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