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UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA
“SUBESTACIÓN ELÉCTRICA EN UNA
CENTRAL NUCLEAR, LAGUNA VERDE”
TRABAJO PRÁCTICO TÉCNICO
Que para obtener el título de:
INGENIERO MECÁNICO ELÉCTRICISTA
PRESENTA:
MAURO HERNÁNDEZ RAMÍREZ
DIRECTOR:
ING. MIGUEL ÁNGEL VÉLEZ CASTILLEJOS
XALAPA, VER.
AGOSTO 2011 UNIVERSIDAD VERACRUZANA
IME
INDICE
INTRODUCCIÓN......................................................................................................................1
..............................................................................................................................2
TIPO DE SUBESTACIONES ....................................................................................................2
1.1 GENERALIDADES ............................................................................................................2
1.2 CLASIFICACIÓN ...............................................................................................................2
1.3 INFORMACIÓN GENERAL ..............................................................................................5
1.4 CRITERIOS PARA LA SELECCIÓN DE UNA SUBESTACION ELECTRICA .................8
...........................................................................................................................12
2 ELEMENTOS QUE CONSTITUYEN UNA SUBESTACIÓN ...............................................12
2.1 ELEMENTOS PRINCIPALES QUE FORMAN UNA SUESTACIÓN ...............................12
..........................................................................................................................18
REACTORES NUCLEARES...................................................................................................18
3.1 FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR.........................................................18
3.2 TIPOS DE REACTORES..................................................................................................19
3.2.1 REACTORES DE AGUA LIGERA Y PESADA ..............................................................20
3.2.2 REACTORES DE PROPULSIÓN .................................................................................22
3.2.3 REACTORES AUTORREGENERATIVOS ...................................................................22
3.2.4. REACTORES DE INVESTIGACIÓN............................................................................24
.........................................................................................................................25
CENTRAL NUCLEOELECTRICA LAGUNAVERDE ...............................................................25
4.1 ASPECTOS GENERALES ..............................................................................................25
4.2 CONSTRUCCIÓN……………………………………………………………………………… 26
4.2.1 SELECCIÓN DEL SITIO...............................................................................................26
4.2.1.1 DEMOGRAFÍA...........................................................................................................28
4.2.1.2 METEOROLOGÍA......................................................................................................28
4.2.1.3 HIDROLÓGICA.........................................................................................................29
4.2.1.4 GEOLOGÍA Y SISMICIDAD.......................................................................................29
4.3 DISEÑO ...........................................................................................................................31
4.3.1 ESTRUCTURAS, SISTEMAS Y COMPONENTES RELACIONADOS CON LA ...........33
4.4 PRINCIPALES INSTALACIONES....................................................................................36
4.4.1 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS ....................................36
4.4.2 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE AGUAS ..................................................................37
4.4.3 EDIFICIO DE GENERADOR DIESEL...........................................................................37
4.4.4 EDIFICIO DE LA TURBINA ...........................................................................................37
4.4.5 EDIFICIO DEL REACTOR............................................................................................37
4.4.6 CONTENEDOR PRIMARIO..........................................................................................37
4.4.7.1 VASIJA DEL REACTOR ............................................................................................38
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4.4.7.2 NÚCLEO DEL REACTOR .........................................................................................38
4.4.7.3 BARRAS DE CONTROL............................................................................................38
4.4.7.4 CONTENEDOR SECUNDARIO.................................................................................39
4.4.7.5 EDIFICIO DE CONTROL...........................................................................................39
4.5 REACTOR DE LAGUNA VERDE ....................................................................................39
4.5.1 FUNCIONAMIENTO .....................................................................................................40
4.5.1.1 CICLO TÉRMICO ......................................................................................................40
4.5.2 SISTEMAS DE CONTENCIÓN DE LOS PRODUCTOS DE LA FISIÓN.......................41
4.5.3 DISEÑO DEL COMBUSTIBLE .....................................................................................43
4.5.4 RECARGA DE COMBUSTIBLE ...................................................................................44
4.5.5 DISEÑO FUNCIONAL DE LOS SISTEMAS DE CONTROL DE LA REACTIVIDAD.....44
4.5.6 SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DEL REACTOR Y SISTEMAS ASOCIADOS .............45
4.5.6.1 PROTECCIÓN POR SOBRE-PRESURIZACIÓN ......................................................45
4.5.6.2 MATERIALES DE LA FRONTERA DE PRESIÓN .....................................................45
4.5.6.3 DETECCIÓN DE FUGAS EN LA FRONTERA DE PRESIÓN DEL ENFRIADOR DEL
REACTOR ..............................................................................................................................45
4.5.7 PARO DEL REACTOR .................................................................................................46
4.6 DISEÑO DE SUBSISTEMAS Y COMPONENTES ..........................................................46
4.6.1 SISTEMAS DE RECIRCULACIÓN ................................................................................46
4.6.2 SISTEMAS DE ENFRIAMIENTO DEL NÚCLEO DEL REACTOR EN ESTADO
AISLADO ................................................................................................................................47
4.6.4 SISTEMAS DE REMOCIÓN DE CALOR RESIDUAL ....................................................48
4.6.5 SISTEMAS DE CONTENCIÓN.....................................................................................50
4.6.6 SISTEMA DE REMOCION DE CALOR DEL CONTENEDOR......................................52
4.6.7 DISENO FUNCIONAL DEL CONTENEDOR SECUNDARIO .......................................52
4.6.8 SISTEMA DE AISLAMIENTO DEL CONTENEDOR.....................................................52
4.6.9 CONTROL DE GASES COMBUSTIBLES ....................................................................53
4.7 OPERACIÓN DE LA CENTRAL ......................................................................................53
4.7.1 DIFERENTES MODOS DE OPERACIÓN DE LA CENTRAL .......................................54
4.7.1.1 OPERACIÓN NORMAL ..............................................................................................54
4.7.1.2 OPERACIÓN DE EVENTOS TRANSITORIOS..........................................................54
4.8 DIFERENTES MODOS DE OPERACIÓN DE LA CENTRAL ..........................................55
4.8.1 OPERACIÓN NORMAL ................................................................................................55
4.8.2 OPERACIÓN DE EVENTOS TRANSITORIOS ............................................................55
4.8.3 OPERACIÓN DE ACCIDENTES BASADOS EN DISEÑO ...........................................56
4.8.4 SUCESOS ESPECIALES .............................................................................................56
4.9 PRODUCCIÓN DE ENERGÍA .........................................................................................56
4.9.1 PRODUCCION DE ENERGIA MECANICA ..................................................................56
4.9.2 PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA .................................................................57
4.10 SISTEMAS ELÉCTRICOS.............................................................................................57
4.11 SISTEMAS ELÉCTRICOS EXTERNOS ........................................................................57
4.12 SISTEMAS DE PROTECCIÓN CONTRA INCENDIO PARA EL CABLEADO
ELÉCTRICO ...........................................................................................................................58
4.13 SEGURIDAD .................................................................................................................58
4.14 CARACTERÍSTICAS DE DISEÑO.................................................................................58
4.15 SISTEMAS DE CONTROL Y GARANTIA DE CALIDAD ...............................................60
4.16 PLAN DE EMERGENCIA ..............................................................................................60
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..........................................................................................................................61
NUEVA GENERACIÓN DE REACTORES .............................................................................61
5.1 LOS SISTEMAS NUCLEARES DEL PORVENIR ............................................................62
5.2 REACTORES REFRIGERADOS POR GAS....................................................................62
5.3 REACTORES REFRIGERADOS POR AGUA .................................................................64
5.4 REACTORES DE ESPECTRO RÁPIDO .........................................................................65
5.5 DATOS TÉCNICOS DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE ...............................................67
CONCLUSIONES ...................................................................................................................70
BIBLIOGRAFIA.......................................................................................................................71
AGRADECIMIENTOS:
A Dios: por regalarme unos padres como los que tengo, por nunca dejarme solo y
por darme la fe y las fuerzas para seguir adelante en este camino del aprendizaje.
A mis Padres: El Sr. Cosme Hernández Martínez y la Sra. Ma. Del Refugio
Ramírez Ruiz, por su amor, cariño, comprensión y apoyo incondicional. Con
ustedes comparto esta meta lograda, porque es casi imposible terminar una
carrera profesional sin el apoyo de los padres. Estoy muy orgullosos de ustedes y
me siento muy afortunado el ser su hijo; Muchas gracias papás.
A mis Hermanos: por su apoyo, confianza y ánimo; sé que siempre contaré con
todos ustedes.
A mi director de este trabajo recepcional: Ing. Miguel Vélez Castillejos por sus
consejos, apoyo, paciencia, tiempo dedicado y su amistad.
A mis prejurados: Mtra. Marta E. Morales Martínez y el Ing. René Croché Belín,
por la disponibilidad que me brindaron en este trabajo así como en las aulas.
Gracias a todos los que ocupan un lugar importante en mi vida y corazón.
Sinceramente:
Mauro Hernández Ramírez
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INTRODUCCIÓN
En la presente monografía se visualiza de cómo se conforma una subestación eléctrica la
cual se conforma en tres partes para su estudio que sería el área de recepción, el área de
transmisión y el área de distribución en baja tensión
Además de explicar el funcionamiento del equipo que consta la subestación eléctrica se
explican las pruebas eléctricas que se aplican al equipo ya sea para mantenimiento
preventivo o correctivo
Sin duda, la electricidad es una forma de energía versátil de la cual nos hemos vuelto
dependientes, al grado de llegar calificarle como el motor del desarrollo de un país
La combinación del conocimiento del hombre sobre las diversas formas de energía y los
avances tecnológicos, ha dado lugar a la creación de varios tipos de plantas generadoras de
electricidad, las cuales se describen brevemente en este material.
En la generación de energía eléctrica que la humanidad demanda, cobra vital importancia la
opción nuclear. En este momento el 16% del consumo mundial de la energía eléctrica
proviene de plantas nucleoeléctricas, aproximadamente el 65% de centrales termoeléctricas
(turbogas, ciclo combinado, diesel, carboelectrica) y el resto, por hidroeléctricas,
geotérmicas, etc.
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1. TIPO DE SUBESTACIONES
1.1 GENERALIDADES
Las subestaciones eléctricas intervienen en las distintas etapas que tiene la energía eléctrica
desde su generación, trasformación y distribución
Una subestación es un conjunto de máquinas, aparatos y circuitos, que tienen la función de
modificar los parámetros de la potencia eléctrica, permitiendo el control del flujo de energía,
brindando seguridad para el sistema eléctrico, para los mismos equipos y para el personal de
operación y mantenimiento.
Por razones técnicas, no es factible en forma practica generar tensiones arriba de 25 KV,
debido a limitaciones de diseño, por lo que resulta indispensable elevar los voltajes de salida
de los generadores, por medio de una subestación, para la transmisión de la energía
eléctrica en forma económica a los centros de consumo, reduciendo en la proximidad de
estos el nivel de la tensión a un valor manejable.
La elevación y reducción de las tensiones, así como la interconexión de los distintos
elementos de un sistema eléctrico, es realizado en las subestaciones, las cuales constituyen
los nudos de la red y cuyas ramas están constituidas por las líneas.
1.2 CLASIFICACIÓN
D e lo anterior se deduce una estrecha relación entre las subestaciones eléctricas, las líneas
de transmisión y las centrales generadoras.
