universidad veracruzana

UNIVERSIDAD VERACRUZANA
FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA
“COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR
NUCLEAR BWR“
MONOGRAFÍA
Que para obtener el título de:
INGENIERO MECÁNICO ELÉCTRICISTA
PRESENTA:
MOISES ABDIEL GARCIA ROMERO
DIRECTOR:
DR. RENÉ CROCHE BELIN
XALAPA, VER.
SEPTIEMBRE 2013
A Dios mi señor y creador por darme vida y acompañarme a lo largo de ella, enseñándome lo que
es vivir y ser una persona conforme a su corazón, por ayudarme, darme el conocimiento y
fortalecerme en los momentos difíciles, así como también saberme gozar en el en los momentos
alegres, rodearme de personas maravillosas y grandes, y por haberse fijado en mi como un hijo.
A mi madre que es pieza fundamental en mi vida, por brindar su apoyo incondicional con
paciencia, con sabiduría y sobre todo con amor para poder ser cada día una mejor persona y poder
concluir mis estudios.
A mi padre por haberme brindado la oportunidad de tenerlo y ser un ejemplo de valor, lucha y
esfuerzo por la vida, al cual llevo en mi corazón por siempre.
A mi hermana y familia por siempre creer en mí darme de su apoyo y ánimo para salir adelante no
importando la circunstancia por estar ahí en los momentos más alegres así como los más tristes a
todos ustedes.
A mis amigos, maestros, compañeros y a la Universidad Veracruzana que han me acompañado a lo
largo de este viaje que ha sido la vida, con los cuales he reído, eh llorado, pero sobretodo eh
vivido, por los que han creído en mí y por cada momento que me acompañaron y pudimos crecer
en este gran aprendizaje que es la vida.
Al programa de “futbol americano de la universidad veracruzana “a mis entrenadores y mis
hermanos en el campo y en la vida, con los cuales hoy comparto un sin fin de recuerdos y vivencias,
por su apoyo y ánimo para ser siempre un mejor en el campo de juego como en la vida, un mejor
estudiante y una mejor persona, por su apoyo.
¡GRACIAS!
(FUENTE. http://centraldenoticiavenezuela.blogspot.mx/2010_11_26_archive.html)
ÍNDICE
Contenido
INTRODUCCIÓN....................................................................................................................................... 6
CAPÍTULO I .............................................................................................................................................. 7
DISEÑO DEL REACTOR BWR ................................................................................................................ 7
CENTRAL NUCLEAR LAGUNA VERDE ............................................................................................... 8
PARTES DEL REACTOR ..................................................................................................................... 9
DISEÑO DEL COMBUSTIBLE ........................................................................................................... 11
DISEÑO FUNCIONAL DE LOS SIETEMAS DE CONTROL DE LA REACTIVIDAD ................................. 14
SISTEMA DE REGULACIÓN............................................................................................................. 15
SISTEMA DE CONTENCIÓN ............................................................................................................ 17
SISTEMA DE EXTRACCIÓN DE CALOR ............................................................................................ 19
EDIFICIOS PRINCIPALES DE UNA CENTRAL NECLEOELECTRICA ..................................................... 20
DATOS TECNICOS DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE ...................................................................... 22
CAPITULO II ........................................................................................................................................... 26
COMPORTAMIETO DEL REACTOR ..................................................................................................... 26
INTRODUCCION............................................................................................................................. 26
EL REACTOR EN ESTADO SUBCRITICO ........................................................................................... 27
EL REACTOR A BAJA POTENCIA ..................................................................................................... 31
EL REACTOR A POTENCIA .............................................................................................................. 40
CAPITULO III .......................................................................................................................................... 43
VENENOS PRODUCTOS DE FISION .................................................................................................... 43
XENON COMO VENENO PRODUCTO DE FISION............................................................................ 44
SAMARI0 COMO VENENO PRODUCTO FISIÓN.............................................................................. 47
CONCLUSIONES ..................................................................................................................................... 50
ANEXOS ................................................................................................................................................. 51
BIBLIOGRAFÍA:................................................................................................................................... 51
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
INTRODUCCIÓN
El propósito fundamental de la elaboración de este trabajo, es el mostrar de una manera accesible,
los conceptos básicos de la energía nuclear, así también conocer el funcionamiento de un reactor
nuclear BWR y su utilización para generar energía eléctrica.
En muchos países del mundo, la energía nuclear es muy confiable y por esto muy utilizada.
El número de centrales nucleares operativas al finalizar el año 2012 era de 437 unidades, con un
total de 372.325 MW eléctricos instalados, que aportan aproximadamente el 14% de la electricidad
mundial. A estos reactores en operación, hay que sumar las 72 unidades que se encontraban en
construcción al iniciarse 2013.
En México, la energía nuclear para usos civiles, la encontramos en una planta con 2 unidades,
llamada Central Nuclear Laguna Verde; La construcción de la unidad 1 comenzó en octubre de 1976,
inició su operación comercial en 1990. En el caso de la unidad 2, su construcción empezó en 1977 y
se integró a la red de potencia eléctrica en 1995.
Laguna Verde cuenta con una capacidad de 1,610 MW instalada en dos unidades generadoras de
805 MW eléctricos cada una.
Esta planta cuenta con 2 reactores de agua hirviente General Electric (BWR-5), que utilizan Uranio
235 enriquecido al 3 o 4%. De ahí la necesidad de hacer referencia al tema.
Podemos notar que en México, como en el resto del mundo la utilización de energía nuclear seguirá
aumentando, hasta que una nueva fuente de energía aparezca y eventualmente la sustituya. Por tal
motivo en por medio de este trabajo, podremos hallar puntos importantes en el principio,
comportamiento y manejo del reactor nuclear BWR.
En el Capítulo 1 encontraremos detalles fundamentales en el diseño del reactor, las partes que lo
componen y la función que realizan, haciendo así más sencilla la comprensión de los siguientes
temas a tratar.
En el siguiente Capítulo (capítulo 2) el lector podrá conocer cómo es que la fisión es controlada y
operada en el reactor para poder obtener la mayor eficiencia posible, y evitar los riesgos de un mal
manejo del reactor manteniéndolo en los estados pertinentes.
En este último capítulo se analizan los elementos que son producidos en el reactor y que ellos
mismos podrían limitar la operación misma del sistema como lo son el
y el
.
6
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
CAPÍTULO I
DISEÑO DEL REACTOR BWR
Tanto en una central nuclear como en una central térmica convencional, la energía calorífica
liberada por el combustible se transforma en energía mecánica y después en energía eléctrica. El
calor producido hace que el agua se vaporice y el vapor formado es enviado a la turbina que hace
funcionar un alternador que produce finalmente la energía eléctrica. Sin embargo, en una central
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 central nuclear, el
calor proviene de la fisión de núcleos de uranio dentro de un reactor nuclear. Un reactor nuclear
viene siendo un dispositivo mediante el cual se puede disponer de la energía de las
transformaciones nucleares a un ritmo controlado.
