es liberar la presión interna que producen los productos de fisión

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es liberar la presión interna que producen los productos de fisión gaseosos formado
durante la operación.
3.3.2 Diseño del combustible
El núcleo de cada reactor esta constituido por ochenta toneladas de óxido de
uranio enriquecido. Aproximadamente cada año hay necesidad
de suspender la operación del reactor por un periodo de 4 a 6
semanas, durante el cual se extraen el núcleo, los ensambles
de combustibles 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 reacomodar 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 este opere un
periodo que varia entra 3 y 4 años.
El diseño del combustible debe asegurarse que este no
sufrirá daños en condiciones normales de operación o durante
transitorios. En caso de ocurrir daños en el combustible estos
no deberán ser tan severos como para evitar la inserción de
las barras de control cuando esto sea requerido. El número de
barras de combustible falladas no ha sido subestimado en el
análisis de los accidentes postulados. EL numero debe ser
adecuado para que el núcleo este siempre en condiciones de
ser enfriado.
Para cumplir con estos objetivos se revisaron los siguientes aspectos: Bases
de diseño, descripción y planos del sistema combustible y los programas de pruebas
y vigilancia. Los principales fenómenos que de acuerdo a la experiencia pueden
dañar al combustible o al núcleo son:

Densificación del combustible

Liberación de gases de fisión

Abobamiento y ruptura de los tubos
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 41
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear

Presencia de agua en el interior de las barras de combustible debido a
un defecto pequeño

Cargas sísmicas debido a un accidente con perdida de enfriador

Deformación de la caja del canal-combustible
Todos estos aspectos se han revisado y evaluados para determinar el grado
de cumplimiento con los objetivos de diseño.
Los coeficientes de reactividad más importantes con respecto a la estabilidad
y el comportamiento dinámico del reactor de la CNLV son los coeficientes de
temperatura del combustible conocido como Doppler. También los coeficientes de
vacío y temperatura del moderador. El efecto compensado de todos los coeficientes
de reactividad es negativo, lo que garantiza la estabilidad del sistema.
Existe un sistema de control liquido independiente de las barras de control,
con la capacidad de apagar el reactor y mantenerlo en un estado de apagado en frió.
El arranque y operación del reactor será realizado por la manipulación de las
barras de control mismas que serán extraídas de acuerdo a secuencias
predeterminadas.
Durante la operación, la secuencia de extracción de las barras de control es
vigilada por el minimizador del valor de barra hasta aproximadamente el 25% de la
potencia, arriba de este nivel de potencia no es posible que mediante la extracción
de las barras de control se excedan los valores de diseño de combustible.
3.3.3 Diseño termo hidráulico del reactor.
De acuerdo a los mecanismo de remoción de calor del combustible al
enfriador, el diseño termo hidráulico del núcleo provee márgenes de seguridad
mediante los cuales se asegure su funcionamiento hasta en las peores condiciones
de operación, asegurar que el combustible no sufrirá daños.
Existen limites térmicos del combustible que seleccionaron, de manera que
prevengan fallas en el encamisado, tanto en operación normal, como en cualquier
transitorio operacional esperado. Se evaluó también la respuesta del sistema nuclear
de suministro de vapor ante combinaciones de inestabilidad termo hidráulica.
(Colapso de burbujas, polos localizados de potencia etc.)
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 42
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
En el caso de la CNLV el transitorio mas severo dentro de aquellos
clasificados como de “frecuencia moderada” es el rechazo de potencia del generador
con falla de al derivación de vapor del condensador cuya variación de relación
mínima de potencia crítica obtenida en los análisis transitorios, para el transitorio
operacional más severo.
El límite mecánico del combustible se establece como el 1% de la
deformación plástica del encamisado del combustible, este límite es correlacionado
con un parámetro térmico, la máxima razón de calor generado por unidad de
longitud (MLHGR). Estableciendo un límite para esta cantidad que no habrá daño en
el encamisado debido un sobreesfuerzo. EL limite de operación MLHGR de la CNLV
se ha establecido 13.4KW/pie pico y 5.4KW/pie promedio, considerando una
operación del 100% de potencia. El criterio empleado para establecer este limite
involucra una selección de una o varias distribuciones de potencia que son las mas
severas para las condiciones de operación en el que se alcanzará el 120% de la
potencia nominal, el elemento combustible llegaría a un valor aproximado de
16.8KW/pie de calor lineal generador, por lo que es este sentido no se prevé que la
deformación plástica alcance el 1%.
