podía
concebirse. Esa “partícula fundamental”, se consideraba
indestructible. De hecho, átomo significa en griego “no
divisible”.
En orden cronológico se pueden mencionar los
siguientes eventos importantes: En 1803 el químico inglés
John Dalton propone una nueva teoría sobre la constitución
de la materia. Toda la materia se podía dividir en dos
grandes grupos: los elementos y los compuestos. Los
18
elementos estarían constituidos por unidades fundamentales,
que en honor a Demócrito, Dalton denominó átomos, los
compuestos se constituirían de moléculas, cuya estructura
viene dada por la unión de átomos en proporciones definidas
y constantes. La teoría de Dalton seguía considerando el
hecho de que los átomos eran partículas indivisibles. En
1808, encuentra el peso atómico, y en 1869 Mendeléyev
clasifico los elementos en esa época en lo que llamo tabla
periódica.
Hasta finales del siglo XIX no se descubrieron más
datos sobre estos elementos, como el cálculo de su tamaño
medio, que se estimó en 10-8cm. De diámetro (cien millones
de átomos linealmente en un centímetro). El peso se dedujo
de su tamaño, aunque según la materia de que se trate
pueden ser muy ligeros (ejemplo del hidrógeno) o muy
pesados (ejemplo de la plata); de todas formas, un átomo de
la plata solo pesa 10-24 gramos (cien mil trillones de
átomos en cada gramo). (Petrucci, Harwood, Cabo, Herring,
2003).
En 1895, el científico alemán Wilhem Conrad Roentgen
anuncio el descubrimiento de los rayos X, rayos que pueden
atravesar láminas finas de plomo.
19
J. J. Thomson, junto a otros investigadores, descubrió
en 1897 que los átomos no eran indivisibles como se creía,
sino que podían ser separados en componentes más pequeños.
Asimismo, descubrieron la composición de los átomos y la
existencia de unas partículas que orbitaban en la zona
exterior denominadas electrones, cuya masa era mucho menor
que la del núcleo; éste, por su parte, tenía carga positiva
y su peso suponía casi la totalidad del átomo en conjunto.
A pesar de que no fue capaz de determinar la composición
del núcleo, quedaron sentadas las bases para posteriores
investigaciones, las primeras de las cuales se centraron en
la estructura del átomo.
El matrimonio de científicos franceses formado por
Marie y Pierre Curie aporto una contribución adicional a la
comprensión de esas sustancias “radiactivas”. El átomo
consta de un núcleo de gran tamaño sobre el que flotan
(orbitan) los electrones. Ernest Rutherford desarrollo en
1911 un modelo basado en un sistema solar en miniatura, en
el que el núcleo era una estrella (un sol) y los electrones
los planetas. Las explicación de su teoría tenia sin
embargo dos errores: que los electrones emitirían energía
al girar, disminuyendo su velocidad y cayendo al núcleo;
erróneo porque los electrones ocupan orbitas fijas. Otro
error consistía en que los electrones podían saltar de una
20
órbita a otra cualquiera alrededor del núcleo; sin embargo
se comprobó que los electrones solo podían ocupar
determinadas o con determinado nivel de energía.
En 1913 Niels Bohr anuncio una nueva teoría atómica
para dar solución a los fallos de la teoría de Rutherford;
consistía en un sistema con un pequeño núcleo alrededor del
cual giraban los electrones, pero con orbitas que obedecían
a ciertas reglas restrictivas. Según esas reglas, solo
podían existir un número determinado de orbitas y cada
orbita tendría un nivel de energía, por tanto el electrón
que ocupase una órbita concreta poseería la energía
correspondiente a esa orbita. Asimismo un electrón no
podría saltar de una órbita a otra, salvo recibiendo una
energía adicional igual a la diferencia de energía de ambas
orbitas; si un electrón cambiara de una órbita de energía
superior a otra inferior, emitiría igual cantidad de
energía en forma de onda electromagnética, que sería de
aspecto fijo para los mismos tipos de átomos (una especie
de sello identificativo).
La teoría de Bohr, a pesar de los adelantos en las
explicaciones sobre la estructura de la materia también
contenía errores, aunque hoy es aceptada en líneas
generales. Los electrones deberían emitir energía al girar
alrededor del núcleo, invalidando que las orbitas fueran de
21
Energía constante. La teoría de la mecánica cuántica vino a
solucionar estas interrogantes, mediante la enunciación del
principio de la dualidad onda-partícula, por la cual toda
partícula puede comportarse igualmente como una onda. Estas
teorías y estudios fueron fruto del desarrollo y
aportaciones de muchos y notables científicos como
Schrödinger, Heisenberg, Dirac, Planck, Louis de Broglie,
etc.
La siguiente operación después de establecer el
sistema de las orbitas electromagnéticas, era determinar la
estructura del núcleo. En estado normal un átomo no posee
carga eléctrica, sin embargo se observó que la
carga del núcleo era positiva y siempre
múltiplo de la carga del electrón; así pues,
se concluyó que el núcleo estaba compuesto por
un conjunto de partículas, cada una de ellas
con igual carga que la del electrón, pero
positiva; esas partículas fueron denominadas protones.
Según este planteamiento, los átomos tienen el mismo número
de electrones que de protones para mantener una carga
neutra, es decir, cargas negativas en los electrones
iguales
cargas positivas en los protones. El hidrógeno
posee un electrón en su órbita, por lo tanto posee
igualmente un protón en su núcleo; se dedujo así que el
22
peso del protón era aproximadamente dos mil veces superior
al del electrón; sin embargo esta medida no se corresponde
con la de otros elementos atómicos. La incógnita de las
masas quedo despejada en 1932 cuando James Chadwick, de la
Universidad de Cambridge, descubrió un nuevo elemento en el
núcleo cuando estudiaba las colisiones entre partículas a
alta velocidad, al que se le denomino neutrón. Quedo así
definitivamente determinada la estructura del átomo.
El paso entre la
determinación de la estructura de
la materia y la teoría para
obtención de la energía nuclear
por fusión lo dio Albert Einstein.
Los experimentos sobre esta teoría
demostraron que el bombardear un
átomo pesado con otra partícula,
las diversas partes en que se
separaba el núcleo tenían un conjunto de masas menores que
la del el núcleo original, liberándose por lo tanto una
cantidad de energía. Si se aplicaba la fórmula de Einstein
sobre la diferencia de masas, se observaba que los
resultados eran coincidentes con los de la energía
liberada.
23
Con el éxito de la ejecución de la teoría de Einstein
se había encontrado una fuente de energía de enormes
posibilidades, sin embargo en la práctica aún era inviable,
el motivo era que experimentalmente siempre se consumía
mayor energía que la que se producía. Estas limitaciones
quedaron arrinconadas en 1939, cuando Lise Meither y Otto
Hahn descubrieron la facilidad con que podía ser partido el
núcleo de uranio mediante un neutrón, el cual producía
además otros tres neutrones que podían dividir a su vez
otros núcleos, acelerando la propia radiactividad del
uranio. (Cohen, Ubasart, 1993).
Superadas las limitaciones para generar energía
nuclear aprovechable, en 1942 comenzó a funcionar en la
Universidad de Chicago el primer prototipo de reactor
nuclear, construido por Enrico Fermi. A finales de 1950
comenzaría una utilización práctica de esta energía para
producir electricidad, con las primeras centrales nucleares
de fisión.
En 1943 se funda en forma secreta el laboratorio de
los alamos, en Estados Unidos, para la producción de la
bomba atómica bajo la dirección del fisico Oppenheimer. En
1945 se realiza la primera explosión nuclear en Álamo
gordo, Estados Unidos y la muy lamentable explosión de la
bomba atómica sobre las ciudades de Hiroshima y Nagasaki
24
(Japón). En el periodo 1935-1954 se desarrollan las
primeras investigaciones sobre la “fusión” nuclear
controlada, como antes se indicó también en 1954 se
sumergió el primer submarino nuclear “Nautilus” por parte
de los Estados Unidos. En 1955 se desarrolla en Ginebra,
Suiza la primera conferencia internacional sobre el empleo
pacifico de la energía atómica. En el periodo 1955-1956 se
descubren las antipartículas, antiprotones y antineutrones
en Berkeley, Estados Unidos, también en 1956 entra en
operación la primera central nuclear para la producción de
energía eléctrica en Calder Hall, Inglaterra. En 1960 se
descubren los quásares, fuentes de radiación del cosmos. En
1964 se construye el primer motor iónico, en 1967 se
descubren los pulsares, radio fuentes pulsadores en el
espacio y entra en servicio al acelerador de partículas más
grandes del mundo en Serpukhov, Rusia.
En 1968 se obtiene la primera fusión nuclear
controlada por rayos láser en Limeil, Francia. (Farengo,
2000)
En la actualidad, que forma parte de la historia más
reciente, se continúa con la investigación sobre la fusión
nuclear y cuanto a la fisión, en el caso de las
aplicaciones para generación de energía eléctrica, se
25
continúa haciendo distintos países con variación en el
llamado reactor nuclear.
26
2.2 FISION NUCLEAR
Hay dos procesos nucleares que tienen gran importancia
practica porque proporcionan cantidades enormes de energía:
la fisión nuclear –la división de un núcleo pesado en
núcleos más ligeros- y la fusión termonuclear –la unión de
dos núcleos ligeros a temperaturas extremadamente altas
para formar un núcleo más pesado. El físico estadounidense
de origen italiano Enrico Fermi logro realizar la fisión en
1934, pero la reacción no se reconoció como tal hasta 1939,
cuando los científicos alemanes Otto Hahn y Fritz Strassman
anunciaron que habían fisionado núcleos de uranio
bombardeándolos con neutrones. Esta reacción libera a su
vez neutrones con lo que pueden causar una reacción en
cadena con otros núcleos. En la explosión de una bomba
atómica se produce una reacción en cadena incontrolada. Las
reacciones controladas, por parte, pueden utilizarse para
producir calor y generar así energía eléctrica como ocurre
en los reactores nucleares. (Petrucci, Harwood, Cabo,
Herring, 2003).
27
Las dos características fundamentales de la fisión
nuclear en cuanto a la producción práctica de energía
nuclear resultan evidentes. En primer lugar la energía
liberada por la fisión es muy grande. La fisión de 1 Kg de
uranio 235 libera 18,7 millones de kilovatios hora en forma
de calor. En segundo lugar, el proceso iniciado por la
absorción de un neutrón en el uranio 235 libera un promedio
de 2,5 neutrones en los núcleos fisionados. Estos neutrones
provocan rápidamente la fisión de varios núcleos más, con
lo que liberan otros cuatro o más neutrones adicionales e
inicia una serie de fisiones nucleares auto mantenidas, una
reacción en cadena que lleva a la liberación continua de
energía nuclear. (Petrucci, Harwood, Cabo, Herring, 2003).
28
2.3 REACCIÓN EN CADENA
Una reacción en cadena, es un proceso de fisiones
nucleares sucesivas en las que todos o parte de los
neutrones en cadena, originan nuevas fisiones, y así
sucesivamente.
El uranio presente en la naturaleza solo contiene un
0,71% de uranio 235; el resto corresponde al isótopo no
fisionable uranio 238. Una masa de uranio natural, por muy
grande que sea, no puede mantener una reacción en cadena,
porque solo el uranio 235 es fácil de fisionar.
En diciembre de 1942, en la Universidad de Chicago
(EEUU), el físico italiano Enrico Fermi logro producir la
primera reacción nuclear en cadena. Para ello empleo un
conjunto de bloques de uranio natural, distribuidos dentro
de una gran masa de grafito puro (una forma de carbono). En
la “pila” o reactor nuclear de Fermi el “moderador” de
grafito frenaba los neutrones y hacia posible la reacción
en cadena. (Cohen, Ubasart, 1993).
Para conocer en qué condiciones puede tener lugar la
reacción de fisión nuclear en cadena, es preciso estudiar
las vicisitudes que siguen los neutrones producidos en la
fisión.
29
Si imaginamos un neutrón que reacciona con un núcleo
de uranio 235, dará lugar a su fisión, proceso en el que
como promedio se liberan 2,5 neutrones. Una parte de los
neutrones producidos dará lugar a nuevas fisiones, otra
parte será absorbida por núcleos de otros elementos
presentes en el sistema sin dar lugar a fisiones, una
última parte escapara al exterior sin que tampoco origine
nuevas fisiones. Si el número de neutrones del primer grupo
es igual a la unidad se habrá obtenido una reacción auto
sostenida y con un numero constante de fisiones por unidad
de tiempo, ya que cada neutrón que produjo inicialmente una
fisión dará lugar a otro neutrón útil para continuar el
proceso. Se dice entonces que el sistema forma un conjunto
crítico. Si el número de neutrones útiles para producir
nuevas fisiones, fuera mayor que la unidad, el número de
fisiones por unidad de tiempo seria creciente y tendríamos
un conjunto hipercrítico. Si por el contrario, fuera menor
que la unidad la reacción decrecería con el tiempo y
acabaría deteniéndose y el conjunto recibiría el nombre de
subcrítico. (Cohen, Ubasart, 1993).
30
2.4 TIPOS DE RADIACIÓN
Las radiaciones forman parte del mundo en que vivimos.
La humanidad ha estado expuesta a radiaciones visibles e
invisibles que proceden de la materia existente en todo el
universo.(Farengo, 2000)
Se conoce como radiación nuclear a las partículas o a
las ondas electromagnéticas que emiten ciertos núcleos de
átomos inestables para convertirse en estables. Los tipos
de radiación o partículas emitidas más importantes son:

RADIACIÓN ALFA: son núcleos de helio
compuestos por dos protones y dos neutrones.

RADIACIÓN BETA: Partículas con la masa de
los electrones que pueden se positivas o negativas.

RADIACIÓN GAMMA: Ondas electromagnéticas
semejantes a la de la luz, pero con mayor energía.

RAYOS X: Similares a los gamma, pero
originados fuera del núcleo atómico.