El calor producido dentro del reactor es recogido por el paso alrededor del combustible de un fluido
que se llama "refrigerante" o fluido "portador de calor”
El vapor que alimenta la turbina puede ser producido, ya sea directamente dentro del reactor o
mediante el intermediario de un intercambiador, pero en todos los casos, ese vapor después de
entrar a la turbina, pasa por un condensador donde se enfría en contacto con los tubos dentro de los
cuales pasa el agua de enfriamiento que se toma del mar, de un rio, o bien, en algunos, de los
acuíferos subterráneos. El circuito agua-vapor, es por lo visto un circuito cerrado, completamente
independiente del circuito de enfriamiento del mar, rio o pozos. Fig1.1
fig. 1.1
(fuente: http://sp.rian.ru/infografia/20110321/148557201.html consultada :30 de julio
2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Las características esenciales de un reactor nuclear se pueden separar en dos grupos, uno que se
llama sistema nuclear de generación de vapor y otro que comprende los sistemas auxiliares. El
primero consta de:




Un núcleo compuesto básicamente por el combustible, el moderador y el refrigerante,
Un sistema de control y seguridad para regular el ritmo de la liberación de energía,
Un contenedor hermético dentro del cual se encuentra el material nuclear que constituye
un blindaje biológico para la protección de los trabajadores,
Un sistema de extracción de energía tal como un sistema de enfriamiento para transportar
el calor producido.
El segundo grupo que no se discutirá por salirse de los objetivos del trabajo, comprende los sistemas
para llevar a cabo las renovaciones del combustible, para sacar los materiales de desecho
radioactivos del núcleo y manejarlos apropiadamente y finalmente el equipo para convertir la
energía térmica en energía eléctrica.
CENTRAL NUCLEAR LAGUNA VERDE
En la Central Nuclear Laguna Verde (fig. 1.2) se cuenta con dos unidades con sistema nuclear de
suministros de vapor (NSSS) de ciclo directo, llamado también Reactor de Agua Hirviente (BWR por
sus siglas en inglés) suministrados por la compañía General Electric. El contenedor es del tipo
supresión Mark II.
El sistema nuclear de suministro de vapor trabaja con ciclo directo de agua, la cual se hace circular
dentro de la vasija de presión mediante un sistema de bombeo con dos bombas externas de
recirculación u veinte bombas de chorro, que se encuentran dentro de la vasija del reactor. El vapor
producido se conduce mediante la tubería principal hacia la turbina. Cada unidad tenía una potencia
nominal de 1931 Mwt, (Mega watts térmicos) y un nivel de potencia de diseño de 2015 Mwt. Ambas
unidades tenían una capacidad efectiva de 645 Mwe (Mega watts eléctricos).
Se dispone de cuatro sistemas de enfriamiento de emergencia, para responder a un evento en el
cual se puede perder agua en la vasija. Además de las alimentaciones externas de electricidad se
cuanta con sistemas de emergencia de suministro eléctrico asociados a los sistemas de enfriamiento
antes citados, éstos están basados en tres generadores diésel.
fig.1.2 (fuente: http://es.wikipedia.org/wiki/Central_Nuclear_Laguna_Verde
Consultada 4 de agosto 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
PARTES DEL REACTOR
NUCLEO
El núcleo de un reactor es la región donde tiene lugar la reacción nuclear en cadena, se encuentra
alojado el material fisionable y es comparable al hogar de una caldera, Su objetivo es calentar el
agua del circuito primario. Se diseña para operar de forma segura y controlada, de modo que se
maximice la cantidad de energía extraída del combustible. Los principales elementos que
constituyen el núcleo y que sus diferencias dan lugar a distintos tipos de reactores son: el
combustible, el moderador y el refrigerante.
fig.1.3
(Fuente: http://www.atmosferis.com/introduccion-a-reactores-nucleares/ Consultada 30
de julio 2013)
Cada componente del núcleo del reactor juega un papel importante en la generación de calor.
Además de estos componentes primordiales, se tiene una serie de otros componentes
complementarios que dan utilidad al reactor.
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
COMBUSTIBLE
En las centrales nucleares el combustible utilizado con más frecuencia es el uranio. Este puede ser
utilizado ya sea 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 uno aumenta la
proporción del isótopo fisionable o sea el uranio-235. Esta proporción es de aproximadamente 3%
en los reactores de agua ligera, que son los que están hoy día en mayor número operando.
El uranio natural es utilizado con mayor frecuencia en forma de barras planas o cilindros de uranio
metálico de algunos centímetros de diámetro y de algunas decenas de centímetros de largo.(Fig.1.4)
Por otro lado, el uranio enriquecido se utiliza generalmente en el estado de óxido de uranio, UO2 y
en forma de pequeños cilindros de algunos milímetros de diámetro de aproximadamente 15
milímetros de longitud colocados en pilas dentro de unos tubos metálicos llamados encamisados o
vainas.
Sujetando los tubos guía a las rejillas de soporte de combustible se consigue que los centros de las
varillas de combustible y los tubos guía estén a la misma distancia. Todos los elementos de
combustible tienen el mismo diseño mecánico. Algunos contienen haces de barras de control y otros
contienen venenos consumibles o fuentes neutrónicas.
Para retener los productos de fisión que se forman en el combustible, es indispensable que los tubos
metálicos estén perfectamente herméticos, ya que además protegerán al combustible de la erosión
por el refrigerante. Estos encamisados pueden ser, dependiendo del caso, de magnesio, acero
inoxidable o de alguna aleación de zirconio.(fig.1.5)
Es conveniente recalcar que de los isótopos naturales del uranio, sólo el uranio-235 es fisionable y el
uranio-238 es fértil: él captura un neutrón y se transforma por desintegración, primero en neptunio239 y luego en plutonio 239 que sí es fisionable.
fig.1.5
(Fuente: http://www.atmosferis.com/introduccion-a-reactores-nucleares/
Consultada 30 de julio 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
DISEÑO DEL COMBUSTIBLE
En la CNLV (Central Nuclear Laguna Verde) el núcleo de cada reactor está constituido por ochenta y
un toneladas de óxido de uranio enriquecido. Aproximadamente cada año hay necesidad de
suspender la operación del reactor, por un período de 4 a 6 semanas, durante el cual se extraen del
núcleo, aquellos ensambles de combustible cuyo contenido de uranio 235 ya es insuficiente.
La cantidad de ensambles extraídos varía, de acuerdo con el régimen de operación que haya tenido
el reactor, entre la tercera y la cuarta parte de la carga total.
Después de hacer un reacomodo de los ensambles de combustible que hayan quedado en el núcleo,
se sustituyen los que se extrajeron por ensambles nuevos.
Puede afirmarse por lo tanto, que una carga de reactor, permite que éste opere un periodo que,
varía entre 3 y 4 años.
El diseño del combustible debe asegurar que:



El combustible no sufrirá daños en condiciones normales de operación o durante los
transitorios anticipados.
En caso de ocurrir daños en el combustible, estos no serán tan severos como para evitar la
inserción de las barras de control cuando esto sea requerido.
El número de barras combustibles falladas no ha sido subestimado en el análisis de los
accidentes postulados, El núcleo esté siempre en condiciones de ser enfriado.
Fig1.4
(Fuente: http://www.rinconeducativo.org/radiacio/7_energa_nuclear.html
consultada 30 julio 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Para cumplir con los objetivos antes mencionados es necesario revisar los siguientes aspectos: bases
de diseño, descripción y planos del sistema combustible y los programas de pruebas y de vigilancia.
Los principales fenómenos que pueden dañar al combustible o al núcleo son:







Densificación del combustible.