3.3.4 Material de la vasija del reactor
La vasija y sus componentes, tales como soportes de la coraza del núcleo,
pernos, tubos de alojamiento de los sistemas impulsores de las barras de control,
tubos de refuerzo y tubos de instrumentación cumplen con el criterio de diseño,
“Prevención de Fractura en Frontera de Presión del Enfriador del Reactor”. El criterio
general de diseño requiere que la frontera de presión sea diseñada con un margen
suficiente para asegurar los esfuerzos durante condiciones de operación,
mantenimiento y pruebas. Esas condiciones originarán una probabilidad inaceptable
de fractura rápida.
La construcción de la frontera de presión del enfriador del reactor de la CNLV
se utilizaron los mejores materiales, fabricados con técnicas más avanzadas en su
momento, y se efectuaron los exámenes no destructivos que exige la normatividad
correspondiente. Así mismo la vasija esta construida para soportar sin daño alguno
una presión y una temperatura de diseño de 87.9 Kg/cm2 (1259 psig) y 302°C
(575°F) respectivamente
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 43
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
3.3.5 Diseño funcional de los sistemas de control de la reactividad.
Los sistemas de control de la reactividad se diseñaron para controlar la
reactividad durante operación a potencia, efectuar un apagado seguro del reactor,
responder durante transitorios postulados dentro de los límites considerados
aceptables y prevenir o mitigar las consecuencias de accidentes postulados. Los
sistemas de control de la reactividad son:

Sistema de impulsión de las barras de control

Sistema de control de flujo de agua de recirculación

Sistema de reserva, de control con veneno liquido
El diseño de estos sistemas cumple con los criterios de las Las pruebas y
vigilancias de Especificaciones Técnicas de Operación a que han sido sometidos
han resultado satisfactorias, los cual indica que estos sistemas son confiables para
cumplir las funciones encomendadas.
3.3.6 Diseño de los sistemas de enfriamiento del reactor y subsistemas.
La descripción y análisis de la integridad de la frontera será llevada a cabo
con base a los códigos y estándares de diseño de este modelo de reactor. En la
protección por sobre-presurización de la vasija, los materiales de la frontera de
presión del enfriador del reactor, la inspección y prueba antes y durante el servicio,
así como la detección de fugas en la fronteras de presión del enfriador del reactor,
se hará énfasis especial en los materiales, los limites de presión y temperatura, y la
integridad de la vasija. Adicionalmente se tratan los sistemas de enfriamiento del
núcleo durante la operación normal tales como, el sistema de calor residual y el
sistema de purificación del agua del reactor.
3.3.6.1 Protección por sobre-presurización
La frontera de presión del enfriador del reactor tiene un sistema de alivio de
presión para evitar la elevación de presión as allá del 110% del valor de operación
así como proporcionar un sistema automático de liberación de presión para
pequeñas rupturas en el sistema nuclear, coincidentes con la falla del sistema del
núcleo a alta presión.
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 44
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Por lo tanto se tiene que hacer un análisis para alcanzar el enfriamiento del
reactor en caso de fallar el sistema de remoción de calor residual se tiene que hacer
el análisis de la sensibilidad de la capacidad de apertura de las válvulas y el
aseguramiento de la capacidad de los acumuladores de nitrógeno para la actuación
neumática de las válvulas en diferentes transitorios limitantes.
3.3.6.2 Detección de fugas en la frontera de presión del enfriador del reactor
Se espera una cantidad limitada de fugas, en ciertos componentes que
forman la frontera de presión del enfriador del reactor, como empaques de vástagos
de válvulas, sellos de flechas de bombas y cejas o bridas que no son completamente
herméticas.
La CNLV cuenta con suficientes dispositivos para la detección y recolección
de fugas y la identificación de procedencia. Con los citados mecanismos la central
presenta los suficientes medios para mantener dentro de los límites de
especificaciones técnicas las fugas y por lo tanto este aspecto es aceptable.
