UNIVERSIDAD VERACRUZANA

UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA MECANICA Y ELECTRICA
“
PERSPECTIVAS DE LA GENERACIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA POR
MEDIO DE LA ENERGÍA NUCLEAR “
TESINA
QUE PARA OBTENER EL TITULO DE INGENIERO
MECANICO ELECTRICISTA
PRESENTAN:
GARCIA HERNÁNDEZ ALFREDO A.
GARCIA TAPIA ARTURO
ASESOR: ING. JUSTINO BAUTISTA ESPINOZA
1
CONTENIDO
CAPITULO I
INTRODUCCIÓN
JUSTIFICACIÓN
NATURALEZA, SENTIDO Y ALCANCE DEL TRABAJO
ENUNCIACIÓN DEL TEMA.
EXPLICACIÓN DE LA ESTRUCTURA DEL TRABAJO
CAPITULO II
PLANTEAMIENTO DEL TEMA DE LA INVESTIGACIÓN
MARCO CONTEXTUAL
MARCO TEORICO
I GENERACIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA EN MÉXICO
1.1 PLANTAS TERMOELÉCTRICAS
1.2 PLANTAS HIDROELECTRICAS
1.3 PLANTAS NUCLEOELECTRICAS
1.4 PLANTAS GEOTERMICAS
1.5 PLANTAS EOLICAS
II PRINCIPIOS DE OPERACIÓN DE UNA PLANTA NUCLEOELECTRICA
2.1 ETAPA INICIAL DEL CICLO DE COMBUSTIBLE
2.2 ETAPA FINAL DEL CICLO DE COMBUSTIBLE
2.3 TIPOS DE REACTORES
III PLANTA LAGUNA VERDE
3.1 CONFIGURACION DE LA PLANTA LAGUNA VERDE
3.2 CICLO TERMODINÁMICO
3.3 REACTOR NUCLEAR
3.4 NUCLEO DEL REACTOR BWR
3.5
SISTEMAS DE CONTENCIÓN DE LOS PRODUCTOS DE FISIÓN
2
IV MANEJO DE DESECHOS RADIACTIVOS
4.1 TIPOS DE DESECHOS
4.2 REPROCESAMIENTO
4.3 VITRIFICACION
4.4 ELIMINACION FINAL
V SITUACIÓN DE LA GENERACIÓN EN PLANTAS NÚCLEOELÉCTRICAS
5.1 LAS PLANTAS NÚCLEOELÉCTRICAS EN EL MUNDO
5.2 QUIENES USAN LOS REACTORES NUCLEARES
ANÁLISIS CRITICOS DE LOS DIFERENTES ENFOQUES
CAPITULO III
CONCLUSIONES
BIBLIOGRAFIA
3
CAPITULO I
4
INTRODUCCIÓN
Los diversos procedimientos utilizados para generar electricidad juegan un
papel importante en la satisfacción de la demanda de la energía eléctrica debido al
incremento de la población mundial, ya que esta previsto un crecimiento de la
población mundial aproximadamente cercano a los diez billones de personas
para el año 2050.
Las tecnologías que se utilizan actualmente para generar
electricidad( termoeléctricas ,hidroeléctricas , plantas geotérmicas , mareomotrices
y plantas eólicas ) son apropiadas para las necesidades actuales de energía ,
pero ¿ y para el futuro?, la energía nuclear podría representar parte de la solución
de lo contrario el mundo tendría que confiar casi enteramente en combustibles
fósiles como el petróleo y sus derivados, o el carbón. Esto provocaría un impacto
ambiental importante particularmente con el efecto invernadero, producido por los
millones de toneladas de gases expulsados directamente a la atmósfera al usar
este tipo de combustible .
Una planta eléctrica de 1000 MW consume en promedio cada año
aproximadamente 2.3 millones de toneladas de carbón negro ó 25 toneladas de
uranio enriquecido al 3-4 % , esta cantidad de uranio enriquecido requiere de la
extracción de 45 a 90,000 toneladas del
mineral , además , las plantas
núcleoeléctricas no emiten sustancias toxicas ni partículas que degraden el medio
ambiente . En esta tesina se presentan los beneficios de utilizar la energía nuclear
como fuente de abastecimiento para la carga básica de electricidad con todo el
proceso del ciclo de combustible nuclear y diferentes tipos de reactores, así como
también las ventajas sobre los diversos energéticos para la producción de energía
eléctrica.
5
JUSTIFICACIÓN.
La energía eléctrica es esencial para la satisfacción de las necesidades
humanas básicas, al ampliar las expectativas de vida y aportar un aumento en los
estándares de vida. Debido a un gran incremento de la población a nivel mundial
estas necesidades humanas básicas necesariamente tendrán que multiplicarse
provocando un dramático impacto en la demanda de la energía, elevándose casi
al triple la necesidad de energía eléctrica en el año 2050. Por esto es imperativo
buscar
fuentes alternativas de generación de energía a las actuales (carbón,
petróleo, viento, agua, rayos solares, calor terrestre, etc.) ya que la mayoría de
estos recursos en especial el petróleo y el carbón son productos no renovables ,
mientras que la energía proporcionada por el sol, plantas geotérmicas ,
mareomotrices no son constantes , actualmente no son una alternativa que llenen
todas estas necesidades de energía en lo futuro.
Debido a las características particulares de las plantas núcleoeléctricas
comparativamente hablando con una planta eléctrica convencional de 1000 MW
se necesitarían en el caso de una planta eléctrica que usara como combustible
carbón aproximadamente en un año 2.3 millones de toneladas de carbón negro
mientras que en una planta nuclear al año solo se necesitarían 25 toneladas de
uranio enriquecido (UO2) al 3.4% y debido a que las 2.3 toneladas de carbón
producirían 7 millones de toneladas de desechos al año (en forma de gases tales
como bióxido de carbono y sulfuro) y que una vez en la atmósfera son imposibles
de controlar en contraste las 25 toneladas de uranio agotado un 97% de este
puede ser reprocesado es decir que al año reproducirían solo el restante 3% de
desechos es decir aproximadamente 700 Kg. que es un desecho radioactivo de
mediano y bajo nivel
que necesita ser aislado del medio ambiente por largo
tiempo , con las medidas de seguridad e higiene apropiadas hacen esta labor
fácilmente controlable aislando estos 700kg
en depósitos
subterráneos
especiales lo cual es mas factible en comparación con las 7 millones de toneladas
de desechos en forma de gases que produce una planta convencional y cuyos
gases la mayoría de las veces se van a la atmósfera sin control. En resumen es
6
posible afirmar que la energía nuclear vista desde el punto de vista económica,
rendimiento calorífico y ecológico (con las medidas de seguridad e higiene
apropiadas) es muy superior a cualquier otra forma de energía producida por
medio de un combustible convencional.
7
NATURALEZA, SENTIDO Y ALCANCE DEL TRABAJO
El crecimiento desmedido de la población en los últimos años, ha
representado un gran reto para los Gobiernos, porque significa una enorme
demanda de energía eléctrica para satisfacer los requerimientos
de las
sociedades en el mundo, es por esto que es necesario hacer un análisis
referente a la energía eléctrica generada por medio de la tecnología nuclear.
La finalidad principal de la presente investigación es
presentar
las
características fundamentales de la generación de energía eléctrica por medio de
la energía nuclear ofreciendo un panorama de
los requisitos
los cuales una
central nuclear debe cumplir para satisfacer las necesidades de los posibles
futuros usuarios y al mismo tiempo garantizar la calidad y funcionalidad de la
misma central y así poder ofrecer a los usuarios de la misma la certeza de contar
con instalaciones seguras.
La presente investigación esta concebida como una practica guía diseñada
para estudiantes de nivel superior que necesitan manejar de una manera clara y
efectiva los conceptos técnicos referentes a la energía nuclear, métodos
convencionales para generar electricidad, fundamentos básicos de la energía
nuclear, tipos de reactores nucleares, control de desechos radiactivos y las
perspectivas que la energía nuclear enfrenta actualmente.
8
ENUNCIACIÓN DEL TEMA
En los últimos años los Gobiernos de todo el mundo, han apoyado
vigorosamente el desarrollo de la energía nuclear, poniendo de manifiesto que la
energiza nuclear no es una cuestión de gusto sino de necesidad. La mayor
divergencia entre los diferentes puntos de opinión han marcado la controversia en
recientes años respecto a la energía proveniente de la fisión de átomos.
El debate ha sido frecuentemente superficial, otras veces confuso, historias
escalofriantes sobre los peligros de la radiación empañan las bondades de la
energía nuclear. No hace muchos años las perspectivas de la energía nuclear
eran muchas. La electricidad nuclear fue proclamada como la forma de energía
mas barata, mas limpia y mas conveniente, parecía llenar ciertamente mucho del
vació creado por las predicciones de escasez de petróleo y gas.
Hace algunos años los pedidos de plantas nucleares inundaron a los
proveedores y fabricantes de estos equipos, después del embargo de 1973-74 por
los países árabes seguido de presiones a nivel internacional para disminuir el uso
de la electricidad y al mismo tiempo con precios de combustibles incrementándose
cada vez mas la demanda de electricidad disminuyo.
Abruptamente las ordenes de reactores nuevos después de los primeros
años de crecimiento boyante cayeron dramáticamente en la década de los 80s,
cientos de ordenes previas fueron canceladas o pospuestos a nivel mundial.
Con estos antecedentes sobre sale un hecho significativo: Las plantas
nucleares están
produciendo una octava parte de la energía eléctrica en el
mundo, entonces, cual es el futuro de la energía nuclear? es este futuro la
recuperación o la desaparición por los problemas actuales o cumplirá parte de la
promesa de abundancia de energía de hace algunos años?.
9
EXPLICACIÓN DE LA ESTRUCTURA DEL TRABAJO
Para que las necesidades de la energía eléctrica en los países que tengan
centrales nucleares, se debe prever un diseño óptimo de las instalaciones en el
que se tome en cuenta principalmente el tipo de tecnología requerido junto con los
requisitos geográficos que su uso implicaría , así como la densidad de carga .
La estructura del trabajo esta conformada de la siguiente manera:
El
capitulo I muestra las generalidades de la investigación, es decir,
justificación, naturaleza, sentido y alcance de trabajo, enunciación del tema y
explicación de la estructura del trabajo.
El capitulo II muestra el planteamiento del tema de investigación, que es una
descripción mínima de lo que se va a investigar, el marco contextual en donde se
describe los antecedentes de la energía nuclear y sus usos y el marco teórico
conformado por los subtemas de la siguiente manera:
Generación de energía eléctrica en México
Principios de operación de una planta núcleo eléctrica
Planta Laguna Verde
Manejo de desechos radioactivos
Situación de la generación en plantas núcleo
eléctricas
El capitulo III comprende las Conclusiones, Bibliografía, los Anexos y el
Apéndice.
10
CAPITULO II
11
PLANTEAMIENTO DEL TEMA DE LA INVESTIGACIÓN
El uso de la energía nuclear es un factor importante que permite medir en
cierta forma el grado de desarrollo de los países, es decir, que por lo general los
países que recurren a la energía nuclear lo hacen debido a las crecientes
demandas de energía eléctrica por tener un sector industrial muy desarrollados .
La indagación de este tema está enfocada a realizar una investigación que
permita conocer la
naturaleza, viabilidad y seguridad
que posee la energía
nuclear, mismas que puedan satisfacer las carencias y necesidades de cualquier
sociedad en lo que se refiere a una central nuclear, que es hoy por hoy uno de los
medios de generación de energía de gran importancia y utilidad en todos los
ámbitos de la vida moderna.
Este tema plantea las perspectivas de la generación de energía eléctrica
por medio de plantas nucleares tomando en cuenta los diversos procedimientos
para generarla, las condiciones principales para generarla satisfactoriamente, así
como los factores que afectan a la operación de una planta nucleoelectrica.
12
MARCO CONTEXTUAL
|Alrededor del 17% de la electricidad mundial es generada de los reactores
nucleares de uranio, 33 países, incluyendo Estados Unidos, Reino Unido, Rusia,
Japón y Francia, operan o están construyendo reactores nucleares.
A fines de 1995, 438 reactores con una capacidad total de rendimiento de
aproximadamente
345,000 MW.,operaban en 31 países, unos 33 reactores
adicionales estaban bajo construcción y otros 76 estaban en planes de
construcción, la capacidad combinada de estos 547 reactores es de 434,600 MW
aproximadamente.
Algunos de los países que consiguen en promedio el 30% o mas de su
electricidad a partir de reactores nucleares son: Bélgica, Bulgaria, Finlandia,
Francia, Hungría, Japón, Corea del Sur, Lituania ,Eslovaquia, Eslovenia, España,
Suecia, Suiza, Taiwán y Ucrania,.
Los Estados Unidos tienen 109 reactores operando con una capacidad de 3
veces mas de la total de Australia y abasteciendo 22% de se electricidad total, el
Reino Unido tiene alrededor del 25% de su electricidad del Uranio.
13
MARCO TEORICO
I GENERACIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA EN MÉXICO
La generación de energía eléctrica en México para satisfacer las
necesidades internas dependen de muy diversas tecnologías dentro de las cuales
sobresalen las siguientes:
Plantas termoeléctricas.
Plantas hidroeléctricas.
Plantas núcleoeléctricas.
Plantas geotérmicas
Plantas eólicas.
1.- Plantas Termoeléctricas: La generación de energía eléctrica en plantas
termoeléctricas se divide en tres grandes grupos a saber:
a) Turbinas a Vapor.
b) Turbinas a Gas.
c) Ciclos Combinados.
Todas las plantas térmicas dependen invariablemente para su puesta en
marcha y funcionamiento del empleo de energías no renovables como lo son los
combustibles fósiles. Producen un gran impacto negativo sobre todo en la
atmósfera.
2.- Plantas Hidroeléctricas :
Estas plantas utilizan como fuente de energía primaria un recurso renovable
como lo es la fuerza de las aguas, pero tienen un gran impacto inicial sobre la
flora, la fauna terrestre , el clima etc. normalmente están diseñadas con un fin
multipropósito.
3.- Plantas no convencionales:
Enumeramos en este punto a las fuentes energéticas que se utilizan
actualmente
en
forma
comercial,
aunque
lamentablemente
todavía
su
participación porcentual en la ecuación energética mundial no es muy significativa.
14
3.a)- Planta Termonuclear:
El recurso primario de estas plantas es no renovable y presentan el
problema de la manipulación de los residuos por un lado y la explotación minera
por el otro.
3.b) Energía Solar.
3.c) Energía Eólica.
3.d) Energía Geotérmica.
3.e) Energía Mareomotriz.
3.f) Energía utilizando la Biomasa.
Las fuentes de energías primarias que activan estas plantas son todas
renovables, el sol, el aire, el movimiento de las mareas etc. No obstante, aunque
en muy baja proporción en relación a las energías convencionales, cada una de
ellas también generan un cierto grado de contaminación ambiental.
15
1.1 PLANTAS TERMOELÉCTRICAS.
PLANTAS TERMOELÉCTRICAS CONVENCIONALES
Este tipo de plantas utilizan como fuente energética primaria combustóleo o
gas natural. Lo conveniente es que se utilice combustóleo en aquellas unidades
alejadas de los centros urbanos y gas en las plantas cercanas a ciudades.
En la figura 1 se representa esquemáticamente el proceso de este tipo de
plantas, donde se puede distinguir que la caldera o generador de vapor transforma
el poder calórico del combustible en energía térmica, la cual es aprovechada para
llevar el agua a la fase de vapor, ya sobrecalentado, se conduce a la turbina,
donde su energía cinética se convierte en mecánica, que se transmite al
generador para producir energía eléctrica.
Estas plantas requieren de cantidades importantes de agua. El sistema de
enfriamiento con torres húmedas mecánicas consume agua debido, entre otras
causas, a la evaporación provocada por las condiciones climatológicas y las
purgas del sistema. El consumo se estima, en forma genérica, en un litro por
segundo por MW de capacidad. En el sistema de torre seca, el consumo de agua
disminuye sensiblemente, pero el costo de inversión aumenta.
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Esquema De Una Central Termoeléctrica Convencional
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FIGURA
FECHA
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PLANTAS TERMOELÉCTRICAS TIPO TURBOGAS
La generación de energía eléctrica en las unidades turbogás se logra
aprovechando directamente, en los alabes de la turbina, la energía cinética que
resulta de la expansión de aire y gases de combustión, comprimidos y a altas
temperaturas. La turbina está acoplada al rotor del generador dando lugar a la
producción de energía eléctrica.
En la figura 2 se muestra esquemáticamente este ciclo; como se observa,
los gases de la combustión, después de trabajar en la turbina, se descargan
directamente a la atmósfera.
Estas unidades emplean como combustible gas natural o diesel, y entre los
modelos avanzados, se puede quemar combustóleo o petróleo crudo. En una
máquina preparada para ello, el cambio de combustible se puede realizar en forma
automática en cualquier momento; este cambio tiene efectos sobre la potencia y la
eficiencia.
Desde el punto de vista de la operación, el breve tiempo de arranque y la
versatilidad para seguir las variaciones de la demanda, hacen a las turbinas de
gas ventajosas para satisfacer cargas de horas pico y proporcionar capacidad de
respaldo al sistema eléctrico.
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Aire
Hacia el calentador de aire
CICLO DE LA TURBINA DE GAS
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PLANTAS DE CICLO COMBINADO
Las plantas de ciclo combinado están integradas por dos tipos diferentes de
unidades generadoras: turbogás
y vapor. Una vez terminado el ciclo de
generación en las unidades turbogás, los gases desechados poseen un importante
contenido energético, el cual se manifiesta en su alta temperatura. En las
centrales de ciclo combinado, esta energía se utiliza para calentar agua llevándola
a la fase de vapor, que se aprovecha para generar energía eléctrica adicional,
siguiendo un proceso semejante al descrito para las plantas térmicas
convencionales
(véase
la
figura
3).
El arreglo general de una planta de ciclo combinado se puede
esquematizar de acuerdo con diversas posibilidades. El número de unidades
turbogás por unidad de vapor varía desde uno a uno hasta cuatro a uno. En
cuanto al criterio de diseño de la fase de vapor existen tres variantes:
a)
Sin quemado adicional de combustible.
b)
Con quemado adicional de combustible para control de la temperatura de
rocío.
c)
Con quemado adicional de combustible para aumentar la temperatura
y presión del vapor.
Una ventaja de este tipo de plantas es la posibilidad de construirlas en dos
etapas. La primera, turbogás, puede se terminada en un plazo breve e
inmediatamente iniciar su operación; posteriormente, se puede terminar la
construcción de la unidad de vapor, y completarse así el ciclo combinado.
Las unidades turbogás que operan en ciclo abierto, al integrarse al ciclo
combinado sufren una reducción de potencia. También es posible operar en ciclo
abierto una unidad integrada en un ciclo combinado si así desea. En estas
unidades el cambio de combustible también afecta a la potencia y la eficiencia.
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combustible
DIAGRAMA ESQUEMATICO DE UN GRUPO DE CICLO COMBINADO
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PLANTAS TERMOELÉCTRICAS DIESEL
La tecnología diesel utiliza el principio de los motores de combustión
interna: aprovecha la expansión de los gases de combustión para obtener la
energía mecánica, que es transformada en energía eléctrica en el generador. El
esquema del ciclo de generación se presenta en la figura 4.
Actualmente este tipo de motores consumen una mezcla de combustóleo y
diesel. De acuerdo con la información de los fabricantes de los equipos hoy en día
y dependiendo de la calidad del combustóleo, las unidades pueden consumir este
combustible puro o mezclado con diesel.
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Planta Termoeléctrica Diesel
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PLANTAS CARBOELÉCTRICAS
Las plantas carboeléctricas prácticamente no difieren en cuanto a su
concepción básica de las termoeléctricas convencionales; el único cambio
importante es el uso del carbón como combustible y que los residuos de la
combustión requieren de un manejo más complejo que en caso de las
termoeléctricas convencionales, que utilizan combustibles líquidos o gaseosos.
En las plantas que utilizan carbón con alto contenido de azufre es necesario
instalar equipos de control de emisiones (desulfuradores). La figura 5 muestra una
planta carboeléctrica que no incluye equipos desulfuradores. Se definen tres
plantas básicas:
Carboeléctrica sin desulfurador y sin quemadores duales utilizando carbón .
Carboeléctrica sin desulfurador y con quemadores duales para carbón y
combustóleo. (el combustible primario es carbón con un contenido de azufre de
menos de 1 por ciento)
Carboeléctrica con desulfurador y quemadores duales para carbón y
combustóleo (el combustible primario es carbón con un contenido de azufre de
menos de 2.6 por ciento).
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ESQUEMA DE UNA CENTRAL CARBOELECTRICA
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1.2 PLANTAS HIDROELECTRICAS.
La energía hidráulica es la energía potencial de las masas de agua de los
ríos y de los lagos. En los cursos naturales de agua, la energía hidráulica se disipa
en remolinos, erosión de las riberas y cauces, choques y arranque de material de
las rocas sueltas y en los ruidos del torrente. Para extraer esta energía y
convertirla en energía mecánica utilizable, es preciso eliminar las pérdidas
naturales creando un cauce artificial donde el agua fluya con pérdidas mínimas y
finalmente, convertir la energía potencial disponible en energía mecánica por
medio de máquinas apropiadas como turbinas o ruedas hidráulicas. Debido a esto,
los aprovechamientos hidroeléctricos se realizan en sitios específicos que reúnen
las características técnicas, económicas, ambientales y sociales para la
construcción y operación de la planta.
El funcionamiento de las grandes plantas hidroeléctricas se basa en el
aprovechamiento de la energía cinética proporcionada por el agua que al caer
sobre los alabes de una turbina da a ésta última un movimiento mecánico de
rotación que se transmite a un generador para generar la electricidad.
A pesar de la gran diversidad de esquemas hidráulicos empleados en los
aprovechamientos hidroeléctricos, cada caso real puede ser una variante o
combinación de dos tipos:

Aprovechamiento por derivación

Aprovechamiento por retención
26
APROVECHAMIENTO POR DERIVACIÓN .- En el aprovechamiento por
derivación, las aguas se desvían en un punto determinado del río y se conducen
por medio de un canal o túnel con una pequeña pendiente para que el agua pueda
circular; al fin del canal se instala una cámara de presión que sirve de arranque a
la tubería forzada y esta conducción lleva el agua siguiendo el flanco del valle
hasta las turbinas hidráulicas situadas en el extremo inferior donde se restituye el
cauce al río.
APROVECHAMIENTO POR RETENCIÓN .- En el aprovechamiento por
retención, el agua se almacena en una presa creando un desnivel o carga
hidráulica desde la superficie del agua hasta la base de la cortina. El agua se
conduce a través de la tubería de presión hasta las turbinas localizadas a pie de
presa.
En la turbina, la energía cinética se transfiere al generador donde se
transforma en energía eléctrica. La figura 6 muestra el esquema de un
aprovechamiento hidroeléctrico.
A lo largo de un río se suelen instalar varias plantas en cascada, con el fin
de aprovechar el salto total disponible; cada una de ellas recibe directamente el
agua turbinada por la planta superior así como eventualmente las aportaciones de
los afluentes intermedios.
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Esquema De Una Central Hidroeléctrica
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Esquema De Una Central Hidroeléctrica
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1.3
PLANTAS NUCLEOELECTRICAS.
Las plantas núcleoeléctricas tienen cierta semejanza con las termo
eléctricas convencionales ya que también usan presión a vapor para mover los
turbogeneradores pero en lugar de emplear combustibles fósiles para producirlo
aprovechan el calor que se obtiene al fisionar átomos de los isótopos U235 y
PU239 en dispositivos denominados reactores.
En una planta nuclear, como en una planta térmica convencional, la energía
calorífica liberada por el combustible se transforma en energía mecánica y
después eléctrica. El calor producido hace que el agua se evaporice y el vapor
formado es enviado a la turbina que hace funcionar un generador para obtener
finalmente la energía eléctrica. Sin embargo, en una planta térmica clásica, el
calor proviene de la combustión con el oxígeno del aire de un combustible fósil
como el carbón, combustóleo, gas, etc., dentro de la caldera, mientras que en una
planta nuclear, el calor proviene de la fisión de los núcleos de uranio dentro de un
reactor nuclear. El calor producido dentro del reactor es recogido por un fluido que
pasa alrededor del combustible y que se llama "refrigerante" o fluido "portador de
calor".
El vapor que alimenta la turbina puede ser producido directamente dentro
del reactor o mediante el uso de un intercambiador, pero en todos los casos ese
vapor, después de entrar a la turbina, pasa por un condensador donde se enfría al
entrar en contacto con los tubos dentro de los cuales pasa el agua de enfriamiento
que se toma del mar, de un río o bien de los acuíferos subterráneos. El circuito
agua-vapor es un circuito cerrado, completamente independiente del circuito de
enfriamiento del mar, río o pozos.
29
Los componentes principales de un reactor nuclear son:
a) Un núcleo compuesto básicamente por el combustible, el moderador y el
refrigerante
b) Un sistema de control y seguridad regular el ritmo de la liberación de
energía.
c) Un contenedor hermético, dentro del cual se encuentra el material nuclear,
que constituye un blindaje biológico para la protección de los trabajadores.
d) Un sistema de extracción de energía o sistema de enfriamiento para
transportar el calor producido.
El núcleo del reactor es la región donde tiene lugar la reacción nuclear
exotérmica y es comparable al hogar de una caldera, ya que allí se produce el
calor. Los principales elementos que constituyen el núcleo son el combustible, el
moderador y el refrigerante. Las variantes que se presentan en estos tres
elementos dan lugar a distintos tipos de reactores.
En las plantas nucleares el combustible utilizado con más frecuencia es el
uranio. Este puede ser utilizado ya se en su forma natural que contiene 0.7% de
uranio 235 y 99.3% de uranio 238, o bien, en una forma creada artificialmente que
es el uranio enriquecido, en la cual se aumenta la proporción del isótopo fisionable
o sea uranio 235. Esta proporción es de aproximadamente 3% en los reactores de
agua ligera, que son los que hoy día están operando en mayor número.
30
1.4 PLANTAS GEOTÉRMICAS.
La energía geotérmica, como su nombre lo indica, es energía calorífica
proveniente del núcleo de la tierra, la cual se desplaza hacia arriba en el magma
que fluye a través de las fisuras existentes en las rocas sólidas y semisólidas del
interior de la tierra, alcanzando niveles cercanos a la superficie, donde, si se
encuentran las condiciones geológicas favorables para su acumulación, se
mantiene y se transmite a los mantos acuíferos del subsuelo. Por medio de pozos
específicamente perforados, estas aguas subterráneas, que poseen una gran
cantidad
de
energía
térmica
almacenada,
se
extraen
a
la
superficie
transformándose en vapor que se utiliza para generación de energía eléctrica.
Este tipo de planta opera con principios análogos a los de una termoeléctrica
convencional, excepto en la producción de vapor, que en este caso se extrae del
subsuelo. Como se muestra en la figura 7. La mezcla
agua-vapor que se
obtiene del pozo se envía a un separador; el vapor ya seco se dirige a la turbina
donde se transforma su energía cinética en mecánica y ésta, a su vez, se
transforma en electricidad en el generador.
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Planta Geotérmica
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1.5
PLANTAS EOLICAS.
Este tipo de plantas convierte la energía del viento en energía eléctrica
mediante una aeroturbina que hace girar un generador (figura 8). La energía
eólica está basada en aprovechar un flujo dinámico de duración cambiante y con
desplazamiento horizontal. La cantidad de energía obtenida es proporcional al
cubo de la velocidad del viento, lo que muestra la importancia de este factor.
El procedimiento no es viable más que para una gama de vientos
comprendidos entre 5 y 20m por segundo. Con velocidades inferiores a 5m por
segundo el aparato no funciona y por encima del límite superior debe pararse para
evitar daños a los equipos.
Las grandes dimensiones de las aspas de la turbina para alcanzar
potencias superiores a 100 Kw., constituyen una limitación para estas máquinas.
Las más extendidas son del orden de 10 Kw., y son utilizadas para suministro
eléctrico a zonas agrícolas aisladas, faros e instalaciones similares.
El Departamento de Energía de Estados Unidos ha ensayado modelos de
aerogeneradores con potencias hasta 2.5 MW y Suecia ensaya la construcción de
unidades de 3 MW con altura de torre superior a los 70 metros.
33
Planta Eólica
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34
II PRINCIPIOS DE UNA PLANTA NUCLEOELECTRICA
ANATOMIA DE LA OPERACIÓN DE UNA PLANTA NUCLEAR.
Una planta nuclear para generar electricidad opera con los mismos
principios simples de las plantas alimentados por combustibles fósiles: El agua
calentada produce vapor; este vapor mueve una turbina que hace girara un
generador eléctrico, el generador eléctrico produce electricidad.
Dentro del núcleo del reactor ensambles de combustible rodeados por un
moderador( agua, grafito, etc) conteniendo toneladas dióxido de uranio, la energía
proveniente de la fisión calienta el agua, la fuente del calor en una planta nuclear
es la energía liberada de la fisión o división de los núcleos o materiales fisionables,
principalmente uranio 235.
Un neutron choca con el núcleo de un átomo de U235, escindiendo el
núcleo en dos. Parte de la energía es liberada en forma de calor y otros neutrones
son liberados. Bombardeando otros núcleos de U235 estos neutrones libres
provocan una reacción en cadena auto sostenida.
La energía proveniente de la reacción en cadena del fisionamiento de
átomos de uranio dentro del núcleo del reactor calienta el agua que rodea el
núcleo, el cual es bombeado bajo presión hacia las tuberías de un generador de
vapor para calentar el agua ya en el generador.
El calor de los tubos en el generador de vapor convierten el agua en vapor,
cuya energía hace girar los alabes de una turbina de alta presión, el vapor de baja
energía continua hacia las turbinas de baja presión, un generador eléctrico
conectado ala turbina convierte la energía proveniente en energía eléctrica parea
transmitirlo a los usuarios a través de líneas de alto voltaje.
El vapor que sale finalmente de las turbinas con poca energía cinética y
depresión pasa a través de las tuberías del condensador y es convertido
nuevamente en agua la cual regresa al generador de vapor reiniciando el ciclo de
nuevo.
35
RADIOACTIVIDAD
Ciertos
abundantes
núcleos,
o
pertenecientes
sobre
todo a
isótopos
no
muy
creados artificialmente, son inestables y para alcanzar su
estabilidad emiten radiaciones.
Estas
radiaciones son de
tres
clases
principales llamadas: alfa, beta y gama. La primera está formada por partículas
pesadas y tiene carga eléctrica positiva; la segunda consiste en partículas
ligeras cargadas negativamente y la tercera es electromagnética con una
naturaleza similar a la de la luz. Todos los seres pueden
cierta dosis
de
radiación
recibir una
sin consecuencias. Sin embargo, si
las dosis
recibidas son muy altas, pueden producir enfermedades e incluso, con dosis
elevadísimas, se puede llegar a producir la muerte. Los núcleos radiactivos
pierden con el tiempo su actividad.
Por
incluso
otra parte,
por
las radiaciones
el
alejamos de las fuentes. Por sus
aire y
son
absorbidas
disminuyen
por
la
materia,
según
nos
propiedades, estas radiaciones
se
pueden
eliminar con facilidad empleando blindajes adecuados que las absorben.
Las
radiaciones gamma son las más penetrantes y
para
detenerlas
se necesitan gruesas paredes de concreto o acero. Las radiaciones beta se
detienen con una delgada lámina de metal (por ejemplo papel de aluminio).
La radiación alfa se detiene con una simple hoja de papel; son tan poco
penetrantes que no pueden atravesar la piel del hombre. Al igual que cualquier
industria, una industria nucleoelectrica al generar electricidad produce desechos.
Cualquier combustible que sea usado, estos desechos deben ser manejados, con
estrictas normas de seguridad e higiene que aseguren la salud humana y
minimicen el impacto que estos producen sobre el medio ambiente. La energía
nuclear se caracteriza por la gran cantidad de energía que produce a partir de una
pequeña cantidad de combustible, comparada con cualquier tipo de tecnología
convencional, de igual forma la energía nuclear, genera una mínima cantidad de
desechos, sin embargo la mayor parte de los desechos radioactivos deben ser
manejados cuidadosamente.
36
La radioactividad surge naturalmente de la descomposición de una partícula
que forma parte de algunos elementos, llamados isótopos. Algunos isótopos son
radioactivos, la mayoría no lo son.
Existen tres tipos de radiación que de acuerdo a su peligrosidad requieren
diferentes formas de protección:
RADIACIONES ALFA. Este tipo de radiación es incapaz de penetrar la piel
y puede ser bloqueada por una simple hoja de papel, pero es muy peligrosa en el
pulmón.
RADIACIONES BETA. Este tipo de radiación si puede penetrar la piel
pero puede ser bloqueada por una hoja de papel aluminio.
RADIACIONES GAMA. Puede ir directamente y atravesar el cuerpo, no
puede ser detenida por una simple hoja de papel aluminio y requiere de varios
centímetros de plomo o concreto o en su defecto un metro de agua para
bloquearla.
Cualquiera de estos tipos de radiación puede presentarse en cualquier tipo
de desechos. Los desechos radioactivos contienen una variedad de materiales los
cuales
requieren diferentes tipos de manejo, y normalmente se clasifican de
acuerdo a al cantidad de radioactividad que contengan: normalmente son
clasificados como desechos de bajo, medio o alto nivel de radiación. Por definición
la radioactividad es la energía que viaja mediante el espacio. El sol es una de las
formas mas familiares de radiación, entre la luz, calor, se pueden controlar sus
efectos sobre nosotros ya sea con bloqueadores, ropa, sombreros, etc. La vida en
la tierra no seria posible sin la radiación solar pero también un exceso de radiación
solar es perjudicial, pudiendo derivar incluso en algún tipo de cáncer.
Las radiaciones solares consisten de una gama de longitudes de onda, que
incluyen largas ondas infrarrojas a cortas longitudes de ondas ultravioletas, mas
allá de la radiación ultravioleta existen tipos de radiación mas altos que son
usados en la medicina y que ,todos nosotros obtenemos leves dosis del espacio,
el aire y de la tierra. Colectivamente podemos referirnos a estos tipos de radiación
como radiación por iotización. En nuestro medio ambiente existen importantes
niveles de radiación por ionizacion: la que recibimos por el sol, por rayos X y por
37
rayos gama, a demás muchos de nosotros debemos nuestras vidas y salud a
estos tres tipos de radiación, es decir por ejemplo por medio de radiografías
dentales y medicas se disciernen problemas ocultos.
Otra radiación e s usada para diagnosticar alimentos y algunas gentes son
tratadas con radiación
para curar enfermedades. Es decir todos podemos
beneficiarnos de una multitud de productos y servicios hechos posibles por el uso
cuidadoso de materiales radioactivos.
La mayoría de los átomos son estables, un átomo de carbón 12 por
ejemplo, contiene un átomo de carbón 12 por siempre, y un átomo de oxigeno 16,
contiene un átomo de oxigeno 26 por siempre pero ciertos átomos se desintegran
en átomo totalmente nuevo. Estos átomos son llamados inestables o radioactivos.
Un átomo inestable, tiene energía interna excesiva, dando como resultado que el
núcleo pueda experimentar un cambio espontáneo a una forma mas estable. Esto
es llamado debilitamiento radioactivo. Cuando un átomo inestable experimenta el
deterioro radioactivo, este emite su exceso de energía como radiación en la forma
de rayos gama o partículas de rápido movimiento. Todo el tiempo el átomo esta
progresando a un estado estable donde este no es tan radioactivo. A parte de las
medidas normales de masa y volumen
la cantidad de material radioactivo es
medido en Becquerels (Bq), una medida que nos permite comparar la radiación
común de la naturaleza y algunos otros materiales.
38
RADIACION POR IONIZACION
Esta sucede de dos formas: rayos y partículas y se produce en altas
frecuencias finales del espectro de energía. La radiación por ionizacion tiene la
cualidad de afectar las moléculas químicas grandes de las cuales toda cosa
viviente esta hecha, y causar cambios que son biológicamente importantes.
RAYOS X y RAYOS GAMA. Como la luz representan la energía
transmitiendo en una ola sin el movimiento del material, a si como calor y luz del
fuego a los viajes del sol a través del espacio. A diferencia de la luz los rayos X y
los rayos gama tienen gran poder de penetración y pueden pasar a través del
cuerpo humano. Gruesas barreras de concreto, plomo o agua son usadas como
protección de rayos gama y rayos X.
PARTICULAS ALFA. Tienen una gran carga eléctrica positiva y se emiten
de manera natural de algunos elementos hechos por el hombre. A causa de su
tamaño relativamente grande, comparada con las otras partículas (rayos X y gama
), las partículas alfa chocan fácilmente con la materia y pierden rápidamente su
energía. Por lo tanto estas tienen poco poder de penetración y pueden ser
detenidas por la primera capa de piel o una hoja de papel, sin embargo, si estas
entran al cuerpo, por ejemplo respirando o ingiriéndolas, las partículas pueden
afectar las células del cuerpo dentro del cuerpo por que estas entregan su energía
en una distancia relativamente corta, las partículas alfa pueden ocasionar mas
daños biológicos que otras radiaciones.
PARTICULAS BETA. Son electrones de rápido lanzados del núcleo de los
átomos. Estas partículas son mucho mas pequeñas que las partículas alfa y
pueden
penetrar de uno a dos centímetros de agua o carne humana. Las
partículas beta pueden ser detenidas por una hoja de aluminio de algunos
milímetros las partículas se emiten desde muchos elementos radioactivos.
39
RADIACIONES COSMICAS. Consisten en muchas partículas energéticas
que bombardean la tierra desde afuera del espacio. Estas son mas intensas en
altas altitudes que al nivel del mar, donde la atmósfera de la tierra es mas densa y
brinda mayor protección y resistencia a este tipo de rayos.
NEUTRONES. Son partículas que son muy penetradoras. Estas vienen
desde afuera del espacio, de colisiones con átomos en la atmósfera, y de forma no
natural por medio de la división o fisión de ciertos materiales dentro de reactores
nucleares. El agua y el concreto son las protecciones que mejor funcionaba contra
las radiaciones neutrónicas del núcleo de un reactor nuclear.
Es importante comprender que los rayos X, los rayos gama, las partículas
alfa y beta y los neutrones no ocasionan que el cuerpo empiece a ser radioactivo.
Los sentidos humanos no son capaces de detectar la radiación o discernir si
un material es radioactivo o no, sin embargo una variedad de instrumentos nos
pueden ayudar a detectar y medir la radiación.
La radiación por ionización se mide en unidades internacionales llamados
gray (GY) y los sievert (Sv). La cantidad de radiación, o dosis recibida por una
persona se mide en términos de la energía absorbida en el tejido del cuerpo y es
expresada en grays. Es igual la exposición de diferentes tipos de radiación, sin
embargo, no necesariamente producen efectos biológicos iguales, es decir un gray
por ejemplo de radiación alfa tendrá un efecto mas grande que un gray de
radiación beta, por lo tanto cuando se habla de EFECTO de radiación se expresa
la radiación en unidades llamadas sieverts.
Un sievert de radiación produce un efecto biológico constante sin
considerar el tipo de radiación. Pequeñas cantidades son expresadas en
milisieverts ( 1 milésimo ) o microsieverts ( 1 millonésima ) de un sievert, aquí se
usara la unidad mas común, el milisievert ( msv ).
40
Una escala de los niveles de radiación muestra la siguiente tabla y da una
indicación de los efectos probables de un rango de una dosis de radiación al
cuerpo entero de:
 Diez mil msv (diez sieverts) en una dosis de corto plazo ocasionara
inmediatamente
enfermada y subsecuentemente la muerte dentro de pocas
semanas.
 Mil msv (un sievert) en una dosis de corto plazo ocasionara probablemente una
enfermedad temporal como nausea, pero no la muerte y probablemente
producirá cáncer muchos años después en cinco de cada cien personas
expuestas a estas dosis.
 20 msv en promedio por año durante cinco años, totalizando alrededor de cien
msv, es el limite para los empleados de la industria nuclear y los mineros de
uranio o arenas minerales.
 13 msv uranio es la máxima dosis actual recibida por los mineros Australianos
de uranio de uranio.
 2 msv por año (aproximadamente) es la radiación de fondo normal de las
fuentes naturales, incluyendo el porcentaje de 0.7 msv por año de radon en el
aire. Esta es aproximadamente la dosis mínima promedio recibida por los todos
los humanos de fuentes naturales en la tierra.
 0.05 msv es una fracción de la radiación natural de fondo que esta designada
como radiación anual máxima permitida en un perímetro cerca de una planta
núcleo eléctrica. En la practica la dosis es menor.
Por niveles bajos de exposición a la radiación, los efectos biológicos son
tan pequeños que estos no pueden ser detectados con certeza. Los estándares
de protección contra la radiación aceptan, sin embargo que los efectos son
directamente proporcionales a la dosis aun cuando sean a bajos niveles. De
acuerdo con esto la teoría de alinear los efectos de la radiación si la dosis es
dividida, los efectos son divididos.
41
Altas dosis de radiación, mientras no sean inmediatamente fatales, pueden
producir cáncer que únicamente se observara varios años después de la
exposición a la radiación. En Australia cerca 30,000 Australianos trabajan en
ambientes donde pueden ser expuestos a la radiación arriba de los niveles de
fondo. Consiguientemente ellos visten distintivos de control mientras trabajan y su
exposición es cuidadosamente monitoreada.
Naturalmente sucede que a los niveles de radiación de fondo, pueden
extenderse comúnmente desde 1.0 a 3.5 milisieverts en un año y en algunos
lugares puede ser mucho mas alto. Los niveles mas altos de radiación de fondo se
encuentran en los estados de Kerala y Madras en la India, donde la población de
mas de 100,000 personas reciben una dosis anual con valores que promedia 13
milisierverts. En la figura 9 se muestra los tipos de radiaciones que actúan sobre el
hombre.
La radiación hecha por el hombre: incluye la radiación por ionización, que
es generada también por una gama de actividades industriales, comerciales y
medicas. Loas mas familiares en términos nacionales, las fuentes mas grandes de
este tipo de exposición son los rayos X. Una diferencia característica entre la
radiación natural de fondo y las fuentes artificiales de radiación es mostrada en la
grafica superior. La radiación natural en suma constituye cerca del 88% de la dosis
anual y los procedimientos médicos la mayoría del restante 12%.
42
Tipos De Radiaciones Que Actúan Sobre El Hombre
UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA
MECANICA ELECTRICA
TESINA “ PERSPECTIVAS DE LA GENERACIÓN DE LA ENERGIA
ELECTRICA POR MEDIO DE LA ENERGIA NUCLEAR “
SUSTENTANTES
GARCIA HERNÁNDEZ ALFREDO A..
GARCIA TAPIA ARTURO
ESCALA
SIN ESCALA
FIGURA
FECHA
03-ENERO-2001
9
43
PROTECCION CONTRA LA RADIACION
Como ya se menciono la radiación siempre ha estado presente en el medio
ambiente y en nuestros cuerpos, sin embargo se puede evitar una exposición
desmedida. Existe una gama de instrumentos sensibles a la radiación como
capaces de detectar las cantidades de radiación de forma natural y la radiación
creada por el hombre. A demás existen 4 maneras para protegernos de la
radiación: tiempo, distancia, blindaje y contención.
EL TIEMPO. Para gente que esta expuesta a la radiación debido a su
trabajo ( minas, plantas nucleares, hospitales, etc.) además de la radiación natural
de fondo, la dosis es reducida y el riesgo de enfermedad hace casi nada el tiempo
limite de exposición.
DISTANCIA. De la misma manera que el calor del fuego es percibido en
menor cantidad entre mas distancia haya entre la fuente de un cuerpo, la
intensidad de radiación disminuye dependiendo de la distancia que se encuentra
entre el cuerpo y la fuente de radiación.
BLINDAJE. Las barreras de plomo, concreto o agua proveen una buena
protección a la penetración de la radiación +tales como los rayos gama. Los
materiales radioactivos son
por lo
tanto frecuentemente almacenados o
manejados debajo del agua, o por control remoto en cuartos construidos paredes
gruesas de concreto o entubados con plomo.
CONTENSION. Los materiales radioactivos son combinados al espacio
mas pequeño posible y guardados lejos del medio ambiente. Los isótopos
radioactivos para uso medico por ejemplo, son separados en instalaciones
cercanas para su manejo, mientras que los reactores nucleares operan dentro de
sistemas cerrados con mutiles barreras los cuales guardan los materiales
radioactivos contenidos. Los cuartos tienen una pensión reducida de aire para que
cualquier escape ocurra en los cuartos y no fuera.
44
COMPONENTES DE LAS PLANTAS NUCLEOELECTRICAS.
Las plantas núcleoeléctricas utilizan el mismo procedimiento final de
transformar el vapor obtenido para producir electricidad igual que otras centrales
térmicas convencionales, es decir se utiliza el calor obtenido en el reactor para
producir vapor que a su vez transmitirá su energía a unas turbinas que accionaran
un generador eléctrico.
En las térmicas convencionales el calor se obtiene de la combustión
de carbón o de hidrocarburos: combustóleo y gas. En las núcleoeléctricas el
calor se obtiene de la fisión del uranio. En todos los casos; el "combustible"
debe ser trasladado desde las minas, refinerías o centros de elaboración
hasta la central. Después de utilizarse en las centrales núcleoeléctricas, se envía
el combustible a lugares donde se reprocesa para extraer los productos
útiles; los productos radioactivos se separan para almacenarse en forma de
productos químicos insolubles. También puede almacenarse indefinidamente
mediante un encapsulado o en albercas. En las centrales convencionales a
base de carbón, las cenizas deben enterrarse y en las de combustóleo o
gas, los productos de combustión van a la atmósfera.
La energía de las fisiones que ocurren en el interior del reactor, hace
que se caliente el agua en la vasija. Esta agua, lo mismo que sucede en
otras centrales térmicas de carbón o combustóleo, se convierte en vapor para
mover una turbina e impulsar al generador donde se produce electricidad.
EL REACTOR NUCLEAR.
Para aprovechar y controlar la reacción en cadena se emplea un sistema
llamado reactor nuclear, que consiste de una vasija en cuyo interior se encuentra
el material capaz de producir la reacción en cadena, llamado combustible nuclear.
Entre los elementos de combustible se pueden introducir barras de control,
fabricadas de boro, material capaz de absorber a los neutrones libres. Al
introducir más o menos estas barras entre los elementos de combustible, se
puede controlar el número de fisiones que se producen.
45
La parte principal de una planta nucleoelectrica es el reactor nuclear, es el
equipo donde se efectúa la fisión tanto es ahí donde se inicia, se mantienen y
regulan las radiaciones de la fisión. En un reactor, el elemento fisionable está
contenido en los elementos de combustibles y la velocidad de la reacción se
controla introduciendo o retirando barras de control fabricadas con elementos
(comúnmente cadmio) a cuyos elementos absorben neutrones sin experimentar
reacciones en cadena. Los componentes principales de la planta nucleoelectrica
son la caja del reactor, el núcleo , el refrigerante, combustible
.CAJA DEL REACTOR .
Tiene como principal función contener al núcleo del reactor por lo que
prácticamente es el horno de la planta o agente de calor que ha de convertirse en
energía eléctrica. Consiste básicamente en una vasija de acero cuyas paredes son
de un gran espesor y deben estar calculadas para contener el agua a una presión
y temperatura requeridos por el proceso .
NÚCLEO.
El corazón de la planta es el combustible nuclear. Los isótopos que se usan
como materiales fisibles son combustibles, son principalmente el uranio 235, el
plutonio 239 y el uranio 233 . el uranio 235 es el único isótopo que fisible que
existe en naturaleza y se encuentra en una proporción de 0.7% en el uranio
natural , el resto es uranio 238 que es un material fértil para la cría de plutonio
239. el material fisible es el que fisiona con neutrones térmicos en el reactor con lo
cual se genera energía .
REFRIGERANTE.
La gran cantidad de calor que se genera en el reactor consecuencia de la
reacción nuclear, deberá ser extraída para para producir el vapor que se requiere
en
la
generación de
energía
eléctrica
y al mismo
tiempo,
mantener
suficientemente baja la temperatura de los distintos elementos que se encuentran
en su
interior para que éstos no sufran ningún deterioro. Esto se consigue
46
mediante la acción de un fluido que se conoce como refrigerante que puede ser un
gas como bióxido de carbono ó helio ó algún líquido como el agua, agua pesada o
el sodio fundido.
COMBUSTIBLE.
Aún cuando dentro de los reactores no se efectúa ninguna combustión en el
sentido real de la palabra, se denomina combustible, por analogía al material
cuyos núcleos se fisionan al bombardearse con una fuente de neutrones para
obtener calor .en un reactor puede emplearse como combustible uranio natural, en
el cual el isótopo U 238 representa EL 99.3% y el isótopo U 235 Sólo el 0.7% ó
Bien el uranio enriquecido, en el que la proporción de U235 aumenta
aproximadamente hasta 3%.
47
2.1 ETAPA INICIAL DEL CICLO DEL COMBUSTIBLE.
El uranio es un metal muy pesado, el cual puede ser usado como una
fuente de energía, se encuentra en la mayoría de las rocas en concentraciones de
2 a 4 partes por millón y es común en la corteza terrestre, el símbolo químico para
el uranio es la U.
Sobre una escala puesta en orden de acuerdo al incremento de masa de su
núcleo, el uranio es el mas pesado de todos los elementos naturales ( el hidrógeno
es el mas ligero ). El uranio tiene un peso especifico de 18.7 . Como otros
elementos el uranio se encuentra ligeramente diferido en formas conocidas como
isótopos. Estos isótopos difieren uno de otro, en el numero de partículas en el
núcleo. El uranio natural como es encontrado en la corteza terrestre es
principalmente una mezcla de 2 isótopos: uranio 238 ( U-238 ), contabilizando un
99.3 % y el U-235 con cerca del 0.7 %. El isótopo U-235 es el mas importante de
los dos, por que bajo ciertas condiciones puede ser fácilmente dividido,
desprendiendo una cantidad grande de energía, por lo tanto se dice que es
fisionable, de ahí el concepto de fisión nuclear.
Considerando que el átomo del U-235 es fisionable, el átomo del U-238 se
dice que es fértil. Esto quiere decir que pude capturar uno de los neutrones que se
encuentran volando cerca del núcleo del reactor e indirectamente empieza a ser
plutonio 239, el cual es fisionable. El plutonio 239 ( PU-239 ) es muy parecido al U235, en cuanto a su poder de fisión se refiere, ya que cuando es golpeado por un
neutron este también desprende grandes cantidades de energía.
El mineral de uranio puede obtenerse bajo tierra o por métodos de
separación de elementos, dependiendo de su profundidad, sin embargo antes de
que este pueda usarse dentro de un reactor para generar electricidad, este debe
de sufrir una serie de procesos para producir un combustible utilizable Después de
extraer el mineral, es triturado y puesto en la superficie, entonces es tratado con
ácido para separar el uranio que luego es recuperado de una solución. Después
de las etapas de extracción y trituración el producto final es el oxido de uranio (U308). Esta es la forma en que el uranio se exporta de los países productores.
48
El enriquecimiento aumenta la proporción del isótopo de uranio 235, de su
nivel natural de 0.7 % a 3-4 %. Esto propicia una mayor eficiencia técnica en el
diseño y operación del reactor, particularmente en los reactores mas grandes y
que vayan a utilizar agua ordinaria como moderador ( si el reactor llegara a utilizar
grafito como moderador, el oxido de uranio no necesitaría del enriquecimiento y
puede usarse como combustible).
El enriquecimiento del uranio, puede efectuarse de 2 formas. El uranio
natural contiene solo 0.7% de U-235, y para utilizarlo como combustible en la
mayoría de los reactores que utilicen agua como moderador, ha de aumentarse a
un 3%. El primer método fue la difusión del gas ( UF6 ), en la que el uranio en
forma de hexafluoruro de uranio gaseoso, pasa por una serie de filtros que
separan el U-235 del U-238 mas pesado y no fisible. Pero la difusión por gas
resulta difícil y muy costosa.
Otro método de enriquecimiento es el centrifugado del gas, el hexafluoruro
de uranio es centrifugado en maquinas que separan el elemento U-235 del U-238
por rotación a gran velocidad. Cuando el hexafluoruro contiene la cantidad
apropiada de U-235 se transforma al combustible. Para los reactores que usan el
uranio en su estado natural, como combustible el concentrado de U-308 debe ser
simplemente refinado y convertido directamente a bióxido de uranio, en
consecuencia requerirán grafito o agua pesada como su moderador. El
combustible agotado del reactor, es retirado, almacenado y después es
reprocesado o es depositado bajo el suelo. La mayoría de las plantas
nucleoelectricas en operación o bajo construcción ,requieren combustible de
uranio enriquecido , que ha sido aumentado del U235 ,de su nivel natural del 0.7
% a cerca del 3 o 4 % .
El proceso del enriquecimiento separa el hexafluoruro de uranio gaseoso
en dos flujos. Uno es enriquecido hasta adquirir el nivel requerido y después pasa
a la siguiente etapa del ciclo del combustible. El otro es reducido a U-235 y es
llamado “ tails “ o residuos , comúnmente menos del 3 % , que no es ni en el mas
remoto caso usado como energizante . sin embargo , el uranio reducido es un
metal .
49
Las primeras plantas de enriquecimiento que fueron construidas en estados
unidos
, ya usaron el proceso de difusión de gases , pero las plantas mas
modernas usan el proceso centrifugo. Este tiene la ventaja de usar mucho menos
poder por unidad de enriquecimiento y puede construirse en mas pequeñas y
económicas unidades . Las investigaciopnes condujeron al enriquecimiento por
medio del láser. Un pequeño numero de reactores , sobresaliendo el reactor
canadiense CANDU y el británico MAGNOX, no requieren que el uranio sea
enriquecido.
FABRICACION DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR.
El UF6 ( hexafluoruro de uranio ) es transportado a una planta de
fabricación de combustible donde se convierte en bióxido de uranio (UO2) en
polvo y es prensado en pequeñas píldoras. estas píldoras son insertadas dentro
de tubos delgados , por lo general de una aleación de circonio (zircaloy) o acero
inoxidable , para formar las varillas de combustible las cuales son después de
selladas y ensambladas en forma de haces para formar los elementos
combustibles o montados en el núcleo del reactor nuclear para su uso.
EL COMBUSTIBLE EN EL REACTOR NUCLEAR
Varios cientos de haces de combustible constituyen el núcleo de un reactor.
para un reactor con un rendimiento de 1,000 megawatts , el núcleo contendría
alrededor de 75 toneladas de uranio de bajo enriquecimiento .en el núcleo del
reactor ,el isótopo U235 se fisiona o divide ,produciendo calor en un proceso
continuo llamado reacción en cadena .el proceso depende de la presencia de un
moderador , como lo son el agua o el grafito, y es totalmente controlable.
Algo de U238 en el núcleo del reactor, se convierte en plutonio y alrededor
de la mitad de este ,es también fisionable, dotando un tercio de la energía
generada por el reactor como en una planta generadora de electricidad por medio
del quemado de combustible basados en petróleo, el calor es usado para producir
vapor ,para impulsar una turbina y un generador eléctrico. Para mantener eficiente
el desempeño del reactor nuclear cerca de un tercio del combustible agotado es
50
retirado cada año aproximadamente , para ser reemplazado con combustible
fresco.
2.2 ETAPA FINAL DEL CICLO DE COMBUSTIBLE
ALMACENAMIENTO DE DESECHOS Y COMBUSTIBLES NUCLEARES
Actualmente, en todos los países que obtienen electricidad utilizando el
calor producido durante la fisión nuclear, los combustibles nucleares empleados
generalmente son almacenados bajo agua durante algunos meses o años en
piletas ubicadas dentro de un edificio que forma parte de la planta nuclear. El agua
de estas piletas constituye un circuito aislado del medioambiente sin conexión con
ríos, lagos o mares.
El almacenamiento en piletas de los combustibles nucleares gastados es
posible porque la cantidad de toneladas de combustible nuclear utilizado es,
aproximadamente, diez mil veces menor que la cantidad de toneladas de gas
natural, petróleo o carbón quemado en una central térmica que produzca la misma
cantidad de energía eléctrica. Además, el combustible nuclear gastado, que es un
conjunto de tubos metálicos herméticamente cerrados que contienen en su interior
óxido de uranio y pequeñas cantidades de residuos radiactivos y de plutonio, es
un material sólido que puede estar sumergido en agua durante muchos años sin
que se deteriore ni, mucho menos, se disuelva en ella. Por el contrario, el
almacenamiento en instalaciones aisladas del medioambiente sería imposible si
las centrales nucleares convirtieran el combustible en un gas que se disuelve en el
aire, como es el caso de las centrales térmicas, que mediante la combustión de
gas natural, petróleo o carbón, producen una mezcla de gases y partículas sólidas
que contienen grandes cantidades de dióxido de carbono, vapor de agua,
cantidades menores de óxidos de nitrógeno, óxidos de azufre e hidrocarburos, y
pequeñas cantidades de plomo, mercurio y cadmio que se liberan a la atmósfera
mediante una chimenea.
51
El almacenamiento en piletas del combustible nuclear gastado constituye
un tipo de tratamiento de residuos que se conoce como "triple C" o "CCC" que
significa Confinar-Concentrar-Controlar, y que se contrapone con el "triple D" o
"DDD" que propone Dispersar-Diluir-Descontrolar, este tipo de almacenamiento en
piletas del combustible nuclear gastado, aunque puede extenderse durante
algunos decenios, debe ser considerado como un almacenamiento transitorio
previo a la recuperación de uranio y plutonio que pueden volver a usarse como
combustible, o previo a su almacenamiento definitivo conocido como disposición
final.
ALMACENANIENTO DEL COMBUSTIBLE AGOTADO
Los haces de combustible agotado que son tomados del núcleo del reactor
son altamente radioactivos y desprenden una gran cantidad de calor ;por lo tanto
estos son almacenados en estanques especiales los cuales están comúnmente
ubicados donde se encuentra el reactor para permitir a ambos, reducir su calor y
radioactividad . El agua en los estanques tiene el doble propósito de actuar como
una barrera contra la radiación y dispersando el calor del combustible agotado. El
combustible agotado puede ser almacenado sin riesgos en estos estanques por
largos periodos también puede almacenarse seco en instalaciones diseñadas
especialmente para esto, sin embargo, el tipo de almacenamiento esta enfocado
como una etapa intermedia antes de que el combustible agotado sea reprocesado
o enviado a su eliminación final .
2.3 TIPOS DE REACTORES
En los últimos tres decenios se han acumulado miles de horas-reactor, de
experiencia operacional con los sistemas nucleares actualmente existentes. Sobre
la base de estos logros y de las enseñanzas extraídas de la experiencia de las
centrales en explotación, se han desarrollado o se están desarrollando nuevas
generaciones de centrales nucleares, por lo tanto se prevé que los nuevos diseños
avanzados serán mas seguros, económicos y fiables que sus predecesores.
52
Los diseños avanzados incorporan generalmente mejoras de los conceptos
relacionados con la seguridad, incluida entre otras cosas, características que
permitirán a los operadores disponer de mas tiempo para tomar medidas de
seguridad y que proporcionaran una protección aun mayor contra cualquier
liberación posible de radioactividad al medio ambiente. Los diseños mejorados
también pueden influir la introducción de características de seguridad pasiva
basadas en fuerzas naturales tales como la convecino y la gravedad, lo que
permite reducir la dependencia de las funciones de seguridad de los sistemas y
componentes controlados electromecánicamente, tales como las bombas y
válvulas.
Se presta gran atención a la simplificación de las actividades de
explotación, inspección, mantenimiento y reparación de las nuevas centrales, a fin
de aumentar su eficacia general desde el punto de vista de los costos. En caso de
perturbaciones exigentes, los sistemas de control, vigilancia y protección
ampliamente digitalizados pondrán automáticamente en funcionamiento en
condiciones normales nuevamente a la central o en un estado de cierre seguro sin
la intervención del operador en caso de falla del reactor. Los objetivos de diseño
característicos permiten a los operadores disponer por lo menos de 30 minutos
para tomar medidas de seguridad y contar así con el tiempo necesario para
evaluar la situación con detenimiento antes de intervenir. La mayor inercia térmica
en el sistema del reactor y las menores densidades de potencia en el núcleo son
dos factores de ese tipo relacionados con el diseño.
En lo que respecta a los dispositivos de seguridad pasiva, sus funciones
también serán normalmente independientes del suministro de corriente eléctrica,
o al menos después de la iniciación del dispositivo de seguridad, aprovechando
mecanismos termo hidráulicos tales como las diferencias de densidad debido a
diferentes temperaturas y tanques de agua elevados, a fin de, por ejemplo permitir
el flujo del refrigerante al sistema del reactor por gravedad para poder alcanzar los
niveles máximos del refrigerante en caso de falla del reactor y no contar con los
dispositivos principales de refrigeración.
53
La labor de desarrollo de un nuevo diseño del reactor es costoso y difícil y
además requiere una inversión muy grande de recursos, este problema se ha
resuelto
frecuentemente
mediante
la
cooperación
a
escala
nacional
o
internacional, y se han demostrado las ventajas de compartir los recursos en
proyectos de desarrollo. En su calidad de foro internacional para el intercambio de
información científica y técnica, el organismo internacional de la energía
atómica ( OIEA ) desempeña una función importante en este contexto, reuniendo a
expertos para un intercambio de información a escala mundial sobre los
programas nacionales y los programas coordinados de investigación relativos a
proyectos de desarrollo de reactores avanzados. Una forma de atender las
necesidades energéticas futuras el aumentar gradualmente el despliegue de la
energía nuclear, introduciendo diseños de avanzados y mejorados en los sistemas
de suministro de energía del mundo entero. En este contexto cabe señalar que por
diseño avanzado se endiente el diseño de una central de interés o merito actual,
pero que todavía no ha sido construida ni explotada comercialmente, dichos
diseños avanzados pueden a su vez dividirse en diseños evolutivos y de
desarrollo. Un diseño evolutivo es un descendiente del diseño de una central
existente que presente las mejores y modificaciones del diseño efectuadas en
base a la experiencia que incluye nuevos adelantos tecnológicos; el diseño
evolutivo de una central requiere a lo sumo ensayos técnicos y confirmatorios
previos al despliegue comercial.
REACTOR DE AGUA LIGERA
Los reactores de agua ligera utilizan precisamente el agua como moderador
y refrigerante, y como combustible el uranio enriquecido. El enriquecimiento del
uranio es en el isótopo 235 y el grado de enriquecimiento es del 2 o 3%, en vez de
0.7% que tiene en su estado natural. Existen dos tipos de reactores de agua
ligera, el de agua hirviente y el de agua a presión PWR; las iniciales BWR y PWR
vienen del idioma inglés boiling water reactor y pressurized water reactor. La
diferencia fundamental de estos reactores es la manera de producir el vapor que
accionará la turbina.
54
En los reactores de agua a presión, el agua circula a través de un circuito
cerrado con el auxilio de una bomba (figura 10) y el refrigerante que circula
a
través del núcleo se mantiene a una presión alta de tal manera que ésta no hierve.