Liberación de gases de fisión
Abombamiento y ruptura de vainas.
Presencia de agua en el interior de las barras combustible debido a un defecto pequeño.
Interacción pastilla vaina.
Cargas sísmicas y debidas a un accidente con pérdida de enfriador (LOCA).
Deformación de la caja del canal – combustible
MODERADOR
Dentro de un reactor que utilice uranio natural o ligeramente enriquecido, es necesario enfrenar los
neutrones que se emiten en cada fisión a velocidades muy grandes. La probabilidad de provocar
nuevas fisiones, es en efecto más grande si su velocidad y por lo tanto su energía se baja hasta un
nivel que corresponda a la energía térmica de las moléculas del uranio a la temperatura ambiente y
de esta manera los neutrones rápidos se convierten en neutrones lentos o como también se les
conoce, en neutrones térmicos.
Para llevar a cabo el enfrenamiento de los neutrones, se utiliza un "moderador”(fig. 1.6), como
ejemplo de moderadores se tiene el grafito, el agua ordina o el agua pesada que son materiales
compuestos de núcleos ligeros. Los núcleos de un moderador tienen un mayor poder de frenado si
su masa es suficientemente cercana o la de los neutrones.
fig. 1.6
(Fuente: http://www.rinconeducativo.org/radiacio/7_energa_nuclear.html
consultada 30 julio 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Para alcanzar la energía de agitación térmica, un neutrón de fisión necesitara enfrentarse mediante
2, 200 choques elásticos aproximadamente, con los núcleos de uranio-238, 150 choques con los
núcleos de oxígeno, 114 con el carbono y 18 con el hidrógeno ligero. Mediante esos choques
sucesivos, los neutrones son enfrenados y contrariamente a lo que el término pudiera sugerir el
moderador no atenúa la reacción, sino al contrario, la provoca. Pero también es necesario tener en
cuenta el hecho de que los neutrones pueden ser capturados por los núcleos del moderador. Los
elementos de los moderadores que capturan menos neutrones son: el deuterio del agua pesada y
el carbono del grafito.
El moderador de un reactor se escoge en función de su poder de enfriamiento, de su poder de
absorber neutrones y de su precio.
REFRIGERANTE
El calor liberado en el combustible por las fisiones nucleares que allí se producen y que sirve para
producir el vapor, es sacado fuera del núcleo del reactor por un fluido, gas o líquido, que se pone en
movimiento gracias a la acción de una bomba o un ventilador, en el caso que el fluido sea un gas.
Este fluido portador de calor se denomina refrigerante. (fig. 1.7)
A la salida del núcleo de los reactores de agua ligera a presión PWR ( Pressurized Water Reactor), el
refrigerante sin ebullir pasa dentro de los intercambiadores de calor donde transforma el agua de un
circuito secundario en vapor sin entrar en contacto directo con ella y es este vapor el que acciona la
turbina de una central eléctrica. En el caso de los reactores de agua ligera BWR (Boiling Water
Reactor), es el mismo fluido refrigerante el que acciona directamente la turbina, o sea, de ciclo
directo; en este tipo de reactores, por tanto no hay generadores de vapor.
El refrigerante debe tener las siguientes características:

Ser suficientemente estable, desde el punto de vista químico en presencia de reacciones
nucleares

Capturar lo menos posible a los neutrones

Tener una capacidad y una conductividad calorífica elevadas

Finalmente, no corroer ni a los encamisados del combustible ni a otros componentes del
reactor.
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
fig.1.7
(fuente: http://www.atmosferis.com/introduccion-a-reactores-nucleares/ consultada 4
de agosto 2013)
Los refrigerantes que se utilizan actualmente en la mayoría de los reactores en operación son:
carbónico y agua pesada para los reactores de uranio enriquecido, sodio para los rápidos de cría y
helio para los de alta temperatura.
DISEÑO FUNCIONAL DE LOS SIETEMAS DE CONTROL DE LA REACTIVIDAD
Los sistemas de control de la reactividad se diseñaron para controlar la reactividad durante
operación a potencia, efectuar un apagado seguro del reactor, responder durante transitorios
postulados dentro de los límites considerados aceptables y prevenir o mitigar las consecuencias de
accidentes postulados.
Los sistemas de control de la reactividad son los siguientes:

Sistema de impulsión de las barras de control

Sistema de control de flujo de agua de recirculación

Sistema de reserva, de control de veneno liquido
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
SISTEMA DE REGULACIÓN
Este sistema sirve para mantener y regular la reacción en cadena a un nivel determinado y para
detener inmediatamente si se detecta una situación anormal. Está compuesto por barras formadas
por materiales que tienen la propiedad de capturar ávidamente los neutrones y al apagar el reactor;
esas barras quedan siempre dentro del núcleo. En una forma simplista se pueden distinguir dos tipos
de barras: las de control y las de seguridad.
Barras de control
Se utilizan para regular la reacción en cadena y así, la generación de calor, se usan las barras de
control hechas de materiales muy absorbentes de neutrones, como el boro o el cadmio.
Dependiendo de que ellas sean introducidas más o menos dentro del núcleo, la reactividad decrece
o crece. Según el tipo de reactor, el mecanismo impulsor de las barras de control y seguridad, se
puede encontrar arriba o abajo del núcleo. (fig.1.8)
En cierto tipo de reactores, la regulación se asegura mediante la introducción o retiro en el fluido
refrigerante de un material altamente absorbente de neutrones como el boro; también en algunos
casos, el control se efectúa mediante la regulación del volumen refrigerante.
Fig. 1.8
(fuente. http://www.burbuja.info/inmobiliaria/temas-calientes/337422-stress-testnucleares-resultaran-tan-fallidos-stress-test-de-banca-belgas-parecen-decir-que.html
consultada 4 de agosto 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Barras de seguridad
Las barras de seguridad de composición análoga a las de control, entran al reactor automáticamente
bajo la acción de su propio peso o de un mecanismo rápido apropiado, cuando por razones de
seguridad se desea que la reacción se detenga instantáneamente.
El control de un reactor se efectúa desde una sala donde se encuentran juntos todos los sistemas de
comando y de información (fig. 1.9). Con el auxilio de una computadora se regulan los parámetros
tales como la intensidad de flujo de neutrones e indirectamente la temperatura de los elementos
combustibles, la temperatura y presión del refrigerante, Etc.
fig.1.9
(fuente. http://www.foronuclear.org/es/tags/seguridadnuclear?lang=es&limitstart=60 consultada 4 de agosto 2013)
Otro dispositivo importante para el control de un reactor es la instalación de detectores de fugas en
los encamisados. Los elementos combustibles se en cierran dentro de encamisados metálicos para
evitar que los productos de fisión radioactivos se mezclen con el fluido refrigerante. Estos
encamisados son susceptibles de fisurarse por la acción del calor, de las reacciones químicas con el
refrigerante y de las radiaciones, por lo que es necesario tomar muestras permanentemente del
fluido refrigerante para analizarlo a fin de detectar algún funcionamiento anormal.
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
SISTEMA DE CONTENCIÓN
Este sistema es de vital importancia para la seguridad de los trabajadores, público en general y
medio ambiente, ya que como su nombre lo indica, su misión es el contener los productos
peligrosos que se producen en el seno del combustible mediante barreras sucesivas y por otro lado,
el evitar que las radiaciones penetrantes alcancen al hombre. Los encamisados, cuya función ya se
describió, forman el primer medio de contención y ahora sólo resta hablar de la vasija y el
contenedor.