En el capitulo siguiente se analizara estos sistemas y sus acciones
automáticas de seguridad en el caso de transitorios y accidentes.
3.3.6.3 Sistema de recirculación
El sistema de recirculación del reactor consiste de dos lazos externos a la
vasija del reactor. Cada lazo externo contiene una bomba de recirculación impulsada
por un motor eléctrico, una válvula de control de flujo y dos válvulas de compuertas
operadas por motor.
3.3.6.4 Sistema de enfriamiento del núcleo en estado aislado (RCIC)
El sistema de enfriamiento del núcleo del reactor en estado aislado, o RCIC,
(fig. 22) es un sistema de suministro de enfriador al reactor en alta presión, el cual
funcionará independiente del suministro de potencia interna. El sistema esta
diseñado para proporcionar el agua suficiente al reactor a fin de enfriarlo y
mantenerlo en condiciones de parada segura, en el caso en que la vasija del reactor
estuviera aislada del condensador principal y se experimentara una perdida de agua
de alimentación.
El sistema RCIC esta constituido por una turbo bomba operada por el vapor
proveniente del propio reactor así como las válvulas y las tuberías asociadas,
capaces de proporcionar el agua de repuesto necesaria a la vasija del reactor a
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 45
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
través de las boquillas de un cabezal. En el caso de que el sistema de agua de
alimentación este inoperable el sistema RCIC arrancará automáticamente cuando el
nivel de agua en la vasija del reactor alcance el punto de disparo del nivel dos. El
arranque también puede iniciarse por el operador desde el cuarto de control.
La fuente de suministro de agua del sistema es el tanque de condensad, con
la segunda fuente de suministro desde la alberca de supresión.
3.3.6.5 Sistema de purificación del agua del reactor (RWCU)
Este sistema mantiene la pureza del agua de enfriamiento del reactor para
evitar la corrosión de las partes internas de la vasija y sus componentes, así como
limitar la concentración de material radiactivo en el agua de enfriamiento (fig. 21).
Con esto se reduce la capacidad de conductividad del agua y se pueden evitar
fuentes secundarias de radiación de los límites de las Especificaciones Técnicas de
Operación.
3.3.6.6 Sistema de remoción de calor residual (RHR)
El RHR tiene tres lazos, cada uno de ellos cuenta con una succión
independiente de la alberca de supresión y puede descargar agua al reactor
mediante boquillas separadas (fig. 20). Cada lazo consta de una bomba principal y
adicionalmente los lazos A y B están dotados con un intercambiador de calor y
cuenta con una succión común en el lazo de recirculación A del reactor.
El sistema consta de cinco subsistemas que comprenden tuberías y bombas,
donde cada uno tiene sus propios requisitos de funcionamiento, los subsistemas
reciben los siguientes nombres:
1.
Modo de enfriamiento en parada (Shutdown Cooling Mode) El
sistema tendrá capacidad de remoción para enfriar el reactor hasta 52°C en
aproximadamente 20 horas después de que se hayan insertado las barras de
control. Se controla desde el cuarto de control o desde el panel de parada remota.
2.
Inyección de enfriador a baja presión (Low pressure cooland
inyection). Este modo de operación actuara automáticamente para restaurar y si es
necesario mantener el nivel de agua del reactor para impedir temperaturas en el
encamisado del combustible mayores a 1204°C y la subsiguiente liberación de
energía debida a la reacción entre el metal y el agua que sucedería durante el
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 46
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
accidente de perdida de refrigerante (fig. 27). Deberá ser capaz de bombear 17411
litros de agua por lazo desde la alberca de supresión hacia el núcleo del reactor.
3.
Modo de enfriamiento de agua de la alberca de supresión
(Supresión Pool Cooling Mode). El sistema tendrá capacidad para mantener la
temperatura de la alberca de supresión no suficientemente baja para que dicha
temperatura no exceda los 77°C inmediatamente después de un desfogue por las
válvulas de alivio de vapor principal. Este sistema también será capaz de mantener a
largo plazo la temperatura de la alberca de supresión tal que no exceda la
temperatura del diseño de la contención (99°C)
4.
Modo de enfriamiento de contenedor por aspersión (Containment
Spray Cooling). Existen medios redundantes de efectuar un rociado del pozo seco y
de la alberca de supresión a fin de reducir la presión interna por debajo del valor de
diseño.