En el interior del generador de vapor, el circuito primario cede su energía
al
circuito secundario, en el que el agua se transforma en vapor que se envía a
la
turbina; después este vapor pasa al condensador y regresa
nuevamente al
generador de vapor en forma de agua; estos reactores utilizan un ciclo
para la formación del vapor.
55
indirecto
Diagrama de una central tipo PWR
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FIGURA
FECHA
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10
56
REACTORES DE AGUA HIRVIENTE BWR.
En estos reactores el refrigerante que pasa por el núcleo no está a presión
muy alta y por lo tanto el agua hierve y el vapor producido se separa y se seca
dentro de la misma vasija; después se envía directamente a la turbina y más
adelante al condensador, donde se convierte en agua que después de ser
cuidadosamente tratada, se envía nuevamente al reactor con el auxilio de varias
bombas
de
alimentación.
La primera central nucleoeléctrica instalada en México es Laguna Verde; se
encuentra localizada en la costa del Golfo de México, en el Municipio de Alto
Lucero en el estado de Veracruz, 70 Km. al noroeste del puerto. Consta de dos
unidades de 675 MW cada una y los reactores son del tipo BWR: la primera
unidad se encuentra en operación y la segunda en etapa avanzada de
construcción.
FUNDAMENTOS DEL REACTOR DE AGUA HIRVIENTE (BWR)
Excepto por su fuente de calentamiento, el ciclo de generación del reactor
de agua hirviente (BWR) es esencialmente semejante al que se encuentra en las
plantas de energía operadas con combustibles fósiles. Las capacidades de
potencia de salida de esta clase de reactores van aproximadamente de 650 a
1300 MW (e) * brutos, y en todo el mundo se encuentran instalados mas de 40
reactores de agua hirviente, pero existen planes y compromisos por parte de
empresas publicas para instalar mas de 100 reactores adicionales de este tipo.
Entre las mejoras de diseño que se le han hecho para hacer más eficientes y
seguros en su funcionamiento a este tipo de reactores se encuentran: bombas
compactas de inyección con mejor capacidad para la circulación de refrigerante;
mayor capacidad de procesamiento de los separadores de vapor, mas haces de
combustible en recipientes de presión estándar y mejoras en la disposición de las
partes internas del reactor, y varillas de combustible de menor diámetro pero de
mayor longitud de combustible activo y dispuestas en un arreglo de 64 varillas
(8x8) por haz, con el mismo perfil externo que el diseño anterior de 7x7. la varilla
de diámetro reducido y la mayor superficie de transferencia de calor permiten
57
aumentar la producción calorífica por haz, y al mismo tiempo reducir tanto el flujo
máximo de calor como la tasa lineal máxima de generación calorífica.
El sistema nuclear de reactor de agua hirviente del ciclo directo , es un
sistema generador de vapor que esta formado por un núcleo y en una estructura
interna ensamblada dentro de un recipiente a presión llamada vasija del reactor,
también esta formado por sistemas nucleares, para cumplir con los requisitos
operacionales y de seguridad ( refrigeración) del reactor nuclear, además de los
controles e instrumentos necesarios.
PRINCIPIOS DE OPERACIÓN DEL REACTOR BWR
El agua se hace circular a través del núcleo del reactor para producir vapor
saturado, el cual se separa del agua de recirculación (necesaria
para el
enfriamiento del reactor), se seca en la parte superior del recipiente y se envía al
turbogenerador de vapor, ver figura 11. La turbina emplea un ciclo regenerativo
convencional con de aeración del condensador y desmineralización del
condensado. El sistema del ciclo directo se emplea debido a su diseño más
sencillo, lo cual
finalmente significa un sistema más confiable con mejor
disponibilidad.
El vapor proveniente del reactor de agua hirviente es, por su puesto,
radiactivo. La radiactividad es principalmente N16, un isótopo de vida muy corta ( 7
segundos de vida media), de manera que la radiactividad del sistema de vapor
solo existe durante la generación de potencia. La extensa experiencia de la
generación ha demostrado que el mantenimiento en estado de paro de una turbina
de BWR, del condensado y de los componentes relacionados con el agua de
alimentación, se puede realizar igual que en una planta operada con combustibles
fósiles. El acarreo de partículas radiactivas de vida larga del sistema primario
(núcleo del reactor) al sistema de turbina / agua de alimentación virtualmente no
existe(esto con base en los mas de 289 mil millones de Kwh. de experiencia
operativa con el BWR de la General Electric.
58
Separador de humedad
y recalentador
vapor
Generador
Turbina
BP
AP
Núcleo
BP
Condensador
Vapor de extracción
Desmineralizadores
Bombas de
alimentacion
Bombas de
recirculacion
Bombas
Drenadoras
Bombas del
condensado
Calentadores
Calentadores
Fig, 1. Sistema nuclear BWR de ciclo directo.
Sistema Nuclear BWR De Ciclo Directo
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FIGURA
FECHA
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11
59
El núcleo del reactor es la fuente de calor nuclear, esta formado por
conjuntos combustibles y varillas de control contenidos dentro del recipiente del
reactor y enfriados por el sistema de agua recirculante. El núcleo de un BWR de
1200 MW eléctricos nominales, consiste en 748 ensambles combustibles y 177
varillas de control, que forman un arreglo nuclear de 16 pies de diámetro y 14 de
alto. El nivel de potencia de salida del reactor se mantiene o ajusta subiendo o
bajando las varillas de control al interior del núcleo. El nivel de potencia del núcleo
del BWR se ajusta con mas precisión modificando la tasa de flujo de recirculación
sin cambiar la posición de la varilla de control, una característica que contribuye a
la capacidad superior de seguimiento de carga del BWR. El reactor BWR es el
único reactor de agua ligera que utiliza varillas de control de inserción inferior.
Desde los primeros BWR se han utilizado varillas de control de inserción inferior
debido a que la reactividad y la densidad del moderador son máximas en la parte
inferior del núcleo. Proporcionan características optimas de conformación de
potencia para el tipo de núcleo en el cual la densidad del moderador varia en
función del nivel de potencia. Mas aun, los impulsores de varillas de control de
inserción inferior o montadas en la base permiten el reabastecimiento de
combustible sin tener que quitar las varillas y los impulsores, y permiten también
efectuar pruebas con el recipiente abierto antes de la carga inicial del combustible
o en cada operación de abastecimiento.
El sistema hidráulico, usando presiones mas elevadas que las del sistema
del reactor, proporcionan fuerzas de inserción de varilla mucho mayores que la de
cualquier sistema mecánico o por gravedad. El reactor de agua hirviente requiere
de un flujo de refrigerante primario a través de l núcleo mucho menor que los
reactores de agua a presión. El flujo en el núcleo de un BWR es la suma del flujo
del agua de alimentación y del flujo de recirculación, lo cual es típico de cualquier
caldera. Una característica única del BWR es el empleo de bombas inyectoras
dentro del recipiente del reactor. Las bombas inyectoras derivan su fuerza
impulsora de las bombas externas de recirculación, y generan aproximadamente
2/3 del flujo de recirculación dentro del recipiente del reactor.
60
La función principal de las bombas de inyección es contribuir a aumentar la
seguridad del BWR en condiciones de emergencia por perdida de refrigerante,
debido a que continua suministrando circulación interna con uno o ambos ciclos
externos de recirculación fuera de servicio. A demás el BWR puede enviar hasta
un cuarto de su potencia a través de este modo natural de circulación
proporcionado por las bombas de inyección, una capacidad vital para efectuar un
arranque negro de la planta, es decir sin potencia externa. El BWR opera a
presión constante y mantiene una presión constante del vapor, de manera similar
a la mayoría de las calderas operadas con combustibles fósiles.
El sistema primario del BWR opera aproximadamente a la mitad de la
presión del sistema primario de un reactor PWR, a la vez que produce un vapor de
igual presión, entalpía y calidad que un reactor BWR.
El sistema de regulación y control de la presión de la turbina y el sistema de
control de flujo de recirculación del agua del reactor se mantienen integrados lo
que permite hacer cambios automáticos en el flujo del vapor y así satisfacer los
diferentes tipos de carga sobre la turbina. Se pueden lograr automáticamente
aumentar o disminuir hasta 25% la salida de potencia de vapor tan solo con el
control del flujo de agua de recirculación, con incrementos del 15% por minuto y
decrementos del 60% por minuto. Esto proporciona una capacidad de seguimiento
de carga (servicio no interrumpido) que puede responder a los cambios rápidos o
súbitos en la demanda de potencia. Varios sistemas auxiliares se emplean para la
operación normal de la planta:
1. - Sistema de limpieza del agua del reactor;
2.- Función de enfriamiento en parada del sistema de eliminación de calor
residual;
3.- Sistemas de enfriamiento y filtrado del combustible y de las albercas de
contención;
4.- Sistema cerrado de agua de enfriamiento para servicio del reactor;
5.- Sistemas de tratamiento de los desperdicios radioactivos.
61
Los siguientes sistemas auxiliares solo se usan como sistemas de respaldo
, reserva o de emergencia: Sistemas de control de liquido de reserva, Sistema de
enfriamiento para el aislamiento del núcleo del reactor, Sistema de eliminación de
calor residual ya sea con función de enfriamiento de la contención y función de
inyección del refrigerante a baja presión, sistema de aspersión del núcleo a alta
presión, sistema de aspersión del núcleo a baja presión y por ultimo función de
despresurización automática.
SISTEMA DEL REACTOR BWR
El sistema de un reactor BWR consiste en el equipo y la instrumentación
necesaria para producir, contener y controlar la energía del vapor requerido por el
turbogenerador. Los componentes principales del sistema son:
1.- Ensamble del reactor:
recipiente
a presión del reactor, bombas
inyectoras para la recirculación del agua del reactor, separadores y secadores de
vapor, y estructuras de apoyo del núcleo.
2.- Sistema de recirculación de agua del reactor: bombas, válvulas y tubería
utilizadas para proporcionar y controlar el flujo en el núcleo.
3.- Líneas principales de vapor: válvulas de seguridad y alivio para el vapor
principal, tubería y apoyo para la misma desde el recipiente a presión del reactor
hasta las válvulas de aislamiento que se encuentra en el exterior de la barrera
primaria de contención.
4.- Sistema impulsor de las varillas de control: varillas de control,
mecanismos impulsores de las varillas de control y sistema hidráulico para la
inserción y retirada de las varillas de control.
5.- Instrumentación interior del núcleo y para el manejo del combustible
nuclear.
62
ENSAMBLE DEL REACTOR
El ensamble del reactor esta formado por el recipiente del reactor, los
componentes internos del núcleo, la cubierta el ensamble de la guía superior, el
ensamble de la placa del núcleo, los ensambles del secador y del separador de
vapor, y las bombas inyectoras. También se incluyen en el ensamble del reactor
las varillas de control, los bastidores para los impulsores de las varillas de control y
los impulsores de las varillas de control. Excepto por el Zircaloy del núcleo del
reactor, estas partes internas del reactor son de acero inoxidable o de otras
aleaciones resistentes a la corrosión. Todos los componentes internos principales
del reactor se pueden retirar, excepto los difusores de las bombas de inyección, la
cubierta del núcleo, la bomba inyectora y la entrada de la tubería para inyección
de refrigerante a alta presión. El desmontaje del ensamble de la guía superior y
del ensamble de la placa del núcleo es una tarea pesada y no se espera que
estos componentes se tengan que quitar durante la vida de la planta. El retiro de
otros componentes, tales como el ensamble del combustible, los ensambles
internos del núcleo, varillas de control, piezas de apoyo del combustible, etc., se
logran de manera rutinaria.
RECIPIENTE DEL REACTOR
Es un recipiente a presión con un cabezal removible de diámetro completo.
El material básico del recipiente es acero de baja aleación recubierto en el interior,
excepto en las boquillas con una capa soldada de acero inoxidable para
proporcionar la resistencia necesaria a la corrosión.
CUBIERTA DEL NÚCLEO
La cubierta es una estructura cilíndrica de acero inoxidable que rodea al
núcleo y suministra una barrera para separar el flujo ascendente que pasa a través
del
núcleo, del flujo descendente que va al anillo. Una pestaña en la parte
superior de la cubierta se empareja con una pestaña de la guía superior la cual a
su vez se unen a una pestaña en el ensamble del separador de vapor para formar
la cámara de descarga del núcleo. Los difusores de descarga de la bomba de
63
inyección penetran al tablero periférico del soporte de la cubierta por debajo de la
elevación del núcleo para introducir el refrigerante en la cámara de entrada. El
soporte de la cubierta esta proyectado para soportar el peso de la cubierta de los
separadores de vapor, del sistema de bomba inyectora y las cargas sísmicas y de
presión, en condiciones de operación tanto normales como de falla. Dos
rociadores cilíndricos, uno para la aspersión del núcleo a baja presión y el otro
para la aspersión del núcleo a alta presión, están montados en el interior de la
cubierta del núcleo en el espacio que esta entre la parte superior del núcleo y la
base del separador de vapor. Los rociadores cilíndricos para la aspersión del
núcleo tienen boquillas de rociado para la aspersión del agua refrigerante bajo
condiciones de emergencia. Los rociadores de núcleo y las boquillas no interfieren
con la instalación o retiro del combustible en el núcleo. Abajo del núcleo en la
región de la cámara de entrada de recirculación, esta montada una boquilla para la
inyección de emergencia de una solución absorbente de neutrones (penta borato
de sodio).
ENSAMBLE DE LOS SEPARADORES DE VAPOR
El ensamble de los separadores de vapor esta formado
por una base
abovedada sobre la cual esta soldado un arreglo de columnas o tubos de agua,
con un separador de 3 etapas localizado en la parte superior de cada columna de
agua. El ensamble del separador de vapor descansa sobre la pestaña superior de
la cubierta del núcleo y forman la cubierta de la región donde esta la cámara de
descarga del núcleo. El sello que esta entre el ensamble del separador y las
pestañas de la cubierta del núcleo es un contacto de metal a metal y no requiere
de un empaque o de otros dispositivos selladores de reemplazo. Los separadores
de vapor fijos del tipo de flujo axial no tienen partes móviles y están hechos de
acero inoxidable.En cada separador, la mezcla de agua y vapor que se eleva a
través de la columna de agua inciden sobre los alabes, los cuales dan a la mezcla
una rotación que establece un remolino en el cual las fuerzas centrífugas separan
el agua del vapor en cada una de las tres etapas.
64
El vapor abandona el separador por la parte superior y pasa a la cámara de
vapor húmedo que esta a bajo del secador. El agua separada sale por el extremo
inferior de cada etapa del separador y entra a la alberca que
rodea a las
columnas de agua para unirse al flujo descendente del anillo. En la figura superior
se muestra esquemáticamente el interior de un separador de vapor.
ENSAMBLE DE LOS SECADORES DE VAPOR
El ensamble del secador de vapor esta montado en el recipiente del reactor
arriba del ensamble del separador, y forma la parte superior y los lados de la
cámara de vapor húmedo. Guías verticales en el interior del recipiente
proporcionan alineación para el ensamble del secador durante la instalación. El
ensamble del secador se apoya en cojinetes que se extienden hacia adentro
desde la pared del recipiente y es mantenido en posición durante la operación m
por el cabezal del recipiente. El vapor que viene de los separadores fluye hacia
arriba y hacia fuera a través de los alabes de secado. Estos albes están unidos a
un apoyo con el que forman una unidad rígida e integral. La humedad se elimina
mediante un sistema de canalones que la conducen a la alberca que rodea a los
separadores, y luego al anillo drenador de recirculación que esta entre la cubierta
del núcleo y la pared del recipiente del reactor.
SISTEMA DE RECIRCULACIÓN DEL AGUA DEL REACTOR
La función del sistema de recirculación del agua del reactor consiste en
hacer circular el refrigerante requerido a través del núcleo del reactor. El sistema
consta de 2 circuitos externos al recipiente del reactor, cada uno de los cuales
contiene una bomba con un motor enfriado por agua (aire-agua) acoplado
directamente, una válvula de control de flujo y dos válvulas de cierre, ver figura
12. El sistema de recirculación del BWR utiliza bombas inyectoras de elevado
rendimiento localizadas dentro de los recipientes del reactor. Estas bombas
suministran una trayectoria interna de circulación continua para una parte
importante del flujo refrigerante del núcleo. El sistema de recirculación con
bombas inyectoras suministra un flujo de circulación forzada a través de los
65
núcleos del BWR. Las bombas de recirculación succionan en el flujo descendente
del anillo entre la cubierta y la pared del recipiente.
66
sistema de recirculación del reactor BWR
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FIGURA
FECHA
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12
67
Aproximadamente un tercio del flujo del núcleo se saca del recipiente a
través de las dos boquillas de recirculación. Ahí se bombea a una presión mas
elevada, se distribuye a través de un colector al cual están conectados cierta
cantidad de tubos elevadores, y regresa a las boquillas de entrada del recipiente.
Este flujo se descarga de la boquilla de la bomba inyectara a la etapa inicial de la
garganta de la bomba inyectora en donde, debido a un proceso de intercambio de
momento, induce al agua circundante de la región drenadora para que entre en la
garganta de la bomba inyectora en donde estos dos flujos se mezclan y luego se
difunden por el difusor, para ser finalmente descargados en la cámara del núcleo
inferior. La operación del principio de la bomba inyectora se ejemplifica en la
figura 13.
LINEAS PRINCIPALES DEL VAPOR
El vapor sale del recipiente a varios pies por debajo de la pestaña del
recipiente del reactor, a través de 4 boquillas. Las líneas del vapor de acero al
carbono, son soldadas a las boquillas del recipiente y van paralelas al eje principal
del recipiente, hacia abajo hasta la elevación emergen de la contención. Dos
válvulas neumáticas de aislamiento se instalan en cada línea de vapor, una en el
interior y otra en el exterior del edificio primario de la contención. Las válvulas de
alivio de seguridad están conectadas por bridas a la línea principal de vapor para
facilitar su desmontaje con fines de prueba y mantenimiento. Una boquilla
limitadora de flujo se incluye en cada línea de vapor como una protección adicional
para limitar la velocidad de escape del vapor en el improbable caso de una ruptura
en la línea principal de vapor.
68
Boquilla
impulsora
Presión del
flujo impulsor
Flujo de
succión
Flujo de
succión
Garganta o
seccion
mezcladora
Flujo
impulsor
Difusor
Flujo de
succión
Flujo
impulsor
FIG. 6. Principio
bomba
de De
inyeccion
utilizada
el BWR.
Principiode
DelaLa
Bomba
Inyección
En Elen
BWR
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FIGURA
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13
69
CONFIGURACIÓN DEL NÚCLEO DE UN REACTOR BWR
El núcleo de reactor de agua hirviente (BWR) esta arreglado como un
cilindro vertical que contiene una gran cantidad de ensambles de combustibles y
que esta localizado dentro del recipiente del reactor. El refrigerante fluye hacia
arriba a través del núcleo. En la figura 14 se muestra una proyección horizontal de
un arreglo típico de núcleo en un BWR grande.
Una vista mas detallada de los ensambles de combustibles, se muestra en
la parte superior derecha de la misma figura donde se ve claramente que el
núcleo del BWR comprende esencialmente solo dos componentes : los ensambles
de combustibles y las varillas de control (4 ensambles por cada varilla de control ) .
VARILLA DE COMBUSTIBLE.
Una varilla de combustible esta formada por cargas de dióxido de uranio
UO2 y por un tubo de revestimiento de zircaloy 2. las cargas de UO2 se fabrican
compactando y sinterizando el polvo de UO2 para formar piezas cilíndricas , y
luego rebajándolas hasta alcanzar el tamaño deseado. La densidad de inmersión
de las cargas es de aproximadamente 95 % de la densidad teórica del UO2 . en la
figura inferior aparece de las cargas de combustibles para el BWR. :
la varilla de combustible se forma apilando cargas en un tubo de
revestimiento de zircaloy 2, mismo que se enrarece, se rellena con helio a presión
atmosférica y se sella soldando tapones de zircaloy en los extremos de los tubos.
Las cargas se apilan hasta una altura activa de 150 pulgadas, y las 10 pulgadas
superiores del tubo quedan disponibles como cámara para gas de fisión. Se
incluye un resorte dentro de la cámara para ejercer una fuerza descendente sobre
las cargas; este resorte mantiene las cargas en su lugar durante el manejo previo
a la irradiación del haz de combustible.
70
Conjunto Varilla De Control–Ensamble De Combustible