VASIJA
La vasija es el contenedor hermético dentro del cual se instalan el núcleo del reactor, parte del
dispositivo de regulación y otros aparatos como los secadores, separadores de vapor y pequeñas
bombas, como es el caso de las vasijas de los BWR.(fig. 1.10) Está calculado para resistir la presión
interna del refrigerante. El contenedor puede ser de concreto de muchos metros de espesor como
es el caso de los reactores que utilizan uranio natural y son moderados con grafito y enfriados con
gas, o bien, pueden ser vasijas metálicas que alcanzan espesores aproximados de 24 cms. y que son
revestidas interiormente de acero inoxidable, como es el caso de los reactores de agua ligera, o bien,
vasijas metálicas con menor espesor para resistir bajas presiones como las calandrias de los
reactores de agua pesada que usan tubos a presión.
Las vasijas están perforadas por muchos lados para dar entrada a las tuberías y permitir la
circulación del fluido portador de calor. Otros de los orificios sirven para dejar pasar los mecanismos
de las barras de control que regulan la reacción en cadena en el combustible.
fig.1.10
(Fuente. Vasija de reactor http://www.edomenech.com/pontealdiaenenergia/Para%20saber%20mas/listar2.php?carp=Nu
clear/Dibujos%20y%20esquemas%20Nuclear consultada 6 de agosto 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
CONTENEDOR
Como parte del sistema de contención, también se puede incluir el contenedor primario que da
albergue a todo el sistema de generación de vapor. Este edificio de concreto o de acero, es de
grandes dimensiones tanto en altura como en el grosor de sus paredes, ya que por un lado tiene que
dar cabida a los sistemas auxiliares de seguridad en caso de emergencia, por otro, tiene que
aguantar las presiones que se producirán en caso de accidente y finalmente, tiene que servir como
pared de protección biológica contra las radiaciones ionizantes. En el caso de Laguna Verde, que es
del tipo BWR como se ha mencionado, además de este contenedor primario o contenedor biológico
primario existe otro contenedor de concreto que constituye propiamente el edificio del reactor , a
este contenedor se le conoce como contenedor secundario, que sirve también como una barrera
más de protección contra las radiaciones.(fig.1.11)
fig.1.11
(fuente.
http://www.madrimasd.org/blogs/ciencianuclear/2011/04/06/131913
consultada 6 de agosto 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
SISTEMA DE EXTRACCIÓN DE CALOR
El circuito de transmisión de calor incluye los intercambiadores que transmiten el calor del
refrigerante al circuito agua-vapor y por otro lado las tuberías y bombas.
El calor se extrae del núcleo del reactor por el refrigerante y puede ser transmitido al circuito aguavapor que alimenta la turbina, por intermedio de los generadores de vapor en el caso de los PWR„ o
bien, directamente con el auxilio de secadores y separadores de vapor que se encuentran en la
vasija, como sucede en los reactores BWR. Los generadores de vapor están constituidos por
manojos de tubos en cuyo interior circula el refrigerante a alta presión y al exterior de ellos el agua
se vaporiza.
Las tuberías en acero aseguran, en circuito cerrado, las uniones entre la vasija del reactor y los
intercambiadores de calor por una parte y entre los intercambiadores y la turbina por otra. Las
bombas por su lado, aseguran la circulación de los fluidos dentro de las tuberías. (fig. 1.12)
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
fig.1.12
(Fuente. http://www.atmosferis.com/introduccion-a-reactores-nucleares/
consultada 6 de agosto 2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
EDIFICIOS PRINCIPALES DE UNA CENTRAL NECLEOELECTRICA
Una central nucleoeléctrica está constituida básicamente por los siguientes seis edificios
importantes más otros secundarios: (fig.1.13)






EDIFICIOS DEL REACTOR.- alberga en su interior al reactor nuclear, sus sistemas auxiliares
y los dispositivos de seguridad, la plataforma de recarga de combustible y la alberca de
almacenamiento de combustible irradiado
EDIFICIO DEL TURBOGENERADOR-. En el encontramos a la turbina de alta y baja presión,
el generador eléctrico y su excitador, el condensador, los precalentadores de agua de
alimentación y los calentadores de vapor.
EDIFICIO DE CONTROL-. En su interior están el cuarto de control y computadora de
procesos, cuarto de cables, los sistemas de aire acondicionado, el banco de baterías, los
laboratorios radioquimicos y el acceso del personal al edificio del reactor.
EDIFICIO DE GENERADORES DIESEL.- Aloja los tres generadores diésel que se utilizan
para el suministro de energía eléctrica a los sistemas de refrigeración de emergencia.
EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIOACTIVOS.- aquí se localizan los
sistemas de tratamiento de residuos sólidos, líquidos y gaseosos de mediano y bajo nivel
radiactivo
EDIFICIO DE LA PLANTA DE TRATAMIENTO DE AGUA Y DEL TALLER MECANICO.Contiene la planta de producción de agua desmineralizada de alta pureza para su uso en el
ciclo de vapor. También contiene el taller mecánico para reparación de equipos de
mantenimiento.
Los edificios secundarios son: toma de agua de enfriamiento para el condensador y los
componentes nucleares; la subestación eléctrica; el edifico administrativo; el edificio de
almacenamiento de partes de repuesto; el edificio de acceso; el edificio de almacenamiento
temporal de residuos de mediano y bajo nivel de radiactividad; el edificio del SIIP, y el edificio de
entrenamiento y el centro de información pública.
fig.1.13
(Fuente. http://www.imagebam.com/image/5262408765943 consultada 6 de agosto
2013)
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
EDIFICIOS DE LA CENTRAL NUCLEAR LAGUNA VERDE
El edificio del reactor con dimensiones de 42 X 40 m de base y de 74 m de altura, se divide en dos
secciones: el contenedor primario y el contenedor secundario.
CONTENEDOR PRIMARIO: Estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes de concreto de1.5
m de espesor. La parte interna de esta estructura está recubierta con una placa de acero de 6 mm de
espesor. La contención primaria está dividida en dos partes: la parte superior llamada pozo seco
(que contiene fundamentalmente 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) y la parte inferior, llamada alberca de
supresión de presión, utilizada para aliviar excesos de presión en la vasija y tuberías del sistema de
vapor principal.
Fig. 1.14
(Fuente. Plantas generadoras de potencia 1ra edición, Veracruz, México, Facultad de
Ingeniería Mecánica Eléctrica)
CONTENEDOR SECUNDARIO: El contenedor secundario está construido con paredes de concreto
de 0.5 m de espesor y se divide 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, así
como la cavidad del reactor. Los equipos necesarios para la introducción y extracción de los
elementos de combustibles también están ubicados en este nivel.
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.
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
DATOS TECNICOS DE LA CENTRAL LAGUNA VERDE
REACTOR
Número de unidades……………………………………………………………………….…….. 2 X 654 Mwe Netos
Tipo......................................................................................................De agua hirviente (BWR)
Combustible......................................................................................... UO2 enriquecido
Enriquecimiento alto.............................................................................2.19 % de U235 (en peso)
Enriquecimiento medio.........................................................................1.76 % de U253 (en peso)
Sin enriquecimiento..............................................................................0.711 % de U235 (en peso)
Número de ensambles..........................................................................444 con 62 barras de
Combustible y 2 de
agua por ensamble.