5.
Modo de condensación del vapor del reactor (Reactor Steam
Condensing Mode). Un intercambiador de calor del RHR, en combinación con la
turbina del RCIC será capaz de condensar todo el vapor generado por el reactor
después de una hora y media de haber ocurrido un SCRAM (Subit Control Rod
Automatic Motion). Adicionalmente el RHR puede actuar como un auxiliar del
sistema para mover el calor en la alberca de combustible gastado.
3.4 DISPOSITIVOS DE SEGURIDAD
Los sistemas y componentes con características para la seguridad
proporcionan medios confiables a fin de garantizar que no se recibirán dosis por
arriba de los límites establecidos en las normas internacionales, en caso de
suscitarse un accidente en la central. Estos dispositivos son capaces de realizar la
función de apagar y mantener enfriado al reactor, aun en las condiciones de perdida
de suministro eléctrico externo y fallas de componentes activos o pasivos.
3.4.1 Materiales utilizados en la fabricación de dispositivos de seguridad
Los dispositivos con características para la seguridad analizados en la CNLV
son los sistemas de enfriamiento de emergencia, los sistemas de remoción de calor
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 47
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
residual, los sistemas de enfriamiento auxiliar de equipo del reactor, los cables de
fuerza y control y, finalmente, las pinturas de recubrimiento.
Los tratamientos térmicos se efectuaron evitando el intervalo de 425°C a
815°C logrando con eso que se reduzca la posibilidad de sensibilización de los
materiales. Con esto se minimiza la probabilidad de fracturas por los efectos de
tensión y corrosión. (Stress corrosión crack). El objetivo de la revisión realizada
sobre el comportamiento de los materiales orgánicos utilizados adentro del
contenedor primario, fue asegurar que las sustancias utilizadas como recubrimientos
o aislantes, soportan las condiciones resultantes de un accidente cuyo efecto sea la
liberación de energía en forma de vapor.
3.4.2 Sistemas de contención
Los sistemas de contención de la CNLV consisten en un contenedor primario
del tipo Mark II, un contenedor secundario y los sistemas asociados que están
diseñados para evitar la fuga de material radiactivo hacia el exterior de la central. El
contenedor secundario envuelve al contenedor primario y contiene el equipo
esencial para el apagado del reactor.
El contenedor primario Mark II es una estructura de concreto reforzado de
1.5m de espesor que encierra dos volúmenes, uno en forma de cono truncado
conocido como pozo seco y otro en forma de cilindro conocido como cámara de
supresión de presión o pozo húmedo, el cual contiene agua. Los demás recintos
están separados por un diafragma. La estructura se encuentra recubierta
interiormente por una lámina de acero.
El pozo seco contiene la vasija de presión, los circuitos de agua de
recirculación y a sus sistemas asociados, incluyendo el
acondicionamiento
de aire. Tiene
3
un volumen de 4375.84m y esta diseñado para una presión interna de 3164Kg/cm2
y una temperatura de 171.11°C. El pozo húmedo tiene una región de aire con
volumen de 3171.99m3 y una región de agua de 3208.3m3. Está diseñado para
soportar una presión interna de 3164Kg/cm2 y una temperatura de 140.55°C. Este
funciona como sumidero de calor en transitorios o accidentes que involucren perdida
de agua de enfriamiento dentro del contenedor primario y como fuente de agua para
los sistemas de enfriamiento de emergencia del reactor. En el pozo húmedo se
encuentra la ya mencionada alberca de supresión de presión. En caso de un
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 48
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
accidente con perdida de refrigerante, el pozo seco desfoga en la alberca de
supresión a través de un sistema de 68 tubos de venteo. El agua almacenada en la
alberca de supresión es capaz de condensar el vapor recibido por estos tubos de
venteo.