NEUTRONES: Partículas neutras componentes de
los núcleos. Emitidas con diversas energías.
Las radiaciones emitidas durante la reacción nuclear
aparecen en formas como electrones, núcleos de helio o pura
radiación electromagnética. La radiación de un reactor
31
nuclear viene directamente de la fisión y del decaimiento
de los productos de fisión. Los isótopos radiactivos, es
decir, un isótopo inestable y que emite radiación puede ser
formado a partir de núcleos estables dentro del reactor, en
este son bombardeados por neutrones, y su estructura
nuclear es alterada. La radiación es potencialmente dañina
para los organismos vivos y para los materiales, sin
embargo, con la apropiada aplicación, la radiación también
puede ser extremadamente útil para los materiales y para
los organismos vivientes.(Farengo, 2000)
32
2.5 ACTIVIDAD Y DECAIMIENTO RADIACTIVO
Como hemos mencionado, existen algunos elementos
naturales con núcleos radiactivos como el uranio y el
radio, sin embargo, se han obtenido artificialmente muchos
más. Actualmente son conocidos alrededor de 1500 isótopos
los cuales se transforman espontáneamente con el tiempo
formando otros. (Cohen, Ubasart, 1993).
Las primeras producciones de isótopos radiactivos
involucran generalmente el uso de algunas clases de
máquinas para disparar partículas contra los átomos de
varios elementos. El ciclotrón fue el primer dispositivo
empleado para tal fin a altas velocidades, las partículas
por lo general proyectadas fueron deuterones, protones y
partículas alfa. Actualmente, la mayoría de los
radioisótopos son producidos en un reactor nuclear.
La absorción de neutrones es un proceso que
frecuentemente produce isótopos radiactivos, por ejemplo el
isótopo estable Co5960 puede capturar un neutrón para
convertir en un Co60 (radiactivo). Esto se logra colocando
dentro del reactor y bombardeándolo con neutrones.
59
27Co
+ 0n1 -----------
60
27Co
+ Energía
33
Cuando el núcleo captura un neutrón, empieza
inmediatamente el decaimiento. (Cohen, Ubasart, 1993). El
aumento del número de núcleos radiactivos continua hasta
que la velocidad de formación y la velocidad de decaimiento
se igualan.
Los decaimientos provocan las radiaciones alfa, beta y
gamma, todas estas provenientes del núcleo radiactivo.
34
2.5.1 DECAIMIENTO ALFA
Las partículas alfa son átomos de He doblemente
ionizados, es decir, que han perdido sus dos electrones.
Por tanto, tienen dos neutrones y dos protones. Es la
radiación característica de isótopos de número atómico
elevado, tales como los del uranio, torio, plutonio, radio,
etc. Dada la elevada masa de estas partículas y que se
emiten a gran velocidad por los núcleos (su velocidad es
del orden de 107m/s), al chocar con la materia pierde
gradualmente su energía ionizando los átomos y se frenan
muy rápidamente, por lo que quedan detenidas con tan solo
unos cm de aire o unas milésimas de mm de agua. En su
interacción con el cuerpo humano no son capaces de
atravesar la piel. Así pues, tienen poco poder de
penetración siendo absorbidos totalmente por una lámina de
aluminio de 0.1 mm de espesor o una simple hoja de papel.
Cuando un núcleo emite una partícula alfa, su número
másico se reduce en cuatro unidades y su número atómico en
dos unidades. Este proceso se da en átomos con un numero
atómico elevado. (Cohen, Ubasart, 1993).
A
ZX
----------Z-2YA-4 + 2He4
35
El proceso de desintegración alfa va acompañado de la
emisión de una gran cantidad de energía procedente del
efecto másico producido. Por lo que la partícula alfa
adquiere gran velocidad, del orden de 107m/s. (Cohen,
Ubasart, 1993).
36
2.5.2 DECAIMIENTO BETA
Las partículas beta son electrones emitidos a grandes
velocidades próximas a la de la luz. Debido masa es menor
que la de las particulas alfa, su poder de penetración es
mayor que la radiación alfa siendo absorbidas por una
lámina de aluminio de 0.5 mm de espesor y quedan frenadas
en algunos m de aire, o por 1 cm de agua. En el cuerpo
humano, pueden llegar a traspasar la piel, pero no
sobrepasan el tejido subcutáneo. Los positrones son
partículas con masa igual a la del electrón y la misma
carga pero positiva.
Cuando un núcleo emite partículas beta negativa
(electrón), su número másico permanece invariable y su
número atómico aumenta en una unidad. Este proceso se da en
núcleos que presentan un exceso de neutrones, por lo que un
neutrón se trasforma en un protón y en un electrón
(partícula beta) que es emitido. (Petrucci, Harwood, Cabo,
Herring, 2003).
A
ZX
----------Z+1YA-4 + -1e0
n ---------- p++ e-
37
Cuando un núcleo emite una partícula beta positiva
(positrón), su número másico permanece constante y su
número atómico disminuye en una unidad. Este proceso se da
en núcleos que presentan un exceso de protones, por lo que
un protón se transforma en un neutrón y en un positrón.
A
ZX
----------Z-1YA +
0
+1e
p+ ---------- n + e+
En ambos tipos de desintegración beta se emiten además
otras partículas. La emisión de un electrón va acompañada
de una partícula llamada neutrino y la emisión de un
positrón, de un antineutrino. (Petrucci, Harwood, Cabo,
Herring, 2003).
También se pueden dar la captura K en núcleos con
exceso de protones, que consiste en la captura de un
electrón por parte del núcleo, seguida de la transformación
de un protón en un neutrón. El resultado final es la
reducción del número atómico en una unidad mientras que el
numero másico permanece invariable. (Petrucci, Harwood,
Cabo, Herring, 2003).
A
ZX
+ -1e0----------Z-1YA
38
2.5.3 DECAIMIENTO GAMMA
Las partículas gamma son radiaciones electromagnéticas
de la misma naturaleza que los rayos X pero de menor
longitud de onda. Su poder de penetración es muy elevado
frente a las partículas alfa o beta, pudiendo atravesar el
cuerpo humano. Quedan frenadas con espesores de 1 m de
hormigón o unos pocos cm de plomo, por lo que cuando se
utilizan fuentes radiactivas que emiten este tipo de
radiación, hay que utilizar blindajes adecuados.
La radiación gamma se manifiesta en los procesos
radiactivos como consecuencia de la des-excitación de un
núcleo, que previamente haya sido excitado. Por tanto, los
procesos donde se produce emisión de partículas alfa o
beta, van acompañados de emisiones de radiación
electromagnética en forma de fotones que son las partículas
gamma. (Petrucci, Harwood, Cabo, Herring, 2003).
ZX
*A
---------- ZYA + rad gamma
Algunos isótopos en particular el uranio 235 y varios
isótopos de los elementos transuránicos, producidos
artificialmente, pueden desintegrarse mediante un proceso
de fisión espontánea en el que el núcleo se divide en dos
fragmentos. A mediados de 1980, se observó una forma de
39
desintegración única en el que los isótopos de radio 222,
223 y 224 emiten núcleos de carbono 14 en lugar de
desintegrarse como emisores alfa.
Las fuentes mayores de radiactividad natural se
encuentran en los minerales de uranio y torio. Estos
minerales presentan una serie de núclidos radiactivos ya
que los núclidos iniciales U-235, U-238 y Th-232, tienen
unos valores de vida media muy grandes y al desintegrarse
se transmutan en otros núclidos también radiactivos,
prosiguiendo este proceso en desintegraciones sucesivas
hasta llegar a un núclidos estable. Resultan unas series
características según el número másico: la serie 4n (Th232), la serie 4n + 1 (Np-237), la serie
4n + 2 (U-238) y
la serie 4n + 3 (U-235). La serie del Np-237 es la única en
la que todos los elementos radiactivos son artificiales.
Cuando el uranio-238, se desintegra por emisión alfa,
se forma torio-234 que es un emisor beta y se desintegra
para formar protoactinio-234, que a su vez emite
radiaciones beta formando un nuevo isótopo del uranio, el
uranio-234. Este isótopo se desintegra mediante emisión
alfa para formar torio-230 que es un emisor alfa y forma el
radio-226. La serie continua de forma similar con otras
cinco emisiones alfa y otras cuatro emisiones beta hasta
llegar al producto final, un isótopo estable del plomo, el
40
plomo-286. Un proceso similar ocurre con las otras tres
series. (Petrucci, Harwood, Cabo, Herring, 2003).
41
CAPÍTULO III
REACTORES NUCLEARES
3 REACTORES NUCLEARES
Para aprovechar y controlar la reacción en cadena se
emplea un sistema llamado reactor nuclear, que consiste en
una vasija en cuyo interior se encuentra el material capaz
de producir la reacción en cadena, llamado combustible
nuclear. (Wilson, 1996).
El reactor nuclear es un recipiente de presión
cilíndrico vertical, con casquete esférico soldado en su
parte inferior. (Wilson, 1996).
Los primeros reactores nucleares ha gran escala se
construyeron en 1944 en Hanford en el estado de Washington
(EEUU), para la producción de material para armas
nucleares. El combustible era uranio natural y el moderador
grafito. Estas plantas producían plutonio mediante la
absorción de neutrones por parte del uranio 238; el calor
generado no se aprovechaba, años después este calor seria
aprovechado en el proceso para la generación de
electricidad. (Wilson, 1996).
43
3.1 FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR
Una planta nucleoeléctrica es una central térmica de
producción de electricidad. Su principio de funcionamiento
es esencialmente el mismo que el de las plantas que
funcionan con carbón, combustóleo o gas: la conversión de
calor en energía eléctrica. La conversión se realiza en
tres etapas:
En la primera, la energía del combustible se usa para
producir vapor a elevada presión y temperatura. En la
segunda etapa, la energía del reactor se transforma en
movimiento de una turbina. En la tercera, el giro del eje
de la turbina se transmite a un generador que produce
energía eléctrica. (Wilson, 1996).
La transformación de energía térmica en otro tipo de
energía tiene un rendimiento limitado por el “segundo
principio de la termodinámica”. Esto quiere decir que por
cada unidad de energía producida por el combustible, sola
la tercera parte se convierte en trabajo mecánico y ceden
al medio ambiente las dos terceras partes en forma de
calor.
Las centrales núcleo eléctricas se diferencian de las
demás centrales térmica solamente en la primera etapa de
44
conversión, es decir, en la forma de producir vapor. En las
centrales convencionales el vapor se produce en una caldera
donde se quema de una forma continua carbón, combustóleo o
gas natural. (Wilson, 1996).
Las centrales nucleares tienen un reactor nuclear, que
equivale a la caldera de las centrales convencionales y su
principio de funcionamiento es el siguiente:
Como ya sabemos los núcleos atómicos están formados
por protones y neutrones, la fuerza nuclear hace que estas
partículas elementales se atraigan y se mantengan unidas
formando el núcleo. Los neutrones no portan carga
eléctrica, pero los protones están cargados positivamente y
en tal virtud se repelen unos a otros. Así, las partículas
que forman el núcleo están sujetas al mismo tiempo a fuerza
de atracción o repulsión. En la mayoría de los casos ambas
fuerzas se equilibran, dando como resultado la estabilidad.
Sin embargo, en los núcleos pesados formados por el elevado
número de neutrones y de protones, como es el caso del
uranio, del plutonio, etc., la acumulación de las cargas
positivas que llevan los protones, da como resultado
fuerzas de repulsión lo suficientemente grandes como para
crear una cierta inestabilidad.
45
Si intentáramos introducir un protón más dentro de un
núcleo así, la posibilidad de éxito sería muy reducida
debido a que la carga de los protones que ya se encuentran
en el interior se repelería fuertemente. En cambio los
neutrones carecen de carga eléctrica y por lo tanto, al no
ser repelidos por la carga positiva de los protones pueden
penetrar en el núcleo si tanta dificultad.
Utilizando métodos, generalmente complejos, podemos
hacer que una partícula como el neutrón choque contra el
núcleo de un átomo. Al chocar, el núcleo se excita debido a
que su estructura se altera, pudiendo llegar esta
excitación a dividir el núcleo en dos núcleos más pequeños.
Este proceso de división del núcleo es lo que
conocemos como fisión. Cuando ciertos núcleos, como el
átomo del isótopo 235 del uranio se fisionan, además de
dividirse el núcleo en dos núcleos más pequeñas, aparecen
otros neutrones libres. Si en la proximidad del núcleo hay
más núcleos de uranio estos neutrones libres producirán a
su vez mas fisiones, con lo que se volverán a generar
nuevos neutrones. Así en poco tiempo, el número de fisiones
puede aumentar demasiado, dando lugar a una reacción en
cadena, misma que ya fue explicada anteriormente. Para
controlar y aprovechar la reacción en cadena se emplea un
reactor nuclear, que consta de tres elementos esenciales:
46
combustible nuclear, el moderador y el fluido refrigerante.
(Wilson, 1996).
3.2 TIPOS DE REACTORES
Los tres elementos fundamentales que constituyen un
reactor nuclear son el combustible, el moderador, y el
refrigerante. La industria nuclear en el mundo ha
desarrollado diversas combinaciones de estos elementos que
han dado como resultado diferentes modelos de reactores.
Así, por ejemplo, tenemos reactores enfriados por agua y
moderados por grafito, reactores que usan agua pesada como
moderador y como refrigerante, reactores que usan agua
ligera en ambos elementos, reactores que usan uranio
natural como combustible y reactores que usan uranio
enriquecido.
47
3.2.1 REACTORES DE AGUA LIGERA Y PESADA
En todo el mundo se han construido diferentes tipos de
reactores (caracterizados por el combustible, moderador y
refrigerante empleados) para la producción de energía
eléctrica. Por ejemplo, en Estados Unidos, con pocas
excepciones, los reactores para la producción de energía
emplean como combustible nuclear óxido de uranio
isotópicamente enriquecido, con un 3% de uranio 235. Como
moderador y refrigerante se emplea agua normal muy
purificada. Un reactor de este tipo se denomina reactor de
agua ligera. (Wilson, 1996).
En el reactor de agua a presión (RAP), una versión del
sistema RAL, el refrigerante es agua a una presión de unas
150 atmósferas. El agua se bombea a través del núcleo del
reactor, donde se calienta hasta unos 325 °C. El agua
sobrecalentada se bombea a su vez hasta un generador de
vapor, donde a través de intercambiadores de calor calienta
un circuito secundario de agua, que se convierte en vapor.
Este vapor propulsa uno o más generadores de turbinas que
producen energía eléctrica, se condensa, y es bombeado de
nuevo al generador de vapor. El circuito secundario está
aislado del agua del núcleo del reactor, por lo que no es
radiactivo. Para condensar el vapor se emplea un tercer
circuito de agua, procedente de un lago, un río o una torre
48
de refrigeración. La vasija presurizada de un reactor
típico tiene unos 15 m de altura y 5 m de diámetro, con
paredes de 25 cm de espesor. El núcleo alberga unas 80
toneladas de óxido de uranio, contenidas en tubos delgados
resistentes a la corrosión y agrupados en un haz de
combustible.
En el reactor de agua en ebullición (RAE), otro tipo
de RAL, el agua de refrigeración se mantiene a una presión
algo menor, por lo que hierve dentro del núcleo. El vapor
producido en la vasija presurizada del reactor se dirige
directamente al generador de turbinas, se condensa y se
bombea de vuelta al reactor. Aunque el vapor es radiactivo,
no existe un intercambiador de calor entre el reactor y la
turbina, con el fin de aumentar la eficiencia. Igual que en
el RAP, el agua de refrigeración del condensador procede de
una fuente independiente como un lago o un rió.
El nivel de potencia de un reactor en funcionamiento
se mide constantemente con una serie de instrumentos
térmicos, nucleares y de flujo. La generación de energía se
controla insertando o retirando del núcleo un grupo de
barras de control que absorben neutrones. La posición de
estas barras determina el nivel de potencia en el que la
reacción en cadena se limita a auto-mantenerse.
49
Durante el funcionamiento, e incluso después de su
desconexión, un reactor grande de 1000 megavatios (MW)
contiene una radiactividad de miles de millones de curios.
La radiación emitida por el reactor durante su
funcionamiento y por los productos de la fisión después de
la desconexión se absorbe mediante blindajes de hormigón de
gran espesor situados alrededor del reactor y del sistema
primario de refrigeración. Otros sistemas de seguridad son
los sistemas de emergencia para refrigeración de este
último, que impiden el sobrecalentamiento del núcleo en
caso de que no funcionen los sistemas de refrigeración
principales. En la mayoría de los países también existe un
gran edificio de contención de acero y hormigón para
impedir la salida al exterior de elementos radiactivos que
pudieran escapar en caso de una fuga. (Wilson, 1996).
Aunque al principio de la década de 1980 había 100
centrales nucleares en funcionamiento o en construcción en
Estados Unidos, tras el accidente de Three Mile Island, la
preocupación por la seguridad y los factores económicos se
combinaron para bloquear el crecimiento de la energía
nuclear. Desde 1979, no se han solicitado nuevas centrales
nucleares en Estados Unidos y no se ha permitido el
funcionamiento de algunas centrales ya terminadas. En 1990,
alrededor del 20% de la energía eléctrica generada en
Estados Unidos procedía de centrales nucleares, mientras
50
que en Francia el 75% de la energía eléctrica se genera
mediante el uso de plantas nucleares.
En el periodo inicial del desarrollo de la energía
nuclear, en los primeros años de la década de 1950, sólo
disponían de uranio enriquecido Estados Unidos y la Unión
de Repúblicas Socialistas Soviéticas (URSS). Por ello, los
programas de energía nuclear de Canadá, Francia y Gran
Bretaña se centraron en reactores de uranio natural, donde
no puede emplearse como moderador agua normal porque
absorbe demasiados neutrones. Esta limitación llevó a los
ingenieros canadienses a desarrollar un reactor enfriado y
moderado por óxido de deuterio (D2O), también llamado agua
pesada. El sistema de reactores canadienses de deuteriouranio (CANDU), empleado en 20 reactores, ha funcionado
satisfactoriamente, y se han construido centrales similares
en la India, Argentina y otros países. (Wilson, 1996).
En Gran Bretaña y Francia, los primeros reactores de
generación de energía a gran escala utilizaban como
combustible barras de metal de uranio natural, moderadas
por grafito y refrigeradas por dióxido de carbono (CO2)
gaseoso a presión. En Gran Bretaña, este diseño inicial fue
sustituido por un sistema que emplea como combustible
uranio enriquecido. Más tarde se introdujo un diseño
mejorado de reactor, el llamado reactor avanzado
51
refrigerado por gas (RAG). En la actualidad, la energía
nuclear representa casi una cuarta parte de la generación
de electricidad en el Reino Unido. En Francia, el tipo
inicial de reactor se reemplazó por el RAP de diseño
estadounidense cuando las plantas francesas de
enriquecimiento isotópico empezaron a proporcionar uranio
enriquecido. Rusia y los otros Estados de la antigua URSS
tienen un amplio programa nuclear, con sistemas moderados
por grafito y RAP. A principios de la década de 1990,
estaban en construcción en todo el mundo más de 120 nuevas
centrales nucleares, con la excepción de EEUU
En España, la tecnología adoptada en los reactores de las
centrales nucleares es del tipo de agua ligera; solo la
central de Vandellos tiene reactor de grafito refrigerado
por CO2.
3.2.2 REACTORES DE PROPULSIÓN
Para la propulsión de grandes buques de superficie,
como el portaaviones estadounidense Nimitz, se emplean
reactores nucleares similares al RAP. La tecnología básica
del sistema RAP fue desarrollada por primera vez en el
programa estadounidense de reactores navales dirigido por
el almirante Hyman George Rickover. Los reactores para
52
propulsión de submarinos suelen ser más pequeños y emplean
uranio muy enriquecido para que el núcleo pueda ser más
compacto. Estados Unidos, Gran Bretaña, Rusia y Francia
disponen de submarinos nucleares equipados con este tipo de
reactores. (Wilson, 1996).
Estados Unidos, Alemania y Japón utilizaron durante
periodos limitados tres cargueros oceánicos experimentales
con propulsión nuclear. Aunque tuvieron éxito desde el
punto de vista técnico, las condiciones económicas y las
estrictas normas portuarias obligaron a suspender dichos
proyectos. Los soviéticos construyeron el primer
rompehielos nuclear, el Lenin, para emplearlo en la
limpieza de los pasos navegables del Ártico.
3.2.3 REACTORES AUTORREGENERATIVOS
Existen yacimientos de uranio, la materia prima en la
que se basa la energía nuclear, en diversas regiones del
mundo. No se conoce con exactitud sus reservas totales,
pero podrían ser limitadas a no ser que se empleen fuentes
de muy baja concentración, como granitos y esquistos. Un
sistema ordinario de energía nuclear tiene un periodo de
vida relativamente breve debido a su muy baja eficiencia en
53
el uso del uranio: sólo aprovecha aproximadamente el 1% del
contenido energético del uranio. (Wilson, 1996).
La característica fundamental de un “reactor autoregenerativo” es que produce más combustible del que
consume. Lo consigue fomentando la absorción de los
neutrones sobrantes por un llamado material fértil. Existen
varios sistemas de reactor auto-regenerativo técnicamente
factibles. El que más interés ha suscitado en todo el mundo
emplea uranio 238 como material fértil. Cuando el
uranio 238 absorbe neutrones en el reactor, se convierte en
un nuevo material fisionable, el plutonio, a través de un
proceso nuclear conocido como desintegración (beta). La
secuencia de las reacciones nucleares es la siguiente:
En la desintegración beta, un neutrón del núcleo se
desintegra para dar lugar a un protón y una partícula beta.
Cuando el plutonio 239 absorbe un neutrón, puede
producirse su fisión, y se libera un promedio de unos 2,8
neutrones. En un reactor en funcionamiento, uno de esos
neutrones se necesita para producir la siguiente fisión y
mantener en marcha la reacción en cadena. Una media o
54
promedio de 0,5 neutrones se pierden por absorción en la
estructura del reactor o el refrigerante. Los restantes 1,3
neutrones pueden ser absorbidos por el uranio 238 para
producir más plutonio a través de las reacciones indicadas
en la ecuación. (Wilson, 1996).
El sistema auto-regenerativo a cuyo desarrollo se ha
dedicado más esfuerzo es el llamado reactor autoregenerativo rápido de metal líquido (RARML). Para
maximizar la producción de plutonio 239, la velocidad de
los neutrones que causan la fisión debe mantenerse alta,
con una energía igual o muy poco menor que la que tenían al
ser liberados. El reactor no puede contener ningún material
moderador, como el agua, que pueda frenar los neutrones. El
líquido refrigerante preferido es un metal fundido como el
sodio líquido. El sodio tiene muy buenas propiedades de
transferencia de calor, funde a unos 100 °C y no hierve
hasta unos 900 °C. Sus principales desventajas son su
reactividad química con el aire y el agua y el elevado
nivel de radiactividad que se induce en el sodio dentro del
reactor. (Wilson, 1996).
En Estados Unidos, el desarrollo del sistema RARML
comenzó antes de 1950, con la construcción del primer
reactor auto-regenerativo experimental, el llamado EBR-1.
Un programa estadounidense más amplio en el río Clinch fue
55
cancelado en 1983, y sólo se ha continuado el trabajo
experimental. En Gran Bretaña, Francia, Rusia y otros
Estados de la antigua URSS funcionan reactores autoregenerativos, y en Alemania y Japón prosiguen los trabajos
experimentales.
En uno de los diseños para una central RARML de gran
tamaño, el núcleo del reactor está formado por miles de
tubos delgados de acero inoxidable que contienen un
combustible compuesto por una mezcla de óxido de plutonio y
uranio: un 15 o un 20% de plutonio 239 y el resto uranio.
El núcleo está rodeado por una zona llamada capa fértil,
que contiene barras similares llenas exclusivamente de
óxido de uranio. Todo el conjunto de núcleo y capa fértil
mide unos 3 m de alto por unos 5 m de diámetro, y está
montado en una gran vasija que contiene sodio líquido que
sale del reactor a unos 500 °C. Esta vasija también
contiene las bombas y los intercambiadores de calor que
ayudan a eliminar calor del núcleo. El vapor se genera en
un circuito secundario de sodio, separado del circuito de
refrigeración del reactor (radiactivo) por los
intercambiadores de calor intermedios de la vasija del
reactor. Todo el sistema del reactor nuclear está situado
dentro de un gran edificio de contención de acero y
hormigón.
56
La primera central a gran escala de este tipo empleada
para la generación de electricidad, la llamada Súper-Fénix,
comenzó a funcionar en Francia en 1984. En las costas del
mar Caspio se ha construido una central de escala media, la
BN-600, para producción de energía y desalinización de
agua. En Escocia existe un prototipo de gran tamaño con 250
megavatios.
El RARML produce aproximadamente un 20% más de
combustible del que consume. En un reactor grande, a lo
largo de 20 años se produce suficiente combustible para
cargar otro reactor de energía similar. En el sistema RARML
se aprovecha aproximadamente el 75% de la energía contenida
en el uranio natural, frente al 1% del RAL. (Wilson, 1996).
57
3.2.4 REACTORES DE INVESTIGACIÓN
En muchos países se han construido diversos reactores
nucleares de pequeño tamaño para su empleo en formación,
investigación o producción de isótopos radiactivos. Estos
reactores suelen funcionar con niveles de potencia del
orden de 1 MW, y es más fácil conectarlos y desconectarlos
que los reactores más grandes utilizados para la producción
de energía. (Wilson, 1996).
Una variedad muy empleada es el llamado reactor de piscina.
El núcleo está formado por material parcial o totalmente
enriquecido en uranio 235, contenido en placas de aleación
de aluminio y sumergido en una gran piscina de agua que
sirve al mismo tiempo de refrigerante y de moderador.
Pueden colocarse sustancias directamente en el núcleo del
reactor o cerca de éste para ser irradiadas con neutrones.
Con este reactor pueden producirse diversos isótopos
radiactivos para su empleo en medicina, investigación e
industria. También pueden extraerse neutrones del núcleo
del reactor mediante tubos de haces, para utilizarlos en
experimentos. (Wilson, 1996).
58
CAPÍTULO IV
CENTRAL NUCLEOELECTRICA
LAGUNA VERDE
4.1 ASPECTOS GENERALES
La Central Nucleoeléctrica Laguna Verde está
localizada sobre la costa del golfo de México, en el
municipio de Alto Lucero, estado de Veracruz a 70 Km, al
Noroeste de la ciudad de Veracruz, y 60 Km al noroeste de
la ciudad de Jalapa. Su localización precisa es: 19º 43´´
30´ de latitud norte y 96º 23´´ 15´ de longitud Oeste.
La Central Laguna Verde está integrada por dos
unidades, cada una con capacidad de 654,000 Kw eléctricos
netos, equipadas con reactores que operan con uranio
enriquecido como combustible, y agua en ebullición como
moderador y refrigerante, la contención es tipo Mark II de
ciclo directo.(CFE, 2004)
La primera unidad consta de los 6 edificios
siguientes:

Edificio del reactor

Edificio del turbogenerador

Edificio de control

Edificio de generadores diesel

Edificio de tratamiento de residuos
radiactivos

Edificio de la planta de tratamiento de agua
y del taller mecánico.
La segunda unidad tiene sus propios edificios del
reactor, del turbogenerador, de control y de generadores
diesel. Comparte con la primera unidad el edificio de
tratamiento de residuos radiactivos, pero tiene su propio
60
edificio de purificación de agua del reactor. También
comparte el edificio de la planta de tratamiento de agua y
de taller mecánico. (CFE, 2004)
El Sistema Nuclear de Suministro de Vapor (NSSS) fue
suministrado por General Electric Co. y el turbogenerador
por Mitsubishi Heavy Industries.
El 29 de julio de 1990, la unidad 1 inicia sus
actividades de operación comercial, y habiendo generado mas
de 30 millones de Mwh, con una disponibilidad de 84% y un
factor de capacidad de 78.5%. por su parte, el 10 de abril
de 1995, la unidad 2 inicia sus actividades de Mwh, siendo
el factor de disponibilidad de 86% y el de capacidad de
83%.(CFE, 2004)
Ambas unidades representan el 4% de la potencia real
instalada del Sistema Eléctrico Nacional y su distribución
a la generación es de 7%.
4.2 CONSTRUCCIÓN
La central nuclear se diseñó y se construyó de manera
que todas las estructuras y sistemas importantes para
seguridad soporten los efectos de:

Sismos

Ciclones

Inundaciones

Otros fenómenos naturales

Sucesos imputables al hombre
61
4.2.1 SELECCIÓN DEL SITIO
La selección de este emplazamiento tomo en cuenta
factores aplicables a la localización de centrales
convencionales, con la única salvedad de que tal sitio no
se ve afectado por la ubicación de las fuentes de
combustible fósiles. Se tomaron en consideración, además,
62
los factores específicos de las centrales nucleares que
incluyen desde las características de peso y volumen de los
diversos elementos que conforman la central hasta una serie
de aspectos relacionados con la seguridad nuclear. Ocupa un
área de 370 Has. Encontrándose a 4 Km del poblado más
próximo (El Viejón). (CFE, 2004)
En agosto de 1966, la CFE inicio la investigación
sobre la localización de sitios posibles donde podría
ubicarse la nucleoeléctrica.
El objeto de esos primeros estudios era incluir las
características de los sitios en las especificaciones que
se hicieron llegar a los fabricantes y posibles proveedores
de equipo.
Fueron cuatro los criterios básicos que condujeron a
la localización del sitio adecuado.
1.
La relativa cercanía a los centros de
consumo (especialmente la Cd. De México)
2.
La disponibilidad de agua de enfriamiento.
3.
La estabilidad sísmica del lugar.
4.
Un tipo de suelo preferentemente rocoso para
la cimentación de la construcción.
Durante el primer semestre de 1969 la CFE condujo un
estudio intensivo de los sitios preseleccionados, en el
participaron de manera conjunta las empresas consultoras
Burns and Roe, Inc., NUS Corporation y Bufete Industrial,
así como la Comisión Nacional de Energía Nuclear.
Posteriormente se llevó a cabo una exploración
geológica con miras a definir el lugar exacto para
63
construir la central, haciendo los levantamientos
topográficos necesarios y recopilando toda la información
meteorológica y demográfica pertinente. Finalmente, dada la
importancia de los factores sísmicos, se celebró un
contacto con el Instituto de Ingeniería de la UNAM para que
efectuara estudios de sismicidad y para que determinara los
parámetros de diseño que serían recomendables en la
construcción.
Para la toma de decisión definitiva se tuvo en cuenta
que muy probablemente, a la primera unidad, seguirían otras
en plazo relativamente breves. El potencial de expansión y
la facilidad de acceso por mar significaron ventajas muy
importantes. (CFE, 2004)
Siendo la Comisión Nacional de Energía Nuclear,
antecedente de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguarda (CNSNS), el organismo que debería otorgar el
permiso de construcción y posteriormente la licencia de
operación de la central, dicha comisión estimo oportuno
solicitar la asesoría técnica del Organismo Internacional
de Energía Atómica (OIEA), con el objeto de verificar hasta
el mínimo detalle la idoneidad del sitio propuesto por CFE.
El OIEA designo entonces una misión de expertos en
instalaciones nucleares que realizo una primera visita en
México en septiembre de 1969. Después de visitar el sitio
de Laguna Verde y de analizar detalladamente la
documentación existente, el organismo hizo recomendaciones
sobre información adicional que debería ser reunida,
especialmente en las áreas de geología, sismología,
meteorología, demografía, hidrológica y ecología.
64
A raíz de estas recomendaciones se integró un grupo
para la selección de emplazamientos que incluyo entre sus
actividades una serie de cursos sobre diseño de plantas
nucleoeléctricas y selección de sitios que organizó la
firma Bechtel. Este grupo interaccionó con diversas
instituciones entre las que podremos citar al Centro de
Investigaciones Científicas de Estudios Superiores de
Ensenada (CICESE), el cual brindo asesoría principalmente
en el área de sismología. En colaboración con el Instituto
de Investigaciones Eléctricas se hicieron investigaciones
con miras a obtener datos confiables en el área de
oceanográfica que permitan cumplir con los requisitos
ambientales y de seguridad para el emplazamiento de
centrales nucleoeléctricas.
Finalmente, después de una larga y minuciosa tarea
para la selección optima del sitio, el primer colado de
concreto para la cimentación de la obra se realizó en el
mes de octubre de 1976.
4.2.1.1 DEMOGRAFÍA
CFE analizo la demografía de la región circunvecina al
sitio en un radio de 70 Km bajo las perspectivas de la
población presente y proyectada hasta el año 2020,
basándose en los indicadores proporcionados por los censos
nacionales de 1970 y 1980 y considerando a la CLV como un
polo de desarrollo industrial. De acuerdo al análisis de
información presentada por CFE es posible concluir que
comparativamente con otras centrales nucleares en el mundo,
la CLV está ubicada en una región de baja densidad de
población. (CFE, 2004)
65
4.2.1.2 METEOROLOGÍA
Se realizaron estudios meteorológicos requeridos para
obtener los datos para el diseño y operación de la central.
De acuerdo a los requisitos de la normativa, se hicieron
estudios de tipo macro escala a nivel regional en un radio
de 70 Km. a partir de las instalaciones y de tipo micro
escala en el sitio, realizando en todos los casos las
correlaciones necesarias para validar los datos obtenidos
en varios años de mediciones.
A nivel de macro escala, el clima del sitio es cálidohúmedo; lluvioso en el verano y con precipitaciones menores
a 34 mm, en invierno; circulación general del Noroeste
principalmente durante la estación lluviosa. A nivel de
mesoescala la región se ve afectada durante el invierno por
flujos atmosféricos fríos (norte) dados en la circulación
que invade el continente desde el polo norte. A nivel de
sitio, el área se encuentra sometida constantemente a la
brisa marina y a la terrestre, con turbulencia moderada, y
con inversiones ocasionales. (CFE, 2004)
Las temperaturas mínimas son del orden de 8º
centígrados y las máximas de 39º centígrados, la humedad
media anual es del 80%. En meteorología severa, el ciclón
tropical es el más probable y fue debidamente analizado
para determinar sus velocidades y caídas de presión en caso
de ocurrencia del huracán máximo probable.
Se establecieron los medios técnicos necesarios para
que en cualquier momento se pueda conocer la estabilidad de
Pasquill necesaria para determinar el mecanismo de
dispersión atmosférica y las concentraciones de
contaminantes que podían ser descargados a la atmósfera.
66
4.2.1.3 HIDROLÓGICA
El sitio se ubica sobre una capa de basalto y lava
llamado “Punta Limón” con una altitud media de 18 m. sobre
el nivel del mar entre las regiones hidrológicas 27 y 28 y
entre las cuencas de los ríos “Barranca Hernández” y “El
Viejón”. Flanqueando al sitio al norte se encuentra la
laguna verde de agua dulce y 2.5 km2 de extensión y al sur
la laguna salada donde se descargan las aguas de la central
para que después sean canalizadas al golfo de México.
Se realizaron estudios relacionados a las aguas
superficiales y a las subterráneas para determinar
probabilidades de inundación, dispersión superficial,
niveles freáticos, carga hidrostática y su variación,
utilización de aguas y las probabilidades de contaminación
por eventuales derrames superficiales.
De acuerdo al perfil topográfico las probabilidades de
inundación son mínimas aun en la presencia de la marea
provocada por el huracán máximo probable. Una distribución
freática sigue la configuración topográfica del sitio y un
flujo desplazable en dirección del golfo a una velocidad
que varía entre 40 y 100 cm/año; determinaron también, que
la capa de basalto en combinación con los depósitos
volcánicos circunvecinos constituyen un acuífero
independiente de los cuerpos adyacentes de agua y de
capacidad limitada por su estructura geológica y con fuente
de recarga por infiltración vertical, lo que, en caso de
derrame accidental representa ventajas ya que evitaría la
contaminación a cuerpos acuíferos vecinos. Los análisis
hidrológicos del sitio son favorables para evitar las
67
inundaciones y proteger al público en caso de derrame
accidental de contaminación. (CFE, 2004)
4.2.1.4 GEOLOGÍA Y SISMICIDAD
El sitio se ubica en la intersección del paralelo 20 y
el cinturón volcánico Trans-Mexicano. Las instalaciones se
cimentaron sobre una masa de roca basáltica del plioceno
Pleistocenico fluyente sobre el golfo de México, en una
extensión aproximada de 1.4 Km y con un espesor variante
entre 30 y 50 metros. Los estudios estratigráficos indican
que bajo esta capa se encuentra otra de depósitos
consolidados de aluvión con espesor variable de 40 a 65
metros. Y bajo esta, se extiende a profundidad mayor a los
150 m. del material andesitico. La capa basáltica presenta
fracturación columnar de naturaleza térmica en longitudes
de entre 6 y 8 metros.
Se realizaron estudios geosísmicos, para el
cumplimiento de los requisitos regulatorios, en los
siguientes temas: fisiografía, historia geológica,
hundimientos y levantamientos diferenciales, estratigrafía,
afallamiento, intemperismo químico, terreno cavernoso y
cárstico, falla de subsuelo bajo carga dinámica, evidencia
de preconsolidacion por procesos erosiónales y volcánicos,
licuación, estabilidad de taludes y permeabilidad, niveles
freáticos, estabilidad sísmica de los materiales aluviales
que subyacen el basalto superficial y flujo de ceniza y la
de una erupción volcánica potencial. (CFE, 2004)
68
A nivel regional en una superficie de radio 320 Km, se
generaron los siguientes estudios: Actividad volcánica,
afallamiento superficial, tsunami y tectónica del lecho
marino, atenuación del movimiento vibratorio del terreno en
el cinturón volcánico transmexicano, provincias tectónicas
y sus máximos sismos asociados históricamente, acelogramas,
determinación de los sismos base de diseño y base de
operación, condiciones sismo-geológicas en la frontera de
la plataforma continental y el lecho marino, correlación de
la sismicidad regional con la del sitio, relaciones
estructurales entre
Palma Sola, Cofre de Perote y El
Farallón, entre otras.
Como ejemplo del detalle de los estudios anteriores,
se puede mencionar el estudio realizado por CFE sobre el
riesgo volcánico, el cual fueron analizados tanto los
volcanes que aún continúan activos como aquellos que no lo
están en un radio de 150 Km, incluyendo el lecho marino; a
fin de proporcionar resultados conservadores del efecto de
una erupción volcánica que pudiera afectar la operación
segura de la central, se consideraron como eventos base del
análisis:
1.
El nacimiento de un nuevo volcán a 15.5
Km.
2.
la erupción del pico de Orizaba
Como resultado de la evaluación de este aspecto en
particular, se determinó que no afectaría la operación
segura o el paro normal de la central.
CNSNS reviso los estudios con la asesoría de OIEA para
determinar su grado de cumplimiento con la normativa
aplicable. El periodo de revisión se inició en mayo de 1971
69
cuando CFE entrego los primeros estudios de mecánica de
suelos en el sitio y se prolongó hasta marzo de 1987 cuando
fueron resueltos los últimos aspectos técnicos. Los
estudios geológicos, sísmicos y volcánicos para la CLV,
fueron realizados con la extensión y profundidad requeridos
por la normativa vigente, para concluir con bases, que el
sitio reúne las características geológicas y sísmicas
apropiadas para la operación de una central nuclear de
potencia, cuyas instalaciones han sido diseñadas y erigidas
de conformidad con los parámetros de diseño deducidos de
tales estudios. Las investigaciones arrojaron como
resultado que los sismos más potentes producirán en la zona
una aceleración máxima de 0.006g, lo que supera ampliamente
la sismología de la zona.
4.3 DISEÑO
El propietario de la Central Laguna Verde responsable
de su operación es la CFE; esta consta de dos unidades con
sistemas nucleares de suministro de vapor (NSSS) de ciclo
directo, llamado también Reactor de Agua Hirviente (BWR),
suministrados por la compañía General Electric. El
contenedor es del tipo de supresión Mark II.
El sistema nuclear del suministro de vapor trabaja con
ciclo directo de agua, la cual se hace circular dentro de
la vasija de presión mediante un sistema de bombeo con dos
bombas externas de recirculación y veinte bombas de chorro,
que se encuentran dentro de la vasija del reactor. El vapor
producido se conduce mediante la tubería principal hacia la
turbina. Cada unidad tenía una potencia nominal de 1931
Mwt, (Mega watts térmicos) y un nivel de potencia de diseño
de 2015 Mwt. Ambas unidades tenían una capacidad efectiva
de 654 Mwe (Mega watts eléctricos). (CFE, 2004)
70
A partir del incremento de potencia térmica se
incrementó a 2027 Mw para incrementar la potencia eléctrica
a 682.44 Mwe.
La vasija del reactor está diseñada para soportar una
presión de 87.9 Kg/cm2, la presión nominal de operación es
de
71.71 Kg/cm², la vasija está fabricada de una aleación
de acero con bajo carbón y tiene un recubrimiento interno
de acero inoxidable, a excepción de la tapa superior.
El combustible consiste en dióxido de uranio (UO2)
ligeramente enriquecido. En dicho combustible se llevara a
cabo la fisión nuclear. Con este fenómeno se puede lograr
que una partícula como el neutrón, choque contra el núcleo
de un átomo. Al chocar contra él, el núcleo se excita
debido a que su estructura se altera, pudiendo llegar ésta
excitación a dividir el núcleo en dos núcleos más pequeños.
Cuando ciertos núcleos, como los de los átomos del
isótopo 235 del uranio, se fisionan, además de dividir el
núcleo en dos más pequeños aparecen, neutrones libres. Si
en las proximidades del núcleo hay más núcleos de uranio,
los neutrones libres producirán, a su vez, mas fisiones,
con lo que se volverán a generar nuevos neutrones que
volverán a producir más fisiones. Así, en poco tiempo, el
número de fisiones puede aumentar mucho, dando lugar a una
reacción en cadena. (CFE, 2004)
En cada una de las fisiones, se produce una pequeña
cantidad de energía en forma de calor, al producirse la
reacción en cadena, se suman las energías producidas en
cada fisión y se puede obtener una cantidad de energía
71
considerable en el reactor, este es el origen de la energía
nuclear. (CFE, 2004)
Se dispone de cuatro sistemas de enfriamiento de
emergencia, para responder a un evento en el cual se puede
perder agua de la vasija.
Además de las alimentaciones externas de electricidad,
se cuenta con sistemas de emergencia de suministro
eléctrico asociados a los sistemas de enfriamiento, estos
dependen de tres generadores diesel de respuesta rápida.
El diseño de una central nucleoeléctrica se concibe
previniendo no la ocurrencia de un accidente cualquiera,
sino precisamente la de aquel que tuviera lugar durante las
peores condiciones que pudieran presentarse en el sitio, en
función de los requisitos y características determinadas.
Es éste precisamente, el que se conoce como accidente base
de diseño y los criterios de diseño requieren que se
analice ante condiciones de sismo y vientos máximos
posibles. (CFE, 2004)
El diseño incluye una serie de sistemas cuya misión
es:

Detener la operación del reactor ante
cualquier situación que pudiera poner en riesgo la
seguridad. Esto se logra mediante la inserción súbita
de las barras de control en el núcleo del reactor,
operación que se conoce como scram y que se lleva a
cabo en unos cuantos segundos.