Número total de barras de combustible.................................................27,528
Peso total de Uranio..............................................................................81.285 Toneladas
Longitud activa del combustible.............................................................381 cm.
Diámetro exterior de la barra.................................................................1.226 cm.
Espesor del encamisado.........................................................................0.0813 cm.
Diámetro exterior de la pastilla..............................................................1.041 cm.
Material del encamisado.......................................................................Zircaloy 2
Material del canal de combustible.........................................................Zircaloy 4
Material de las placas de sujeción..........................................................Acero inoxidable 304
Barras cruciformes de acero inoxidable
llenas de carburo de boro.......................................................................109
Sistema en reserva de control líquido.....................................................Pentaborato de sodio
Presión de servicio.................................................................................71.79 Kg. /cm 2
Potencia térmica del reactor...................................................................1,931 Mwt
Pérdidas en los sistemas.........................................................................3.8 Mwt
Potencia térmica al ciclo de la turbina......................................................1,933 Mwt
22
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Flujo de vapor................................................................................................3,774 Ton/hr
Presión de vapor a la salida.............................................................................68.2 Kg./cm2
Humedad del vapor........................................................................................0.3 %
Entalpia..........................................................................................................669.75 cal/grm
Bombas de recirculación..................................................................................2
Potencia de las bombas de recirculación...............................................................4,500 HP (caballos de
potencia)
Flujo de recirculación interior...........................................................................27,950 Ton/hr
Bombas de chorro de recirculación interior.......................................................20
Flujo de recirculación interior............................................................................27,950 Ton/hr
Vasija...............................................................................................................Acero al carbón revestido
Interiormente de acero austenítico
TURBINA
Tipo............................................................................................................De flujo cuádruple impulso
reacción
De alta presión..........................................................................................1 turbina
Presión a la entrada....................................................................................68.2 Kg./cm2
Presión a la salida.......................................................................................13.7 Kg./cm2
Presión en el primer paso............................................................................52.8 Kg./cm2
Frecuencia de rotación................................................................................1,800 R.P.M.
Temperatura de vapor a la entrada.............................................................283 °C
No. de Extracciones....................................................................................4
23
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
De baja presión.........................................................................................2 turbinas
Presión a la entrada...................................................................................13.3 Kg./cm2
Presión a la salida......................................................................................710 mm de Hg
Temperatura de vapor a la entrada............................................................267 0 C
Número de extracciones............................................................................10
GENERADOR
Tipo............................................................................................................Cerrado con polos no
Salientes autoventilados
Capacidad máxima....................................................................................675 Mwe
Frecuencia................................................................................................60 Hz
Voltaje.......................................................................................................22 Kv.
Frecuencia de rotación..............................................................................1,800 R.P.M.
Corriente...................................................................................................19,703 Amp.
Factor de potencia.....................................................................................0.9
EXCITADOR
Tipo............................................................................................................Directamente acoplado
sin escobillas.
Capacidad..................................................................................................3,000 Kw
Voltaje........................................................................................................525 V
Corriente....................................................................................................5,715 Amp.
24
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
CONDENSADOR
Tipo............................................................................................................De superficie de dos
cuerpos con dos cajas en la entrada y dos en la salida.
Capacidad..................................................................................................1.072 X 106 Kcal/hr
Número de tubos.......................................................................................40,784
Superficie efectiva total..............................................................................47,117 m2
Caudal de agua de mar para enfriamiento.................................................28.2 m3/seg.
BOMBAS DE CONDENSADO
Tipo...........................................................................................................Centrífugas verticales con
difusor
Número de bombas...................................................................................3
Capacidad de diseño.................................................................................352.5 litros/seg.
Carga total.................................................................................................120 m.
Frecuencia de rotación..............................................................................1,170 R.P.M.
Temperatura de diseño en la succión........................................................60 °C
BOMBAS DE REFUERZO DE CONDENSADO
Tipo...........................................................................................................Centrífugas horizontales
Número de bombas...................................................................................3
Capacidad de diseño.................................................................................353.5 litros/seg.
Carga total.................................................................................................311 m
Frecuencia de rotación..............................................................................3,570 R.P.M.
Temperatura de diseño en la succión........................................................40 °C
(Fuente: Plantas generadoras de potencia
1ra edición, Veracruz, México, Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica)
25
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
CAPITULO II
COMPORTAMIETO DEL REACTOR
INTRODUCCION
Como ya se ha tratado en capítulos anteriores, se han construido varias clases de reactores
nucleares entre ellos existen los que utilizan agua ligera (H20) como moderador. En esta clase,
conocida como LWR (Light Water Reactor), hay dos tipos uno el PWR (Pressurized Water Reactor),
donde al refrigerante, utilizado también como moderador, no se le permite que hierva. Esto se
logra mediante Presurizadores. El otro tipo es el BWR (Bolling Water Reactor), en donde el
refrigerante, también moderador, hierve dando lugar a la producción de vapor a la salida del
reactor.
Un esquema del ciclo en la generación de energía eléctrica de ambos reactores puede observarse a
continuación. (fig. 2.1)
fig. 2.1 Generación de energía eléctrica con reactor A) PWR y B) BWR
(Fuente. http://elauladehistoria.blogspot.mx/2009/07/el-gobierno-fija-el-cierre-de-garona.html
consultado 16 de agosto 2013)
Nuestro objetivo, dado que el reactor de Laguna Verde es un BWR, consiste en analizar el
comportamiento de la población neutrónica del reactor, al estar operando en estado subcrítico y
crítico a baja potencia y a potencia total.
26
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
EL REACTOR EN ESTADO SUBCRITICO
Cuando un reactor ha recibido la reactividad negativa suficiente para que su Keff sea menor que 1 se
dice que está en estado subcrítico y cono es de esperarse su población neutrónica (y también su
potencia) decrece tan rápidamente como se lo permita la Keff correspondiente a la reactividad
insertada.
Como ejemplo supongamos que K=1, la población de neutrones sea de 1000 neutrones, y el tiempo
que tardan los neutrones en completar su ciclo (llamado tiempo de generación) sea de 1 segundo.
La población será constante al transcurso del tiempo, pues en cada segundo se absorberán 1000
neutrones, pero se producirán 1000, esto es, una generación es Igual en número a su predecesora
Si Insertamos una reactividad negativa de manera tal que Keff= 0.8, la población de neutrones
decrecerá generación, tras generación según se muestra en la - Tabla 2.1
TABLA 2.1
CONDICION SUBCRITICA SIN FUENTE
población neutrónica
(seg.)
0
1000
(0.8) = 1000
1
2
1000
800
-íooo
(0.8) = 800
(0.8) = 640
3
640
(0.8) = 512
4
512
(0.8) = 409.6
5
409.6
(0.8) = 327.68
6
327 .68
(0.8) = 262.14
7
262.14
(0.8) = 209.71
8
209.71
(0.8) = 167.77
9
167 .77
(0.8) = 134.2
10
134.2
(0.8) = 107.37
.
.
..
.
.
.
.
.
.
.
.
.
.
.
.
.
.
.