Es difícil hacer una clasificación precisa de las subestaciones pero de acuerdo con los
estudios que sean realizado se puede hacer la siguiente clasificación:
2
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• Por su operación
1. De corriente alterna
2. De corriente directa
• Por su servicio
1. Primaria
-elevadoras
-receptoras
-de enlace ó distribución
-de switcheo ó maniobra
-convertidoras ó rectificadoras
2. Secundarias
+receptoras
-elevadoras
-reductoras
+distribuidoras
+de enlace
+convertidoras
• Por su construcción
3. Tipo interior
4. Tipo exterior
5. Tipo blindado
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POR SU OPERACIÓN
SUBESTACIÓN DE CORRIENTE DIRECTA: Es aquella en la cual, la corriente alterna
se transforma en corriente directa o continua por medio de rectificadores de gran potencia,
para la alimentación de industrias, procesos electrolíticos, etc. Sin embargo en todos estos
casos la energía se produce y transmite casi siempre en forma de corriente alterna y se
transforma en corriente continua.
SUBESTACIÓN DE CORRIENTE ALTERNA: Es aquella cuando la corriente alterna no
sufre ningún cambio al pasar por la subestación, ya sea para elevarla ó reducirla según sea
necesario.
POR SU SERVICIO
SUBESTACIONES RECEPTORAS PRIMARIAS: Se alimentan directamente de las líneas
de transmisión, y reducen la tensión a valores menores para la alimentación de los sistemas
de subtransmisión o redes de distribución, de manera que, dependiendo de la tensión de
transmisión pueden tener en su secundario tensiones de 115, 69 y eventualmente 34.5, 13.2,
6.9 o 4.16 kV.
SUBESTACIONES ELEVADORAS: Estas se encuentran adyacentes a las centrales
eléctricas ó plantas generadoras de electricidad; que se ocupa de modificar los parámetros
de la potencia suministrada por los generadores y permitiendo la transmisión; en alta tensión
en las líneas de transmisión; a este respecto se puede mencionar que los generadores
suministran la potencia y el voltaje de transmisión dependiendo del volumen de energía y la
distancia al centro de consumo.
SUBESTACIONES RECEPTORAS REDUCTORAS: Estas son alimentadas
directamente de las líneas de transmisión y reducen la tensión a valores menores para la
alimentación de los sistemas de subtransmisión a las redes de distribución, de manara que
dependiendo de la tensión de transmisión puede tener en su secundario tensiones del orden
de 115 KV y eventualmente del 13.8 KV.
SUBESTACIONES DE ENLACE Ó DISTRIBUCIÓN: Se encuentran instaladas en una
central de operación que requiere de servicio eléctrico por lo tanto la subestación desempeña
dos funciones: alimenta cargas a ciertas distancias por medio de la línea de transmisión y
así mismo alimenta redes urbanas
SUBESTACIONES DE SWITCHEO Ó DE MANIOBRA: Estas subestaciones se utilizan
donde se requiere que mantenga la continuidad del servicio en caso de que se vayan a
efectuar reparaciones ó mantenimiento de ciertos equipos.
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SUBESTACIONES
RECEPTORAS
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SECUNDARIAS.-
Generalmente
estas
están
alimentadas por las redes de subtransmisión, y suministran la energía eléctrica a las redes
de distribución a tensiones entre 34.5 y 6.9 kV.
POR SU CONSTRUCCIÓN
SUBESTACIONES TIPO INTEMPERIE.- Generalmente se construyen en terrenos
expuestos a la intemperie, y requiere de un diseño, aparatos y máquinas capaces de
soportar el funcionamiento bajo condiciones atmosféricas adversas (lluvia, viento, nieve, etc.)
por lo general se utilizan en los sistemas de alta tensión.
SUBESTACIONES TIPO INTERIOR.- En este tipo de subestaciones los aparatos y
máquinas están diseñados para operar en interiores, son pocos los tipos de subestaciones
tipo interior y generalmente son usados en las industrias.
SUBESTACIONES TIPO BLINDADO.- En estas subestaciones los aparatos y las
máquinas están bien protegidos, y el espacio necesario es muy reducido, generalmente se
utilizan en fábricas, hospitales, auditorios, edificios y centros comerciales que requieran poco
espacio para su instalación, generalmente se utilizan en tensiones de distribución y
utilización.
1.3 INFORMACIÓN GENERAL
ELEMENTOS DE LA SUBESTACIÓN
Los elementos que constituyen una subestación son aquellos equipos, instalaciones
necesarias para interconectarlas y los sistemas que sirven para controlarlas y protegerlas.
Los equipos principales en una subestación son:
1. Transformadores de potencia y/o distribución
2. Interruptores
3. Cuchillas desconectadoras
4. Apartarrayos
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5. Transformadores de corriente (TC`S)
6. Transformadores de potencia (TP`S)
7. Fusibles
8. Reactancias y resistencias de puestas a tierra
9. Reactores y capacitores
Los principales sistemas son:
1. Sistema de protección contra sobrevoltaje
2. Sistema de protección contra sobrecorriente
3. Sistema de medición y control
4. Sistema de barras colectoras
5. Sistemas auxiliares de la subestación.
LOCALIZACIÓN
La selección de la ubicación de la subestación deberá considerar:
1. La localización de los centros de consumo dentro de la planta industrial
2. La trayectoria de las líneas de acometida
3. La facilidad de acceso para equipos y personal
4. El tipo de terreno y consistencia del suelo
5. El grado de contaminación y la dirección de vientos dominantes
6. El espacio para ampliaciones futuras.
Los siguientes datos climatológicos son necesarios para realizar el diseño:
1. Temperatura máxima y mínima
2. Velocidad máxima del viento
3. Altura sobre el nivel del mar
4. Nivel isoceráunico
5. Nivel sísmico
6. Nivel pluviométrico
7. Grado de contaminación
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CAPACIDAD DE LA SUBESTACIÓN
La capacidad de la subestación se determina a partir del análisis de carga para la
planta, considerando los factores de demanda y previendo ampliaciones futuras.
NIVELES DE TENSIÓN
Las tensiones normalizadas en el sistema eléctrico internacional son:
1. Transmisión y subtransmisión: 400 KV, 230 KV, 115 KV, 85 KV, 69 KV.
2. Distribución: 34.5 KV, 23 KV, 13.8 KV
Las tensiones normalizadas para el sistema eléctrico de distribución en las plantas
industriales son:
1. 34.5 KV, 23 KV, 13.8 KV, 4.16 KV, 440 V/127 V
COMPAÑÍA SUMINISTRADORA
, Antes de realizar el diseño de una subestación, es necesario establecer comunicación
con la cía. Suministradora de energía eléctrica para determinar los requerimientos del
servicio eléctrico.
Los datos que deben proporcionarse a la compañía son los siguientes:
I.
Plano de la planta industrial mostrando todas las áreas incluyendo la de
la subestación
II.
Carga total instalada y demanda máxima
III.
Punto preferente para la entrega del servicio
IV.
Nivel de voltaje requerido
V.
Arreglo preferente en el sistema eléctrico de suministro
VI.
Programa de obra y arranque de la planta
VII.
Potencia de motores grandes y tipo de arranque
VIII.
Naturaleza de la carga conectada.
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Los siguientes datos deberá proporcionarlos la compañía:
I.
Nivel de voltaje ó voltajes disponibles
II.
Variación del nivel de voltaje ( magnitud del voltaje en estado estable máximo y
mínimo)
III.
Punto de entrega del suministro y ruta de la línea
IV.
Tarifas disponibles
V.
Potencia y/o corriente de corto circuito trifásico y monofásico en el punto de
suministro
1.4 CRITERIOS PARA LA SELECCIÓN DE UNA SUBESTACION ELECTRICA
CRITERIOS
Si se requiere revisar ampliamente los diferentes criterios para selección de
subestaciones eléctricas y sus equipos, se podrían pasar algunos días para terminarlos; sin
embargo, para los fines de esta curso, se pueden señalar los que se consideren esenciales,
de acuerdo con los siguientes puntos:
RAZONES PARA USARLAS
a) Aspecto económico
b) Seguridad
c) Flexibilidad
d) Confiabilidad
e) Regulación
f) Uso racional de energéticos
TAMAÑO, VOLTAJE Y LOCALIZACION
a) Exteriores abiertas
b) Exteriores compactas
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c) Interiores abiertas
d) Interiores compactas
e) Unitaria en SF6
f) Tipo pedestal
g) Tipo azotea
h) Tipo sumergible
RAZONES PARA USARLAS
a) ASPECTO ECONOMICO._ por razones de tarifa aplicada, ya sea visto que es
conveniente el uso de subestaciones en lugar de alimentación en baja tensión,
pero además, existen otros factores económicos que inclinan la decisión de su uso,
particularmente con cargas grandes donde se ahorran cables y ductos de gran
sección y en locales muy amplios donde la localización de las subestaciones puede
hacerse en el centro geométrico de cargas, cabe hacerse notar, que por requisitos
muy discutibles de parte de CFE se oponen a alimentar subestaciones a más de 5
m del lugar de acometida, sin embargo el reglamento correspondiente contempla y
resuelve esta situación
b) SEGURIDAD._ una subestación esta alimentada generalmente por líneas de alto
voltaje que por sus protecciones no dependen tanto de las fallas que se presentan
a otros usuarios en baja tensión y esto da mayor seguridad en el suministro.
c) FLEXIBILIDAD._ disponiéndose de una subestación receptora, se puede usar
subestaciones derivadas que facilitan la distribución de energía particularmente en
grandes paltas sujetas a ampliaciones y modificaciones. Además habiendo mas de
una subestación puede emplearse el método de alimentación anular que además
de la seguridad en la comunidad de alimentadores permite servicios de
mantenimiento sin interrupción de todo el servicio dado.
d) CONFIABILIDAD._ para dar confiabilidad a una subestación se le agrega un
sistema de generación propia que puede alimentar cargas críticas.
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e) REGULACION._ también como en el caso de las fallas se tienen menores caídas
de tensión en el lado de alta tensión que en baja y por lo tanto la regulación de
voltaje tiende a ser mejor.
f) USO RACIONAL DE ENERGETICOS._ el empleo de subestaciones puede permitir
una mejor distribución de la energía y en los lugares adecuados, con lo cual se
reduce la caída de tensión y el empleo de conductores de grueso calibre
TAMAÑO, VOLTAJE Y LOCALIZACION
a) SUBESTACIONES EXTERIORES ABIERTAS._ Se usan principalmente en voltajes
altos y muy altos ya que la estructuración correspondiente seria incosteable e
innecesaria bajo techo, a esto habrá que agregar que una subestación tipo abierto
esta mas expuesta a accidentes e incidentes entre los cuales no escapan los actos
de vandalismo, se sugiere evitar en lo posible el uso de postes de concreto para
subestaciones abiertas que, además de costosos pueden fracturarse en una mala
maniobra.
b) SUBESTACIONES TIPO EXTERIOR COMPACTO._ Este tipo de subestaciones
es una buena solución para voltajes hasta 31 500 V, ya que además de la
seguridad lograda, su instalación, maniobra y operación se facilitan grandemente y
no necesita desmantelarse ni inventariarse como una subestación abierta, sin
embargo el diseño para intemperie no puede ser una adaptación simple de una
subestación compacta interior con techo si no tendiendo a minimizarlos efectos
climatológicos, deben contar con soluciones adecuadas como por ejemplo
• Juntas preferentemente verticales, anticapilares y con desagüe al exterior
• Debe incluir piso completo evitando así la entrada de humedad y de parásitos,
roedores y otros animales así como la germinación de plantas.