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FIGURA
FECHA
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14
71
HAZ DE COMBUSTIBLE.
cada haz de combustible contiene 62 varillas espaciadas que forman un
arreglo cuadrado (8x8) , sostenidos por una placa de anclaje superior y otra
inferior . la placa inferior de anclaje tiene una nariz que encaja en la pieza de
apoyo del combustible y distribuye el flujo refrigerante a las varillas de
combustible. la placa superior de anclaje tiene un mango para transportar el haz
de combustible. Se utilizan 3 tipos de varillas en un haz de combustible: varillas de
conexión, varillas de agua y varillas estándar de combustible. La tercera y la sexta
varillas de combustible a lo largo de cada borde exterior de un haz son varillas de
conexión. Las 8 varillas de conexión de cada haz tienen espigas roscadas que se
atornillan en la placa inferior de anclaje. La varilla de agua no solo sirve como
varilla de soporte espaciadora, sino también suministra una fuente de material
moderador cerca del centro del haz de combustible.
REACTOR DE AGUA A PRESIÓN (PWR)
En un sistema típico del reactor de agua a presión, el calor generado en el
núcleo se elimina con agua (refrigerante del reactor que circula a alta presión por
el circuito primario a diferencia del reactor de agua hirviente donde el refrigerante
circula a baja presión. En el reactor de agua a presión el agua desempeña dos
funciones, enfriar y moderar la velocidad de los neutrones lanzados después de
las fisiones. El calor se transfiere del sistema primario al secundario mediante un
cambiador de calor, o caldera, y por tanto genera vapor en el sistema secundario.
El vapor producido en el generador de vapor, que es un cambiador de calor del
tipo de tubo y cápsula, esta a menor presión y temperatura que el refrigerante
primario. En consecuencia, las partes secundarias de los ciclos es semejante a la
de una planta de combustibles fósiles de presión moderada.
En contraste, en los sistemas de agua hirviente(BWR) o también llamado
ciclo directo el vapor se genera en el núcleo y se envía directamente a la turbina
del vapor. Las semejanzas que existen en el diseño básico de un reactor de agua
a presión entre un fabricante y otro son mucho más acentuadas que las
72
diferencias. Por lo tanto, la descripción de una configuración particular es
suficiente para mostrar los principios básicos de operación.
las características generales de un reactor PWR se presentan en la tabla inferior :
Tabla x características generales del PWR.
Potencia del núcleo
3800
Numero de ensambles de combustible
241
Longitud activa del núcleo en pulgadas
150
Densidad de potencia (kw/litro)
95.9
dimensiones del ensamble del combustible en plg.
7.98 x 7.98
Numero de varillas de combustibles por ensamble.
236
Diam. Externo de las varillas de combustible, en plg.
0.382
Razón del grosor de revestimiento al diámetro externo
6.5 x 10-3
Máxima densidad lineal de potencia en kw/pie
12.5
Kw/pie promedio
5.2
Razon de volumen H2O/UO2
2.02
Potencia especifica, ( kw/kg de uranio )
37.0
Numero de impulsores de varillas de control.
89
Números de tubos de elementos de control
708
Presión del sistema primario, lb/plg2 abs.
2250
Temperatura promedio del refrigerante del reactor
5940 F, 3120 C
Tasa de flujo masico del refrigerante al reactor lb/hora
164 X 106
Flujo máximo de calor del núcleo, Btu/ hora.pies 425 400
cuadrados
Desviación mínima de la razón de ebullición nucleada 2.13
(DREN )
Presión del vapor secundario en lb/plg2.
1070
73
Los componentes principales de un reactor PWR (Pressurized Water
Reactor) son: (1) El recipiente del reactor que contiene el núcleo, cuyo
combustible consiste por lo general en óxidos de uranio o plutonio, las partes
internas del núcleo, los ensambles de elementos de control y los instrumentos
interiores del núcleo; (2) El presurizador calentado eléctricamente; (3) Las bombas
para el refrigerante primario impulsadas por motor eléctrico, y (4) Los generadores
de vapor de tubo en forma de “U”, ver Figura 15 . Típicamente, un sistema de
3800 megawatts de potencia consiste en dos circuitos de refrigerante, cada uno de
los cuales contiene un generador de vapor y dos bombas para el refrigerante
primario.
Las mejoras que se han hecho al diseño original del sistema del circuito
primario, incluye una estructura reforzada de las partes internas del núcleo un
ensamble del combustible con un índice lineal de calentamiento sustancialmente
menor, ensambles de elementos de control simplificados y mejorados, un
generador de tubo en “U” que produce vapor a 1070 lb/plg2 de presión absoluta
con una calidad superior en el vapor a casi el 99.75%, un sistema mejorado de
soporte para el recipiente a presión, un sistema de instrumentación mejorado
montado en el base del núcleo, y sistemas mejorados de control e
instrumentación.
74
Sistema De Suministro De Vapor En Un Reactor PWR
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SIN ESCALA
FIGURA
15
75
ORGANIZACIÓN DEL REACTOR DE UN PWR.
La organización del reactor PWR. en comparación con diseños anteriores:
(1) el ensamble de apoyo del núcleo se rediseño para bajar el núcleo del reactor y
contener las boquillas para el instrumental inferior de inserción inferior y (2) la
estructura guía superior se rediseño como un arreglo de calandrias cilíndricas para
ajustarse a un nuevo concepto en la disposición de los elementos de control y en
el recubrimiento, ver Fig. 16.
VARILLAS DE COMBUSTIBLE Y DE CONTROL
Los criterios usados para el sistema de enfriamiento de emergencia del
núcleo de un reactor PWR, requiere que los constructores de reactores de agua
incrementen la longitud del combustible en el núcleo del reactor para la misma
potencia con el fin de reducir las temperaturas del combustible durante los APR(
accidente con perdida de refrigerante). En un reactor PWR que tiene ensambles
de 16x16 varillas de combustible de diámetro menor se utiliza en la misma
envoltura (vasija) que antes ocupaba un ensamble de 14x14 en los primeros
diseños. Esto conduce a una disminución máxima en la tasa lineal del calor en el
ensamble de alrededor del 25%. El núcleo activo esta formado por 241 ensambles
de combustible, todos los cuales son idénticos mecánicamente, cada ensamble de
combustible contiene 236 varillas de combustible de UO2 revestidas de Zircaloy,
alojadas en una estructura que consiste en rejillas espaciadoras de Zircaloy
soldadas a intervalos de unas 15 plg con cinco tubos guía
de Zircaloy para
ensambles de elementos de control los cuales, a su vez, están unidos
mecánicamente en cada extremo a piezas terminales de acero inoxidable. La
longitud total del ensamble de combustible es de cerca de 177 plg., y la sección
transversal es de unas 8 x 8 plg. Cada ensamble de combustible pesa
aproximadamente 1450 libras (unos 657 Kg).
76
Organización Interna Del Reactor De Agua A Presión PWR
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FIGURA
FECHA
03-ENERO-2001
16
77
Todos los materiales estructurales en la zona activa del núcleo, incluyendo
los tubos guía para los ensambles de elementos de control y las rejillas
espaciadoras son de Zircaloy, lo cual minimiza los requerimientos de uranio
enriquecido en el núcleo y elimina la preocupación acerca de la formación de una
aleación eutectica con un menor punto de fusión durante un APR, resultante de
utilizar metales disímiles. Cada varilla tiene la libertad de moverse axialmente a
través de lasa rejillas espaciadoras, cuya función consiste en restringir
lateralmente a las varillas de combustibles por medio de un apoyo de resorte.
VARILLA DE COMBUSTIBLE EN UN REACTOR PWR
Las varillas de combustible, que consisten en cargas de dióxido de uranio
(UO2) de bajo enriquecimiento alojadas en tubos de pared delgada de Zircaloy 4,
están diseñadas para lograr rendimientos promedio de cerca de 33000 MWd/TMU
( megawatts térmicos-día por tonelada métrica de uranio) y rendimientos máximos
de unos 50 000 MWd/TMU. Los factores de diseño que limitan el rendimiento del
combustible son los efectos que ejercen sobre el revestimiento los cambios
volumétricos en las cargas de combustible y la liberación del gas de fisión. la
varilla de combustible esta formada, esencialmente por cargas de UO 2 de 0.325
plg de diámetro y 0.390 plg de largo alojadas en un tubo de Zircaloy 4 de 0.382 plg
de diámetro exterior. Las cargas de combustible de alta densidad están
abombadas en ambos extremos para permitir el crecimiento volumétrico del
combustible y la expansión térmica diferencial durante la combustión.
La selección del Zircaloy 4 para el revestimiento se basó en: (1) su baja
sección eficaz de absorción de neutrones térmicos, (2) su buena resistencia a la
corrosión en el refrigerante de agua, (3) su mejor comportamiento hidrante
comparado con el del Zircaloy 2, y (4) sus buenas propiedades de resistencia
Además de adaptarse a los efectos de la expansión térmica diferencial, el
revestimiento también se debe proyectar para que acepte sin fallas el crecimiento
volumétrico radial del combustible. El criterio de diseño generalmente aceptado
como satisfactorio consiste en limitar al 1% la deformación circunferencial neta
78
irrecuperable del revestimiento. Al aplicar este criterio se debe de tomar en
consideración la tasa lineal de calor como una función del grado de combustión.
ENSAMBLES DE ELEMENTOS DE CONTROL
Los ensambles de los elementos de control consisten en arreglos de 4, 8 o
12 varillas aproximadamente de 0.8 pulg. de diámetro exterior dispuestos, como
se indica en la figura 17.
MAXIMIZACIÓN LOCAL CON VARILLAS DE CONTROL.
El empleo de las varillas de control cruciformes, como en el diseño de los
reactores de agua hirviente y de los primeros reactores de agua a presión,
requiere grandes canales de agua entre los ensambles de combustible con el
objeto de garantizar que las varillas de control realicen la parada de emergencia
satisfactoriamente. Estas brechas provocan la maximización de la potencia en las
varillas de combustible adyacentes al canal de agua, en comparación con las
varillas de combustible que están a alguna distancia del canal.
79
ECC 4 elementos
ECC de 8 elementos
ECC de 12 elementos
Ensambles De 4, 8 Y 12 Elementos De Control Usados En El PWR
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FIGURA
FECHA
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17
80
REACTOR GENERADOR RÁPIDO DE METAL LIQUIDO LMFBR
El reactor generador rápido deriva su nombre del a capacidad para
regenerar, esto es, para crear mas material fisible del que consume, y del hecho
de que sus neutrones viajan mas rápido que los de un reactor térmico. El proceso
de regeneración depende en parte de que los neutrones mantengan una velocidad
o energía elevadas ,si se permite que disminuya dicha velocidad o energía, como
ocurre en los reactores térmicos, la cantidad de neutrones producidos por
absorción en el uranio o plutonio disminuye, además a velocidades los neutrones
tienden a ser capturados por los diferentes materiales estructurales del reactor, y
esto reduce mas el potencial de regeneración. Por tanto, es importante que en los
reactores rápidos se conserve elevada la velocidad de los neutrones. El agua que
se utiliza como refrigerante en algunos reactores térmicos tiende a desacelerar a
los neutrones, impidiendo así una regeneración eficiente. En consecuencia es
necesario usar un refrigerante que no desacelere los neutrones, ni los capture
cuando viajan por el refrigerante. Un refrigerante así es el sodio, el cual se usa
ampliamente en los reactores rápidos . de ahí el termino de regeneración rápida
de metal liquido (LMFBR: Liquid Metal Fast Breeder Reactor).
Características del sodio.-el sodio es metal alcalino que se funde
aproximadamente a 99o C. Su sección transversal (eficaz) para absorber y termal
izar neutrones es muy baja (es decir, no captura ni desacelera grandes cantidades
de neutrones ), y su capacidad para transferir calor es excelente. Tiene un punto
de ebullición muy alto (no hierve fácilmente como el agua ) ,su punto de ebullición
es a 893o C y una presión de vapor muy baja en la mayoría de temperaturas.
Estas propiedades hacen que sea casi ideal como refrigerante del reactor. A
diferencia del agua, se puede calentar a temperaturas muy elevadas sin que
genere presión, y su excelente capacidad para transferir calor hace que sea
mucho menos sensible a los trastornos breves en la superficies desde las cuales
se transfiere calor. Debido a que el sistema refrigerante opera a baja presión, el
liquido no escapa tan rápidamente en caso de que haya una fuga en una tubería o
en alguna otra parte del equipo que contenga sodio, como sucede con los
sistemas a alta presión.
81
La reactividad química del sodio es un recurso de seguridad en un aspecto:
su capacidad para combinarse o retener otros elementos. Por ejemplo, durante la
irradiación del combustible se forman muchos isótopos radiactivos que se conocen
como productos de fisión. Algunos de estos isótopos son especies radiactivas e
inestables de elementos que se desintegran gradualmente hasta formar isótopos
estables de elementos.
PRINCIPIOS DEL REACTOR REGENERATIVO RÁPIDO O DE CRÍA
El reactor regenerador rápido o de cría es reconocido por hacer posible la
recuperación de casi toda la energía disponible en el uranio. Esto sucede debido a
que durante la fisión en el reactor regenerador rápido se liberan casi tres
neutrones por cada neutro absorbido, en comparación con los aproximadamente
dos que se liberan en un reactor térmico. En promedio entre uno y dos neutrones
son necesarios para mantener el proceso de fisión, y el neutron extra en un
reactor rápido puede ser absorbido por el U238 no fisionable. Cuando el U238
absorbe un neutron, se transforma en PU239 fisionable. Los reactores que tienen
una razón de regeneración mayor que uno crean mas combustible del que
necesitan para su función, y el plutonio extra se puede utilizar para abastecer de
combustible a otros reactores regeneradores. Por este medio, el 80% o mas de la
energía disponible en el uranio se puede recuperar y utilizar en los reactores.
COMBUSTIBLE EN UN LMFBR
En un regenerador rápido típico, la mayor parte del combustible es U238
(del 90 al 93 %), el resto del combustible esta en forma de isótopos fisibles que
mantienen el proceso de fisión. La mayoría de esto isótopos fisibles están en la
forma de PÚ239 y PU241 , aunque también puede estar presente una pequeña
porción de U235 , normalmente, los isótopos fisibles se encuentran en la región
central del núcleo, la cual esta rodeada por los isótopos fértiles de la “región fértil “.
Cuando se carga por primera vez el combustible en el
reactor, la región del
núcleo contiene por lo regular entre 10 y 15 % de isótopos fisibles, y el porcentaje
restante es de U238 , esencialmente toda la zona fértil esta compuesta de U 238 ,
82
conforme se extrae la energía de los isótopos fisibles, estos se agotan (el plutonio
inicial se consume gradualmente ). Sin embargo, en un reactor regenerador se
forma nuevo plutonio en la región del núcleo y en la fértil mas rápido de lo que se
consume. Adicionalmente se forman productos indeseables de fisión que
finalmente se deben eliminar. El combustible retirado para su reprocesamiento
comúnmente contiene de 1 al 3 % de plutonio nuevo. De esta manera el
regenerador rápido puede recuperar entre 80 y 90 % de la energía disponible en
los recursos de uranio.
La ventaja principal del LMFBR con respecto a los otros tipos de reactores
en cuanto al combustible es que, mientras la mayoría de los reactores actuales
requieren algún grado de enriquecimiento para el isótopo U235 utilizado para
alimentarlos.
Este
proceso
de
enriquecimiento
requiere
plantas
con
procedimientos costosos , que a su vez emplean grandes cantidades de energía
eléctrica, mientras el reactor regenerador rápido convierte al isótopo fértil U 238
(no fisible) en el isótopo fisible PU239 , sin necesitar de una planta de
enriquecimiento. El regenerador rápido sirve como su propia planta de
enriquecimiento ,redundando así en una reducción de costos de combustible .
Durante el desarrollo inicial del LMFBR se hizo evidente que dos de las
características del reactor eran deseables: una de ellas, la larga longevidad del
combustible, y la otra el coeficiente negativo de potencia, es decir, un coeficiente
de potencia sencillamente es un termino matemático que describe la respuesta del
reactor a ciertos estímulos de entrada, por ejemplo, si se incrementa la potencia
del reactor retirando varillas de control que regulan la reacción nuclear en cadena,
esto normalmente provoca que el combustible aumente su temperatura y se
expanda físicamente. Conforme se expande el núcleo por la temperatura mas
elevada, su altura aumenta ligeramente y su área superficial exterior se hace mas
grande. Esto permite que una cantidad mas grande de neutrones escapen del
núcleo y queden perdidos para el sistema, lo que tiende a reducir la cantidad de
neutrones que se fisionan y liberan energía, esto a su vez hace que el incremento
de potencia se reduzca en comparación con lo que hubiera sucedido de no ocurrir
la expansión térmica.
83
En cuanto a la larga longevidad del combustible que resulta de dejar el
combustible en el reactor durante un lapso extenso, conlleva un costo bajo de
combustible si se le ve desde el punto de vista de duración de tiempo de
combustible útil, la mayoría de los primeros LMFBR usaban uranio o plutonio en
forma de metal como combustible , sin embargo estos combustibles se dañan
gradualmente hasta que deben ser eliminados del reactor. No obstante,
cambiando estos metales de uranio o plutonio ya sea por oxido de uranio o de
plutonio, se encontró que la longevidad del combustible
se alargaba
substancialmente. Otra ventaja de los combustibles en forma de óxidos, es que al
aumentar su temperatura (por las fisiones), se expande , pero debido a la forma en
que se fabrica el combustible, esta expansión es menos predecible que la de los
combustibles metálicos.
CIRCUITO DE FLUJO DE UN REACTOR REGENERADOR RÁPIDO CON
METAL LIQUIDO COMO REFRIGERANTE (LMFBR)
El circuito del flujo de un LMFBR en donde se incluyen los dos circuitos de
sodio, Para un reactor que utiliza el ciclo de alta temperatura, el ciclo como su
nombre lo indica se trabaja con temperaturas altas del refrigerante ,lo que por un
lado nos conduce a una eficiencia térmica relativamente alta (39 %) ,por otro lado
exige el uso de materiales de mayor costo para la tubería y conexiones ,el sistema
esta dividido en dos circuitos:el de alta temperatura y el de baja temperatura, ver
figura 18.
El reactor es refrigerado por el sodio primario, el cual se vuelve radiactivo
conforme recoge calor al pasar por el núcleo o región del combustible. En esta
disposición particular el sodio se calienta a 560
o
C y fluye a través de tuberías (
mostradas esquemáticamente con una sola línea en la figura) hasta los
cambiadores intermedios de calor. En los cambiadores de calor, el sodio primario
transfiere el calor al sodio no radiactivo. Después de ser refrigerado a 393
o
C en
los cambiadores de calor, el sodio primario se bombea de regreso al reactor en
donde repite el ciclo. El sodio secundario no radiactivo se hace circular de los
cambiadores intermedios de calor a los generadores de vapor , en donde el calor
84
del sodio se transfiere al agua, la cual se convierte en vapor sobrecalentado que
será utilizado en la turbina. El sodio secundario refrigerado (debido a que cedió su
calor al agua) se bombea de regreso a los cambiadores intermedios de calor
donde se repite el proceso.
85
297 0C
566 0F
Generadores
de vapor
519 0F
271 0C
Recalentador de dos etapas
Tambores 292 0C 558
de vapor 0F 1115
lb/plg2 abs.
Separador
Bombas de
recirculación
825 0 F
318 0 C
468 0 C
875 0 F
530 0 F 277 C
175lb/plg2 abs.
1200 MW (netos)
Bombas
secundarias
Turbina
550 0 F
288 0 C
Generador
Condensador
Núcleo
605 0 F
318 0 C
0
3.5 plg de Hg 120 F
(49 0 C)
0
Reactor
Cambiadores
intermedios de
calor
216 C
Bombas
420 0 F
primarias Calentadores del agua Bombas para el agua de
alimentación
de alimentación.
Fig.1(b). Circuito de flujo en el reactor regenerador rápido de metal liquido para el ciclo de baja temperatura.
Circuito De Flujo En El Reactor Generador Rápido De Metal Liquido
Para El Ciclo De Baja Temperatura
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FIGURA
FECHA
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18
86
REACTOR DE ALTA TEMPERATURA ENFRIADO POR GAS ( HTGR ).
El reactor del tipo HTGR ( high temperature gas-cooled reactor) es un
reactor térmico avanzado que produce condiciones modernas de vapor. El reactor
HTGR utiliza helio como refrigerante ,y el grafito, por sus propiedades superiores a
altas temperaturas, se emplea como moderador y material estructural. El
combustible es una mezcla de uranio enriquecido y de torio en forma de partículas
revestidas de cerámica. Las condiciones de altas temperatura y la elevada
eficiencia térmica (aproximadamente 39 %) del HTGR dan por resultado un
elevado rendimiento basado en la conservación del combustible, en un costo
competitivo y en el empleo de equipo turbogenerador convencional. la cantidad de
agua refrigerante requerida para sacar el calor desperdiciado es significativamente
menor que en un reactor de agua ligera (LWR). el empleo de torio en el ciclo de
combustible disminuye el costo de este, mejora su conservación y añade los
grandes depósitos disponibles de torio a las reservas de combustible. El HTGR
tiene ventajas ambientales :