32
=0
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
27
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Observe que mientras más alejado esté el reactor de la criticidad, la población de neutrones
decrecerá más rápidamente.
Lo anterior fue hecho sin tomar en cuenta la presencia de fuentes de neutrones en el sistema. En
caso contrario, cada nueva generación se Incrementará con el número de neutrones que
proporcionara' la fuente (S0) (esto en caso de que la producción de la fuente fuera por cada
segundo). Consideremos ahora keff=0.5 y S0 =1000 neutrones /segundo. La población de neutrones
variará según la Tabla 2.2
Tabla 2.2
CONDICION SUBCRITICA CON FUENTE
Tiempo
Kef S0
Kef S0 + S0
(seg)
1
2'
0.5
0.5
(1000) =
(1500) =
500
750
1500
1750
3
0.5
(1750) =
875
1875
4
0.5
(1875) =
937 .5
*1937 .5
5
0.5
(1937 .5)=
968.75
1968.75
6
0.5
(1968.75)=
984.37
1984.37
7
0.5
(1948.37)=
992.18
1992.18
8
0.5
(1992.18)=
996.09
1996.09
9
0.5
(1996.09)=
998.04
1998.04
10
0.5
(1998.04)=
999.02
1999.02
11
0.5
(1999.02)=
999.51
1999.SI
12
0.5
(1999.51)=
999.75
1999.75
13
0.5
(1999.75)=
999.87
1999.87
14
0.5
(1999.87)= 999.93
15
0.5
(1999.93)= 999.96
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
1999.93
1999.96
28
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Note que ahora la población neutrónica tiende a estabilizarse en un valor mayor que el
proporcionado por la fuente. La serie para llegar a la estabilidad en la población de neutrones
puede expresarse en forma matemática como:
S = ( ( ( ( S0 K) + S0 ) K + S0 ) K + S0
(2.1)
Donde S es el número de neutrones donde se estabiliza la población de neutrones debido a K < 1 y
a una fuente (S0).
Desarrollando la ecuación tendremos
S= S0 + S0 K + S0
+ S0
= S0 (1 + k +
+
+ S0
+
+ . . . . . . . . . +S0
(2.2)
+ ...................+
)
= S0 (M)
Dónde M = (1 + k +
+
+
+ ...................+
)
Finalmente buscaremos el valor donde converge M, para esto, hagamos:
KM = ( k +
+
+
+ ...................+
)
(2.3)
Y
M – KM = M ( 1 – K ) = 1 -
)
Resolviendo para M:
Y como K < 1 (estado subcritico) y n
(2.4)
tendremos finalmente que
(2.5)
M recibe el nombre de multiplicación subcritica.
29
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
El valor donde se estabiliza la población de neutrones vendrá dado por
(2.6)
Comprobemos el resultado obtenido según la Tabla 2.2
Esto nos dice que aunque el reactor esté apagado, habrá que remover .una potencia según la
ecuación
(2.7)
30
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
EL REACTOR A BAJA POTENCIA
Cuando el reactor está en estado subcritico, crítico o supercrítico pero operando en un rango de
potencia en el cual las temperaturas que se manejan no influyen para cambiar alguno de sus
parámetros, tales como densidades, secciones eficaces, contenido de vapor, etc. se dice que está
operado a baja potencia. En este caso, la población de neutrones decrecerá, permanecerá constante
o crecerá según sea el estado que adquiera el reactor. Sin que existan cambios en la reactividad
asociada a cambios en sus parámetros.
Consideremos que existe un número N de neutrones en el reactor, la próxima generación será igual
a KN, el (cambio entre una y otra generación ( N) será ( N = NK – N = N (K – 1). Si el tiempo de
vida promedio del neutrón en cada generación en segundos es L, el número de generaciones por
segundo es
y el cambio en N por unidades de tiempo es.
(2.8)
En forma diferencial y separando variables.
(2.9)
Integrando esta ecuación y considerando que en t=0, N = N(0) y en t =t, N=N(t)
(2.10)
Si definimos
la ecuación 2.10 se escribe como:
(2.11)
31
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
A se le conoce como "período del reactor", y esta definido como el tiempo en segundos que tarda
un reactor en multiplicar su población de neutrones por un factor "e". El período puede tomar
valores negativos, positivos e Infinitos en caso de K < 1, K > 1 y K= 1 respectivamente y la población
de neutrones, al Igual que la potencia, decrecerá exponencialmente o permanecerá constante. Esto
puede observarse en la Figura 2.2.
Si K > 1, la potencia crecerá exponencialmente hasta llegar a un rango de potencia en el cual la
temperatura afecte a los parámetros del reactor, de tal manera que el crecimiento ya no sea
exponencial.
fig. 2.2 comportamiento de la población de neutrones en un reactor
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
Si K >1 la potencia decrecerá exponencialmente hasta que las fuentes influyan en la generación de
potencia y se estabilizará de acuerdo a la ecuación 2.6, pues cuando K < 1, recuerde, estamos en el
dominio del factor de multiplicación subcrítíca.
32
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Podemos también medir el cambio en el flujo de neutrones, población de neutrones y potencia
usada en el sistema logarítmico base 10. La ecuación básica se escribe.
(2.12)
T es el tiempo expresado en minutos.
SUR llamado régimen de arranque, es el número de décadas
(Ordenes de 10) por minuto en que cambia el flujo neutrónico.
Existe otro método basado en el logaritmo base 2, la unidad de cambio es el llamado tiempo de
duplicación (DT). La ecuación utilizando esta base es
(2.13)
Los equivalentes entre t, SUR y DT son:
(2.14)
En donde y DT están expresados en segundos y SUR en
33
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
A manera de ejemplo supongamos que tenemos neutrones en un tiempo cero, ¿Cuál será la
población neutrónica en un tiempo de 20 segundos, si el período de reactor es 2 segundos?
Utilizando la fórmula 2 .11 tendremos.
Utilizando la ecuación 2.12 tendremos.
= 11, 013,232.88 neutrones
Note que SUR =
y
t = 0.33333 min
Comprobemos ahora la ecuación 2.13
Obsérvese que DT =
Ahora supongamos que K es ligeramente mayor a 1, digamos 1 001, que todos los neutrones son
prontos, la vida promedio de los neutrones (L) es de
seg. ¿Cómo esperaríamos que se
incrementara el nivel de potencia de nuestro reactor en el primer segundo? Bien, el período del
reactor tiene un valor de:
Entonces
34
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
De acuerdo a este resultado, en el primer segundo después de haber cambiado de K =1 a 1.001, el
flujo de neutrones será multiplicado 22,026.4658 veces y el operador no tendrá oportunidad de
hacer los cambios de reactividad pertinentes para controlar el reactor.
Sin embargo no todos los neutrones de fisión son prontos sino que existe una fracción de neutrones
retardados ( ) que es de 0.0065 y una fracción de neutrones prontos (1 - β) igual a 0.9935. Entonces,
si tenemos un número de neutrones en el reactor en estado crítico, habrá
(0.9935) neutrones
prontos y
(0.0065) neutrones retardados. Al insertar reactividad positiva, el número de neutrones
prontos aumentará (debido a que aparecen rápidamente) y el de neutrones retardados seguirá
constante. Los neutrones prontos serán los primearos en multiplicarse y las generaciones
subsecuentes de neutrones prontos (N pr) seguirán la siguiente serie.