• Pasillo interior para operación y mantenimiento bajo condiciones de lluvia
• Disponibilidad para alumbrado y calefactores anticondensacion
• Pasadores automáticos para evitar que el viento azote las puertas exteriores
• Esmaltes y acabados resistentes a la intemperización
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c) SUBESTACION
TIPO
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INTERIOR
ABIERTA._
Este
tipo
de
subestación
prácticamente ha entrado en desuso principalmente porque se requiere de un local
especial y dimensiones frecuentemente mayores que, además de costar mas que
una subestación unitaria, tienen latente la peligrosidad.
d) SUBESTACION TIPO INTERIOR COMPACTA._ Esta subestación es la mas
común por su flexibilidad y facilidad de maniobra
instalación, operación y
seguridad. Cabe señalar sin embargo que su fabricación debe llenar ciertos
requisitos que no siempre son suministrados por los fabricantes, como por ejemplo:
•
Los gabinetes deben ser consistente en tamaño y material empleándose lamina
numero 14 y no del numero 12
•
Las ventanillas deben ser amplias para reducir la ionización y estar cubiertas
por dentro para evitar la introducción accidental o deliberada de alambres flejes.
•
Las puertas deben quedar cerradas sólidamente y mediante chapas con llaves,
disponibles solo a personal idóneo.
e) SUBESTACION UNITARIA EN SP6._ Este tipo se emplea generalmente en
voltajes arriba de 69 000 V y viene a ser el el equivalente a una subestación
compacta, pero todavía su precio las hace poco accesibles en la mayoría de los
casos, a pesar de sus ventajas. Se recomienda para plantas químicas, fabricas que
desechan contaminantes, lugares contaminantes.
f) SUBESTACION PEDESTAL._ Este tipo de subestaciones puede ser muy pequeña,
si el transformador lo es igualmente. Existen unidades cubiertas con fibra de vidrio,
generalmente de color verde para armonizar con prados y jardines cercanos.
g) TIPO AZOTEA._ Esta subestación es muy común en la provincia mexicana y
aunque viene a resolver problemas locales, tiene serios inconvenientes
particularmente aspectos de seguridad.
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2 ELEMENTOS QUE CONSTITUYEN UNA SUBESTACIÓN
2.1 ELEMENTOS PRINCIPALES QUE FORMAN UNA SUESTACIÓN
1. DIVISOR DE TENSIÓN. Es un dispositivo utilizado para medición ó protección
en los sistemas eléctricos como elemento primario de detección y estos
pueden ser resistivos ó capacitivos; aun cuando en aplicaciones especificas en
sistemas eléctricos de potencia normalmente se emplean en sistemas de alta
tensión (115-400 KV) y por lo general son del tipo capacitivo.
2. APARTARRAYOS. Son equipos que protegen las instalaciones contra sobre
voltajes, ya sea ocasionadas por cargas atmosféricas ó por maniobras. Los
apartarrayos se emplean en las subestaciones para limitar las sobretensiones
que se producen por efectos de descargas atmosféricas o las ondas producidas
por la operación de interruptores, así como para asegurar la continuidad del
servicio al presentarse dichas sobretensiones.
3. TRANSFORMADOR DE CORRIENTE (TC´S). Son equipos que transforman la
intensidad de corriente eléctrica de cantidades grandes o cantidades pequeñas,
afín de que sean soportadas por los quipos de protección y medición sin que
estos sufran algún daño generalmente esta corriente es menor a 5 amperes.
4. CUCHILLAS. Son dispositivos de maniobra capaces de interrumpir en forma
visible la continuidad de un circuito, puede ser manióbrales bajo tensión pero
en general sin corriente ya que poseen una capacidad interruptiva casi nula.
5. INTERRUPTOR. Es un aparato destinado a establecer o a cortar la continuidad
de un circuito eléctrico por medio no automático y para abrir el circuito
automáticamente a una sobreintensidad de corriente predeterminada sin daño
propio que la intensidad de corriente de corto circuito del sistema, a la tensión
de operación.
6. BARRAS COLECTORAS. Las barras colectoras o comúnmente conocidas
como buses, en una subestación eléctrica consiste en un conjunto de
conductores desnudos, aéreos, aislados y energizados al voltaje del sistema de
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potencia cuya finalidad es la de colectar y distribuir la energía eléctrica en alta y
baja tensión.
7. TRANSFORMADOR DE POTENCIA (TP´S). Son los equipos que transforman
el voltaje de una tensión primaria a una tensión secundaria, de tal forma que
pueden ser soportadas por los equipos de protección y medición.
8. TRANSFORMADOR DE POTENCIA. Un transformador en un dispositivo
sencillo, que no requiere de partes móviles para desempeñar su función, ya que
el mismo se reduce a transferir la energía eléctrica de un circuito a otro bajo el
principio de inducción electromagnética esta transferencia de energía se
efectúa variando los parámetros de voltaje y de corriente.
9. TRANSFORMADOR DE SERVICIOS PROPIOS (TSP´S). Es un transformador
de distribución, conectado a las barras de baja tensión y su función es la de
proporcionar la energía eléctrica necesaria y adecuada para la operación y
mantenimiento de la subestación.
10. CASETA DE CONTROL. Es el lugar donde se encuentran los siguientes
elementos:
•
TABLERO DE CONTROL. Es un equipo habilitado para contener
ordenadamente los instrumentos, dispositivos y materiales que
conforman los esquemas de control, protección y medición de los
diversos circuitos principales de potencia.
•
TRINCHERAS. Las trincheras son aquellas donde van una gran cantidad
de cables de control y donde se está seguro de que existirá una o más
ampliaciones. Todo esto con objeto de permitir una mayor facilidad en la
colocación adicional, retiro o relocalización de los cables de control.
•
BANCO DE BATERIAS. Es empleado para disponer de una fuente
independiente de energía del circuito de potencia, cuya utilidad se
manifiesta cuando existe ausencia de potencia en el sistema.
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OTROS
•
CAPACITORES. Son los equipos que generalmente son usados para
compensar cargas reactivas. El uso de banco de capacitores de potencia en las
subestaciones se está incrementando fuertemente debido a su bajo costo por
KVAR instalado.
•
RESTAURADORES. Es un dispositivo cuyo funcionamiento es similar al del
interruptor pero con una intensidad de corriente menor, al presentarse una falla
está programado de antemano para tres recierres y cuatro aperturas hasta
restaurarlo manualmente.
•
RED DE TIERRAS. El equipo de aterrizamiento pertenece al sistema de
conductores eléctricos a través de los cuales se interconectan todas las
estructuras metálicas y no metálicas que soportan a conductores y equipo
energizado.
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Principales partes de una subestación eléctrica:
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
Cuchillas desconectadoras.
Interruptor.
TC.
TP.
Cuchillas desconectadoras para sistema de medición.
Cuchillas desconectadoras de los transformadores de potencia.
Transformadores de potencia.
Barras de conexión.
Aisladores soporte.
Conexión a tierra.
Tablero de control y medición.
Barras del tablero
Sujeción del tablero.
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SUBESTACION ELECTRICA
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TABLERO DE CONTROL DE UNA SUBESTACION ELECTRICA
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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, llamada combustible nuclear.
El reactor nuclear es un recipiente de presión cilíndrico vertical, con casquete esférico
soldado en su parte inferior.
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.
3.1 FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR
Una nucleoelectrica 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,
conbustoleo 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.
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 núcleoeléctricas se diferencian de las demás centrales térmica solamente
en la primera etapa de conversación, es decir, en la forma de producir vapor. En las centrales
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convencionales el vapor se produce en una caldera donde se quema de una forma continua
carbón, conbustoleo o gas natural.
Las centrales nucleares convencionales 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 fuerza se equilibran, dando como resultado la estabilidad. Sin embargo, en
los núcleos pesados formados por el elevado numero de neutrones y de protones, como es
el caso del uranio, del plutonio, etc., la acumulación de las cargas positivas que llevan los
protones, da como resultado fuerzas de repulsión lo suficientemente grandes como para
crear una cierta inestabilidad.
Si intentáramos introducir un protón mas dentro de un núcleo así, la posibilidad de éxito
seria muy reducida debido a que la carga de los protones que ya se encuentran en el interior
se repelería fuertemente. En cambio los neutrones carecen de carga eléctrica y por lo tanto,
al no ser repelidos por la carga positiva de los protones pueden penetrar en el núcleo si tanta
dificultad.
Utilizando métodos generalmente complejos, podemos lograr que una partícula como el
neutron choque contra el núcleo de un átomo. Al chocar el, el núcleo se excita debido a que
su estructura se altera, pudiendo llegar esta excitación a partir el núcleo en dos mas
pequeños.
Este proceso de división del núcleo es la fisión. Cuando ciertos núcleos, como el átomo
del isótopo 235 del uranio se fusionan, además de dividirse el núcleo en dos mas pequeñas,
aparecen otros neutrones libres. Si en las aproximaciones del núcleo hay mas núcleos de
uranio estos neutrones libres producirán a su vez mas fisiones, con los que se volverán a
generar nuevos neutrones. Así en poco tiempo, el numero de fisiones puede aumentar
demasiado, dando lugar a una reacción en cadena, misma que ya fue explicada
anteriormente. Para controlar y aprovechar la reacción en cadena se emplea un reactor
nuclear, que consiste de tres elementos esenciales: combustible nuclear, el moderador y el
fluido refrigerante.
3.2 TIPOS DE REACTORES
Como ya sabemos los tres elementos fundamentales que constituyen un reactor nuclear
son el combustible, el moderador, y el refrigerante. La industria nuclear en el mundo ha
desarrollado diversas combinaciones de estos elementos que han dado como resultado
diferentes modelos de reactores. Así, por ejemplo, tenemos reactores enfriados por agua y
moderados por grafito, reactores que usan agua pesada como moderador y como
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refrigerante, reactores que usan agua ligera en ambos elementos, reactores que usan uranio
natural como combustible y reactores que usan uranio enriquecido, etc.
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.
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 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 produce de una fuente
independiente como un lago o un rió.
El nivel de potencia de un reactor en funcionamiento se mide constantemente con una
serie de instrumentos térmicos, nucleares y de flujo. La producción de energía se controla
insertando o retirando del núcleo un grupo de barras de control que absorben neutrones. La
posición de estas barras determina el nivel de potencia en el que la reacción en cadena se
limita a automantenerse.
Durante el funcionamiento, e incluso después de su desconexión, un reactor grande de
1.000 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
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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.
Aunque al principio de la década de 1980 había 100 centrales nucleares en
funcionamiento o en construcción en Estados Unidos, tras el accidente de Three Mile Island,
la preocupación por la seguridad y los factores económicos se combinaron para bloquear el
crecimiento de la energía nuclear. Desde 1979, no se han encargado nuevas centrales
nucleares en Estados Unidos y no se ha permitido el funcionamiento de algunas centrales ya
terminadas. En 1990, alrededor del 20% de la energía eléctrica generada en Estados Unidos
procedía de centrales nucleares, mientras que en este porcentaje es casi de 75% en Francia.