Fig. 3.4.2 Corte del edificio del reactor
3.4.3 Sistema de purga del contenedor
El sistema de purga del contenedor tiene como función reducir la
contaminación residual y permitir el acceso de personal al contenedor. Se usa este
sistema sólo durante el apagado en frío u operación de recarga
3.4.4 Sistema de remoción de calor del contenedor
Los sistemas de remoción de calor del contenedor tienen la capacidad e
reducir el aumento de temperatura y presión en el contenedor primario después de
una LOCA (Lost Out Coolant Accident) o accidente por perdida de refrigerante. La
temperatura de la alberca de supresión se limitará a 99°C (210°F). Cuando el
sistema de remoción de calor residual RHR funciona en modo de enfriamiento del
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 49
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
contenedor, las bombas succionan agua de la alberca de supresión pasándola a
través de los intercambiadores de calor, dirigiéndola de regreso a la alberca de
supresión, a la vasija o al cabezal de los aspersores del contenedor.
3.4.5 Diseño funcional del contenedor secundario
El contenedor secundario es la última barrera para la salida de los productos
de la fisión a la atmósfera y lo forma el edificio del reactor, el Sistema de Reserva
para el Tratamiento de Gases (SGTS) y una parte del túnel de vapor. La función
principal de este edificio que tiene paredes de hasta 1.2 m de espesor y del SGTS
es colectar y tratar los materiales radiactivos que escapan del contenedor primario
durante un accidente con perdida de calor. El contenedor secundario también sirve
como contenedor primario cuando este ultimo esta abierto.
La presión de trabajo del contenedor secundario es de -0.25 pulgadas de
columna de agua proporcionada por los sistemas de aire acondicionado y ventilación
del contenedor. En caso de que ocurra una LOCA el SGTS tiene la capacidad para
mantener esta presión negativa.
3.4.6 Sistema de aislamiento del contenedor
Este sistema esta constituido por las válvulas de aislamiento en las
penetraciones que conectan el interior con el exterior del contendor primario. Las
válvulas asociadas a las tuberías deben formar un conjunto en serie de dos. Una
adentro del contenedor y al menos una afuera del mismo. El objetivo de este sistema
de aislamiento es mantener cerrada la frontera de presión del enfriador para prevenir
o limitar el escape hacia el contenedor secundario de los productos de la fisión.
Este sistema tiene la capacidad de aislar el contenedor primario de manera
automática y además esta diseñado de manera tal que una falla en algún
componente activo del sistema no inhiba la función de aislamiento.
3.4.7 Control de gases combustibles
En virtud de que durante un LOCA se puede presentar dentro del núcleo del
reactor temperaturas que permitan una reacción entre el vapor de agua y el metal
(Zircaloy) de los elementos combustibles y que como producto de esta reacción se
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 50
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
pueda producir hidrogeno que podría escapar de la vasija del reactor a través de la
ruptura, es imprescindible contar con una sistema que controle la cantidad del
hidrogeno.
Existen otras fuentes de hidrogeno que pueden contribuir en un cierto
momento a que pueda alcanzarse una concentración critica (que es de 4% del
volumen de hidrogeno mezclado en el aire). Estas fuentes son la descomposición
radiolítica del agua de enfriamiento y corrosión de los metales adentro del
contenedor.
La CNLV contaba con dos sistemas para el control de este gas, uno de ellos
es el Sistema Analizador de Hidrógeno y el segundo es el Sistema Recombinador de
Hidrogeno. La función del primero es realizar un muestreo cromatográfico de la
atmósfera del contenedor y en caso de una concentración por arriba del 1%, ordenar
el arranque del Sistema Recombinador cuyo objetivo es reasociar las moléculas de
hidrogeno con las del oxigeno produciendo agua.
A consecuencia del accidente de la Isla Tres Millas (TMI-2) se encontró que
las cantidades de metal zircaloy que reaccionaban con el agua habían sido
subestimadas en los análisis por lo que se requería el establecimiento de nuevos
valores para este concepto. La CNSNS solicito apoyo a OIEA a fin de definir los
criterios de un nuevo sistema que controlara la cantidad total de hidrogeno generada
por la reacción de un 100% del metal con el agua. La solución propuesta fue la de
inertizar con nitrógeno el contenedor primario. Con este sistema de inertización se
satisface plenamente los objetivos de controlar la producción de potencial de gases
combustibles.