Así sucesivamente de manera que
(2.15)
Dónde n es el número de generaciones de neutrones prontos.
Si consideramos que el tiempo para que aparezcan los neutrones retardados es en promedio de 1
minuto, habrá 60/
= 600,000 generaciones de neutrones prontos antes de que se manifiesten
los primeros neutrones retardados.
Ahora ¿Que sucede si Insertamos una reactividad mayor a Bien, esto corresponde a una K =
1.0065425. En este caso, según la ecuación 2.15 el número de neutrones prontos crecerá generación
tras generación y el reactor se hará supercrítico únicamente con neutrones prontos y ocurrirá un
caso similar al que consideramos que todos los neutrones producidos fuesen prontos. Cuando
nos referimos indistintamente a supercriticidad pronta o critica pronta.
Cuando la reactividad insertada es menor a 6, según la ecuación 2.15, los neutrones prontos se Irán
acabando y es necesaria la contribución de los neutrones retardados para alcanzar la criticidad. En
este caso se presenta una etapa en la cual, la población de neutrones (al Igual que la potencia)
experimenta un aumento rápido, debido a la súbita aparición de neutrones prontos. Esta etapa es
transitoria, pues recuerde que los neutrones prontos se irán terminando y la potencia tendera a
bajar y lo hará hasta que aparezcan los primeros neutrones retardados. A este transitorio se le
conoce con el nombre de “salto inmediato”
Por lo anterior, deberá tenerse cuidado de que las reactividades insertadas no rebasen en magnitud
a .
35
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Debido a la existencia de neutrones retardados, el tiempo de vida promedio del neutrón en cada
generación se hace más grande y por tanto el período del reactor se alarga. En un reactor BWR el
valor mínimo del período está entre 20 y 30 segundos, lo cual permite al operador manipular el
sistema de control hasta llevar el nivel de potencia al punto deseado.
El comportamiento en el cambio del nivel de potencia y del período dependerá de cómo sea la
forma que hagamos el cambio en la reactividad.
Consideremos que insertamos reactividad súbitamente en escalón para aumentar el nivel de
potencia, ver Figura 2.3.
36
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Fig.2.3
(fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
37
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Inmediatamente después de la Inserción, se representará un brinco pronto, seguido a esto se
estabilizará el valor de Keff y el período tomará un valor positivo y estable. La potencia del reactor
crecerá exponencialmente según la ecuación 2.11. Cuando la potencia se acerca al nivel requerido,
tenemos que frenar su crecimiento, para esto, habrá que extraer reactividad positiva, Haciendo que
Keff se acerque más uno del lado supercrítico (Hacer menos supercrítico el reactor) con lo que el
nivel de potencia crecerá menos rápido y el período irá tomando valores correspondientes a Keff
figura 2 .4. Si continuamos acercándonos a Keff=1 , el nivel de potencia seguirá creciendo menos
rápido hasta el momento en que Keff = 1, con lo que el período tomará el valor de infinito. En ese
momento, el nivel de potencia se estabiliza en un valor mayor al que teníamos en un principio.
Veamos ahora lo que sucede al apagar el reactor mediante una Inserción súbita de reactividad
negativa, que ocurre cuando hay un SCRAM (Safety Control Rod Automatic Motion). Es decir,
cuando por condiciones de seguridad el sistema de manejo de barras de control actúa
automáticamente. Supongamos que estamos trabajando con Keff=1, por consiguiente, el nivel de
potencia es estable y
Figura 2.5 y se presenta un SCRAM, Keff se hace menor a uno, y el
período toma valores más negativos que los que corresponderá al valor de Keff, el nivel de potencia
bajará hasta que tome el valor determinado por la ecuación de multiplicación subcrítica, seguido a
esto, el valor del período tomará un valor de Infinito (Ecuación 2.6).
fig. 2.4
(fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
38
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
fig. 2.5
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
39
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
EL REACTOR A POTENCIA
Los reactores nucleares son diseñados para tener una Keff>1, lo que significa una masa supercrítica
y los llamados venenos quemables. Estos son materiales que tiene una gran sección eficaz de
absorción pero que al absorber un neutrón dejan detenerla.
Cuando el reactor está apagado, el flujo de neutrones permanece constante en un nivel
determinado por la Multiplicación subcrítíca. Cuando se quiere trabajar a potencia, habrá que
extraer barras de control y llegar a un rango de baja potencia (o de calentamiento) Seguido a esto,
tendremos que llevar el reactor al rango de potencia. En este estado, se produce el calor suficiente
para hacer cambios notables en las temperaturas tanto del moderador, combustible y materiales
estructurales.
La masa crítica depende de la geometría, moderador y combustible. Esta masa cambiará si
cambiamos algunos de los parámetros de diseño del reactor. Consideremos para facilidad de análisis
un reactor homogéneo, con una geometría constante. Si estuviese compuesto únicamente de
combustible, para lograr criticidad sería necesaria una cierta cantidad de masa, conforme se va
agregando agua debido a que hay más moderación de neutrones, el núcleo se va haciendo más
reactivo, necesitándose menos masa de combustible para tener criticidad.
SI seguimos aumentando la relación H20/ combustible llegaremos a un punto en el cual el núcleo ya
no será más reactivo debido a que la sección eficaz macroscópica de fisión del combustible baja
considerablemente, entonces necesitaremos más masa para hacer critico el reactor. A este punto le
llamaremos punto óptimo, debido a que necesitaremos menos masa para tener una reacción en
cadena. Cuando la relación H20/combustible es menor que la óptima se dice que existe una
submoderación. En caso contrario, existe la sobremoderación. Ver Figura 2.6.
Supongamos que tenemos una masa constante de combustible indicada en la Figura 2.6. Para ésta
masa, existe una relación H20/combustible (también indicada) para lograr la criticidad. Si de alguna
manera, la relación H20/combustible la hiciéramos más pequeña, el reactor se haría subcrítico; si
auméntanos la relación H20/combustible el reactor se haría supercritico. Lo anterior en caso de que
estemos a la Izquierda del punto óptimo; ya que si estuviéramos a la derecha de él, ocurriría lo
contrario, es decir si sobremoderamos, el reactor se haría subcrítico y si submoderaramos se haría
supercritico.
Los reactores nucleares generalmente trabajan a la izquierda del punto óptimo. Siendo éste el caso,
al hacer la relación H20/combustible más grande o más chica, estamos induciendo reactividad
positiva o negativa respectivamente sin estar extrayendo o insertando barras de control. Ahora
¿Qué pasaría si la temperatura del moderador cambiará? Al cambiar de temperatura el moderador,
su densidad cambia. Al aumentar la temperatura la densidad del moderador disminuye y habría
menos moderación y como consecuencia menos fisiones.
40
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
RELACION DE AGUA / COMBUSTIBLE CONTRA MASA CRITICA
fig. 2.6
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
41
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Esto equivale a Insertar reactividad negativa; si la temperatura disminuye la reactividad insertada
sería positiva.
Supongamos que estamos en K=1.00 y la temperatura del moderador aumenta, habrá menos
fisiones y menos calor producido entonces disminuye la temperatura del moderador, habrá más
fisiones y subirá la temperatura del moderador.
Como podrá observar el efecto de la temperatura en el moderador tiende a dar reactividad negativa
y positiva seguida la una de la otra, lo cual hace que la Keff sea más o menos estable.