En el periodo inicial del desarrollo de la energía nuclear, en los primeros años de la
década de 1950, sólo disponían de uranio enriquecido Estados Unidos y la 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 deuterio-uranio (CANDU), empleado en 20 reactores, ha
funcionado satisfactoriamente, y se han construido centrales similares en la India, Argentina
y otros países.
En Gran Bretaña y Francia, los primeros reactores de generación de energía a gran
escala utilizaban como combustible barras de metal de uranio natural, moderadas por grafito
y refrigeradas por dióxido de carbono (CO2) gaseoso a presión. En Gran Bretaña, este
diseño inicial fue sustituido por un sistema que emplea como combustible uranio enriquecido.
Más tarde se introdujo un diseño mejorado de reactor, el llamado reactor avanzado
refrigerado por gas (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.
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.
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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
propulsión de submarinos suelen ser más pequeños y emplean uranio muy enriquecido para
que el núcleo pueda ser más compacto. Estados Unidos, Gran Bretaña, Rusia y Francia
disponen de submarinos nucleares equipados con este tipo de reactores.
Estados Unidos, Alemania y Japón utilizaron durante periodos limitados tres cargueros
oceánicos experimentales con propulsión nuclear. Aunque tuvieron éxito desde el punto de
vista técnico, las condiciones económicas y las estrictas normas portuarias obligaron a
suspender dichos proyectos. Los soviéticos construyeron el primer rompehielos nuclear, el
Lenin, para emplearlo en la limpieza de los pasos navegables del Ártico.
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 el uso del uranio: sólo aprovecha aproximadamente
el 1% del contenido energético del uranio.
La característica fundamental de un “reactor autorregenerativo” 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 autorregenerativo
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 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 (3).
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El sistema autorregenerativo a cuyo desarrollo se ha dedicado más esfuerzo es el
llamado reactor autorregenerativo rápido de metal líquido (RARML). Para maximizar la
producción de plutonio 239, la velocidad de los neutrones que causan la fisión debe
mantenerse alta, con una energía igual o muy poco menor que la que tenían al ser liberados.
El reactor no puede contener ningún material moderador, como el agua, que pueda frenar los
neutrones. El líquido refrigerante preferido es un metal fundido como el sodio líquido. El sodio
tiene muy buenas propiedades de transferencia de calor, funde a unos 100 °C y no hierve
hasta unos 900 °C. Sus principales desventajas son su reactividad química con el aire y el
agua y el elevado nivel de radiactividad que se induce en el sodio dentro del reactor.
En Estados Unidos, el desarrollo del sistema RARML comenzó antes de 1950, con la
construcción del primer reactor autorregenerativo experimental, el llamado EBR-1. Un
programa estadounidense más amplio en el río Clinch fue cancelado en 1983, y sólo se ha
continuado el trabajo experimental. En Gran Bretaña, Francia, Rusia y otros Estados de la
antigua URSS funcionan reactores autorregenerativos, 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.
La primera central a gran escala de este tipo empleada para la generación de electricidad,
la llamada Super-Phénix, comenzó a funcionar en Francia en 1984. En las costas del mar
Caspio se ha construido una central de escala media, la BN-600, para producción de energía
y desalinización de agua. En Escocia existe un prototipo de gran tamaño con 250
megavatios.
El RARML produce aproximadamente un 20% más de combustible del que consume. En
un reactor grande, a lo largo de 20 años se produce suficiente combustible para cargar otro
reactor de energía similar. En el sistema RARML se aprovecha aproximadamente el 75% de
la energía contenida en el uranio natural, frente al 1% del RAL.
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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.
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.
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4. CENTRAL NUCLEOELECTRICA LAGUNAVERDE
4.1 ASPECTOS GENERALES
La Central Nucleoelectrica Laguna Verde esta 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 esta integrada por dos unidades, cada una con capacidad de
654,000 Kw eléctricos netos, equipadas con reactores que operan con uranio enriquecido
como combustibles, y agua en ebullición como moderador y refrigerante (BWR), la
contención
es
tipo
Mark
II
de
ciclo
directo.
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 edificio de purificación de agua del reactor. También
comparte el edificio de la planta de tratamiento de agua y de taller mecánico.
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%.
Ambas unidades representan el 4% de la potencia real instalada del Sistema Eléctrico
Nacional y su distribución a la generación es de 7%.
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4.2 CONSTRUCCIÓN
Las centrales nucleares deben diseñarse y construirse 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
4.2.1 SELECCIÓN DEL SITIO
La Central Nucleoelectrica de Laguna Verde se encuentra ubicada en la costa del Golfo
de México, en el Municipio de Alto Lucero en el Estado de Veracruz, 70 Km al noroeste del
puerto 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.
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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, 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 mas próximo (El Viejon).
En agosto de 1966, la CFE inicio la investigación sobre la localización de sitios posibles
donde podría ubicarse la nucleoelectrica.
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.
2.
3.
4.
La relativa cercanía a los centros de consumo (especialmente la Cd. De México)
La disponibilidad de agua de enfriamiento.
La estabilidad sísmica del lugar.
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 llevo acabo una exploración geológica con miras a definir el lugar
exacto para construir la central, haciendo los levantamientos topográficos necesarios y
recopilando toda la información metereologica y demográfica pertinente. Finalmente, dada la
importancia de los factores sísmicos, se celebro 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 serian 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.
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 asesoria 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
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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.
A raíz de estas recomendaciones se integro un grupo para la selección de
emplazamientos que incluyo entre sus actividades una serie de cursos sobre diseño de
plantas núcleoeléctricas y selección de sitios que organizo la firma Bechtel. Este grupo
interacciono con diversas instituciones entre las que podríamos citar al Centro de
Investigaciones Científicas de Estudios Superiores de Ensenada (CICESE), el cual brindo
asesoria 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 núcleoeléctricas.
Finalmente, después de esta larga y minuciosa tarea para la selección optima del sitio, el
primer colado de concreto para la cimentación de la obra se realizo 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 esta ubicada en una región de baja densidad de población.
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 macroescala a nivel regional en un radio de 70 Km. a partir de las instalaciones y de tipo
microescala en el sitio, realizando en todos los casos las correlaciones necesarias para
validar los datos obtenidos en varios años de mediciones.
A nivel de macroescala, el clima del sitio es cálido-húmedo; 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.
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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 mas 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.
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 Viejon”. 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 friáticos, 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 friática
sigue la configuración topográfica del sitio y un flujo desplazable en dirección del golfo a una
velocidad que varia 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 inundaciones y proteger al
publico en caso de derrame accidental de contaminación.
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 pliocenio 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
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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
basaltica presenta fracturacion columnar de naturaleza térmica en longitudes de entre 6 y 8
metros.
Se realizaron estudios geosismicos, 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.
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 graben 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
aun 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 determino que no
afectaría la operación segura o el paro normal de la central.
CNSNS reviso los estudios con la asesoria de OIEA para determinar su grado de
cumplimiento con la normativa aplicable. El periodo de revisión se inicio en mayo de 1971
cuando CFE entrego los primeros estudios de mecánica de suelos en el sitio y se prolongo
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 en el sitio
reúnen 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
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resultado que los sismos mas 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 tenia 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).
A partir del incremento de potencia térmica se incremento a 2027 Mw para incrementar la
potencia eléctrica a 682.44 Mwe.
La vasija del reactor esta diseñada para soportar una presión de 87.9 Kg/cm2, la presión
nominal de operación es de 71.71 Kg/cm2, la vasija esta 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 acabo la fisión nuclear con este fenómeno se puede lograr que una
partícula como el neutro, choque contra el núcleo de un átomo. Al chocar contra el, núcleo se
excita debido a que su estructura se altera, pudiendo llegar esta excitación a partir el núcleo
en dos núcleos mas pequeños.
Cuando ciertos núcleos, como los de los átomos del isótopo 235 del uranio, se fisionan,
además de dividirse el núcleo en dos mas pequeños aparecen otros neutrones libres. Si en
las proximidades del núcleo hay mas núcleos de uranio, estos neutrones libres producirán a
su vez mas fisiones, con lo que se volverán a generar nuevos neutrones que volverán a
producir mas fisiones. Así en poco tiempo, el numero de fisiones puede aumentar mucho,
dando lugar a lo que se llama una reacción en cadena.
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 con este proceso una cantidad de energía considerable, este es el origen
de la energía nuclear.
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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 citados antes,
estos están basados en tres generadores diesel de respuesta rápida.
El diseño de una central nucleoelectrica 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 este 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.
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 acabo en unos cuantos segundos.
Asegurar que el núcleo estará adecuadamente refrigerado en cualquier
condición. Durante la operación normal, esta función la desempeña el
sistema 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, seria 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.
Estos 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 si 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.
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En el caso de la central nucleoelectrica 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 paredes cuyo espesor varia entre 15 y 20 cm. Para
que los productos e la fisión pudiera trasportar esta barrera tendría 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 minimo, forrado internamente con hermeticidad absoluta. La
posibilidad del material radiactivo pudiese salvar 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, esta
diseñado para rodear el contenedor primario. Es una construcción de
concreto armado cuyas paredes tienen de 1.2 a 1.5 m de espesor. Esta
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.
4.3.1 ESTRUCTURAS, SISTEMAS Y COMPONENTES RELACIONADOS CON LA
SEGURIDAD
Cumpliendo con las normas de seguridad todas las estructuras, sistemas y componentes
de una central nuclear relacionados 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.
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.
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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 represento uno de los eventos limitantes 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.
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Respecto a la protección contra inundaciones se estudiaron las condiciones
geohidrologicas del sitio para tomar en cuanta los efectos de las olas, vientos y huracanes.
Se reviso 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 reviso 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 mas 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 naturaleza. Para el análisis del impacto de los proyectiles generados
por diversas causas se usaron las guías Regulatorias Americanas.
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4.4 PRINCIPALES INSTALACIONES
LA planta Laguna Verde esta conformada por dos unidades prácticamente identifica que
consta cada una de los siguientes elementos.
•
•
•
•
El edificio del reactor que 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
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 túnel 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.
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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 el 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 liquido 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 maquinas y herramientas para darle
mantenimiento a equipos electromecánicos, bombas y electroválvulas durante la operación
de la central.
4.4.3 EDIFICIO DE GENERADOR DIESEL
este edificio esta construido con paredes de concreto de 0.5 m de espesor que alojan a
tres generadores diesel de 4160 volts de corriente alterna, así como los diversos sistemas
auxiliares o de apoyo. La función principal de estos generadores es proporcionar una fuente
auxiliar de energía eléctrica a lo equipos esenciales de seguridad del reactor. En la figura se
puede ver esta instalación.
4.4.4 EDIFICIO DE LA TURBINA
En este edificio se ubica el equipo del turbo-generador que tiene como función convertir la
energía térmica del vapor de agua proveniente del reactor, en energía mecánica a través de
la turbina. Esta energía es convertida posteriormente en energía eléctrica en el generador
principal.
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 esta cubierta con una placa de acero de 6 mm de espesor.
La contención primaria esta dividida en dos partes; la parte superior llamada Poso 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
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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.