Asegurar que el núcleo estará adecuadamente
refrigerado en cualquier condición. Durante la
operación normal, esta función la desempeña el sistema
72
de agua de alimentación, que consta de dos ramas
independientes; cada una de ellas puede proporcionar
el 50% de flujo total que se requiere para refrigerar
el núcleo en condiciones de máxima generación térmica.
Para que este sistema quedara fuera de servicio, sería
necesario que fallasen ambas ramas. De ser así, el
enfriamiento del rector quedaría a cargo de los sistemas de
enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS), cuya misión
consiste en evitar que este llegue a alcanzar temperaturas
superiores a 1500ºC, situación que provocaría fusión de las
vainas de combustible.
Los sistemas de enfriamiento son tres: el de aspersión
del núcleo de alta presión, el de aspersión del núcleo de
baja presión y el sistema de inyección de refrigeración a
baja presión. Cualquiera de los tres tiene capacidad para
mantener refrigerado el núcleo; son totalmente
independientes entre sí y, por lo tanto, la probabilidad de
que llegasen a fallar simultáneamente es muy pequeña. No
obstante lo anterior, el diseño prevé que dicho evento
pudiese tener lugar. De ser así el calor generado en el
núcleo podría fundir las pastillas de combustible y las
vainas de zircaloy que las contiene. Esto podría ser
sumamente peligroso, si el diseño no incluyera los medios
adecuados para evitar la dispersión de los productos
radiactivos de fusión, contenidos en el combustible
fundido. Tales medios existen gracias a un sistema
escalonado de barreras que evitaría dicha contingencia.
En el caso de la central nucleoeléctrica Laguna Verde
las barreras son las siguientes:
 Vasija del reactor: Consiste en un recipiente de
acero forjado de 22 m de altura, 5.60 de diámetro y
73
paredes cuyo espesor varía entre 15 y 20 cm. Para que
los productos de la fisión pudieran traspasar esta
barrera tendrían que fundir el fondo de la vasija, en
cuyo caso quedaría bajo el control de la segunda
barrera, denominada contenedor primario.
 Contenedor primario. Es un edificio de concreto
armado con paredes de 1.5 m de espesor mínimo, forrado
internamente con hermeticidad absoluta. La posibilidad
del material radiactivo pudiese pasar esta barrera es ya
muy pequeña. No obstante se cuenta con una tercera
protección; el contenedor secundario.
 Contenedor secundario. El también llamado
edificio del reactor, está diseñado para rodear el
contenedor primario. Es una construcción de concreto
armado cuyas paredes tienen de 1.2 a 1.5 m de espesor.
Está provisto de un sistema de control atmosférico que
mantiene siempre una presión inferior en el aire del
interior, de tal manera que los productos radiactivos no
pueden escapar al exterior.
En resumen, esta tercera barrera permite afirmar que aun
cuando la probabilidad de que llegue a ocurrir un accidente
importante es muy pequeña, en caso de presentarse, no daría
lugar a un escape significativo de material radiactivo.
74
4.3.1 ESTRUCTURAS, SISTEMAS Y COMPONENTES RELACIONADOS CON
LA SEGURIDAD
Todas las estructuras, sistemas y componentes de una
central nuclear relacionadas con la seguridad deben
diseñarse, fabricarse, construirse, probarse e
inspeccionarse de conformidad con estándares de calidad,
normas y códigos que responden a la calidad exigida por la
industria nuclear. (CFE, 2004)
La central fue diseñada para soportar el sismo de
apagado seguro (SSE) que es el máximo terremoto potencial
que se prevé pueda ocurrir en el sitio. Todas las
estructuras, sistemas y componentes de la central
importantes para la seguridad deben mantener su función y
cumplir con su objetivo en caso de presentarse dicho sismo.
Las estructuras, sistemas y componentes se deben
clasificar conforme a la importancia que tenga para la
seguridad a fin de diseñarse, fabricarse, construirse y
probarse con normas acordes con dicha clasificación.
Las estructuras metálicas del contenedor secundario
fueron diseñadas y construidas para resistir las cargas y
efectos provocados por el huracán máximo probable, y el
viento base de diseño, cuyas velocidades de viento
sostenido son relativamente 241 Km/hr actuando en dirección
horizontal a una elevación de 10 m, sobre el nivel del
piso.
A pesar de que histórica y geográficamente el sitio no
presenta las características propias de un lugar donde se
presenta tornados, se han evaluado los efectos de este
fenómeno, dado que representó uno de los eventos limitantes
75
para el diseño de las estructuras metálicas; obviamente las
solicitaciones sísmicas para la parte de concreto son
superiores a las cargas de viento, así que las primeras
rigen esta parte del diseño. (CFE, 2004)
Respecto a la protección contra inundaciones se
estudiaron las condiciones geo hidrológicas del sitio para
tomar en cuenta los efectos de las olas, vientos y
huracanes. Se revisó la capacidad del sistema de drenaje,
los medios suministrados para detectar niveles de agua en
las estructuras, las barreras de protección y la capacidad
de los sistemas parcial o totalmente inundados. Se revisó
también el arreglo de tuberías de agua para evaluar los
efectos de las probables inundaciones provocadas por una
ruptura en dichas líneas.
Por otro, lado las estructuras, sistemas y componentes
fueron diseñados para soportar los efectos de proyectiles,
generados dentro y fuera del reactor a consecuencia de
rupturas de tuberías, fallas de equipo rotatorio, gases
explosivos, tornados, huracanes y otros fenómenos
naturales. La probabilidad de que ocurra un accidente aéreo
es de 0.36-7 por año y proviene del corredor aéreo más
próximo al sitio siendo el B-1 localizado entre Nautla y
Veracruz, con una altitud de 2135 m.
La probabilidad es tan baja a nivel de industria
aeronáutica que un accidente con esta probabilidad no se
considera como riesgo suficiente para impedir la
instalación de una central industrial de cualquier
76
naturaleza. Para el análisis del impacto de los proyectiles
generados por diversas causas se usaron las guías
Regulatorias Americanas.
4.4 PRINCIPALES INSTALACIONES
La planta Laguna Verde está conformada por dos
unidades prácticamente idénticas, cada con los siguientes
elementos:

El edificio del reactor, consta de un
contenedor primario hermético y un edificio
llamado contenedor secundario.

Un edificio para el turbo-generador y el
condensador con sus
sistemas de apoyo.

Un edificio de
control.

Un edificio que
alberga tres
generadores diesel de
emergencia.
Ambas unidades comparten:

Un edificio de residuos
radiactivos de mediano y
bajo nivel.

Un edificio de
tratamiento de agua que
se emplea como fluido de
trabajo
77
Existen asimismo una serie de instalaciones necesarias
para la toma de agua de mar, indispensables para el
enfriamiento del reactor, así como una subestación cuya
función consiste en transmitir la energía eléctrica
producida en la central a la red integrada nacional.
4.4.1 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS
Este edificio es común para ambas unidades, se
encuentra al oeste del edificio del reactor de la unidad 1,
su función principal es el tratamiento de los residuos que
se producen al realizar actividades en los diferentes
edificios y el proceso de los sistemas de la central, su
trabajo se complementa en el edificio de purificación en la
unidad 2, el cual se comunica a través de un tunel que
permite la trasferencia de los residuos de la unidad 2 a la
unidad 1, estos residuos se mezclan con asfalto, se
compactan y se almacenan en bidones de 200 litros para
posteriormente enviarlos al edificio de desechos de bajo y
medio nivel.
78
4.4.2 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE AGUAS
El edificio de tratamiento de agua se encuentra
ubicado en el área de la unidad 1 y es común para ambas
unidades, en él se alojan los sistemas necesarios para
tratar químicamente el agua (que se extrae de pozos de agua
dulce), para obtener agua de excelente calidad sin
minerales ni elementos extraños. Este líquido es enviado a
los sistemas de agua de alimentación del reactor y agua de
enfriamiento nuclear entre otros sistemas. En cuanto al
taller mecánico es un local que en su interior tiene
máquinas y herramientas para darle mantenimiento a equipos
electromecánicos, bombas y electroválvulas durante la
operación de la central. (CFE, 2004)
4.4.3 EDIFICIO DE GENERADOR DIESEL
Este edificio está construido con paredes de
concreto de 0.5 m de espesor que alojan a tres generadores
diesel de 4160 volts de corriente alterna, así como
diversos sistemas auxiliares o de apoyo. La función
principal de estos generadores es proporcionar una fuente
auxiliar de energía eléctrica a los equipos esenciales de
seguridad del reactor. (CFE, 2004)
4.4.4 EDIFICIO DE LA TURBINA
En este edificio se ubica el equipo del turbogenerador que tiene como función convertir la energía
térmica del vapor de agua proveniente del reactor, en
79
energía mecánica a través de la turbina. Esta energía es
convertida posteriormente en energía eléctrica en el
generador principal. (CFE, 2004)
4.4.5 EDIFICIO DEL REACTOR
Laguna Verde utiliza reactores de agua hirviente (BWR)
General Electric, donde el vapor producido en los mismos es
enviado directamente a los turbogeneradores. El edificio
del reactor con dimensiones de 42X40 m2 de base y 74 m de
altura, se divide en dos reactores; contenedor primario
(donde se ubica la vasija del reactor) y el contenedor
secundario.
4.4.6 CONTENEDOR PRIMARIO
Estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes
de concreto de 1.5 m de espesor. En la parte interna de
esta estructura está cubierta con una placa de acero de 6
mm de espesor. La contención primaria está dividida en dos
partes; la parte superior llamada Pozo seco que contiene
fundamentalmente a la vasija del reactor, la tubería de los
sistemas de vapor principal, agua de alimentación de
recirculación; además de los sistemas auxiliares, controles
e instrumentos necesarios de acuerdo con el diseño. La
parte inferior llamada alberca de Supresión de Presión, es
utilizada para aliviar excesos de presión y tuberías del
sistema de vapor principal. (CFE, 2004)
80
4.4.6.1 VASIJA DEL REACTOR
Es un recipiente cilíndrico de aproximadamente 20 m de
longitud, diseñado y fabricado con acero de baja aleación,
recubierto internamente con acero inoxidable. El núcleo del
reactor, es alojado en el interior y es aquí donde tiene
lugar la fisión nuclear del átomo que permitirá la
producción de vapor nuclear el cual es enviado directamente
al grupo turbogenerador.
La vasija y sus componentes, tales como: soportes de
la coraza del núcleo, pernos, tubos de alojamiento de los
sistemas impulsores de las barras de control, tubos de
refuerzo y tubos de instrumentación; cumplen con el
criterio general de diseño; “Prevención de Fractura en
Frontera de Presión del Enfriador del Reactor”. El criterio
general de diseño, requiere que la frontera de Presión sea
diseñada con un margen suficiente, para asegurar que los
esfuerzos durante condiciones de operación, mantenimiento y
pruebas no originaran una probabilidad inaceptable de
propagación de fractura rápida.
En la construcción de la frontera de presión del
enfriador del reactor de la CLV se utilizaron los mejores
materiales, fabricados con técnicas más avanzadas en su
momento, y se efectuaron los exámenes no destructivos que
exige la normativa correspondiente. (CFE, 2004)
4.4.6.2 NÚCLEO DEL REACTOR
Está constituido por 444 ensambles de combustible que
contiene cerca de 31 toneladas de uranio en 109 barras de
control y agua utilizada como refrigerante y moderador.
81
El combustible nuclear se encuentra alejado en
pequeñas pastillas cilíndricas de 1,25 cm de diámetro y 1
cm de altura, introducidas a su vez en tubos construidos de
zircaloy 2, con una longitud aproximada de 4 m. a las que
se les denominan barras de combustible, el arreglo de 62
barras, más dos barras huecas por donde circula agua, se le
llama ensamble de combustible.
4.4.6.3 BARRAS DE CONTROL
Son de forma cruciforme, fabricadas de acero
inoxidable, contienen en su interior carburo de boro, éstas
barras son operadas mediante mecanismos hidráulicos y están
situadas en la parte inferior de la vasija. Las barras de
control son desplazadas verticalmente en el núcleo del
reactor, con la finalidad de controlar la fisión nuclear,
estas barras pueden ser insertadas en breves segundos
cuando se requiere un apagado del reactor. (CFE, 2004)
4.4.6.4 CONTENEDOR SECUNDARIO
El contenedor secundario, está construido con paredes
de concreto de 0.5 m de espesor, subdivididos en 8 niveles
o pisos, estando en la cota 49.90 el piso superior o de
carga de combustible, en este nivel se encuentran las
albercas de combustible nuevo y gastado, y la cavidad del
reactor. Los equipos necesarios para la introducción y
extracción de los elementos de combustible, también están
ubicados en este nivel 49.90. Cabe destacar que la
82
contención secundaria siempre se mantiene a una presión
menor a la exterior; con lo que impide en todo momento la
salida de gases si esto se presenta.
4.4.6.5 EDIFICIO DE CONTROL
El edificio de control tiene 5 niveles o pisos, siendo
el más relevante o principal el nivel 25.10, ya que en el
se ubica el cuarto de control. Es aquí donde, por medio de
consolas y tableros de control se recibe las señales.
Personal altamente capacitado vigila y opera el
funcionamiento de los sistemas computarizados, que forman
parte del sistema integral de información de proceso
(SIIP), que sirve de apoyo a los operadores, para obtener
información exacta y oportuna del funcionamiento de los
elementos de los sistemas que intervienen en el proceso
operativo de cada unidad generadora.
4.5 REACTOR DE LAGUNA VERDE
El tipo de reactor de la CLV (U1 y U2) es el conocido
como reactor de agua en ebullición-5 (BWR-5) diseñado por
la Compañía General Electric de los EEUU.
El reactor consiste básicamente de: Vasija a presión,
la cual contiene el núcleo que esta soportado por una
coraza cilíndrica, los separadores y secadores de vapor, a
las bombas de chorro, a los tubos guía de las barras de
control, a los aspersores de agua de alimentación, a la
tubería y aspersores de los sistemas de emergencia, la
83
instrumentación dentro del núcleo y a otros componentes.
Las conexiones principales a la vasija incluyendo las
líneas de agua de vapor, las líneas de succión e inyección
de agua de recirculación, las líneas de agua de
alimentación, las líneas de impulsión de las barras de
control, las líneas para los sistemas de remoción de calor
residual, las líneas de instrumentación de las bombas de
chorro y las líneas para la instrumentación de nivel de
agua.
Los ensambles de combustible (444) están dispuestos en
forma aproximadamente cilíndrica en el núcleo. Cada uno de
los ensambles combustibles están formados por un canal y un
elemento combustible. Este último, consiste de un arreglo
cuadrado de 8X8 barras, de las cuales 62 contienen
combustible y las 2 restantes están vacías y en su interior
circula agua.
Las barras combustibles están formadas por tubos o
vainas de una aleación de zirconio, de longitud aproximada
de 4,000 mm. (160 in), y de diámetro exterior de 12 mm
(0.483 in), sellados en ambos extremos y en cuyo interior
se encuentra el combustible UO2 en forma de pastillas
cilíndricas. Este combustible está ligeramente enriquecido
en el isótopo U-235. (CFE, 2004)
El control de las fisiones en el núcleo, se lleva a
cabo mediante el movimiento de las 109 barras de control y
por una variación de la relación de flujo de enfriador a
través del núcleo. Las barras de control están formadas por
tubos de acero inoxidable, dispuestos en forma de cruz, que
contienen polvo de carburo de boro. Cada una de estas
barras se encuentra rodeada por cuatro ensambles de
84
combustible. Para la inserción de las barras de control se
cuenta con sistemas hidráulicos de impulsión dentro del
núcleo que pueden fijarse a diferente altura.
El combustible UO2 en forma de pastilla forma una
columna de 3,810 mm. (150 in); sobre esta columna activa se
tiene un volumen libre, cuyo objetivo es limitar la presión
que producen los productos de fisión gaseosos formados
durante la operación. (CFE, 2004)
4.5.1 FUNCIONAMIENTO
En un reactor BWR-5, el control de la reacción nuclear
se efectúa mediante unas estructuras cruciformes de acero
inoxidable, rellenas de una sustancia llamada carburo de
boro. Estas piezas, desempeñan la importante función de
controlar la potencia del reactor; que son las ya
mencionadas con anterioridad barras de control. (CFE, 2004)
4.5.1.1 CICLO TÉRMICO
En los reactores de laguna verde el fluido
refrigerante es agua desmineralizada que pasa por el núcleo
del reactor a alta presión, y hierve al extraer el calor
que se produce por la fisión nuclear en el combustible. El
vapor húmedo que tiene una calidad de 14% se separa del
agua, se seca dentro de la misma vasija del reactor hasta
alcanzar una calidad de 99.7% y se envía directamente para
mover la turbina cuya rotación se trasmite al generador.
Al salir de la turbina, el vapor de baja presión pasa
a la caja del condensador, que opera al vació, en donde se
enfría con agua de mar y se convierte nuevamente en
85
líquido. El caudal de 30 m3/s de agua de mar, que fluye en
circuito abierto por los tubos del condensador a presión
atmosférica, no entra en contacto con el vapor ni con el
líquido condensado. (CFE, 2004)
Antes de precalentar y bombear a la vasija del reactor
el líquido condensado, para cerrar así el ciclo
termodinámico, se circula por resinas de intercambio iónico
donde se le quitan impurezas. (CFE, 2004)
El agua que se separa del vapor dentro de la vasija
regresa a la parte inferior de la misma para inducir, junto
con el agua que vuelve del condensador, el flujo
refrigerante a través del núcleo del reactor.
4.5.2 SISTEMAS DE CONTENCIÓN DE LOS PRODUCTOS DE LA FISIÓN
La operación del reactor implica la creación de
productos de fisión altamente radiactivos, estos se deben
conservar debidamente confinados, tanto en operación normal
como en caso de accidente, para evitar la irradiación del
personal de operación y los impactos y daños al medio
ambiente y a la población en general.
La forma de lograr este confinamiento consiste en
utilizar en el diseño y la construcción de la planta el
sistema de múltiples barreras de contención. (CFE, 2004)
En cada unidad
de Laguna Verde se tienen 5 barreras,
a saber:

Las pastillas de combustible

Los tubos herméticos de zircaloy
86

La vasija del reactor y el circuito cerrado de
refrigeración a alta presión.

El contenedor primario

El contenedor secundario
Además existe una área de exclusión de personal no
autorizado, que mide 680 m. de radio alrededor del edificio
del reactor, en cuya frontera una persona sin protección no
recibiría una dosis mayor de 25 rems a cuerpo total en dos
horas, en caso de que sucediera un accidente base de diseño
de la planta.
4.5.3 DISEÑO DEL COMBUSTIBLE
El núcleo de cada reactor está constituido por ochenta
y un toneladas de óxido de uranio enriquecido.
Aproximadamente cada año hay necesidad de suspender la
operación del reactor, por un periodo de 4 a 6 semanas,
durante el cual se extrae del núcleo, aquellos ensambles de
combustible cuyo contenido de uranio 235 ya es
insuficiente. (CFE, 2004)
La cantidad de ensambles extraídos varía, de acuerdo
con el régimen de operación que haya tenido el reactor
entre la tercera y la cuarta parte de la carga total.
Después de hacer un reacomodo de los ensambles de
combustible que hayan quedado en el núcleo, se sustituyen
los que se extrajeron por ensambles nuevos. Puede
afirmarse, por lo tanto, que la carga de reactor, permite
que este opere un periodo que varía entre 3 y 4 años.
87
El diseño de combustible debe asegurar que:
 El combustible no sufrirá daños en condiciones
normales de operación o durante los transitorios
anticipados. En caso de ocurrir daños en el
combustible, estos no serán tan severos como para
evitar la inserción de las barras de control.
 El número de barras combustibles falladas no han
sido subestimado en el análisis de los accidentes
postulados.
 El núcleo esta siempre en condiciones de ser
enfriado.
Para cumplir con los objetivos arriba mencionados se
revisaron los siguientes aspectos: bases de diseño,
descripción y planos del sistema combustible y los
programas de prueba y vigilancia. (CFE, 2004)
Los principales fenómenos que de acuerdo a la
experiencia, pueden dañar al combustible o al núcleo son:
 Densificación del combustible
 Liberación de gases de fisión
 Abombamiento y ruptura de vainas
 Presencia de agua en el interior de las barras
combustible, debido a un defecto pequeño.
 Interacción pastilla vaina.
 Cargas sísmicas y debidas a un accidente con
perdida de enfriador (LOCA).
 Deformación de la caja del canal-combustible.
88
Todos estos aspectos fueron evaluados para cumplir con
los niveles de control de calidad exigidos por la CNSNS
(Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias),
con los datos de diseño arriba indicados. Los coeficientes
de reactividad más importantes con respeto a la estabilidad
y el comportamiento dinámico del reactor de Laguna Verde
son los coeficientes de temperatura del combustible (o
Doppler), de vacíos del moderador y el de temperatura del
moderador. El efecto compensado de todos los coeficientes
de reactividad es negativo, lo que garantiza la estabilidad
del sistema. Existe un sistema de control líquido,
completamente independiente del sistema de barras de
control, con la capacidad de apagar el reactor y de
mantenerlo en un estado de apagado en frió.
El arranque y operación a potencia del reactor, será
realizado por manipulación de las barras de control, mismas
que serán extraídas de acuerdo a secuencias
predeterminadas. Las secuencias han sido establecidas de
tal forma que se satisfagan los criterios de diseño.
4.5.4 RECARGA DE COMBUSTIBLE
Cada doce meses se hace necesario cambiar, en cada uno
de los reactores de la central Laguna Verde, 96 ensambles
que equivale a 17.5 toneladas de uranio enriquecido. Para
llevar a cabo la operación de recarga es preciso detener el
reactor durante unos 40 días, aproximadamente. Los
ensambles de combustible se introducen en la vasija desde
un trasformador especial, en la parte superior del reactor,
cuando la tapa de la vasija se encuentra desmontada y bajo
el agua. (CFE, 2004)
89
4.5.5 DISEÑO FUNCIONAL DE LOS SISTEMAS DE CONTROL DE LA
REACTIVIDAD
Los sistemas de control de la reactividad se diseñaron
para controlar la reactividad durante operación a potencia,
efectuar un apagado seguro del reactor, responder durante
transitorios postulados dentro de los límites considerados
aceptables y prevenir o mitigar las condiciones de
accidentes postulados. (CFE, 2004)
Los sistemas de control de la reactividad son los
siguientes:

Sistemas de impulsión de las barras de control

Sistemas de control de flujo de agua de
recirculación

Sistemas de reserva de control con veneno
liquido
El diseño de estos sistemas cumple con los criterios
de las normas aplicables, las pruebas y vigilancias de
especificaciones técnicas de operación
que han sido
sometidos han resultado satisfactorios, lo cual indica que
estos sistemas son confiables para cumplir las funciones
encomendadas.
90
4.5.6 SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DEL REACTOR Y SISTEMAS
ASOCIADOS
4.5.6.1 PROTECCIÓN POR SOBRE-PRESURIZACIÓN
La frontera de presión del enfriador del reactor,
tiene un sistema de alivio de presión para:
1.
Evitar la elevación de presión más allá del
110% del valor de operación.
2.
Proporcionar un sistema automático de
liberación de presión para pequeñas rupturas en
el sistema nuclear, coincidentes con la falla
del sistema de aspersión del núcleo a alta
presión.
3.
Análisis de la sensibilidad de la capacidad de
apertura de las válvulas.
4.
Aseguramiento de la capacidad necesaria de los
acumuladores de nitrógeno para actuación
neumática de las válvulas, en diferentes
transitorios limitantes.
Estas son opciones para alcanzar el enfriamiento del
reactor en caso de fallar el sistema de remoción de calor
residual. (CFE, 2004)
91
4.5.6.2 MATERIALES DE LA FRONTERA DE PRESIÓN
Los materiales de construcción de la frontera de
presión, expuestos al enfriador del reactor han sido
identificados y todos los materiales son compatibles con el
sistema primario de enfriamiento, el cual es químicamente
controlado, de acuerdo a las Especificaciones Técnicas
apropiadas.
El objetivo de la revisión, fue asegurar que la
frontera de presión del refrigerante del reactor
es
diseñada, fabricada, instalada y probada de manera que la
probabilidad de un argumento de rápida propagación o una
fractura, sea extremadamente baja.
4.5.6.3 DETECCIÓN DE FUGAS EN LA FRONTERA DE PRESIÓN DEL
ENFRIADOR DEL REACTOR
Se espera una cantidad limitada de fugas, en ciertos
componentes que forman la frontera de presión del enfriador
del reactor, como empaques de vástagos de válvulas, sellos
de flechas de bombas y cejas o bridas que no sean
completamente herméticas.
Los sistemas para la detección de fugas en la frontera
de presión del enfriador, cuentan con la precisión,
sensibilidad y tiempo de respuesta adecuados.
La CIV cuenta con suficientes dispositivos para la
detección y recolección de fugas y la identificación de
procedencia. Con los citados mecanismos, la central cuenta
con los medios suficientes para mantener dentro de los
límites de Especificaciones Técnicas las fugas y por lo
tanto, este aspecto es aceptable. (CFE, 2004)
92
4.5.7 PARO DEL REACTOR
En general hay dos formas de parar el reactor:
controlada (deliberada) y forzada (scram).
Si la parada controlada se va ha ser de larga
duración, por ejemplo para recargar el reactor o
mantenimiento, el proceso a seguir es indiferente. Se
pueden introducir todas las barras de control tan
rápidamente como se requiera. En cambio si es parada
temporal, debe disminuirse el flujo neutrónico poco a poco,
introduciendo gradualmente las barras de control. (CFE,
2004)
Este proceso no sólo minimiza la concentración de
xenón, sino que simplifica la operación subsiguiente, la
operación en marcha.
Al hacer una parada, debe recordarse, que continúa
produciéndose una cantidad considerable de calor y que,
como consecuencia, una desintegración radiactiva de los
productos de la fisión.
Con el objeto de asegurar el funcionamiento continuo
del reactor, debe evitarse la parada forzada (scram) del
reactor debido a pequeñas variaciones del refrigerante, que
pueden ser debidas a cambios en los instrumentos de control
y circuitos asociados que no deberían ser capaces de
producir un scram. Solo cuando la potencia adquiere valores
peligrosamente elevados (50% superior al nivel normal)
tendrá lugar, automáticamente, un scram rápido. Después del
scram hay una caída sumamente rápida de potencia, llegando
hasta un nivel en el que la producción de neutrones por la
fuente en el reactor llega a ser predominante.
93
4.6 Diseño de subsistemas y componentes
4.6.1 SISTEMAS DE RECIRCULACIÓN
El sistema de recirculación del reactor consiste de
dos lazos externos a la vasija del reactor. Cada lazo
externo contiene una bomba de recirculación impulsada por
el motor eléctrico, una válvula de control de flujo y dos
válvulas operadas por motor.
4.6.2 SISTEMAS DE ENFRIAMIENTO DEL NÚCLEO DEL REACTOR EN
ESTADO AISLADO
El sistema de enfriamiento del reactor estado aislado
(RCIC)(reactor core isolation cooling) system, es un
sistema de suministro de enfriador al reactor en alta
presión, el cual funcionara independientemente del
suministro de potencia interna. Este sistema está diseñado
para proporcionar el agua suficiente al reactor a fin de
enfriarlo y mantenerlo en condiciones de parada segura, en
el caso en que la vasija del reactor estuviera aislada del
condensador principal y se experimentara una pérdida de
agua de alimentación. (CFE, 2004)
El sistema RCIC fue constituido con una turbo bomba
operada por vapor proveniente del propio reactor, así como
las válvulas y tuberías asociadas, capaces de proporcionar
el agua de repuesto necesaria a la vasija del reactor a
través de las boquillas de un cabezal. En el caso de que el
sistema de agua de alimentación este inoperable, el sistema
RCIC arrancara automáticamente cuando el nivel de agua en
la vasija del reactor alcance el punto de disparo del nivel
94
dos (L2), el arranque puede también iniciarse por el
operador, desde el cuarto de control.
La fuente preferente de suministro de agua del sistema
es el tanque de condensado, con una segunda fuente de
suministro, desde la alberca de supresión.
El sistema RCIC fue comparado en el diseño y
capacidad, con los sistemas de centrales similares y no se
encontraron diferencias importantes con centrales
previamente aceptadas. (CFE, 2004)
95
4.6.3 Sistemas de purificación De agua del reactor
(RWCU)(reactor water cleanup)
El propósito de este sistema, es mantener la pureza
del agua de enfriamiento del reactor para evitar la
corrosión de las partes internas del mismo, así como
limitar la concentración de material radiactivo en el agua
de enfriamiento. Este sistema cuenta con las señales
necesarias para restringir su operación en caso de un
accidente con pérdida de enfriador, que cumple
adecuadamente sus funciones de limpieza de agua del reactor
para evitar fuentes secundarias de radiación y que es capaz
de mantener la conductividad del agua dentro de los límites
de Especificaciones
de Operación. (CFE, 2004)
96
4.6.4 SISTEMAS DE REMOCIÓN DE CALOR RESIDUAL
El sistema de remoción de calor residual
(RHR)(residual heat removal), tiene tres lazos; cada uno de
ellos cuenta con una succión independiente en la alberca de
supresión y puede descargar agua al reactor mediante
boquillas separadas. Cada lazo consta de una bomba
principal y adicionalmente los lazos A y B están dotados
con un intercambiador de calor. (CFE, 2004)
El sistema consta de 5 subsistemas que comprenden
tuberías y bombas, donde cada uno tiene sus propios
requisitos de funcionamiento; los subsistemas reciben los
siguientes nombres, de acuerdo a su funcionamiento.
1. Modo de enfriamiento en parada (Shutdown Cooling
Mode). El sistema tendrá la capacidad de remoción de
calor
para
enfriar
aproximadamente
20
el
reactor
horas,
hasta
después
de
52º
que
C
se
en
hayan
insertado las barras de control. Se controla desde el
cuarto de control o desde el panel de parada remota.
2. Inyección
Pressure
de
Coolant
Enfriador
Injection
a
Baja
LPCI).
Presión
Este
modo
(Low
de
operación actuara automáticamente para restaurar y si
es necesario, mantener el inventario de agua, nivel del
reactor para impedir temperaturas en el encamisado del
combustible
mayores
a
1204º
C
y
la
subsiguiente
liberación de energía debida a la reacción metal.
3. Modo de Enfriamiento del Agua de la Alberca de
Supresión
(Supresión
Pool
Cooling
Mode).
El
sistema
tendrá capacidad para mantener la temperatura de la
alberca de supresión lo suficientemente baja para que
dicha
temperatura
no
exceda
77º
C
inmediatamente
después de un desfogue por las válvulas de alivio de
97
vapor principal. El sistema será capaz de mantener, a
largo plazo, la temperatura de la alberca de supresión,
tal que, no se exceda la temperatura de diseño de la
contención (99º C).
4. Modo de Enfriamiento del Contenedor por Aspersión
(Containment Spray Cooling Mode). Existen dos medios
redundantes de efectuar un rociado del pozo seco y de
la alberca de supresión, a fin de reducir la presión
interna por debajo del valor de diseño.
5. Modo
de
condensación
del
vapor
del
reactor
(Reactor Steam Condensing). Un solo intercambiador de
calor del RHR, en combinación con la turbina de RCIC,
será capaz de condensar todo el vapor generado por el
reactor, después de una hora y media de haber ocurrido
un
SCRAM
(Subit
Control
Rod
Automatic
Motion)(CFE,
2004)
98
El propósito de los sistemas y componentes con
características para la seguridad en una central nuclear,
es proporcionar medios confiables a fin de garantizar que
no se recibirán dosis por arriba de los límites
establecidos en las normas internacionales, en caso de
suscitarse un accidente en la central. Estos dispositivos
son capaces de realizar la función de apagar y mantener
enfriado al reactor, aun en las condiciones de perdida de
suministro eléctrico externo y fallas de componentes
activos o pasivos; tienen componentes redundantes de manera
que una falla única no puede inhibir el funcionamiento.
4.6.5 SISTEMAS DE CONTENCIÓN
Los sistemas de contención de la CLV existen en un
condensador primario del tipo Mark II, un contenedor
secundario y los sistemas asociados, que están diseñados
para evitar la fuga de material radiactivo hacia el
exterior de la central. El contenedor secundario envuelve
al contenedor primario y contiene al equipo esencial para
el apagado del reactor. (CFE, 2004)
El contenedor primario es una estructura de concreto
reforzado de 1.5 m de espesor que encierra dos volúmenes,
uno en forma de cono truncado conocido como Pozo Seco y
otro conocido como cámara de supresión de presión o Pozo
húmedo, el cual contiene agua, los dos recintos están
separados por un diafragma. La estructura se encuentra
recubierta interiormente por una lámina de acero.
El pozo seco contiene a la vasija de presión, a los
circuitos de agua de recirculación y a sus sistemas
asociados, incluyendo el acondicionamiento de aire. Tiene
99
un volumen de 4,375.84 m3 y esta diseñado para una presión
interna de 3,164 Kg/cm2 y una temperatura de 171.11º C.
El pozo húmedo tiene una región de aire (3, 171.99 m3)
y una región de agua (3,208.3 m3) y esta diseñado para
soportar una presión interna de 3.164 Kg/cm2 y una
temperatura de 140.55º C, funciona como sumidero de calor
en transitorios o accidentes que involucran perdida de agua
de enfriamiento dentro de emergencia del reactor.
En el caso de un accidente con pérdida de
refrigerante, el Pozo Seco desfoga en la alberca de
supresión a través de un sistema de 68 tubos de venteo. El
agua almacenada en la alberca de supresión es capaz de
condensar el vapor recibido a través de estos tubos de
venteo. (CFE, 2004)
100
4.6.6 SISTEMA DE REMOCION DE CALOR DEL CONTENEDOR
Los sistemas de remoción de calor del contenedor
tienen la capacidad de reducir el aumento de temperatura y
presión en el contenedor primario después de un LOCA (Lost
Out Coolant Accident) (accidente de perdida de
refrigerante), la temperatura de la alberca de supresión se
limitará a 99°C (210° Fahrenheit).
Cuando el Sistema de Remoción de Calor Residual (RHR),
funciona en modo de enfriamiento del contenedor, las bombas
succionan agua de la alberca de supresión, pasándola a
través de los intercambiadores de calor, pudiéndole dirigir
a la alberca de supresión, a la vasija o al cabezal de los
aspersores del contenedor.
4.6.7 DISEÑO FUNCIONAL DEL CONTENEDOR SECUNDARIO
El contenedor secundado constituye la última barrera
para la salida de los productos de fisión a la atmósfera y
lo forma el edificio del reactor, el Sistema en Reserva
para el Tratamiento de Gases (SGTS) (stand-by gas treatment
system) y una parte del túnel de vapor. La función
principal de este edificio (con paredes de hasta 1.2 m de
espesor) y del SGTS es colectar y tratar los materiales
radiactivos que escapan del contenedor primario durante un
accidente con pérdida de enfriador (LOCA). El contenedor
secundario también sirve como contenedor primario cuando
este último está abierto.
La presión de trabajo en el contenedor es de -0.25
pulgadas de columna de agua, proporcionada por los sistemas
de aire acondicionado y ventilación del contenedor. En caso
101
de que ocurra un LOCA, el SGTS tiene la capacidad para
mantener esta presión negativa. (CFE, 2004)
4.6.8 SISTEMA DE AISLAMIENTO DEL CONTENEDOR
El sistema de aislamiento del contenedor primario está
constituido por las válvulas de aislamiento en las
penetraciones que conectan el interior con el exterior del
contenedor primario. Las válvulas asociadas a las tuberías
deben formar un conjunto de dos, una dentro del contenedor
y al menos otra fuera del mismo.
El objetivo de diseño de estos sistemas de aislamiento
es mantener cerrada la frontera de presión del enfriador
para prevenir o limitar el escape hacia el contenedor
secundario de los productos de fisión. (CFE, 2004)
El sistema tiene la capacidad de aislar el contenedor
primario de manera automática y además está diseñado de
manera tal que una falla en algún componente activo del
sistema no inhiba la función de aislamiento.
102
4.6.9 CONTROL DE GASES COMBUSTIBLES
En virtud de que durante un accidente de pérdida de
refrigerante (LOCA), se pueden presentar dentro del núcleo
del reactor temperaturas que permitan una reacción entre el
vapor de agua y el metal (zircaloy) de los elementos
combustibles y que como producto de esta reacción se pueda
producir hidrógeno que podría escapar de la vasija del
reactor a través de la ruptura, es imprescindible contar
con un sistema que controle la cantidad de gas hidrógeno.
Existen otras fuentes de hidrógeno que pueden
contribuir en cierto momento a que pudiera alcanzarse una
concentración crítica (que es del 4% de volumen de
hidrógeno mezclado con aire), estas fuentes son:
descomposición radiológica del agua de
enfriamiento(contaminación del agua de enfriamiento) y
corrosión de los metales dentro del contenedor.
La CLV originalmente contaba con dos sistemas para el
control de estos gases combustibles, uno de ellos es el
Sistema Analizador de Hidrógeno, el segundo: el Sistema
Recombinador de Hidrógeno. La función del primero es
realizar un muestreo cromatográfico de la atmósfera del
contenedor y en caso de una concentración por arriba del 1%
de hidrógeno en el contenedor, ordenar el arranque del
Sistema Recombinador, cuyo objeto es re asociar las
moléculas de hidrógeno con las de oxígeno.
A consecuencia del accidente nuclear de la Isla de las
Tres Millas (TMI-2) se encontró que las cantidades de metal
zircaloy que reaccionaban con el agua habían sido
subestimadas en los análisis originales, por lo que se
requería el establecimiento de nuevos valores para este
103
concepto. CNSNS (Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias), solicitó apoyo al OIEA (Organismo
Internacional de Energía Atómica), a fin de definir los
criterios de un nuevo sistema que controlara la cantidad
total de hidrógeno generada por la reacción de un 100% del
metal con el agua. La solución propuesta fue la de
energizar con nitrógeno el contenedor primario.
Este Sistema de energización que se encuentra instalado y