En un reactor BWR, el agua se encuentra a una cierta temperatura y presión, parámetros que
permiten haya formación de vapor. Si hay un cambio en la presión habrá un cambio en la
temperatura, esto dará como consecuencia mayor o menor fracción de vacíos (volumen de vapor/
volumen de la mezcla (agua + vapor)).
Si disminuye la presión, aumenta la fracción de vacíos, con lo que, tanto la edad de Fermi como la
longitud de difusión térmica aumentan y habrá más fugas de neutrones, menos moderación y como
consecuencia caeríamos en la subcriticidad.
En caso contrario, al aumentar la presión, el reactor se haría supercrítico.
A medida que va fisionándose el combustible (aumenta su edad) la relación H2O/combustible
aumenta, con lo cual el núcleo se va haciendo menos reactivo, siendo está razón por la que los
reactores se diseñan con una k en exceso ( K) al haber un cambio en algún parámetro existe un
cambio en la reactividad y para efectos de física del reactor, se han definido coeficientes de
reactividad. Estos son cambios en la reactividad asociados a los cambios en algún parámetro del
reactor y se pueden escribir como:
(2.16)
(2.17)
Donde p es presión y Tm temperatura del moderador.
El coeficiente de reactividad por presión (
tiende a ser positivo si aumenta la presión y negativa
en caso contrario.
El coeficiente de reactividad por temperatura (
) tiende a ser positivo si disminuye la
temperatura y negativo en caso contrario.
42
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
CAPITULO III
VENENOS PRODUCTOS DE FISION
Ciertos productos de fisión tienen una gran sección eficaz de absorción para neutrones térmicos,
estos disminuyen la eficiencia del reactor. Casos particulares lo son el
y el
cuyas
secciones eficaces de absorción se muestran en la Figura 3.1
La importancia de estos productos de fisión radica en que además de ser altamente absorbedores de
neutrones tienen un alto porcentaje de producción por fisión
fig. 3.1
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
43
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
La presencia de tales productos de fisión puede afectar apreciablemente el factor de multiplicación y
por tanto la operación del reactor. Lo primero que afectan, dichos venenos es la utilización térmica
pues se sabe que.
El término
decrecerá.
se incrementará con la presencia de los venenos, f se hará más pequeño y K
XENON COMO VENENO PRODUCTO DE FISION
El
es el veneno producto de fisión más importante debido a su gran sección eficaz de
absorción y su producción por fisión relativamente alta.
El
se puede producir no solo directamente de la fisión, sino que también resulta del
decaimiento
del
. En la Figura 3.2 se muestra una porción de las producciones de
en un reactor nuclear.
fig. 3.
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
Este esquema puede simplificarse considerando que el decaimiento del
al
instantáneo (es decir el
se produce totalmente como fragmento y que el
prácticos es estable).
es
para fines
44
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
El diagrama resultante para la producción de
se muestra en la figura 3.3
fig. 3.3
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
Dónde:
Es la producción de Iodo por fisión
Es la producción de Xenón por fisión
Es la constante de decaimiento del
Es la constante de decaimiento del
45
Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
En la siguiente tabla 3.1 se dan valores para algunos parámetros involucrados en este balance.
TABLA 3.1
PARAMETROS
DE LA
FISION DE
Producción
Y
Constantes de decaimiento
por fisión
.
6.386
6.100
0.228
1 .087
1.13
1 .9
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
Con esto, podemos escribir ecuaciones de razón de cambio acoplados con las cuales podemos
conocer la concentración del
con respecto al tiempo, tenemos entonces:
Para Iodo:
(3.1)
Directamente de fisión
Decaimiento del Iodo
Para Xenón
(3.2)
Directamente
de fisión
Decaim
iento
del
Iodo
Decai
mient
o del
Xenón
Absorción del
Xenón
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
Lo más Importante para la operación es conocer concentraciones de equilibrio ( ) estas son:
Para el Iodo
(3.3)
I equilibrio =
Para el Xenón
(3.4)
Xe equilibrio =
En la Figura 3.4 se muestra el comportamiento del
y del
para diferentes niveles de
potencia, como podrá observar, después de un SCRAM habrá que esperar un tiempo de
aproximadamente 72 horas, para volver a operar, debido a la gran reactividad negativa
proporcionada por el
.
SAMARI0 COMO VENENO PRODUCTO FISIÓN
Podemos hacer un análisis similar al del
para el
eficaz de absorción. El diagrama de producción de
ya que también tiene una gran sección
está representado en la Figura 3.5
(fisión)
Fig. 3.5
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Monografía
COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
fig. 3.4
Comportamiento del Iodo- 135 y Xenón- 135 a cambios de potencia
(fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
Sus correspondientes ecuaciones de razón de cambio son:
Prometio:
(3.5)
Samario:
(3.6)
Dónde:
P es la concentración de prometió
S es la concentración de Samario
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COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
La concentración de equilibrio es:
(3.7)
P equilibrio
(3.8)
S equilibrio =
La concentración de equilibrio del
se logra después de un tiempo aproximado de 3 semanas
de operación. El comportamiento del prometio y del Samario se muestra en la Figura 3.5
Después de apagado el reactor y de esperar a que decaiga el
reactividad, negativa proporcionada por el Samario.
únicamente quedará la
fig. 3. 5 Comportamiento del Prometio -149 y Samario- 149 a plena carga
(Fuente. Curso de selección nivel A C.N.L.V.)
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COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
CONCLUSIONES
La energía nuclear que proviene de la fisión del núcleo de uranio representa hoy en día una forma
de obtener electricidad de manera práctica, a pesar de sus limitantes, y seguirá siendo un modo
sustentable hasta que una versión más efectiva y segura la reemplace.
Para hacer más efectivo el uso de este tipo de energía, es importante tener en cuenta el correcto
funcionamiento del reactor nuclear, así como los factores que intervienen en el funcionamiento del
mismo, es decir las condiciones en las cuales el reactor proporcionara la mayor eficiencia y con el
mayor grado de seguridad posible.
Por medio de este escrito el lector podrá tener una idea del funcionamiento interno del reactor
nuclear, las partes que lo conforman, y la manera en que el reactor suele comportarse al realizar las
fisiones, así como también el comportamiento de los elementos productos de la fisión que actúan
como veneno el reactor, estos temas son necesarios para el óptimo funcionamiento del reactor y
fundamentales para el conocimiento de su operario.
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COMPORTAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR BWR
ANEXOS
BIBLIOGRAFÍA:
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2da edición, México, octubre de 1980, Centro Editorial De La C.F.E.
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1ra edición. México, 1999, Editorial LIMUSA S.A. de C.V
 Caro Rafael. FISICA DE REACTORES NUCLEARES
1ra edición. Madrid, España, 16 de julio del 1976. (Ediciones Científicas De La Junta De
Energía Nuclear)
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Central Nuclear Laguna Verde, S/A, Centro Editorial De La C.F.E.
 Croche Belín René. Plantas generadoras de potencia
1ra edición, Veracruz, México, Facultad de Ingeniería Mecánica Eléctrica
 Instituto nacional de investigaciones nucleares
Consultado: 25 de agosto 2013. Disponible en: http://www.inin.gob.mx
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http://energianuclear.net/que_es_la_energia_nuclear.html
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Disponible
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