4.4.7.1 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 los esfuerzos
durante condiciones de operación, mantenimiento y pruebas no originaran una probabilidad
inaceptable de propagación de fractura rápida.
La construcción de la frontera de presión del enfriador del reactor de la CLV se utilizaron
los mejores materiales, fabricados con técnicas mas avanzadas en su momento, y se
efectuaron los exámenes no destructivos que exige la normativa correspondiente.
4.4.7.2 NÚCLEO DEL REACTOR
Esta 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.
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 de estas barras, mas dos barras huecas por donde circula agua, formando
ensamble de combustible.
4.4.7.3 BARRAS DE CONTROL
Son de forma cruciforme, fabricadas de acero inoxidable y contiene en su interior carburo
de boro, estas barras son operadas mediante mecanismos hidráulicos y están situadas en la
parte inferior de la vasija. Las barras de control son desplazadas verticalmente en el núcleo
del reactor con la finalidad de controlar la fusión nuclear, estas barras pueden ser insertadas
en breves segundos cuando se requiere un apagado del reactor.
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4.4.7.4 CONTENEDOR SECUNDARIO
el contenedor secundario esta 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
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.
4.4.7.5 EDIFICIO DE CONTROL
el edificio de control de 5 niveles o pisos, siendo el mas relevante o principal el nivel
25.10, ya que en el se ubica el cuarto de control. Es aquí donde, por medio de consolas y
tableros de control se recibe las señales. Personal altamente capacitado vigila y opera el
funcionamiento de los sistemas computarizados, que forman parte del sistema integral de
información de proceso (SIIP), que sirve de apoyo a los operadores para obtener información
exacta y oportuna del funcionamiento de los elementos de los sistemas que intervienen en el
proceso operativo de cada unidad generadora.
4.5 REACTOR DE LAGUNA VERDE
El tipo de reactor de la CLV (U1 y U2) es el conocido como reactor de agua en ebullición5 (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, contiene al núcleo y sus estructuras de soporte, a 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 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 ultimo, 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),
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sellados en ambos extremos y en cuyo interior se encuentra el combustible UO2 en forma de
pastillas cilíndricas. Este combustible esta ligeramente enriquecido en el isótopo U-235.
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 traves 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 combustible. Para la inserción de las barras de control se
cuenta con sistemas hidráulicos de impulsión dentro del núcleo 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 objeto es limitar la presión que producen
los productos de fisión gaseosos formados durante la operación.
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, que desempeñan la importante función de controlar la potencia del
reactor, que son las ya aplicadas con anterioridad barras de control.
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 lata presión, y hierve al extraer el calor que se produce por la
fusión 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.
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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 liquido. 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 liquido condensado.
Antes de precalentar y bombear a la vasija del reactor el liquido condensado para cerrar
así el ciclo termodinámico, se circula por resinas de intercambio iónico donde se le quitan
impurezas.
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.
En cada unidad de Laguna Verde se tienen 5 barreras, a saber:
•
•
•
•
•
Las pastillas de combustible
Los tubos herméticos de zircaloy
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 del diseño de la planta.
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4.5.3 DISEÑO DEL COMBUSTIBLE
El núcleo de cada reactor esta constituido por ochenta y un toneladas de oxido 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.
La cantidad de ensambles extraídos varia, 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 varia entre 3 y 4 años.
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 numero 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.
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.
Todos estos aspectos fueron evaluados para su grado de cumplimiento con los datos de
diseño arriba indicados. Los coeficientes de reactividad mas importantes con respeto a la
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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 liquido, completamente
independiente del sistema de barras de control, con la capacidad de apagar el reactor y en
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.
Durante la operación, la secuencia de extracción de barras es vigilada por el minimizador
del valor de barra aproximadamente el 25% de la potencia, arriba de este nivel de potencia,
no es mediante la extracción de las barras de control se excedan los valores de diseño de
combustible.
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.
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 limites considerados aceptables y prevenir o mitigar las
condiciones de accidentes postulados.
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 a que han sido sometidos
han resultado satisfactorias, lo cual indica que estos sistemas son confiables para cumplir las
funciones encomendadas.
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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 mas 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
lata 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.
Opciones para alcanzar el enfriamiento del reactor en caso de fallar el sistema de
remoción de calor residual.
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 fue 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 de¡ enfriador de¡ reactor, como empaque de vástagos de válvulas, sellos de
flechas de bombas y cejas o bridas que no son completamente herméticas.
Los sistemas para la detección de fugas en la frontera de presión de¡ 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.
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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.
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 de¡ reactor, debe evitarse la parada
forzada (scram) de¡ reactor debido a pequeñas variaciones de¡ 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 calores peligrosamente
elevados (50% superior al nivel normal) tendrá lugar automáticamente, un scram rápido.
Después de¡ 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.
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.
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4.6.2 SISTEMAS DE ENFRIAMIENTO DEL NÚCLEO DEL REACTOR EN ESTADO
AISLADO
El sistema de enfriamiento del reactor esta aislado (RCIC), es un sistema de suministro
de enfriador al reactor en alta presión, el cual funcionara independientemente del suministro
de potencia interna. Es sistema esta 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 perdida de
agua de alimentación.
El sistema RCIC fue constituido por 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 punto de disparo
del nivel 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.
4.6.3 Sistemas de purificación e agua del reactor (RWCU)
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 de limitar la concentración e
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material radiactivo en el agua de enfriamiento. Este sistema cuenta con las señales
necesarias para restringir su operación en caso de un accidente con perdida de enfriador,
que cumple adecuadamente sus funciones de limpieza de agua del reactor para evitar
fuentes secundarias de radiación y que es capas de mantener la conductividad del agua
dentro de los limites de Especificaciones de Operación.
4.6.4 SISTEMAS DE REMOCIÓN DE CALOR RESIDUAL
El sistema de remoción de calor residual (RHR) 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.
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
nombre, de acuerdo a su funcionamiento.
1.
2.
3.
Modo de enfriamiento en parada (Shutdown Cooling Mode). El sistema tendrá la
capacidad de remoción de calor para enfriar el reactor hasta 52º C en
aproximadamente 20 horas después de que se hayan insertado las barras de
control. Se controla desde el cuarto de control o desde el panel de parada remota.
Inyección de Enfriador a Baja Presión (Low Pressure Coolant Inyectio LPCI). Este
modo 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.
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 los suficientemente baja para que dicha temperatura no
48
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4.
5.
IME
exceda 77º C inmediatamente después de un desfogue por las válvulas de alivio de
vapor principal. El sistema será capaz de mantener, a largo plazo, la temperatura
de a alberca de supresión tal que no se exceda la temperatura de diseño de la
contención (99º C).
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.
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)
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 limites 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.
49
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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 pago del reactor.
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 lamina 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 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.
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En el caso de un accidente con perdida 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.
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4.6.6 SISTEMA DE REMOCION DE CALOR DEL CONTENEDOR
Los sistemas de remoción de calor de¡ contenedor tienen la capacidad de reducir el
aumento de temperatura y presión en el contenedor primario después de un LOCA (Lost Out
Coolant Accident), la temperatura de la alberca de supresión se limitará a 99 grados
centígrados (21 0 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 DISENO 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 de¡ reactor, el Sistema en Reserva para el
Tratamiento de Gases (SGTS) y una parte de¡ 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
de que ocurra un LOCA, el SGTS tiene la capacidad para mantener esta presión negativa.
4.6.8 SISTEMA DE AISLAMIENTO DEL CONTENEDOR
El sistema de aislamiento de¡ 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 en sede 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.
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.
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4.6.9 CONTROL DE GASES COMBUSTIBLES
En virtud de que durante un accidente de pérdida de enfriador (LOCA),se pueden
presentar dentro de¡ 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 de¡ 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 un 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 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 y 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 de¡ 1% de
hidrógeno en el contenedor, ordenar el arranque del Sistema Recombinador, cuyo objeto es
reasociar 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 concepto. CNSNS solicitó apoyo al OIEA a fin de definir los criterios de un
nuevo sistema que controlara la cantidad total de hidrógeno generada por la reacción de un
100% de¡ metal con el agua. la solución propuesta fue la de energizar con nitrógeno el
contenedor primario.
Este Sistema de lnergización 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 potencia¡ de gases
combustibles.
4.7 OPERACIÓN DE LA CENTRAL
Tan importante como tener una buena selección de¡ sitio, un diseño óptimo y una
construcción perfecta, es que la operación de las instalaciones sea segura y contable a lo
largo de toda la vida útil de la central.
Es condición obligada que el personal sea idóneo y que la operación este sujeta a una
estrecha supervisión a cargo de algún organismo independiente, que vigile continuamente el
cumplimiento estricto de las normas vigentes.
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En el caso de la central Laguna Verde, el personal necesario fue seleccionado entre un
numeroso grupo de ingenieros y técnicos que se encontraban laborando en las centrales
termoeléctricas de la CFE, trabajo en el que contaban con una experiencia mínima de 4
años. La rigurosa selección se hizo no solo atendiendo a sus conocimientos, sino también a
sus características psicológicas.
El personal seleccionado se dividió en dos grupos, uno de ellos fue enviado a España y el
otro a Estados Unidos. En dichos países realizaron los estudios, y adquirieron experiencia
necesaria para operar la central habiendo obtenido los certificados que así lo acreditan,
expedidos por los organismos reguladores.
4.7.1 DIFERENTES MODOS DE OPERACIÓN DE LA CENTRAL
4.7.1.1 OPERACIÓN NORMAL
•
•
•
Operación de arranque: SMR en arranque (Selector Modo de¡ Reactor);
criticidad, calentamiento y presurización de¡ RX (Reactor); criticidad,
calentamiento de¡ turbogenerador desde 0 a 8110% potencia de¡ reactor.
Operación a potencia: SMR en marcha desde 8110% 0 100% potencia en el
reactor, se conecta el generador eléctrico a la red eléctrica con potencia de¡
reactor mayor a 15%
Operación de paro programado: SMR desde marcha y arranque/R.C. hasta
parada, desde 1 00% a 0% potencia del reactor. Operación de recarga (SMR
en recarga),
4.7.1.2 OPERACIÓN DE EVENTOS TRANSITORIOS
•
•
Transitorios operativos de frecuencia moderada: Pueden ocurrir desde una
vez por año hasta una vez en veinte años y son los siguientes.
1.
Rechazos de carga del generador, con Bypass disponible.
2.
Disparo de turbina principal, con Bypass disponible.
3.
Pérdida de c.a interna o externa de la central.
Transitorio operativo infrecuentes: Pueden suceder desde una vez en veinte
años hasta una vez en cien años y pueden ser las siguientes.
1.
Rechazo de carga de¡ generador, sin Bypass disponible.
54
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2.
Disparo de turbina, sin Bypass disponible.
3.
Operación del reactor con un elemento combustible en posición
errónea.
En el caso de la central Laguna Verde, el personal necesario fue seleccionado entre un
numeroso grupo de ingenieros y técnicos que se encontraban laborando en las centrales
termoeléctricas de la CFE, trabajo en el que contaban con una experiencia mínima de 4
años. La rigurosa selección se hizo no solo atendiendo a sus conocimientos, sino también a
sus características psicológicas.