Menor descarga térmica debido a su elevada eficiencia.

Baja liberación de desperdicios radiactivos debido a la elevada integridad del
combustible y refrigerante inerte.

Bajo consumo de materia prima debido a la elevada eficiencia y la utilización
de torio en el ciclo del combustible.
Se logran elevadas temperaturas de operación a presiones moderadas por
medio del uso de helio como refrigerante. El helio tiene la ventaja fundamental de
que siempre permanecen la fase gaseosa, eliminando el problema de la perdida
completa de refrigerante. las características atractivas del helio como refrigerante
incluyen:

Es químicamente inerte.

Esencialmente no absorbe neutrones.

No contribuye a la reactividad del sistema.

Es de fácil disponibilidad como refrigerante del HTGR.
87
El grafito se utiliza como moderador y material estructural del núcleo debido:

Excelente resistencia mecánica a elevadas temperaturas.

Muy baja sección eficaz de captura de neutrones.

Excelente conductividad térmica.

Elevado calor especifico.
El grafito ha demostrado ser un excelente moderador, con una larga historia
de utilización en los reactores térmicos. su baja sección de captura de neutrones
lo coloca en lugar preponderante a la hora de elegir moderadores. No se pierden
neutrones dentro del núcleo por absorción en el revestimiento metálico del
combustible ó en los soportes estructurales. Además de estas características
nucleares, el grafito es ideal para la operación a altas temperaturas ya que, a
diferencia de la mariílla de materiales, se incrementa su resistencia con las
temperaturas elevadas, llegando al máximo a los 2,500 grados Celsius
aproximadamente (bastante arriba de la temperatura limite de operación del
reactor), y continua manteniendo una resistencia significativa a temperaturas
mucho mas elevadas.
El empleo del ciclo de combustible torio-uranio en el HTGR permite un
mejor rendimiento del núcleo que el ciclo de bajo enriquecimiento del plutoniouranio usados en los reactores de agua ligera (LWR). La razón principal de esto es
que el U233 fusil producido con los neutrones capturados en el torio durante la
operación del reactor es un combustible neutronicamente mejor que el PU239
producido a partir del U238 en el ciclo de bajo enriquecimiento. Las excelentes
características neutrónicas del ciclo del torio-uranio moderado por grafito
conducen directamente a elevadas razones de conversión y bajos inventarios de
combustible.
La reducción en los inventarios de U235 y en los requerimientos de
reposición se traducen en una menor susceptibilidad a los cambiantes costos del
mineral y a los posibles incrementos futuro en los precios de uranio.
88
NUCLEO DEL REACTOR HTGR
El elemento combustible del HTGR es un bloque de grafito, de sección
transversal hexagonal, que tiene agujeros para el combustible y de canales para el
refrigerante , todos longitudinales. Los bloques de elementos combustibles están
apilados en columnas de ocho bloques cada una y agrupadas en regiones de
combustible consistentes en una columna central rodeada por otras seis columnas
Cada región descansa sobre un gran bloque de apoyo del nucleo,el cual a su vez
descansa en postes de grafito colocados sobre el recubrimiento interno de la
cavidad central. Hay elementos reflectores hexagonales de grafito localizados
arriba, abajo y alrededor del núcleo activo. Estos elementos están rodeados por
bloques permanentes de reflectores laterales para dar al ensamble entero una
configuración circular.
Los agujeros para combustible contienen un varilla consistente en
partículas de combustible revestidas de cerámica metidas en una matriz de grafito.
Los revestimientos aplicados son de capas múltiples para garantizar la contención
de los productos de fisión; Una capa interior porosa, o zona amortiguadora,
compensa o absorbe la expansión del combustible irradiado y a la vez proporciona
una zona de almacenamiento para los productos gaseosos de la fisión, las capas
exteriores, actúan como una barrera de contención extra para los productos de
fisión y proporcionan resistencia estructural. En efecto, el revestimiento de las
partículas funciona como un recipiente esférico a presión en miniatura.
Los parámetros ideales para que el ciclo de combustible tenga un costo
mínimo y a la vez el máximo de rendimiento térmico y material son ,los siguientes:
1.- Un ciclo de combustible que incorpore una mezcla uranio-torio.
2.- Una longevidad del combustible de 4 años.
3.- Una densidad promedio de potencia de 8.8 watts/cm 3.
4.- Una frecuencia de reabastecimiento de una vez al año.
El núcleo de un reactor de alta temperatura enfriado por gas (HTGR) se
puede cargar de manera que produzca razones de conversión que sean muy
elevadas en comparación con las del LWR, permitiendo así la opción de usar
material fértil de modo que se utilicen eficientemente los recursos. Se puede
89
optimizar el equilibrio entre utilización de recursos y economía, dependiendo del
costo de capital de trabajo. Por ejemplo, una empresa de servicios públicos con
menor disponibilidad de capital de trabajo puede tener una razón de conversión
mas elevada que una compañía privada
de servicios públicos. El reactor se
controla por medio de dos varillas localizadas en cada región de abastecimiento.
Todos los pares de varillas de control tienen capacidad para efectuar la parada de
emergencia y funcionan por gravedad. Se incluye un sistema de parada de
reserva que consiste en cargas de grafito con boro que se pueden introducir al
núcleo desde tolvas o embudos localizados en cada orificio de reabastecimiento, a
través de los canales cilíndricos que están en el elemento central del combustible
de cada región de reabastecimiento.
SISTEMA DE SEGURIDAD
El diseño del HTGR incorpora muchas características de seguridad y cierta
cantidad de protecciones de ingeniería. Las características de seguridad incluyen
coeficientes negativos de temperatura y potencia asegurados por el contenido
aleatorio del combustible. Además, la elevada capacidad calorífica de la gran
masa de grafito garantiza que cualquier fluctuación transitoria en la temperatura
del núcleo que resulte de las inserciones o interrupciones de radioactividad en el
enfriamiento será lenta y fácilmente controlable. La elevada capacidad de grafito
en cuanto a absorción calorífica eliminan la necesidad de tener un sistema de
enfriamiento de emergencia del núcleo; Solo se requiere un sistema de
eliminación de calor residual para el calor de desintegración a largo plazo, por lo
que el control del HTGR es
mas fácil que en los reactores en los cuales el
refrigerante funciona como moderador. El combustible de uranio-torio contenido en
las partículas revestidas de cerámica no es susceptible a la liberación repentina de
productos almacenados de fisión resultantes de la fusión.
90
COMPONENTES DE UNA CENTRAL HTGR.
1.- Edificio de contención del reactor .- proporciona una barrera antifugas
para impedir una liberación significativa de productos de la fisión en la atmósfera
después de algún accidente. Este edificio comprende los sistemas auxiliares para
eliminar de la atmósfera de la contención de la radioactividad que deja un
incidente y para la reducción final de la presión de la contención a los niveles
atmosféricos.
2.- Edificio de servicio del reactor.- esta estructura alberga las instalaciones
de recepción y embarque de combustible, las de mantenimiento de equipo, y
ciertas partes de los sistemas auxiliares del reactor.
3.- Edificio auxiliar y de control de la planta.- este edificio alberga los
controles, la instrumentación y el equipo del suministro de vapor nuclear, así como
los controles de la planta y el equipo de instrumentación.
4.- Edificios del generador diesel.- estos edificios albergan el generador
diesel de emergencia requerido para operar el sistema auxiliar de refrigeración del
núcleo y otras cargas esenciales durante un accidente debido a fallas en el diseño
de la planta.
5.- Edificio de la turbina.- alberga el turbogenerador de vapor sobrecalentado y al
equipo auxiliar.
91
REACTOR DE AGUA PESADA A PRESION (PHWR O CANDU)
La principal característica de este reactor desarrollado en Canadá y
conocido también como CANDU , consiste en que utiliza uranio natural como
combustible y agua pesada como moderador y enfriador.
El núcleo del reactor se encuentra dentro de un cilindro denominado
calandria, atravesado axialmente por tubos de paredes relativamente gruesas
llamados tubos de presión, en cuyo interior se alojan los elementos combustibles.
La calandria esta llena de agua pesada que actúa como moderador de los
neutrones.
Por dentro de los tubos de presión bañando los elementos combustibles,
circula agua pesada que actúa como refrigerante de dichos elementos, y provoca
que su temperatura se eleve sin llegar a entrar en ebullición, debido a que la
presión en el interior de los tubos es muy alta.
El agua pesada caliente pasa después al generador de vapor donde
transfiere su energía térmica a un circuito de agua y la hace hervir.
El vapor generado mueve el turbogenerador para generar energía eléctrica;
después se condensa y regresa de nuevo al generador de vapor. Por su parte, el
agua pesada regresa al reactor para continuar refrigerando los elementos
combustibles.
Las plantas dotadas de reactores CANDU (de desarrollo canadiense), han
competido con éxito con las plantas PWR y BWR.
La estructura de estas centrales consta de un tambor de acero denominado
calandria, el cual acoge el moderador que consiste en agua pesada a baja
presión. Todo este conjunto generador de energía se encuentra alojado dentro de
una bóveda de hormigón.
Al igual que el moderador, el líquido refrigerante es agua pesada, que se le
hace circular a través de unos tubos que atraviesan horizontalmente la calandria.
Asimismo, dentro de los tubos se sitúan las varillas de combustible (uranio
enriquecido). El líquido refrigerante que circula por el interior de los tubos, se
encuentra sometida a una gran presión para evitar que se transforme en vapor de
agua, incluso a temperaturas elevadas.
92
En el tambor se encuentran también otro tipo de conductos, mediante los
cuales se pueden introducir varillas de control que absorben neutrones (los
frenan), permitiendo actuar sobre la reacción en el supuesto de que se produjese
una pérdida de líquido refrigerante. Al igual que en las centrales AGR, en este tipo
de reactor la pérdida de refrigerante no implica pérdida de moderador, por lo que
el mantenimiento de la reacción llegaría a sobrecalentar el núcleo finalizando con
su destrucción, motivo por el que se disponen las varillas de control de
emergencia.
La gran ventaja de este tipo de planta radica en el rendimiento útil que
proporcionan (hasta un 78%), mejorando las de su mayor competidora, las de tipo
PWR, que sólo llegan a un 75%.
93
III PLANTA LAGUNA VERDE
UBICACIÓN DE LA PLANTA NUCLEOELECTRICA LAGUNA VERDE
La primera central nuclear del país. la gerencia de centrales nucleares,
cuenta con la central laguna verde, localizada sobre la costa del golfo de México,
en el municipio de alto lucero, estado de Veracruz, a 70 Km. al noroeste de la cd.
de Veracruz. la central laguna verde, está integrada por dos unidades, cada una
con una capacidad de682 MWe ; los reactores son tipo agua hirviente (bwr-5) y la
contención tipo mark ii de ciclo directo. el sistema nuclear de suministro de vapor
fue suministrado por general electrico. y el turbogenerador por mitsubishi heavy
industries.
El 29 de julio de 1990, la unidad 1 inicio sus actividades de operación
comercial, y habiendo generado más de 42 millones de MWh, con una
disponibilidad de 85% y un factor de capacidad de 80.25%. por su parte, el 10 de
abril de 1995, la unidad 2 inició sus actividades de operación comercial; con una
generación superior a 22.6 millones de MWh, siendo el factor de disponibilidad de
85% y el de capacidad de 87.86%. ambas unidades representan el 3.4% de la
potencia real instalada del sistema eléctrico nacional, y su contribución a la
generación es de 7%.
3.1 CONFIGURACION DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE
La central consta de dos unidades, cada una con capacidad de 654 Mega
Watts eléctricos netos, totalizando una capacidad total para la planta laguna verde
de 1.3 Gigawatts, cada unidad esta equipada con reactores
que operan con
uranio enriquecido como combustible, y agua en ebullición como moderador y
refrigerante (BWR).
A continuación se relacionan los aspectos mas relevantes de la planta:
94
DATOS TÉCNICOS BÁSICOS DE LA CENTRAL NUCLEOELÉCTRICA DE
LAGUNA VERDE
Localización
Número De Unidades
Proveedor De Los Sistemas
Nucleares De Suministro De Vapor
Tipo De Reactor
Potencia Térmica Por Reactor
Carga Inicial De Combustible Por
Reactor
Laguna Verde, Ver,; 70 km al NNO de la
Ciudad de Veracruz.
Dos
General Electric
BWR/5 (reactor de agua ligera en
ebullición).
1931 MWt
444 ensambles; 92 toneladas de
combustible (UO2) al 1.87% U235 en
promedio
Recarga Anual De Combustible Por
96 ensambles al 2.71% U235, para un
Reactor
factor de capacidad del 70%
Proveedor De Los Turbogeneradores Mitsubishi Corporation
Potencia Eléctrica Bruta Por Unidad
675 MW
Potencia Eléctrica Neta Por Unidad
654 MW
Energía Anual Generada Por Unidad 4010 GWh, al 70% de factor de capacidad
Ahorro Anual En Combustóleo Por
1 Millón 96 Mil metros cúbicos. (6 millones
Unidad
895 mil barriles)
Tres de 400 KV: a Tecali, Puebla y Poza
Líneas De Transmisión
Rica; Dos de 230 KV: a la ciudad de
Veracruz
95
DESCRIPCIÓN GENERAL DE SUS INSTALACIONES (Ver Fig. 19)
La primera unidad consta de los siguientes 6 edificios principales:
a).- Edificio del Reactor.
b).- Edificio del turbogenerador.
c).- Edificio de control.
d).- Edificio de generadores diesel.
e).- Edificio de tratamiento de residuos radioactivos.
f).- Edificio de la planta de tratamiento de aguas y taller mecánico.
La segunda unidad
tiene sus propios edificios del reactor, del
turbogenerador, de control y de generadores diesel, pero comparte con la unidad
numero 1 el edificio de tratamiento de residuos radioactivos, pero tiene su propio
edificio de purificación de agua del reactor. También comparte el edificio de la
planta de tratamiento de agua y del taller mecánico. Hay otros edificios
secundarios, comunes a ambas unidades, que no se muestran en el diagrama:

Toma de agua de enfriamiento para el condensador y los
componentes
nucleares.

La subestación eléctrica.

El edificio administrativo.

Edificio de almacenamiento de partes de repuesto.

El edificio de acceso.