probado. Como resultado de la evaluación, la situación
actual de la central, con los tres sistemas mencionados
arriba, satisface plenamente los objetivos de controlar la
producción potencial de gases combustibles. (CFE, 2004)
104
CAPÍTULO V
INTRODUCCION A LOS
SISTEMAS DE EMERGENCIA EN
UNA CENTRAL
NUCLEOELECTRICA
5.1 INTRODUCCIÓN
Los sistemas de emergencia de enfriamiento del núcleo
se dividen en dos grupos de acuerdo a la presión a la que
actúan.
ALTA PRESION:
-HPCS 1
-ADS 2
ECCS
-BAJA PRESION:
-LPCS
-LPCI (RHR)
Los sistemas de alta presión son: el Sistema de Rocío del
Núcleo a Alta Presión(High Pressure Core Spray System)
(HPCS) y el Sistema de Despresurización Automática
(Automatic Depressurization System)(ADS), mientras que los
de baja presión son: el Sistema de Rocío del Núcleo a Baja
Presión(Low Pressure Core Spray System)(LPCS) y el Sistema
de Inyección de Agua a Baja Presión (Low Pressure Coolant
Injection system), este último, es en realidad un modo de
operación del sistema de Remoción de Calor Residual
(Residual Heat Removal)(RHR). (CFE, 2004)
Estos sistemas han sido diseñados para que después de
cualquier accidente con pérdida de refrigerante (Loss Of
Coolant Accident)(LOCA), incluyendo el accidente base de
Diseño (DBA), el núcleo permanezca con una configuración
geométrica que permita su enfriamiento, para evitar o
limitar la liberación de los productos de fisión, el
criterio básico es limitar tanto la temperatura como la
oxidación del encamisado del combustible para evitar o
106
minimizar su fragmentación y minimizar la degradación del
hidrógeno, producida por la oxidación del encamisado para
proteger la contención. (CFE, 2004)
El LOCA base de diseño (DBA) es una repentina y completa
rotura circunferencial tipo “guillotina” de la tubería de
succión de una bomba de recirculación. (CFE, 2004)
5.2 FUNCIONES
a) Proporcionar medios redundantes para remover el calor
almacenado y el calor de decaimiento generado en el
núcleo del reactor después de cualquier rotura,
incluyendo al LOCA base de diseño.
b) Mantener el inventario de agua en la vasija del
reactor entre roturas pequeñas, las cuales no
despresurizan la vasija.
c) Asegurar que la temperatura del encamisado de
combustible permanezca por debajo de los 1204°C
(2200°F), con el fin de limitar la oxidación de las
mismas y así evitar su fragilización y fragmentación
durante el enfriamiento.
d) Proporcionar enfriamiento del núcleo a largo plazo
para remover el calor de decaimiento.
Se define enfriamiento a largo plazo como el enfriamiento
necesario después de ocurrido el transitorio térmico debido
al LOCA, hasta que el combustible pueda ser removido en
forma segura. (CFE, 2004)
107
5.3. CRITERIOS DE DISEÑO
5.3.1. FUNCIONALES
a) Se utilizan dos métodos de enfriamiento para limitar
el incremento de la temperatura del encamisado del
combustible: rocío (HPSC y LPCS) e inundación (LPCI
/A/B/C)
b) Los circuitos de iniciación de los ECCS detectan una
combinación de señales redundantes, ya sea alta
presión del pozo seco y/o bajo nivel de agua, para que
una falla simple no provoque o evite la activación de
los ECCS
c) Las acciones tomadas para mantener la integridad de la
contención primaria no afectaran la capacidad de los
ECCS para lograr el enfriamiento del núcleo. Todas las
bombas de los ECCS, están diseñadas para satisfacer
totalmente sus requerimientos de NPSH. (Altura Neta de
Succión Positiva (Net positive suction head)
d) El ADS (Accelerator Driven System), tiene capacidad
para realizar su función aun con la falla de una
válvula del sistema(cuando se requiera por falla del
HPCS)
e) La acción del operador no es requerida hasta diez
minutos después de ocurrido el accidente,
permitiéndole valorar la situación y tomar decisiones.
f) Se provee un suministro confiable de agua para los
ECCS. La principal fuente despúes de un LOCA es la
alberca de supresión, estableciéndose un lazo cerrado
de enfriamiento durante la operación de los ECCS.
108
5.3.2 DE DISEÑO
a) Los ECCS se diseñan para estar protegidos contra los
efectos de golpes de tuberías proyectadas, fuego,
proyectiles, alta temperatura, presión y humedad.
b) Los componentes de los ECCS que se encuentran en el
interior de la vasija se diseñan para soportar las
cargas mecánicas transitorias durante un LOCA, con el
fin de no restringir el flujo requerido para
enfriamiento.
c) Los ECCS serán capaces de mitigar las consecuencias de
un LOCA, disponiendo o no de energía exterior.
d) El suministro de energía eléctrica se provee a través
de tres divisiones para que cada sistema pueda
funcionar independientemente de los demás.
e) La independencia entre los ECCS debe ser tal que una
falla simple no evitará el enfriamiento del núcleo
cuando se requiera. Esta operación se divide de la
siguiente manera.
DIVISIÓN I
LPCS
LPCI “A”
ADS “A”
DIVISIÓN II
LPCI “B”
LPCI “C”
ADS “B”
DIVISIÓN III
HPCS
f) Los ECCS se diseñan para proveer capacidad de prueba
durante los modos normales de operación de la planta.
109
5.3.3 DE SEGURIDAD
Los ECCS están diseñados para cumplir con los criterios de
aceptación del 10 CFR 50.46 (CODIGO DE REGULACIONES
FEDERALES TITULO 10.-ENERGIA, APARTADO 50.46) siguientes:
a) La temperatura máxima calculada para el encamisado del
combustible no excederá los 1204°C(2200°F).
b) La oxidación local total, calculada para el encamisado
del combustible, no excederá en ninguna parte el 17%
del espesor del encamisado antes de la oxidación.
c) La cantidad total de hidrógeno generado por la
reacción química del encamisado (zircaloy), con agua o
vapor, no excederá el 1% de la cantidad hipotética que
se generaría si reacciona el 100% del encamisado que
rodea a la longitud activa del combustible.
d) El cambio calculado de la geometría del núcleo, será
tal que aún permita el enfriamiento adecuado del
núcleo.
e) Después de cualquier operación de los ECCS, la
temperatura calculada del núcleo será mantenida a un
valor aceptablemente bajo y el calor de decaimiento
será removido por un período de tiempo prolongado,
según sea requerido por los productos de fisión de
vida media larga.
110
5.4. DESCRIPCION GENERAL
5.4.1. GENERALIDADES
5.4.1.1. CALENTAMIENTO DEL ENCAMISADO DEL COMBUSTIBLE
Los ECCS se diseñan para extraer el calor residual y de
desintegración de los productos de fisión del núcleo del
reactor, para que la temperatura del encamisado del
combustible se mantenga inferior a 1204°C(2200°F), aun en
el caso de un DBA (Accidente Base de Diseño,”Design Basis
Accident”). (CFE, 2004)
Las causas del calentamiento del encamisado son:
a) Calor de desintegración de productos de fisión.
b) Reaccion zircaloy-Agua
Zr + H2O ------ Zr O2 + 2 H2 + Calor
1. La reacción es Fuertemente exotérmica
2. A temperaturas elevadas, 1128°C (2062°F), el calor
producido por la reacción Zircaloy-Agua, suministra
una gran cantidad de calor comparada con la de
desintegración de los productos de fisión.
3. El hidrógeno, liberado en la reacción zircaloy-agua
al pozo seco, pudiera formar una mezcla hidrógenooxígeno explosiva.
según datos experimentales, en condiciones extremas
111
de temperatura, el zircaloy muy oxidado se
fracturará al enfriarse. Se evitará una gran
fragmentación del encamisado, si no se sobrepasa la
temperatura de 1204°C y la oxidación local del
encamisado es inferior al 17%.(CFE, 2004)
5.4.1.2. METODOS DE ENFRIAMIENTO
Rocío e Inundación
a) Rocío proporcionado por el HPCS y el LPCS.
El agua se descarga a través de rociadores dentro de la
envolvente del núcleo y encima de la placa superior del
mismo.
En un accidente de pérdida de refrigerante, existe la
posibilidad de que el Núcleo quede descubierto (sin
refrigerante), elevándose la temperatura del encamisado
y canal de combustible.
Al iniciarse el rocío de refrigerante a alta presión
(HPCS), la alta temperatura del ensamble, vaporiza el
agua impidiendo que el rocío llegue hasta él,
establecíendose una transferencia de calor por radiación
entre el ensamble y el refrigerante rociado. Después de
un tiempo, la temperatura del ensamble disminuirá lo
suficiente para que el refrigerante llegue hasta el
canal y lo humedezca, permitiendo una transferencia de
calor más efectiva (por convección), entre el ensamble
de combustible y el refrigerante, y posteriormente la
inundación del núcleo. (CFE, 2004)
112
b)Inundación proporcionada por LPCI A/B/C.
El agua es inyectada lateralmente por los tres lazos
del LPCI, dentro de la envolvente, por debajo de la
placa superior del núcleo para inundar al mismo.
113
c)El enfriamiento se realiza por convección al estar en
contacto directo el agua con los canales y el
encamisado del combustible.
114
5.4.2. OPERACIÓN DE LOS ECCS
5.4.2.1. DESCRIPCION BREVE Y CARACTERISTICAS IMPORTANTES DE
LOS ECCS
A. ECCS DE ALTA PRESION
1. Sistema de rocío del núcleo a Alta presión (HPCS)
a) Succión:
Normal: Desde el tanque de almacenamiento
de
condensado.
Alternativa:
Desde
la
alberca
de
supresión.
115
b) Descarga:
Mediante dos semianillos de rocío dentro
de la tapa de la envolvente del núcleo y por
encima de la placa superior del mismo
116
c) Flujo y presión de operación:
Presión de descarga
Flujo Lt/Seg
GPM
Kg/Cm²
63.08
1000
94.33
126.16
2000
79.11
189.24
3000
64.66
252.33
4000
49.29
d)
Señal de iniciación:
-alta
presión
en
el
pozo
seco:
0.118Kg/Cm².
-Bajo nivel en la vasija del reactor, N-2
(-90.17cm).
-Manual
2. Sistema de Despresurización Automática (ADS)
a)
Cinco válvulas de alivio/seguridad tienen
función ADS y están localizadas en las tuberías
de vapor principal antes de las válvulas
interiores de aislamiento de vapor principal.
b)
Descarga:
Mediante: tuberías individuales a la alberca de
supresión.
117
c)
Señal de iniciación:
-Bajo nivel de agua en la vasija del reactor.
permisivo de actuación, nivel 3, (+31.75Cm)
-bajo nivel de agua en la vasija del reactor
Nivel 1, (-313.7 cm).
-Temporizador ADS, 105 segundos.
-Presión de descarga en la bomba del LPCS.
Permisivo 10.2 Kg/Cm².
-Presión de descarga en las bombas LPCI.
Permisivo 8.75 Kg/Cm².
-Manual.
B.
ECCS DE ALTA PRESION (fig. 2).
1. Sistema de rocío del núcleo a baja presión
(LPCS).
a) Succión:
Desde la alberca de supresión.
b) Descarga:
Mediante dos semianillos de rocío dentro de la
tapa de la envolvente del núcleo y por encima de
la placa superior del mismo (Fig. 3)
118
c) Flujo y presión de operación:
Presión de descarga
Flujo Lts/Seg
GPM
Kg/Cm²
63.08
1000
29.5
126.16
2000
28
189.24
3000
26
239.71
3800
24.5
290.18
4600
21.5
d) Señales de Iniciacion.
-Alta presión en el pozo seco:0.118 Kg/Cm²
-Bajo nivel de agua del reactor: N-1(-313.7cm)
-Manual
2. Inyección de refrigerante a baja Presión (LPCI)
Es uno de los modos de operación del Sistema de
Remoción de Calor Residual (RHR). Los tres lazos
del RHR pueden actuar como LPCI.
a) Succión:
Desde la alberca de supresión.
b) Descarga:
Lateralmente en el interior de la envolvente del
núcleo por debajo de la placa superior del mismo
(fig.1)
119
c) Flujo y Presión de Operación:
Presión de descarga
1) Lazo “A” (RHR-A)
Flujo Lt/Seg
GPM
Kg/Cm²
63.08
1000
20.43
126.16
2000
17.60
189.24
3000
15.09
252.33
4000
12.8
315.41
5000
9.60
2) Lazo “B” (RHR-B)
Flujo Lt/Seg
GPM
Kg/Cm²
63.08
1000
19.82
126.16
2000
17.68
189.24
3000
15.25
252.33
4000
13.10
315.41
5000
9.75
3) Lazo “C” (RHR-C)
Flujo Lt/Seg
GPM
Kg/Cm²
63.08
1000
19.80
126.16
2000
17.20
189.24
3000
14.78
252.33
4000
12.19
315.51
5000
9.14
120
d) Señales de Iniciación:
-Alta Presión en el pozo seco: 0.118
Kg/Cm².
-Bajo nivel de agua en la Vasija del
Reactor: NIVEL 1 (-313.7 cm).
-Manual.
121
REFERENCIAS
Manuales (CFE)
Descripción del sistema (SD-52, Vol. I y II).
Diagramas De Flujo (CFE)
5435-M-3080 S1 Rev. 7.
5435-M-3080 S2 Rev. 7.
5435-M-3090 S1 Rev. 6.
Procedimientos De Operación De Sistemas (CFE)
OS-0348 Operación del Sistema de Despresurización Automática (ADS).
OS-0586 Operación del Sistema de Aire de Instrumentos de la Contención (CIA).
Curso en Seguridad y Protección Radiológica/“Antología
Química”/Xalapa, Ver. México/Recopilación/2008
del
Modulo
de
Asociación de Jóvenes de la Energía Nuclear en México/“Interacción de la Radicación
con la Materia”/Xalapa, Ver. México/Recopilación/2008
Comisión Federal de Electricidad/“Del Fuego a la Energía Nuclear”/Veracruz,
México/Particular/2004
Asociación de Jóvenes de la Energía Nuclear en México/“Tecnología de
Reactores”/Xalapa, Ver. México/Recopilación/2008
Geoffrey Herring, Nerea Iza Cabo, Ralph H. Petrucci, William S. Harwood, Traducción
Concepción Pando García-Pumarino/“Química General”/8a Edición/Prentice Hall/2003
Bernard L. Cohen, Martín Mur Ubasart/“La Energía Nuclear: Una Opción para el
Futuro”/Siglo XXI/1993
“Nucleoeléctrica Laguna Verde” en:
http://www.cfe.gob.mx/es/LaEmpresa/generacionelectricidad/nucleoel%C3%A9ctrica/
“Energía Nuclear” en: http://www.wikiciencia.org/
“Ciclo del Combustible Nuclear” en:
http://www.elpais.com/elpaismedia/ultimahora/media/200512/02/sociedad/20051202elp
epusoc_1_Ges_SWF.swf
“Nuclear Power Reactors” en: http://www.world-nuclear.org/info/inf32.html
“Supercritical-Water-Cooled Reactor (SCWR)” en:
https://inlportal.inl.gov/portal/server.pt?open=514&objID=2252&parentname=Commu
nityPage&parentid=13&mode=2&in_hi_userid=291&cached=true
122
123
124
125
CONCLUSIONES
A lo largo de la historia, y como ya vimos en este trabajo, el hombre se ha caracterizado
por ser ingenioso e innovador, siempre tratando de sacar el mayor provecho de los
materiales que encontramos en la naturaleza para el beneficio propio, aunque la
mayoría de veces no nos detenemos a ver el daño que podemos causar a la naturaleza
por aprovechar al máximo los recursos sin tomar en cuenta los riesgos o consecuencias.
Lo anterior lo describo, porque como todos sabemos en un mundo tan globalizado y
lleno de tecnología como el de hoy, la energía eléctrica es una fuente indispensable para
la mayoría de dispositivos que hacen más fácil nuestras vidas, ya sea que se conecten
directamente a un contacto, o que funcionen con baterías que deben ser recargadas con
electricidad.
Sin embargo, esta electricidad que hoy en día es tan indispensable, debe ser generada de
la mejor manera posible, es decir con la máxima eficiencia alcanzada y generando la
menor contaminación posible. Es aquí en donde entra la generación de electricidad por
medio de la energía nuclear debido a que es una de las formas mas limpias de generar
energía.
Con el calentamiento global como un problema que nos concierne a todos y debiendo
tomar acciones a la orden de ya, el empleo de energía nuclear tiene muchas ventajas y
en mucho menor medida desventajas, por lo tanto es una alternativa que debemos tomar
en cuenta como ya lo han hecho otros países y empezar a pensar en sustituir algunas
otras de las plantas generadoras que tenemos en México por plantas nucleoeléctricas.
Como se analizó en esta tesis, los sistemas de seguridad en una planta de este tipo son
innumerables y el riesgo de accidente es demasiado bajo, por otro lado los “desechos
radiactivos” (productos de la reacción) son reutilizables y en última instancia pueden ser
almacenados bajo tierra y verificando que no se encuentren en contacto con ríos
subterraneos, con el fin de que decaigan sin riesgo de contacto con la población.
Por todas estas razones, la producción de energía eléctrica por medios nucleares es la
mejor opción y necesitamos darle auge en México para lograr ser un país con menor
índice de contaminación y no quedarse atrás tecnológicamente hablando. En concreto,
hablando del sistema de emergencia descrito en esta tesis, se observa que es poco
probable que entre en funcionamiento, sin embargo siempre esta listo para accionarse y
permite al reactor estabilizarse a sus condiciones normales de operación.
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