El personal seleccionado se dividió en dos grupos, uno de ellos fue enviado a España y el
otro a Estados Unidos. En dichos países realizaron los estudios, y adquirieron experiencia
necesaria para operar la central habiendo obtenido los certificados que así lo acreditan,
expedidos por los organismos reguladores.
4.8 DIFERENTES MODOS DE OPERACIÓN DE LA CENTRAL
4.8.1 OPERACIÓN NORMAL
Operación de arranque: SMR en arranque (Selector Modo de¡ Reactor); criticidad,
calentamiento y presurización del RX (Reactor); criticidad, calentamiento de¡ turbogenerador
desde 0 a 8110% potencia del reactor.
Operación a potencia: SMR en marcha desde 8110% 0 100% potencia en el reactor, se
conecta el generador eléctrico a la red eléctrica con potencia del reactor mayor a 15%.
Operación de paro programado: SMR desde marcha y arranque/R.C. hasta parada,
desde 100% a 0% potencia del reactor. Operación de recarga (SMR en recarga).
4.8.2 OPERACIÓN DE EVENTOS TRANSITORIOS
•
Transitorios operativos de frecuencia moderada: Pueden ocurrir desde una vez por
año hasta una vez en veinte años y son los siguientes.
1. Rechazos de carga de¡ generador, con Bypass disponible.
2. Disparo de turbina principal, con Bypass disponible.
3. Pérdida de c.a interna o externa de la central.
•
Transitorio operativo infrecuentes: Pueden suceder desde una vez en veinte años
hasta una vez en cien años y pueden ser las siguientes.
1. Rechazo de carga del generador, sin Bypass disponible.
2. Disparo de turbina, sin Bypass disponible.
3. Operación del reactor con un elemento combustible en posición errónea.
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4.8.3 OPERACIÓN DE ACCIDENTES BASADOS EN DISEÑO
•
•
•
Operación de fase de accidentes con pérdidas de refrigerante: operación en loca;
ruptura de tubería dentro de contención primaria y conectada al reactor.
Operación en fase de ruptura de tubería, pequeña o grande fuera de¡ recinto de
contención primaria (de agua o vapor conectada al reactor).
Accidentes de caída de barras de control, etc.
4.8.4 SUCESOS ESPECIALES
•
•
Paro del reactor resultante de un ATWS, transitorio anticipado sen scram.
Parada del reactor desde el cuarto de parada remota, etc.
4.9 PRODUCCIÓN DE ENERGÍA
Para hacer posible el ciclo termodinámico se necesita una fuente caliente y una fría, la
fría es el condensador que consiste en una serie de tubos en cuyo interior circula agua de
enfriamiento, el vapor proveniente de la zona de baja presión de la turbina pasa por fuera
delos tubos y se condensa.
El agua de refrigeración así calentada puede devolverse directamente al medio donde se
extrajo. Este proceso cuando es llevado así, se dice que la central funciona en circuito
abierto.
En otras ocasiones el agua caliente se hace pasar previamente por una torre de
enfriamiento donde una parte se evapora enfriando al resto. Una vez enfriada, el agua se
hace recircular al condensador y se dice entonces que la central funciona en circuito cerrado.
La central de Laguna Verde funciona en circuito abierto y en este proceso se genera el
vapor necesario para la transformación de la energía térmica a energía mecánica.
4.9.1 PRODUCCION DE ENERGIA MECANICA.
El vapor que se produce en el reactor nuclear es llevado hacia la turbina en donde la
energía que contiene el vapor se convierte en energía mecánica de rotación.
La turbina es de fabricación japonesa de las industrias Mitsubishi Heavy, la cual cuenta
con instrumentos redundantes en el control de la velocidad, en el control de la admisión de
vapor y del vapor recalentado; esta función mediante la válvula de paro y las válvulas de
control. Para evitar que el vapor radiactivo escape de la turbina (o que pueda entrar aire) y de
los vástagos de las válvulas grandes, se cuenta con sistema de sellos a partir de vapor limpio
no radiactivo. Se instalo un muro de impacto con el espesor adecuado en las laterales de la
turbina de baja presión para amortiguar el impacto de cualquier proyectil generado por la
misma.
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El sistema turbina-generador utiliza un sistema de control electrohidraulico análogo
automático, el cual controla la velocidad, carga, presión, el flujo de arranque, las operaciones
programadas y el disparo de la unidad, combinadas de para e intersección, y otros elementos
de protección de la turbina. Dispone de instrumentación adicional supervisora y de
diagnostico de mal funcionamiento.
4.9.2 PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA
La rotación de la turbina por el vapor se transmite a un generador, el cual es del tipo
cerrado con polos no salientes autoventilados, con una capacidad máxima de 674.5 MW a 60
Hz con un voltaje de 22 KV y una corriente de 19,683 A, a un factor de potencia de 0.9
La energía eléctrica producida pasa a la subestación donde se eleva su tensión para
disminuir las perdidas por calentamiento en las líneas de transmisión, ya que la potencia es
el producto del voltaje por la corriente, y las perdidas de transmisión son proporcionales al
cuadrado de la corriente.
4.10 SISTEMAS ELÉCTRICOS
La conexión de la Central Laguna Verde al sistema oriental se realiza desde la
subestación adyacente a la central, utilizando tres líneas de trasmisión de 400KV. El sistema
eléctrico de la central se separa en dos unidades no relacionadas con la seguridad: la
división A y la división B.
Además existen tres divisiones que están relacionadas con la seguridad de la central,
física y eléctricamente independientes entre si y contando cada una con un generador diesel
de emergencia como fuente de potencia de reserva.
4.11 SISTEMAS ELÉCTRICOS EXTERNOS
La central y el sistema oriental se conectan en la subestación laguna verde, a través de
tres líneas de trasmisión de 400KV (una a Puebla, otra a Tecali y otra a Poza Rica) y dos
líneas de trasmisión de 230 KV (ambas a Veracruz). La energía eléctrica generada por cada
una de las CNLV es de 750 MVA a 22 KV, pasa por el interruptor del generador y sigue dos
trayectorias, una hacia el transformador principal para elevar el voltaje a 400 KV hacia la
subestación; y la otra hacia el transformador auxiliar que es el que normalmente alimenta las
cargas relacionadas y no relacionadas con la seguridad del sistema.
El trasformador de reserva que se alimenta en la subestación, es otra fuente de energía
externa y se utiliza en el arranque de la unidad o en caso de que fallara el trasformador
normal.
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Los sistemas de potencia eléctrica dentro del sitio están formados principalmente por:
•
•
Los sistemas de potencia eléctrica de C.A.
Los sistemas de potencia eléctrica de C.D.
4.12 SISTEMAS DE PROTECCIÓN CONTRA INCENDIO PARA EL CABLEADO
ELÉCTRICO
El diseño e instalación de cables limita la posibilidad de combustión espontánea, esto se
logra limitando la carga de¡ cable para prevenir sobrecalentamiento y la resultante falla de
aislamiento. los aislamientos y materiales de¡ encamisado han sido seleccionados por sus
características de resistencia a la flama y autoextinción de fuego.
4.13 SEGURIDAD
Como ya explicamos anteriormente todos los reactores disponen de barras de control que
tienen la propiedad de absorber neutrones, controlando así la reacción en cadena, así como,
generadores diesel que aseguran corriente de emergencia para el funcionamiento de los
sistemas de seguridad de¡ reactor, aún cuando se les corte el suministro de energía, pero
hay factores que determinan que una central nucleoelectrica como Laguna Verde sea una
instalación segura, mismo que a continuación analizaremos.
4.14 CARACTERÍSTICAS DE DISEÑO
El diseño de una central se concibe para prevenir no la posibilidad de un accidente
cualquiera, sino precisamente la de aquel que tuviera lugar en las peores condiciones que
pudieran presentarse en el sitio (como ya mencionamos anteriormente). Es este el que se
conoce como: accidente base de diseño.
El diseño incluye una serie cuya misión es:
•
Determinar la operación de¡ 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 de¡ reactor, operación que se conoce corno scram y que se
lleva a cabo en unos cuantos segundos.
Los sistemas de seguridad para detectar las fisiones nucleares en el reactor son:
Sistema de protección al reactor (RPS): produce la inserción automática de las 109 barras
de control (scram) en un máximo de 5 segundos. Sistema que sin energía eléctrica o
suministro de aire ejecuta el scram. Esto se realiza interrumpiendo el suministro de aire a dos
válvulas de scram, las que se abren para dejar pasar agua acumulado a muy alta presión la
que actúa al sistema hidráulico de las barras, proporcionando su inserción.
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Sistema ARI-CRD: Si falla el sistema RPS recibe señales de actuación de otros sensores
y con punto de ajustes mayores que tienen válvulas solenoides para impedir
automáticamente el suministro de aire, proporcionando el scram, esto llevaría 29 segundos
desde que el evento inicio.
Sistema RRC-ATWS: Si falla el sistema ARI-CRD se cuenta con éste sistema, el cual
manda a disparar las bombas (RRC), disminuyendo la potencia de reacción de¡ reactor
inmediatamente. Cabe mencionar que si falla el sistema RRC- ATWS el operador dispone de
energía eléctrica exterior, para insertar las barras de control en forma manual.
Sistema SLC: Si falla al anterior sistema se cuenta con el sistema líquido apagado (SCL)
que es iniciado manualmente por el operador para inyectar pentaborato de sodio líquido al
núcleo proporcionando el apagado del reactor en los siguientes 15 minutos.
Con esto se pretende asegurar que el núcleo estará adecuadamente refrigerado en
cualquier condición. Durante la operación normal de esta función, la desempeña el sistema
de alimentación de agua 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 reactor quedaría a cargo de los Sistemas de
Enfriamiento del Reactor (ECCS), cuya misión consiste en evitar que este llegue a alcanzar
temperaturas superiores a 1500"C, situación que si se presentara provocaría la fusión de las
vainas del combustible. Estos sistemas de enfriamiento son los siguientes:
•
•
•
•
Sistema HPCS
Sistema ADS
Sistema LPCS
Sistema RHR
Otra función importante, consiste en reducir la presión y la temperatura de la contención
primaria. También desempeña la refrigeración de la alberca supresora de presión, así como,
la extracción de calor residual producido por el decaimiento de los productos de fisión tras
una parada de¡ reactor, en la figura se puede observar el diagrama de sistemas de
enfriamiento de emergencia de¡ núcleo para el reactor de CNIV.
Cabe mencionar que la actuación de los ECCS depende de la razón de pérdida de
refrigerante y esta depende a su vez de¡ tamaño y tipo de rotura de la tubería. Por su tamaño
las roturas pueden clasificarse en: pequeñas (aprox. 28 cm), intermedias (aprox. 92.2 cm) y
grandes. De acuerdo al tipo de rotura también se pueden clasificar como: de vapor, de
liquido y combinadas (liquido y vapor).
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4.15 SISTEMAS DE CONTROL Y GARANTIA DE CALIDAD
A parte de los sistemas de seguridad ya descritos, es condición importante que la
instalación guarde casi una totalidad similitud al diseño que se especifica, verificando que los
materiales a usar sean de buena calidad.
También es importante que la selección de¡ personal sea el adecuado, con los
conocimientos y la capacidad necesarias para cumplir cabalmente con sus funciones
encomendadas.