3.4.8 Sistemas de enfriamiento de emergencia
Si se considera que el accidente base de diseño se define como la ruptura
de la línea de mayor diámetro conectada a la vasija del reactor en forma de guillotina
y doble exposición, el diseño de los sistemas de seguridad debe incluir sistemas de
reposición de agua de enfriamiento al núcleo del reactor. Estos sistemas deben ser
capaces de proporcionar el enfriamiento requerido sin importar las condiciones de
presión de la vasija ni la situación dependida de suministro eléctrico a las fuentes
motrices de las bombas de agua de enfriamiento.
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 51
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Adicionalmente a los objetivos anteriores se exige que los sistemas de
emergencia no permitan que la temperatura máxima dentro del núcleo del reactor
alcance los 1200°C ni una oxidación del metal del combustible por arriba del 17%.
Para cumplir con estos criterios el reactor GE BWR-5 cuenta con los
siguientes sistemas
1.
Sistema de Aspersión de Enfriador a Alta Presión (HPCS). Este
sistema proporcionará agua a la vasija del reactor desde el tanque almacenamiento
del condensado o desde la alberca de supresión ante situaciones de emergencia
con suficiente capacidad para cualquier tamaño de rotura de la tubería, manteniendo
el inventario de refrigerante aun en rupturas pequeñas que no despresuricen el
reactor. Evitara en el caso de una gran perdida de refrigerante temperaturas
excesivas en las vainas del combustible.
2.
Sistema de Aspersión de Enfriador a Baja Presión (LPCS). Este
inyectará agua en forma de rocío en el reactor desde la alberca de supresión bajo
condiciones de emergencia, teniendo capacidad por si solo para cubrir grandes
roturas de tuberías y en combinación con el ADS para roturas intermedias y
pequeñas roturas. Evitará, ante una gran perdida de inventario de refrigerante,
temperaturas excesivas en el núcleo.
3.
Sistema de Inyección de Enfriador a Baja Presión (LPCI). Es el
sistema RHR en modo LPCI
4.
Sistema de Despresurización Automática (ADS). Este sistema es
uno de los sistemas de emergencia de enfriamiento del núcleo diseñado para liberar
la presión del vapor de las líneas de vapor principal y la vasija del reactor. El sistema
puede operar automáticamente siempre y cuando las señales de bajo nivel (nivel 3)
y muy bajo nivel (nivel 1) de agua en la vasija del reactor estén presentes. La
despresurización rápida del reactor es efectuada por medio de la descarga de vapor
a través de las válvulas de alivio de seguridad a la alberca de supresión, En caso de
rotura del sistema primario, el ADS reduce la presión de la vasija para que los
sistemas de emergencia de enfriamiento del núcleo a baja presión LPCI y LPCS
puedan iniciar su funcionamiento y enfriar el núcleo, limitando la temperatura del
encamisado del combustible.
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 52
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Fig. 3.4.8 Sistemas de enfriamiento de emergencia en el núcleo
3.4.9 Sistemas de control y remoción de los productos de la fisión
Hay dos sistemas de purificación de aire que están relacionados con la
seguridad, el primero es el sistema de filtración de emergencia del cuarto de control
y el segundo es el sistema de reserva para el tratamiento de gases.
El primero de estos sistemas garantiza que en caso de un accidente con
salida hacia la atmosfera de productos de fisión, los operadores en el cuarto de
control respirarán un aire que no contenga productos radiactivos.
El sistema de reserva para le tratamiento de gases tiene como propósito
fundamental filtrar las fugas de material radiactivo proveniente del contenedor
primario, en caso de un LOCA. Este sistema arranca de forma automática con
señales de alta presión el contenedor primario y bajo nivel de agua en la vasija del
reactor. También si se detecta alto nivel de radiación en la descarga de la ventilación
del edificio del reactor.
3.4.10 Control de fugas de válvulas de aislamiento de vapor
La medición de las fugas en las válvulas de aislamiento de las líneas de
vapor principal se efectúa cada 18 meses. Considerando que se trata de válvulas
muy grandes y normalmente abiertas, que deben evitar el escape de vapor al
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 53
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
cerrarse, se debe tener la seguridad que la válvula, ante una señal de cierre, puede
proporcionar un aislamiento total y mantener estancado el contenedor primario.