El edificio de almacenamiento de residuos de mediano y bajo nivel de
radioactividad.
96
Vista parcial de la planta laguna verde
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MECANICA ELECTRICA
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FIGURA
FECHA
03-ENERO-2001
19
97
3.2 CICLO TERMODINAMICO
En los reactores de Laguna Verde el fluido refrigerante se agua
desmineralizada que pasa por el núcleo del reactor a alta presión y hierve al
extraer el calor que se produce por la fisión nuclear en el combustible. El vapor
húmedo que tiene una calidad del 14% se separa del agua se seca dentro de la
misma vasija del reactor hasta alcanzar una calidad del 99.7% y se envía
directamente para mover la turbina cuya rotación se transmite al generador. Al
salir de la turbina, el vapor de baja presión pasa al condensador, que opera al
vació, donde se enfría con agua de mar y se convierte nuevamente en liquido. El
caudal de 30 mts3/seg.
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 interior de la misma, junto
con el agua que vuelve del condensador, el flujo del refrigerante a través del
núcleo del reactor.
3.3 REACTOR NUCLEAR
Los principales componentes del rector nuclear instalado en las unidades
de la central laguna verde son: el núcleo, el separador de vapor, las bombas de
tobera, las cuales se encuentran contenidas dentro de la vasija del reactor. La
vasija del reactor es de acero de baja aleación con un espesor de 14 cms. y
cubierta internamente con acero inoxidable. Fuera de la vasija pero formando
parte del reactor nuclear, se encuentran los mecanismos impulsores de las barras
de control, así como las tuberías y bombas de recirculación. Las principales
conexiones a la vasija son: las tuberías que llevan el vapor a la turbina, las
tuberías de recirculación, las penetraciones de los mecanismos impulsores de las
barras de control, y las tuberías de alimentación de agua del condensador.
98
Edificio Del Reactor ( Ver Fig.20)
1.- boquilla de salida de vapor
2.- secador de vapor
3.- separador de vapor
4.- llegada de agua de alimentación
5.- líneas de agua de recirculación
6.- ensambles de combustible
7.- barras de control
8.- mecanismos de barras de control
9.- canales para instrumentación nuclear
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 42 x 40 m de base y
de 74 m de altura, se divide en dos secciones; contenedor primario donde se ubica
la
vasija
del
reactor
y
el
contenedor
secundario.
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 de la vasija y es aquí
donde tiene lugar la fisión nuclear del átomo que permitirá la producción del vapor
nuclear el cual es enviado directamente al grupo del turbogenerador.
NUCLEO DEL REACTOR
Está constituido por 444 ensambles de combustible que contiene cerca de
81 toneladas de uranio en 109 barras de control y agua utilizada como refrigerante
y moderador.
99
EL COMBUSTIBLE NUCLEAR
Se encuentra alojado en pequeñas pastillas cilíndricas de 1.25 cm de
diámetro y 1 cm de altura, introducidas a su vez en tubos construidos con zircaloy
2, con una longitud aproximada de 4 m a las que se denominan barras de
combustibles. el arreglo de 62 de estas barras más 2 barras huecas por donde
circula
agua
forman
un
ensamble
de
combustible.
BARRAS DE CONTROL:
Son de forma cruciformes, fabricadas de acero inoxidable y contienen 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 fisíon nuclear, estas barras pueden ser insertadas en
breves segundos (varían entre 3 y 5 segundos) cuando se requiere un apagado
súbito del reactor.
3.4 NUCLEO DEL REACTOR (BWR)
El nucleo del reactor consiste en 444 ensambles de combustible, montados
en una placa de soporte que contienen 81 toneladas de uranio (uo2), enriquecido
al 1.87% de u235 en promedio, así como de 109 barras cruciformes de control,
que contienen carburo de boro encapsulados en tubos y placas de acero
inoxidable. en el núcleo se produce la reacción en cadena que genera la energía
de fisión, que es extraída por el fluido refrigerante para producir el vapor.
en el núcleo existe una distribución de las barras de control y los tres tipos de
ensamble de combustible de la carga inicial:
109 barras de control
68 ensambles de uranio natural (0.711% de u235)
96 ensambles de medio enriquecimiento (1.76% de u235)
280 ensambles de alto enriquecimiento (2.19% de u235)
Anualmente se introducen aproximada mente 96 ensambles al 2.72% de u235
en promedio para remplazar otros tantos cuyo enriquecimiento ha disminuido
100
debido a las fisiones del u235 para producir energía. estas son las recargas de
combustible que permiten al reactor seguir operando.
3.5 SISTEMAS DE CONTENCIÓN DE LOS PRODUCTOS DE FISION
La operación del reactor implica la creación de productos de fisión
altamente radioactivos .Estos se deben conservar debidamente confinados, tanto
en operación normal como en caso de accidentes
CONTENEDOR PRIMARIO
Estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes de concreto de 1.5 mts
de espesor. en la parte interna de esta estructura está recubierta con una placa de
acero de 6 mm de espesor. la contención primaria esta dividida en dos partes; la
parte superior llamada pozo seco que contiene fundamentalmente a la vasija del
reactor, las tuberías de los sistemas de vapor principal, agua de alimentación de
recirculación; además de los sistemas auxiliares, controles e instrumentación
necesarios de acuerdo con el diseño. la parte inferior llamada alberca de
supresión de presión, es utilizada para aliviar excesos de presión en la vasija y
tuberías
del
sistema
de
vapor
principal.
CONTENEDOR SECUNDARIO
El contenedor secundario esta construido con paredes de concreto de 0.5
mts de espesor subdividido en 8 niveles o pisos, estando en la cota 49.90 el piso
superior o de recarga 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 combustibles, también están
ubicados
en
este
nivel
49.90.
Cabe resaltar que la contención secundaria siempre es mantenida a una presión
menor a la exterior, lo que impide en todo momento la salida de gases si esto se
presenta.
101
102
Edificio Del Reactor
1.- boquilla de salida de vapor
2.- secador de vapor
3.- separador de vapor
4.- llegada de agua de alimentación
5.- líneas de agua de recirculación
6.- ensambles de combustible
7.- barras de control
8.- mecanismos de barras de control
9.- canales para instrumentación nuclear
Núcleo del Reactor BWR
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FIGURA
FECHA
03-ENERO-2001
20
103
IV MANEJO DE DESECHOS RADIOACTIVOS
4.1 TIPOS DE DESECHOS
Dentro de la clasificación de los tipos de desechos radioactivos existen los
de bajo nivel de radiación , que son generados en el ciclo del combustible nuclear.
Estos comprenden papel, trapos, herramientas, ropa, filtros, etc. Que contienen
una pequeña cantidad de vida radioactiva. Estos se definen por tener materiales
emitiendo bajos niveles de radiación beta y gama así como emisores de muy bajo
nivel de radiación alfa. estos no requieren blindaje especial durante su manejo y
transporte y son apropiados para enterrarlos bajo tierra como es practicado en
muchos países .para reducir su volumen son comprimidas e incineradas en un
contenedor ,usualmente antes de eliminarlos.
Estos comprenden el 90% del volumen mundial de todos los desechos
radioactivos pero únicamente con 1% de radioactividad.
Los desechos de nivel intermedio tienen altos contenidos de radioactividad y
pueden requerir un blindaje especial. Usualmente requieren resinas todos aquellos
desechos químicos y componentes de reactores, así como también material
contaminado de reactores retirados del funcionamiento. A través de todo el mundo
esto produce un 7% del volumen y tiene un 4% de radioactividad de todos los
desechos. Este puede solidificarse en concreto o asfalto para así eliminarlo.
Generalmente los desechos de corta vida ( principalmente de reactores ) son
sepultados, pero los de larga vida ( de reprocesamiento del combustible nuclear )
serán depositados a grandes profundidades bajo tierra.
Existen también dentro de la clasificación de tipos de desechos radioactivos,
los desechos de alto nivel, que en su mayoría son desechos líquidos del
reprocesamiento del combustible agotado. De
todo el volumen de desechos
radioactivo que se manejan a nivel mundial los desechos de alto nivel, representen
solo el 3% del volumen total, estos desechos llegan a conseguir hasta el 95% de
radioactividad ya que contienen los productos de fisión altamente radioactivos y
algunos elementos pesados con larga vida radioactiva.
104
Los desechos de alto nivel radioactivo se caracterizan por generar una gran
cantidad de calor y requieren enfriamiento, así como un blindaje especial mediante
su manejo y transporte. Frecuentemente este tipo de desecho es vitrificado por
una incorporación con boro silicato ( pirex) que es un cristal el cual es sellado
dentro de botes de acero inoxidable para ser depositado eventualmente a grandes
profundidades bajo tierra.
Si el combustible agotado no es reprocesado todos los isótopos altamente
radioactivos se que dan en el, y entonces el combustible entero es tratado como
desecho de alto nivel.
El volumen de este combustible agotado es alrededor de nueve veces mas
grande que el volumen equivalente de desecho vitrificado de alto nivel, el cual es
el resultado del reprocesamiento y se encapsula para eliminarlo. Los desechos de
alto nivel y los combustibles agotados, ambos son muy radioactivos y la gente que
los maneja debe estar protegida de su radiación. Los materiales son embarcados
en contenedores especiales los cuales previenen el escape de la radiación y son
resistentes a rupturas en accidentes.
Los desechos de alto nivel producidos desde el combustible nuclear
responden por encima del 95% de la radioactividad total producida en los
procesos de generación de electricidad por medio de energía nuclear. En todo
caso reprocesamiento o no el volumen es modesto alrededor de tres metros
cúbicos por año de desecho vitrificado de 25 a 30 toneladas de combustible
consumido por un típico reactor nuclear grande. Esto le permite ser objetivo y
económicamente interdependiente.
4.2
REPROCESAMIENTO
Existen dos opciones para el combustible agotado : reprocesarlo para
recuperar la porción útil de almacenamiento al plazo y la eliminación final. El
combustible agotado todavía contiene aproximadamente 96 % del uranio original
del cual el contenido de U235 fisionable se ha reducido a menos del 1 %
.alrededor del 3 % del combustible agotado, comprende los desechos y el 1%
restante es plutonio ( PU) ,producido mientras el combustible estaba en el reactor .
En el reprocesamiento se separa el uranio y el plutonio de producto de desecho y
105
del revestimiento metálico del combustible por medio de cortes a las varillas de
combustible y disolviéndolas en ácido para separar los diversos materiales . El
uranio recuperado puede ser regresado a la planta de conversión para su
reconversión a hexafluoruro de uranio y posteriormente enriquecido. El plutonio de
calidad del reactor puede ser mezclado con uranio enriquecido para producir un
combustible mixto de oxido MOX , en una planta de fabricación de combustible. La
elaboración del combustible MOX solo se realiza en cinco lugares : en Bélgica,
Francia, Alemania y reino unido, con dos mas en construcción. Han sido 20 años
de experiencia en esto , y la primer planta de gran escala fue Melox, comenzando
su operación en 1995 en Francia. A través de Europa alrededor de 30 reactores
tienen permiso para cargar 20-50 % de sus núcleos con combustible MOX. El
restante 3 % de los desechos de alto nivel radioactivo, algunos 700 Kg. Por año de
un reactor de 1,000 MW ,puede ser almacenado indefinidamente en forma liquida
posteriormente solidificado. El reproceso del combustible agotado se realiza en
siete lugares en el reino unido y Francia con capacidades de alrededor de 3,500
toneladas por año y experiencia civil acumulada de 50,000 toneladas en mas de
35 años .
4.3 VITRIFICACION
El reproceso del desecho liquido de alto nivel puede ser calcinado (
calentarse fuertemente ) para producir un polvo seco, el cual se incorpora a un
boro silicato ( pirex ) para formar un cristal e inmovilizar los desechos . después ,el
cristal se vierte en unos contenedores de acero inoxidable, en cada contenedor de
depositan 400 Kg. de cristal. Los desechos de un año de un reactor de 1,000
megawatts , son aproximadamente 5 toneladas en forma de cristal o alrededor de
12 contenedores de 1.3 metros de alto y 0.4 metros de diámetro. Estos pueden ser
fácilmente transportados y almacenados con el blindaje apropiado.
La vitrificación de los desechos de alto nivel se realiza en 5 lugares : en
Bélgica, Francia y Reino Unido con capacidad de 2,500 contenedores ( 1,000
toneladas ) por año y una experiencia operacional de mas de 16 años.
106
Este proceso esta lejos de cómo se encuentra el ciclo del combustible
nuclear en la actualidad. La eliminación final de los desechos vitrificados de alto
nivel , o la eliminación final del combustible agotado sin reprocesar no se ha
efectuado todavía.
4.4 ELIMINACION FINAL
Algunos países creen que la eliminación final de los desechos radioactivos
de alto nivel ido el combustible agotado, debía ser demorado el mayor tiempo
posible. otros tienen destinado realizar la eliminación final una vez pasado el año
2000 cuando las cantidades a ser eliminadas sean suficientes para hacerlo
económicamente justificable. Los planes mas altamente aceptados a nivel mundial
referente a los desechos vitrificados de alto nivel, son enterrar estos mismos,
sellados en los contenedores de acero inoxidable o ya sea encapsulando las
varillas de combustible agotado en materiales resistentes a la corrosión, estos
recipientes podrían ser hechos de materiales como el cobre o plomo, y para que
estas cápsulas sean enterradas en profundas estructuras de roca estable,
formaciones geológicamente estables como el granito, toba volcánica, sal o
pizarra parecen convenientes. La primer eliminación permanente de desechos
radioactivos se espera que ocurra cerca del año 2010.
107
V SITUACIÓN DE LA GENERACIÓN EN PLANTAS NUCLEOELECTRICAS .
Las centrales nucleares tienen su origen en Obniks Rusia, cuando en el
año de 1954 se instaló la primera central nuclear , cuyo éxito demostró las
ventajas que ofrece la energía nuclear para generar grandes volúmenes de
electricidad. Mas tarde se instalaron reactores en países como Estados Unidos, la
ex Unión Soviética, Francia, Japón, Alemania, Suiza, Bélgica, Italia y Canadá;
Estos son los países que controlan y difunden la tecnología nuclear conforme a su
conveniencia, actualmente algunos países en proceso de desarrollo como México,
Pakistán, Corea del Sur, Brasil, Argentina, la India y Filipinas han ingresado a las
filas de los países con tecnología nuclear, en la búsqueda de soluciones para
resolver sus necesidades de generación de energía eléctrica.
5.1 LAS PLANTAS NUCLEROELCTRICAS EN EL MUNDO
Desde el inicio de la operación de las plantas núcleo eléctricas, cuando se
instaló la primera planta en obniks ,Rusia en el año de 1954 se demostró las
grandes ventajas que ofrece la energía nuclear para generar electricidad en
grandes volúmenes, después se instalaron reactores en países como Estados
Unidos, la ex unión soviética, Francia, Japón, Alemania, Suiza, Bélgica, Italia y
Canadá, sin embargo la construcción de más plantas núcleo eléctricas en el
mundo pronto se empezó a de tener ante la oposición creciente de grupos
ecologistas que cuestionaron la seguridad de este tipo de instalaciones, después
de los accidentes en las planta de tres millas (Estados Unidos) y chernobil
(Ucrania).
A principios de los 70´s el uso de la energía nuclear estaba en su apogeo,
en los Estados Unidos, el costo de la inversión por unidad en comparación con su
rendimiento la hacían muy atractivas a los gobiernos, la situación de la energía
nuclear en algunos países es muy alentadora ,como Japón cuya energía eléctrica
proviene en un 40% de la energía nuclear, actualmente en Francia la energía
nuclear ocupó lugar excesivamente importante ya que llega a usar hasta el 75%
en energía nuclear para producir electricidad.
108
En contraste en nuestro país el consumo de energía nuclear es de los más
bajos de aquellos que poseen tecnología nuclear teniendo sólo en 3.2% del
consumo de energía nuclear.
5.2 QUIENES USAN LOS REACTORES NUCLEARES
Alrededor del 17% de la electricidad mundial es generada de los reactores
nucleares de uranio ,33paises , incluyendo Estados Unidos , Reino Unido, Rusia,
Japón y Francia, operan o están construyendo reactores Nucleares A finales de
1995, 438 reactores con una capacidad total de rendimiento de aproximadamente
345,000 Mega Watts, operaban en 31 países, otro 33 reactores adicionales
estaban ya bajo construcción y otros 76 estaban en planes de construcción, la
capacidad combinada de estos 547 reactores es de 434.6 GigaWatts
aproximadamente 13 veces la generación eléctrica total de Australia.
SITUACIÓN DE LA ENERGIA NUCLEAR EN MEXICO.
INDUSTRIA ESTATAL. La Constitución otorga a la Nación el derecho
exclusivo de la explotación de combustibles nucleares empleados en la
generación de la energía nuclear con fines pacíficos, Las industrias involucradas
en las actividades de explotación de minerales radioactivos y energía nuclear, se
consideran estratégicas y quedan reservadas exclusivamente al estado. Estas
actividades incluyen la explotación y exploración de sustancias y minerales
radioactivos, así como la producción y uso de combustibles nucleares
LEGISLACION. La ley primordial en materia del reglamento de la energía
nuclear es la ley de energía nuclear. De importancia también, es la ley de
Responsabilidad Civil sobre Daños Nucleares (en lo sucesivo Ley de
Responsabilidad Nuclear; citada como LRCDN). La ley de Ecología contiene una
ordenanza referente a la protección ambiental de la industria de la energía
nuclear. Por otra parte, México es signatario de varios tratados internacionales en
el área de energía nuclear. Con referencia a la energía nuclear, él articulo 154 de
la Ley de Ecología establece que la SE trabajará en cooperación con la Comisión
Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS) y, cuando sea aplicable,
109
la Secretaria de Salud (SS)fijará normas con fin de evitar riesgos a al salud pública
y para asegurar la preservación del equilibrio ecológico. Las normas deberán
identificar las normas nucleares, radioactivas y físicas de los estados para regular
la exploración, explo5tacion y desarrollo de minerales radioactivos, así como el
uso de combustibles nucleares en la generación de energía nuclear. La ley señala
a la SEMARNAP como la seguridad central en cargo de la evaluación del impacto
ambiental de estas actividades. Además, la ley de minería contiene varias
referencias a los minerales radioactivos esta reservada al estado, y en el caso que
un concesionario de minería encuentre minerales radioactivos, tendrá la obligación
afirmativa de informar ala SECOFI del descubrimiento, bajo pena de revocación de
la concesión minera
CONSTRUCCION Y OPERACIÓN DE PLANTAS NUCLEARES
EXPLORACION, EXPLOTACION Y APROVECHAMIENTO DE MINERALES
RADIOACTIVOS.
La Ley de energía Nuclear se aplica a la exploración, explotación y
desarrollo de los minerales radioactivos, así como a la producción
y uso de
combustibles nucleares para la generación de energía nuclear. Estas actividades
están reservadas exclusivamente al Consejo de Recursos Naturales (CRN).
COMBUSTIBLE NUCLEAR. El combustible nuclear es propiedad exclusiva
de la nación y las actividades involucradas en su producción quedan reservadas
exclusivamente al estado. Sólo la SE cumple con esta función bajo la supervisión
de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS).
GENERACION DE ENERGIA NUCLEAR. La generación de electricidad por
medio de combustibles nucleares es realizada exclusivamente por la CFE. La
CFE, con la ayuda del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ), está
a cargo del diseño y construcción de plantas núcleo-eléctricas. En el año de 1988.
México finalizó la construcción e inicio las operaciones de su único reactor nuclear
para la generación de electricidad conocido como "Laguna Verde” en el Estado de
Veracruz. Los reglamentos respecto a seguridad nuclear se establecen en la Ley
110
de la Energía Nuclear. El organismo responsable de asegurar su cumplimiento es
la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS).
La CNSNS expide las autorizaciones a las partes que deseen participar
en
la
importación-exportación,
posesión,
uso,
transferencia.
transporte,
almacenamiento y descarga final, de los materiales radioactivos. La CNSNS
también lleva a cabo inspecciones de instalaciones nucleares. Completada la
inspección, el CNSNS deberá presentar a la compañía inspeccionada, un reporte
de las medidas, si es que se requieren, que deben tomarse para cumplir con las
normas de la ley. La CNSNS tiene la autoridad de clausurar instalaciones que
presenten un riesgo eminente. Así también, la parte infractora estará a demandas
civiles, penales o laborales, de acuerdo con los daños que hayan causado.
RE-PROCESAMIENTO Y DISPOSICION DE COMBUSTIBLES.
El reprocesamiento de las actividades relacionadas al reprocesamiento y el
almacenamiento, transporte, y descarga final de residuos radioactivos, se
describió en esta tesina anteriormente. En general, todas las actividades
relacionadas con el ciclo de vida del combustible nuclear, incluyendo el
reprocesamiento recaen bajo la autoridad de la SE. El reprocesamiento de
combustibles nucleares se define como, la serie de procesos químicos para la
recuperación del uranio no utilizado. La SE es responsable de desarrollar dichas
actividades bajo la inspección de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y
Salvaguardias (CNSNS) dependiente de la SE. El almacenamiento temporal,
transporte y descarga final de combustibles nucleares, está regulado por el
Reglamento de la Ley General de Equilibrio Ecológico y Protección al Ambiente en
Materia de Residuos Peligrosos ( en lo sucesivo Reglamento de Residuos
Peligrosos; citado como RRP). Además de los requisitos de la Ley de Ecología y
del Reglamento de residuos Peligrosos, la parte que desee participar en
cualesquiera de estas actividades, deberá obtener una licencia de la CNSNS.
El reprocesamiento de combustible nuclear y las instalaciones de descarga,
también están sujetas a los reglamentos y NOMs sobre evaluaciones de impacto
sobre el ambiente, emisiones atmosféricas y descargas de agua.
111
LIMITANTES DE RESPONSABILIDAD EN EL CASO DE UN ACCIDENTE
NUCLEAR.
La responsabilidad civil por daños resultantes de accidentes nucleares esta
definida en la Ley de responsabilidad Civil por Daños Nucleares (en lo sucesivo
Ley de Responsabilidad Nuclear; citada como LRCDN). La naturaleza de
la
responsabilidad civil por daños relacionados es diferente de la responsabilidad civil
general en virtud de la participación del estado. La parte responsable de los daños
causados por un accidente nuclear es el “operador” de la instalación nuclear. El
operador de una institución nuclear es la persona designada por la entidad
federativa en la que encuentre la institución. El operador es responsable de los
daños causados por un accidente nuclear en la instalación de la que está a cargo
o de un accidente donde se encuentren involucradas sustancias nucleares
peligrosas producidas en esa instalación cuando no son parte de un envío oficial
de sustancias nucleares. El operador es responsable de los accidentes derivados
de
envíos de
sustancias
nucleares
hasta
el momento
en
que
dicha
responsabilidad sea contractualmente transferida.
La responsabilidad civil se puede transferir a un propietario o transportista
de dichas sustancias. Asimismo, La Ley de Responsabilidad Civil Nuclear
establece cantidades y límites de responsabilidad civil. Las cantidades se fijan con
relación al salario mínimo en el Distrito Federal y son las siguientes por muerte, mil
veces el salario; incapacidad total, mil quinientas veces; e incapacidad parcial,
quinientas veces. Un operador, tenedor, o transportista no podré ser responsable
de una cantidad mayor a los cien mil pesos (aproximadamente $20.000 US). Los
operadores tampoco son responsables por daños causados por accidentes
nucleares que hayan sido por virtud de guerra, invasión, insurrección, o
catástrofes naturales. El operador puede
absuelto, parcial o totalmente, de
responsabilidad civil, si le es posible probar que el accidente fue resultado de
negligencia injustificable, acción u omision de accion por parte de la persona que
sufrió los daños. Las reglas de indemnización de operadores por daños causados
por empleados se encuentran establecidas por la Ley Federal del Trabajo. En
112
términos generales, la parte dañada tiene diez años a partir de la fecha del
accidente nuclear, para presentar la demanda por daños. Este término puede ser
extendido por cinco años adicionales, cuando el accidente no causa la muerte de
una más personas, y no se hubiera detectado inmediatamente.
Las compensaciones otorgadas por tribunales en el extranjero por daños
causados por accidentes nucleares, no se reconocerán ni se aplicarán cuando se
obtengan de manera fraudulenta, violen los derechos individuales, sean contrarios
al orden público nacional, y cuando la jurisdicción del tribunal competente
corresponda a los tribunales federales de México.
DESARROLLO NUCLEAR EN MEXICO
Los trabajadores nucleares de México han promovido el uso de la energía
nuclear pero también han diseñado que el programa núcleo-eléctrico nacional no
de be significar solo la instalación de cierto numero de centrales y la generación
de una determinada cantidad de megawatts. El programa nuclear de los
trabajadores debe poseer un contenido tal, que incluya una clara orientación
acerca del uso de la generación núcleo eléctrica; el impulso de la técnica moderna
en la industria y en el campo; un uso adecuado de los recursos naturales;
condiciones optimas de seguridad y salud para los trabajadores y la población, así
como la preservación del medio ambiente, mediante el uso racional de la
naturaleza. La definición del Programa Nucleoelctrico Nacional traerá como
consecuencia la elevación del numero de trabajadores nucleares dedicados a las
diferentes actividades en materiales, minerales y fuentes radiactivas y, por tanto,
aumentara también el número de sitios en el país para instalaciones nucleares,
minas de uranio etc., con las correspondientes implicaciones industriales,
ambientales y de salud para los trabajadores y para la población en general.
Desde hace muchos años se sabe que las radiaciones ionizantes producen
daños
aun
en
dosis
menores
a
los
límites
equivalentes
aceptados
internacionalmente. De manera que los trabajadores nucleares ocupacionalmente
expuestos a las radiaciones ionizantes están sujetos a la eventualidad de sufrir los
efectos estocásticos de la radiación, en la operación normal de la industria
113
nuclear. Habrá que considerar, también, las implicaciones derivadas de accidentes
y la eventual afectación a la población y al medio ambiente. Se necesita, por tanto,
definir una política al respecto, con la participación amplia de las fuerzas
democráticas y revolucionarias.
EL DESARROLLO NUCLEAR DEBE CONSIDERAR, ENTRE OTROS, LOS
SIGUIENTES ASPECTOS:

1.- Las operaciones en la industria nuclear deben desarrollarse considerando,
con la más alta prioridad , las implicaciones para la salud y la seguridad de los
trabajadores, ocupacionalmente expuestos a las radiaciones ionizantes y de la
población.

2.- En la industria nuclear deben existir óptimas condiciones para la vida de los
trabajadores durante el trabajo con minerales, materiales y substancias
radiactivas así como fuentes de radiación ionizante.

3.- La utilización racional de la energía supone conservar el potencial natural
para las futuras generaciones, mediante la utilización conciente de la
naturaleza.

4.- En el desarrollo de la ciencia y tecnología nucleares y su aplicación a
escalas industriales, debe considerarse con la más alta atención, la
conservación del potencial genético como patrimonio de la humanidad.

5.- La política proletaria en la industria nuclear supone, como condición
indispensable para su concreción la participación de los trabajadores para
diseñar y poner en practica los planes, programas y proyectos acordes con el
interés de la clase obrera. Dicha participación ha de llevarse a cabo sobre la
base de control de la producción e investigación científica, de la operación e
implicaciones de la energía nuclear y, fundamentalmente con base en el pleno
ejercicio de la democracia proletaria.
Llevar adelante esta política no es sencillo, pero para los trabajadores es
urgente, en la medida que tiende a desarrollarse la energía nuclear, lo cual hace
aumentar los riesgos de trabajo, accidentes, enfermedades y efectos dañinos a
que estamos expuestos los trabajadores de esta industria. Es necesario
114
aprovechar las experiencias anteriores para liquidar la degradación en que ha
caído el trabajo científico y tecnológico, bajo el capitalismo, y volver a convertir el
pensamiento en instrumento del progreso y bienestar del género humano.
Debemos considerar
la importancia de la tecnología, tanto en el sistema de
fuerzas
como
productivas,
en
un
panorama
mas
amplio,
el
sistema
socioeconómico.
En el primer caso tiene lugar el espacio tecnológico de su consideración: en el
segundo aspecto socioeconómico. Ello corresponde a la dualidad del papel que
desempeña la técnica contemporánea en la sociedad. Por una parte, en el
instrumento del trabajo en el proceso de producción, por otra, es el instrumento de
la clase que la posee. Ambas funciones de la técnica, la propiamente tecnológica
y la socioeconómica, pueden encontrarse en distintas correlaciones. Bajo el
capitalismo estas funciones persiguen fines opuestos como el resultado de la
lucha de clase y de su antagonismo. De ahí que el examen de la tecnología y su
impacto en el desarrollo, no pueda realizarse haciendo abstracción de factores
sociales.
Las ideas, en general la ideología, influyen en el mundo material, algunas
pueden contribuir al progreso de la sociedad, otras impedirlo. Las ideas burguesas
aparecen como el freno del desarrollo social , como una barrera. Dentro de éstas
hay actitudes criticas, si bien rechazan al socialismo
como alternativa real, y
entran en contradicciones con el desarrollo social. La ciencia y el desarrollo de la
tecnología tienen una gran importancia. Pero si bien los progresos en estos
campos crean las premisas para resolver los problemas sociales, no pueden, por
si solas, salvar al capitalismo. Es necesario que el desarrollo de la ciencia y la
tecnología, se complementen con la revolución social como única vía de victoria,
Las ideas, en general la ideología, influyen en el mundo material, algunas pueden
contribuir al progreso de al sociedad, otras impedirlo. Las ideas burguesas
aparecen como freno del desarrollo social, como una barrera.
115
LA PROXIMA GENERACION DE PLANTAS DE ENERGIA NUCLEAR.
Las plantas nucleares que actualmente están en servicio se basaron en
diseños de la década de los 60’s. En esa época se consideraba necesario obtener
grandes cantidades de energía a un costo mínimo, para poder competir con las
termoeléctricas con base en el carbón. Estas ultimas en esas épocas costaban el
15% de lo que valen actualmente y usaban un combustible sumamente
comparado con lo que hoy cuesta. Las características de seguridad de las plantas
nucleares eran ejemplares para esa época pero no están a la altura de las
exigencias de seguridad tan complejas que hoy se le imponen a la industria
nuclear. El costo de la electricidad que se obtiene actualmente de plantas de
combustión de carbón y de petróleo se ha elevado hasta tal punto, que para
competir con ellas no es necesario sacrificar el costo en las plantas nucleares. Sin
embargo como actualmente el objetivo principal es la seguridad, es mucho más
fácil garantizar que se dispongan del enfriamiento adecuado al ocurrir un paro en
el reactor.
ESPECIFICACIONES PARA LA PROXIMA GENERACION DE REACTORES.
A mediados de la década de 1980. El Instituto de Investigaciones sobre la
Energía Eléctrica (EPRI), que es el brazo de investigación privado de la industria
eléctrica, fijó las metas de diseño para los nuevos reactores, e incorporar en ellos
una nueva filosofía encadenada a fortalecer la seguridad, la vida útil del reactor.
Gracias a este proyecto se lograron las siguientes especificaciones:
1.- Reducir la probabilidad de u accidente en el núcleo de un factor de
cuando
menos 10, comparando con los reactores que actualmente
se encuentran en funcionamiento comercialmente ( los reactores que en este
momento se estén apenas diseñando deberán tener un factor mucho mayor).
2.- Desarrollar un diseño mucho más sencillo, con mucho mayores
márgenes de seguridad.
3.- Alcanzar una duración en funcionamiento de la planta de 60 años, y la
posibilidad de producir energía durante cuando menos el 85% del tiempo (el
116
promedio actual es del 70%, tanto en nucleoelctricas como en termoeléctricas a
base de carbón).
4.- Los rectores del futuro deberán suministrar electricidad a un costo
inferior al de las plantas que queman carbón (los pronósticos actuales indican que
el dicho costo será aproximadamente 15% mas bajo).
5.- La construcción de una planta nucleoelectrica deberá tener un plazo
obligatoriamente de 3 a 5 años (frente a mas de dos años, en el caso de las
plantas construidas hasta ahora).
6.- La planta nuclear deberá tener un diseño estandarizado (que cumpla
con las normas), de alto nivel de calidad, que tenga garantizada la obtención de la
licencia para construcción,
PERCEPCION DE LA ENERGIA NUCLEAR.
En una encuesta de la empresa Gallup, se pregunto: “¿ Cuan importantes
cree usted que serán las plantas de energía nuclear para proporcionar la
electricidad que se requiera en los próximos años?”, se planteo la misma pregunta
respecto a las plantas a base de carbón. En la tabla que siguen se dan los
resultados obtenidos para la primera pregunta y figuran entre paréntesis los
correspondientes a las plantas de carbón.
Plantas Nucleares
Plantas de Carbón
a) Muy importantes
45%
(29%)
b) De cierta importancia
34%
(37%)
c) No muy importantes
10%
(17%)
d) De ninguna importancia
6%
( 8%)
e) No sé
5%
( 9%)
Por lo que resumiendo se puede ver que reuniendo a y b, vemos que el 79
% de los encuestados piensan que la energía nuclear va a hacer de importante a
muy importante, en tanto que solamente el 66 % opino lo mismo del carbón.
117
Por su parte la empresa encuestadora llamada TeleNation Market Facts
realizo la misma pregunta, las respuestas fueron:
a) Muy importante
50%
b) De cierta importancia
31%
c) No muy importante
8%
d) De ninguna importancia
8%
e) No sé
3%
Resultados que vinieron a confirmar que entre el 79 y el 81% consideran a
la energía nuclear como la energía del futuro y aceptan la importancia de este tipo
de generación de energía, pero no aceptarían la ubicación de una planta nuclear
cerca de su ciudad.
Esta percepción negativa de la enorme mayoría del publico puede ser
cambiada cuando él publico reciba información acerca de las estrictas normas de
seguridad y ambientales que deben cumplir los diseños actuales. La energía
nuclear durante mucho tiempo se ha enfrentado a una interpretación errónea por
parte del publico, en lo que respecta ala influencia que ejerce la energía nuclear
en la salud y el ambiente, existiendo un enorme vació de comprensión por parte
del publico. Tal vez la incomprensión más importante sean la de los peligros de la
radiación. El publico considera que la radiación es algo que presenta un gran
misterio, muy complejo y que aun no se entiende muy bien.
Otro equivoco muy importante lo constituye el peligro de los accidentes por
derretimiento o fusión del reactor. La mayoría de la gente considera que un
accidente de esta índole seria el peor de los desastres, y se imaginan decenas de
millares de muertos tendidos por toda el área como si se pudiera tratar de un
ataque mediante una bomba nuclear, en realidad un reactor nuclear jamás podrá
estallar igual que una bomba nuclear, lo peor que podría sobrevenir en caso de
una falla grave del reactor seria el derretimiento. Para que el numero de
fallecimientos provocados por accidentes de derretimiento de los reactores fuese
igual a los que origina la contaminación del aire a causa de la combustión del
carbón, tendría que ocurrir un accidente de total derretimiento a intervalos de
118
unos cuantos días, pero tras mas de 30 años de utilizar energía nuclear, ni
siquiera hemos tenido el primero de los accidentes de esta naturaleza.
Uno de los peores impedimentos que enfrenta actualmente la energía
nuclear, para lograr su aceptación generalizada por parte del publico lo constituye
el hecho de que la mayoría de las personas no entienden ni cuantifican los riesgos
que conllevan la energía nuclear. En todas las actividades de la vida interviene un
riesgo. Existen peligros en todo tipo de viaje, pero también los hay en el hecho de
quedarse en casa (el 25% de los accidentes fatales ocurren en el hogar, incluso el
comer presenta en teoría peligros). Hay peligros para respirar, la contaminación
del aire probablemente mata a 6000 estadounidenses cada año, la inhalación de
radón, que es un compuesto del gas natural que se encuentra atrapados en
yacimientos bajo la superficie terrestre, y que se filtra a la superficie en forma
natural, se estima que causa 114000 decesos al año tan solo en los Estados
Unidos. Estos peligros se podrían evitar simplemente respirando a través de filtros,
pero nadie lo hace.
El problema de abordar las cosas de esta manera esta en que los riesgos
son importantes, solo aquellos a los que se les hace mayor publicidad en los
medios de difusión, que es el caso de la energía nuclear cuyos riegos son
magnificados por los medios de difusión, haciendo a un lado sus cualidades, aquí
nuestro principal propósito es el de proporcionar un marco de referencia realista
para este proceso y aplicar a los riesgos que implica la generación de energía.
¿EXISTEN OTRAS OPCIONES PARA PRODUCIR ENERGÍA ELÉCTRICA EN
MÉXICO DISTINTA A LA QUE OFRECE LA NUCLEOELECTRICIDAD?
Para el caso específico de México, la generación de energía eléctrica se ha
producido
básicamente
mediante
plantas
geotérmicas,
hidroeléctricas
y
termoeléctricas. Desafortunadamente, cerca de dos terceras partes de esa
electricidad se obtiene con base en la combustión del petróleo que es un recurso
contaminante, no renovable y sujeto a las fluctuaciones de precios en los
mercados internacionales.
119
Adicionalmente, en las próximas décadas, las actuales fuentes de
suministro de energía serán insuficientes para dotar a este país de la electricidad
que requiera para su desarrollo. Por ello, el uso de la energía nuclear es de suma
importancia, ya que implica el aprovechamiento de un nuevo recurso energético
primario -el uranio- para generar electricidad y al mismo
tiempo diversificar
nuestras fuentes de energía, reduciendo la dependencia de los hidrocarburos y
consolidando la evolución y el progreso. Esto ya ha ocurrido en 26 países Estados Unidos, Suiza, España y Japón entre otros, países en los cuales se ha
podido comprobar que la energía proveniente del Uranio es limpia, abundante,
segura y competitiva.
120
ANÁLISIS CRITICOS DE LOS DIFERENTES ENFOQUES
En la realización de la investigación se verificó que existen varios enfoques
que manejan diferentes autores sobre el funcionamiento, seguridad , viabilidad,
sobre las plantas nucleares. Al consultar las diferentes bibliografías, se distingue
que el tema en ocasiones se complica el entendimiento de éste, ya que el autor
expone el tema de una manera extensa y profunda, con términos científicos y
demasiadas deducciones .
Algunos otros autores plantean el mismo tema explicándolo de manera mas
fácil y práctica para realizar ciertas conclusiones que no son tan extensas en
cuanto a su desarrollo, aunque en ambos casos se pueda aprovechar una
pequeña parte. De un punto de vista dado consideramos que en el caso particular
de éste tema las Normas mundiales y nacionales están desarrolladas para llevar a
buen término el funcionamiento y cumplimiento con las normas de seguridad y
protección ambiental.
121
C A P I T U L O III
122
CONCLUSIONES
A partir del análisis de la historia de la tecnología, se observa que después
de la postulación teórica de la mecánica y los primeros avances de la ciencia en
el siglo XVII, se sucedieron los descubrimientos de la energía química del carbón,
las primeras maquinas, el uso del petróleo, el descubrimiento en el siglo pasado
de la energía eléctrica y su utilización indu0strial en la primera mitad de este siglo.
En concordancia con el desarrollo económico se desarrollo la ciencia.
Ahora la actual fase se caracteriza por el descubrimiento de una nueva
fuente de energía :
la energía nuclear y el progreso de las investigaciones
científicas y tecnológicas. Cabe esperar mayor avance en el desarrollo de fuentes
alternativas de energía. Sin embargo sin ser la ultima solución, la utilización de la
energía nuclear con reactores de fisión puede ser utilizada en estos momentos,
como fuente opcional de reemplazo, a escala industrial de las fuentes
convencionales.
El desarrollo de la energía nuclear a escala industrial no ha estado exento
de dificultades. Su origen y potencial utilización bélica le confiere características
particulares. En los últimos años después de el fin de la guerra fría la energía
nuclear se ha enfocado hacia la producción de electricidad al mismo tiempo que
ha sido objeto de cuestionamientos severos, básicamente por existir problemas
técnicos no resueltos; por la eventual afectación al medio ambiente y a la salud y
la posibilidad latente de que países conflictivos de medio y lejano oriente utilicen
los materiales nucleares con propósitos bélicos. Los riesgos de la energía nuclear
derivan de su origen bélico ( inicialmente la energía nuclear fue desarrollada para
hacer daño) pero no solo esta circunstancia
genera temores, el trabajo con
minerales y materiales radiactivos, su procesamiento y el manejo de combustibles
nucleares son operaciones que implican riesgos.
Actualmente la energía nuclear es vista como una fuente de energía
alternativa o complementaria a las necesidades industriales y no se prevé que en
un futuro cercano que los hidrocarburos pierdan el primer lugar como fuente de
energía para la generación eléctrica.
123
Para los países subdesarrollados existen dificultades adicionales entre
otros, los problemas derivados de la transferencia de tecnología y de las
implicaciones políticas y sociales, por lo que antes de decidir la incorporación de
la energía nuclear en estos países se tienen que modificar cuestiones básicas
como la filosofía propia para el uso de energía nuclear y la viabilidad económica.
Donde quiera que se requiera aumentar la capacidad de generación eléctrica
instalada se recurre a las tradicionales plantas basadas en hidrocarburos (como es
el caso de México ), debido principalmente a su costo, disponibilidad de
combustibles, y porque son aceptadas socialmente.
A partir del análisis de la historia de la tecnología que envuelve a una planta
núcleo eléctrica cabe esperar que la utilización de la energía nuclear puede ser
usada
como fuente alternativa de energía a escala mundial . De acuerdo a
proyecciones de demanda y oferta energética se estima que las aportaciones de
las fuentes convencionales ( hidrocarburos, hidroelectricidad, carbón y otras ) son
limitadas e insuficientes para el año 2030. Por esta razón se plantea la utilización
del uso de la energía nuclear
a un nivel masivo de manera que se pueda
satisfacer el consumo estimado con base en las tasas de crecimiento actuales.
Existe fuertes cuestionamientos referentes principalmente a una posible
afectación al
medio ambiente y a la salud
y a la posibilidad de utilizar
los
materiales nucleares con propósitos bélicos. Como conclusión final consideramos
que se debe considerar que la energía nuclear es la alternativa actual para la
creciente demanda de energía a nivel mundial
pero que también
es una
industria con importantes implicaciones técnicas económicas y de riesgos.
124
BIBLIOGRAFÍA
EL SECTOR ELÉCTRICO EN MÉXICO
Coordinación de Daniel Reséndiz Núñez
Comisión Federal de Electricidad / Fondo de Cultura Económica
México. Primera edición, 1994.
ISBN 968-16-4552-9
LA ENERGIA NUCLEAR.
Bernard I. Cohen
Siglo Xxi Editores , S.A. De C.V.
(Traducción De Martín Mor Ubasart)
TEGNOLOGIA DE LA ENERGIA NUCLEAR.
Douglas M. Considine
Publicaciones Marcumbo S.A.
LA QUÍMICA DEL MOLIDO DE URANIO.
Hardy, CJ, 1978.
(Traducción Por Alfonso Wong De La Garza)
ACTA RADIOQUÍMICA
25,121-134 IAEA1980.
( Traducción Por Alfonso Wong De La Garza)
DIVERSOS
PAPELES EN LA TRADUCCIÓN DE LA TORTA
FLUORIDROS DE URANIO
Era Mina Ranger
( Traducción Por Alfonso Wong De La Garza)
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AMARILLA
Y