4.16 PLAN DE EMERGENCIA
En caso extremo de que todas las medidas de seguridad llegasen a fallar o simplemente
no funcionaran, se tiene un plan de emergencia como último recurso para la protección de la
población vecina a la central nuclear, en este operativo participan elementos de diversas
corporaciones policíacas, elementos de¡ ejercito mexicano destacamentados en la Boticaria y
en el lencero, infantes de marina, todos estos efectivos han sido previamente adiestrados en
cursos y capacitados en simulacros con asesorías de la empresas extranjeras en estas
medidas, especialmente por el Organismo Mundial de la Energía Atómica dependiente de la
ONU. Por ultimo puede decirse que la población ha sido previamente concientizada sobre
sus deberes básicos en caso de desastre radiactivo.
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5. NUEVA GENERACIÓN DE REACTORES
El alza de los precios de la energía eléctrica y la ola de apagones del verano pasado en
california vuelve a llamar la atención sobre el papel esencial de la energía nuclear en el
suministro eléctrico de los Estados Unidos. En la actualidad, 103 plantas nucleares
abastecen la quinta parte del consumo del país. Y pese a la reticencia publica tras los
amargos episodios de Chernóbil y Three Mile Island, el sector ha tenido en cuenta la lección
y conseguido una elevada seguridad en los últimos diez años. La fiabilidad y la eficacia de
las plantas nucleares han alcanzado niveles hasta ahora desconocidos. El debate actual
sobre el si debe reducirse la emisión de gases de invernadero ante la amenaza del
calentamiento global ha hecho que se vaya mirando de otra forma a los reactores nucleares;
ahora son cada vez mas quienes reconocen que las centrales atómicas producen electricidad
sin emitir a la atmósfera dióxido de carbono ni otros contaminantes, como los óxidos de
nitrógeno o los compuestos de azufre que crean el smog. Se prevé que la demanda mundial
de energía crezca en un 50% hacia el 2030 hasta multiplicarse en torno al año 2050.
Antes de que se reanude la construcción a gran escala de centrales nucleares deben
abordarse cuestiones peliagudas relativas ha la viabilidad económica inmediata, el
funcionamiento mas seguro, la eficacia de la gestión de residuos y la utilización de recursos;
además, hay que ver como se impide la proliferación del armamento. En todos estos
aspectos influye el diseño del sistema de reactores nucleares que se elija.
Los proyectistas de sistemas nucleares adoptan enfoques novedosos en busca del éxito.
Ahora, ante todo, tiene muy presente el ciclo entero del combustible nuclear, desde la
extracción del mineral hasta el tratamiento de los residuos, sin olvidar la infraestructura que
cada paso necesita. En segundo termino, evalúan en que medida cada sistema satisfaría las
necesidades actuales sin poner en peligro la prosperidad de las generaciones futuras, es
decir la viabilidad a largo plazo de esos sistemas. Procedimiento de esta forma de arrogar luz
sobre la interrelación entre el suministro de energía y las necesidades del medio ambiente y
la sociedad. La importancia dada a la viabilidad a largo plazo quizá tenga como
consecuencia que la energía nuclear no solo se aprovecha en el futuro para generar energía
eléctrica; el combustible de hidrógeno para la automoción podría ser otro de sus productos.
Por otra parte, esa insistencia en la viabilidad a largo plazo promueve la investigación de
diseños alternativos de reactores y de procesos de reciclado del combustible nuclear que
reduzca notablemente los residuos y extraigan además una mayor proporción de la energía
contenida en el uranio.
Estamos convencidos de que la producción de energía nuclear a gran escala presenta
claras ventajas sobre otras fuentes de energía, si bien habrá de superar obstáculos de
consideración para adaptarse de la mejor manera posible a los nuevos tiempos.
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5.1 LOS SISTEMAS NUCLEARES DEL PORVENIR
Ante la dificultad de lograr los sistemas de energía nuclear viables a largo plazo, con un
nivel de seguridad suficientemente elevado y una base económica competitiva, el
departamento de Energía de EE. UU. Inicio en 1999 el programa de la Generación IV. El
nombre alude a la clasificación de los diseños nucleares en cuatro grandes categorías: los
primeros prototipos de reactores (Generación I), las grandes centrales nucleares actuales
(Generación II), los reactores avanzados de agua ordinaria y otros sistemas inherentes
seguros diseños en los últimos decenios (Generación III) y los sistemas que se diseñaran y
construirán de aquí a veinte años (Generación IV). Para el año 2000, el interés internacional
por el proyecto de la Generación IV había cristalizado en una coalición de nueve países:
Argentina, Brasil, Canadá, Corea del Sur, EE. UU., Francia, Japón, Reino Unido y Sudáfrica.
Estas naciones planifican y comparten las tareas de investigación y desarrollo de los futuros
sistemas de energía nuclear.
Aunque el programa de la Generación IV explota una gran variedad de sistemas nuevos,
bastaran unos pocos ejemplos para que queden claras las líneas generales que se siguen en
pos de los objetivos propuestos. Los sistemas de la nueva generación se basan en tres
grandes clases de reactores: los refrigerados por gas, los refrigerados por agua y los de
especto rápido.
5.2 REACTORES REFRIGERADOS POR GAS
Se han construido y hecho funcionar con éxito reactores nucleares que utilizan como
refrigerador el núcleo de un gas (habitualmente helio o dióxido de carbono), pero hasta ahora
su utilización ha sido escasa. Una posibilidad especialmente atractiva, el reactor modular de
lecho granulado, presenta en su diseño numerosas características que se aproximan
bastante a los objetivos de la generación IV. Equipos de ingeniería de China, Sudáfrica y EE.
UU. Trabajan en el desarrollo de este sistema, y Sudáfrica proyecta construir un prototipo a
escala real que empezaría a funcionar en 2006.
El diseño del reactor de lecho granulado se basa en un elemento de combustible
fundamental, el granulo. Es una esfera de grafito del tamaño de una bola de billar que
encierra unas 15, 000 partículas de oxido de uranio del grosor de las semillas de amapola.
Cada una de las partículas uniformemente esparcidas esta recubierta por varias capas, de
materiales muy densos. Unas de las capas, de cerámica dura de carburo de silicio, es el
recipiente que retiene los productos de la fisión nuclear durante el funcionamiento del reactor
o en caso de variaciones accidentales de temperatura. Unos 330, 000 gránulos combustibles
esféricos se alojan en un recinto metálico rodeado por un blindaje de bloques de grafito.
Además, se introducen en el núcleo hasta 100, 000 gránulos de grafito sin carga de
combustible; al interponerse entre los gránulos de combustible calientes configuran allí la
distribución de potencia y temperatura.
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Se utilizan en todo el núcleo materiales refractarios resistentes al calor, a fin de que el
sistema de lecho granulado pueda funcionar a temperaturas muy superiores a los 300 grados
que de ordinario se alcanzan en los reactores refrigerados por agua ordinaria (Generación II).
El fluido impulsor de la turbina, el helio, sale del núcleo a 900 grados y se inyecta
directamente en un sistema de turbina/generador movido por gas que produce electricidad
con un rendimiento comparativo alto, el 40%, un cuarto mas que en los reactores de agua
ordinaria actuales.
El tamaño mas reducido y la sencillez general del diseño abundan en la viabilidad
económica en mediata de los reactores de lecho granulado. Cada modulo de potencia, que
produce 120 megawatt, se instala en la décima parte del espacio que ocupa hoy una central
de energía nuclear, lo que permite el desarrollo de proyectos mas flexibles y de proporciones
mas modestas que quizá ofrezcan mejores resultados económicos. Por ejemplo, es posible
prefabricar los módulos del sistema para su posterior envió al lugar donde se los instalara.
El grado de simplicidad del sistema de lecho granulado en comparación con los diseños
actuales es espectacular: estas unidades no contienen más de unas dos docenas de
subsistemas de planta principal, por unos 200 en los reactores de agua ordinaria. Sus
centrales funcionan con un intervalo de temperaturas que posibilita la producción de
hidrógeno a partir del agua y de otros minerales con un bajo nivel de emisiones. Ese
hidrógeno podría emplearse en pilas de combustible y motores de combustión limpia,
dispositivos con los que podría conseguirse una economía energética viable a largo plazo
basada en el hidrógeno.
Estos reactores de la próxima generación incorporan importantes medidas de seguridad.
El refrigerante de helio, es un gas noble, y por lo tanto no reacciona con otros materiales, ni
siquiera a elevadas temperaturas. Además, al ser de materiales refractarios los elementos de
combustibles y el núcleo del reactor, no pueden fundirse. A las temperaturas extremas que
se producen en los accidentes (mas de 1600 grados Celsius) solo se degradan, lo que
permite un considerable margen de seguridad en el funcionamiento.
Que el combustible se reponga en el núcleo continuamente, sin interrumpir el
funcionamiento ordinario del reactor –una vez por minuto, aproximadamente, se extrae un
granulo del fondo del núcleo y se introduce uno nuevo por la parte superior- aporta otras
ventajas en materia de seguridad. De esa manera todos los gránulos van bajando por el
núcleo y se renuevan totalmente al cabo de unos seis meses. El sistema contiene la cantidad
de combustible optima para su funcionamiento, con escasa reactividad fisible suplementaria;
se suprime así toda una clase de accidentes que el exceso de reactividad puede causar en
los actuales reactores refrigerados por agua. Además, el desplazamiento constante de los
gránulos a través de regiones de alta y baja producción de potencia hace que soporte unas
condiciones medias de funcionamiento menos extremas que en las configuraciones de
combustibles fijas; el margen de seguridad del sistema crece por eso. Una vez utilizados, los
gránulos deben almacenarse en depósitos de larga duración, igual que se hace hoy con las
barras de combustible ya gastadas.
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5.3 REACTORES REFRIGERADOS POR AGUA
Hasta los reactores mas comunes, los refrigerados por agua, ofrecen un nuevo aspecto
de cara al futuro. Con la intención de evitar que haya accidentes por perdida de refrigerante,
como ocurrió en Three Mile Island, y de simplificar la planta en su totalidad se ha ideado una
nueva serie de sistemas de Generación IV en los que se toman los componentes primarios
se alojan en una sola vasija. Un diseño estadounidense de este género es la denominada
“concepción innovadora y segura de un reactor internacional”, o IRIS.
Como el sistema de refrigeración de IRIS va encerrado en una vasija que resiste altas
presiones sin sufrir daños, su sistema primario no sufrirá una perdida notable de refrigerante
auque fallase una de las grandes tuberías. Dado que la vasija resiste a la presión no permite
la fuga de fluidos, cualquier accidente posible se limitara a una perdida de presión mucho
mas moderada que en los diseños anteriores.
Para lograr una configuración tan compacta se ha introducido en los reactores varias
simplificaciones importantes. Se han apilado los subsistemas en el interior de la vasija para
permitir la transferencia pasiva del calor por circulación natural durante los accidentes.
Además los accionadores de las barras de control también van dentro de la vasija, lo que
elimina el riesgo de que salga lanzandos del núcleo. Estos reactores pueden construirse
como módulos de pequeña potencia, de instalación mas flexible y económica.
Los diseñadores exploran a si mismo la posibilidad de hacer que las plantas funcionen a
temperatura y presión elevadas, en concreto a mas de 374 grados y 221 atmósferas, es
decir, por encima del denominado punto critico del agua, donde se borra la distinción entre
liquido y vapor. Mas allá de ese punto el agua se comporta como fluido continuo de
excepcional calor especifico (capacidad de almacenamiento térmico) y unas propiedades
superiores en lo que se refiere a la transferencia de calor (conductividad térmica). Tampoco
hierve al calentarse, ni se convierte violentamente en vapor si se despresuriza rápidamente.
La ventaja primordial de funcionar por encima del punto critico es que el rendimiento térmico
del sistema puede elevarse hasta el 45%; se aproxima así al régimen de alta temperatura en
el que seria variable la producción de combustible de hidrógeno.
Por mucho que a primera vista se asemejen a los reactores basados en agua supercrítica
a la Generación II, las diferencias abundan. Por ejemplo, los núcleos de los primeros son
considerablemente mas pequeños, con los que se economiza en la vasija resistente a la
presión y los dispositivos circulantes. Además, el equipo de ciclo de vapor asociado se
simplifica sustancialmente porque trabaja con un fluido de una sola fase. A esto se añade el
menor tamaño del núcleo y la baja densidad del refrigerante reduce el volumen de agua que
ha de mantenerse dentro del recipiente de contención en caso de accidente. Dado que el
refrigerante de baja densidad no modera la energía de los neutrones, con el cabe pensar en
diseños de reactores de espectro rápido, que tienen la ventaja de su viabilidad a largo plazo
intrínseca. El principal inconveniente de los sistemas de agua supercrítica es que el
refrigerante se hace cada vez mas corrosivo; por lo tanto, habría que desarrollar nuevos
materiales y métodos para controlar la corrosión y la erosión. En Canadá, Corea del Sur, EE.
UU., Francia y Japón prosigue la investigación de estos sistemas de agua supercrítica.
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5.4 REACTORES DE ESPECTRO RÁPIDO
Un tipo de diseño para un plazo mas largo es el reactor de espectro rápido (o de
neutrones de alta energía), otro sistema de la Generación IV. Equipos de Corea del Sur,
Francia, Japón Rusia y otras naciones trabajan en el diseño de un ejemplo de este tipo de
reactor.
La mayoría de los reactores nucleares presentan un espectro de emisión de neutrones
térmico, es decir de energía mas bien baja.
En un reactor térmico los neutrones rápidos (de alta energía) generados en la reacción de
fisión se desaceleran hasta un nivel “térmico” de energía al colisionar con el hidrógeno en el
agua o con otros nucleídos ligeros. Aunque estos reactores den buen resultado en la
generación de electricidad, no rinden mucho como productores de combustible nuclear (es
decir, como reactores nodriza), ni en el reciclado de este.
Casi todos los reactores de espectro rápido construidos hasta la fecha emplean sodio
liquido como refrigerante. las versiones futuras de este tipo de reactores podrían utilizar
sodio, plomo, una aleación de plomo y bismuto o gases inertes como el helio o el dióxido de
carbono. La mayor energía de los neutrones de un reactor rápido pueden servir para producir
nuevo combustible o para destruir el plutonio procedente de las armas desmanteladas y los
residuos de larga actividad de los reactores térmicos. Gracias ha ese reciclado de
combustible, los reactores rápidos obtienen del uranio mucho mas energía, y el volumen de
residuos que a la larga ha de evacuarse se reduce. Estos reactores nodriza son una de las
claves para elevar la viabilidad a largo plazo de los futuros sistemas de energía nuclear,
sobre todo si se quiere usar mucho mas esta en el futuro.
Además de se compatible con un espectro de neutrones rápidos, los refrigerantes
metálicos poseen varias cualidades atractivas. Primero gracias a las excepcionales
propiedades de transferencia de calor que confieren a los reactores pueden estos resistir
accidentes como os de Three Mile Island y Chernobyl. Segundo, algunos metales líquidos
(auque no todo) causan en los componentes mucho menos corrosión que el agua, lo que
prolonga la vida activa de la vasija del reactor y de otros subsistemas críticos. Por ultimo,
estos sistemas de alta temperatura pueden funcionar a una presión cercana a la atmosférica;
que simplifica así el notable diseño y se reduce el riesgo industrial en la planta.
En el mundo entero funcionan mas de una docena de reactores refrigerados por sodio.
Esta experiencia ha descubierto dos principales dificultades de arrostrar. En primer lugar, el
sodio reacciona con el agua despreciando mucho calor, posible causa de accidentes. Por tal
motivo se ha incluido en el diseño secundario que aísla el refrigerante primario, el que se
aplica al núcleo del reactor, del agua del sistema del generador de energía eléctrica. Algunos
diseños nuevos se centran en novedosas técnica de intercambio de calor que protegen de
las fugas.
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El segundo obstáculo a superar atañe a la economía. Los reactores refrigerados por sodio
requieren dos etapas de transferencia de calor entre el núcleo y la turbina, lo que eleva los
costes de capital y hace disminuir los rendimientos térmicos con respecto a los conseguidos
por las refrigeraciones por gas y por agua mas avanzadas (cerca de 38% en un moderno
reactor refrigerado por sólido y un 45% en un reactor de agua supercrítico). Además, los
metales líquidos son opacos, lo que dificultan la inspección y el mantenimiento de los
componentes.
Los diseños de reactores de espectro rápido de la próxima generación intentan
aprovechar las ventajas de las configuraciones anteriores, al tiempo que atenúan sus
inconvenientes. La técnica ha avanzado hasta un punto en el que es posible imaginar
reactores de espectro rápido en los que habrá, creen los ingenieros, muy pocas posibilidades
de que se funda el núcleo. Además, los refrigerantes no reactivos, como los gases inertes, el
plomo o las aleaciones de plomo o de plomo y bismuto, pueden hacer innecesaria la
refrigeración secundaria, favoreciendo así la viabilidad económica inmediata de estos
sistemas.
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5.5 DATOS TÉCNICOS DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE
REACTOR:
* Numero de unidades
* Tipo
2 x 682.44 MWe netos
BWR-5(Boiling Water Reactor)
(Reactor de Agua Hirviente)
* Barras cruciformes de control
109 fabricadas de acero inoxidable
Con varillas llenas de carburo de boro
O carburo de boro y hafnio.
* Presión nominal
* Potencia térmica
* Flujo de vapor
* Calidad de vapor
* Bombas de recirculación
* Flujo de nominal total de recirculación
Al 100% de potencia
70.69 Kg/cm2
2 027 Mwt
3961.3 ton/h
99.7%
2
* Potencia nominal de cada bomba
* Flujo de agua de alimentación
* Bombas jet internas recirculación
* Vasija
4500 hp
3950 ton/h
20
Acero al carbón revestido
Internamente de acero austenítico
* Altura de vasija
* Diámetro
* Espesor
* Peso
* Tapa
20.80 m
5.30 m
De 13 a 18 cm
544.8 Ton
63.5 Ton
TURBINA DE ALTA PRESIÓN
* Tipo
* Velocidad
* Temperatura del vapor a la entrada
* Presión del vapor a la entrada
* Presión del vapor a la salida
* Número de extracciones
Flujo cuádruple impulso-reacción
800 rpm
283 ͦ C
68.2 Kg/cm2 abs
13.7 Kg/cm2 abs
2
TURBINA DE BAJA PRESIÓN
* Tipo
* Velocidad
* Temperatura del vapor a la entrada
* Presión del vapor a la entrada
Flujo cuádruple impulso-reacción
1800 rpm
283 ͦ C
68.2 Kg/cm2 abs
9235 ton/h
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* Presión del vapor a la salida
* Número de extracciones
13.7 Kg/cm2 abs
2
GENERADOR
* Tipo
* Potencia efectiva
* Frecuencia
* Voltaje
* Velocidad
* Corriente
* Factor de potencia
* Número de polos
Cerrado, refrigerado con hidrógeno
682.44 Mwe
60 Hz
22 Kv
1800 rpm
19683 A
0.9
4
EXCITADOR
* Tipo
* Capacidad
* Voltaje
* Corriente
Directamente acoplado sin escobillas
3 000 Kw
525 V
5 715 A
CONDENSADOR
* Tipo
De dos cuerpos con 2 cajas a la entrada
Y dos a la salida
* Capacidad
1.072 x 10^9 Kcal/h
* Número de tubos
40 784
* Superficie efectiva total
47 117 m2
* Caudal de agua de mar para enfriamiento 27.8 m3/s
BOMBAS DE ALIMENTACIÓN DEL REACTOR
* Tipo
Flujo cuádruple impulso-reacción
* Velocidad
1 800 rpm
* Temperatura del vapor a la entrada
283 ͦ C
* Presión del vapor a la entrada
68.2 Kg/cm2 abs
* Presión del vapor a la salida
13.7 Kg/cm2 abs
* Número de extracciones
2
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FECHAS IMPORTANTES DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE
* Inicio de construcción
* Autorización para carga de combustible
* Primera criticidad
* Primer rodado de turbina principal
* Primera sincronización a la red
* Inicio de operación comercial
Octubre 1976
Octubre 1988
Octubre 1988
Marzo 1989
Abril 1989
Julio 1990
LA CENTAL LAGUNA VERDE POSTERIORMENTE OBTIENE:
* Certificación del sistema de gestión de calidad ISO 9001: 1994
* Premio a la calidad de CFE
* Medalla estatal de garantía de calidad
* Certificación gestión ambiental ISO 14001
* Certificación de industria limpia
* Excelencia ambiental
* Premio nacional de calidad
* Empresa socialmente responsable (ESR)
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Sep/1997
Oct/1997
Abr/1998
Ene/1999
Jul/2006
Nov/2007
May/2008
Mar/2008
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CONCLUSIONES
El propósito de esta monografía es tratar de enfocar los conceptos básicos necesarios
para el conocimiento de las subestaciones eléctricas, con el objeto de auxiliar a los alumnos
en el aprendizaje de las mismas.
El gran desarrollo industrial de las últimas décadas ha originado un crecimiento paralelo
en los sistemas de energía eléctrica, por lo tanto urge preparar nuevos profesionistas y
actualizar a los ya existentes.
La evolución de la humanidad ha estado ligada a la utilización de la energía en sus
distintas formas, sin lugar a dudas, el descubrimiento del fuego, su producción y control
marcan el primer acontecimiento importante en la historia de la sociedad, que al correr de los
siglos, cada ves que el hombre ha encontrado una nueva fuente de energía o creado un
procedimiento distinto para aprovecharla, ha experimentado grandes avances
Otras fuentes de energía térmica naturales, la más importante de este tipo de energía es
el sol. Si todos los combustibles disponibles se quemaran para proporcionar a la tierra calor
que diariamente recibe de este astro, en unos cuantos días se agotarían todas nuestras
reservas
En si la energía es muy importante para todo el mundo, ya que todo proviene de nuestra
naturaleza, entonces hagamos conciencia y todos cuidemos de ella.
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BIBLIOGRAFIA
Estaciones transformadoras y de distribución.
Zoppeti
Edición G. Gili
Transformadores y motores trifásicos de inducción
Gilberto Enrique Harper
Editorial Limusa
Diseño de subestaciones eléctricas
José Raúll Martin
Mc Graw Hill
Diseño de subestaciones electricas
Gilberto Enrique Harper
Editorial Limusa
Del fuego a la energía nuclear
Comision federal de electricidad
Central laguna verde
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