3.5 SISTEMAS ELECTRICOS
La conexión de la Central Nuclear Laguna verde al sistema Oriental de la
Comisión Federal de Electricidad se realiza desde la subestación Laguna Verde que
esta adyacente a la central (fig.3.1.2). El sistema eléctrico interno de la central se
separa en dos unidades: la división A y la división B. Además existen otras tres
divisiones (1,2 y 3) física y eléctricamente independientes. Estas divisiones están
relacionadas con la seguridad de la central. Cada una cuenta con un generador
diesel de emergencia como su fuente de potencia de reserva
3.5.1 Sistemas eléctricos externos
El Sistema Oriental recibe de la subestación de laguna verde tres líneas de
transmisión de 400 KV (Puebla, Tecali y Poza Rica) y dos líneas de 230 KV
(Veracruz). La capacidad de cana unidad generadora es de 750 MVA y el voltaje de
generación es de 22 KV. El voltaje generado por cada una de las unidades pasa por
su respectivo interruptor de generador y sigue dos trayectorias, una hacia el
transformador principal que eleva a 400KV, hacia la subestación. La otra hacia el
transformador auxiliar que normalmente alimenta las cargas relacionadas y no
relacionadas con la seguridad de la central.
El transformador de reserva que se alimenta de la subestación es otra
fuente de energía externa y se utiliza en el arranque de la unidad o caso de que
fallara el transformador normal.
3.5.2 Sistemas de potencia eléctrica de corriente alterna (C.A.)
Adentro de la central se encuentran sistemas potencia de corriente alterna.
Estos sistemas se componen de tres subsistemas de distribución físicamente
independientes conocidos como divisiones I, II y III Cada división puede ser
alimentada con potencia eléctrica externa o por el generador diesel asignado a la
división. Los niveles de voltaje utilizados en cada división para energizar las cargas
de seguridad son de 4160 y 480 VCA. Todas las cargas relacionadas con la
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 54
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
seguridad están asignadas a estas tres divisiones de tal forma que si alguna de ellas
llegara a fallar, las cargas asignadas a las otras dos divisiones serán capaces de
mitigar cualquier evento. Cada uno de los generadores diesel y sus cargas auxiliares
están localizados en cuartos separados. Los generadores diesel de las divisiones I y
II tienen una potencia nominal de 3676 KW mientras que el generador diesel de la
división 3 es de 2200 KW.
Cada generador diesel arrancará automáticamente con las señales de bajo
voltaje en los buses de distribución de 4160 volts de su división, señal de accidente
con perdida de enfriador, bajo nivel de agua en la vasija y alta presión en el pozo
seco. También se puede hacer arranque manual desde el cuarto de control. Con la
perdida de voltaje en los buses Clase 1E, este se aísla. En el momento que el
generador diesel alcanza su voltaje y frecuencia nominales, se conecta al bus y a
este se le enlazan automáticamente las cargas de seguridad en una secuencia
definida.
Otros sistemas de C.A. son los de 120/240 V que alimentan cargas de
comunicación, computadoras y instrumentación de la central. También están los
sistemas que alimentan la instrumentación de clase 1E y el circuito de suministro de
potencia eléctrica al Sistema de Protección del Reactor (RPS)
3.5.3 Sistema de potencia eléctrica de corriente directa (C.D.)
Esta constituido de un conjunto de baterías cargadores de baterías y
tableros de distribución de C.D. La División I tiene tres bancos de baterías y la
División II tiene dos bancos. La División III tiene solo un banco de baterías de 125
volts. Los cargadores de baterías para cada banco toman potencia eléctrica de un
tablero de distribución de 480 VCA de su respectiva división
3.5.4 Sistemas de protección de incendio para el cableado eléctrico
El diseño e instalación de cables limita la posibilidad de combustión
espontánea controlando la carga del cable y previniendo el sobrecalentamiento y la
resultante falla de aislamiento. Los aislamientos y materiales del encamisado han
sido seleccionados por sus características de resistencia a la flama y auto-extinción
del fuego.
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 55
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
3.6 DATOS TECNICOS
3.6.1 Reactor
Numero de unidades
2
Tipo
De agua hirviente (BWR)
Combustible
UO2 enriquecido
Enriquecido Alto
2.19% en peso de U235
Enriquecido Medio
1.76% en peso de U235
Sin enriquecimiento
0.711 en peso de U235
Numero de ensambles
444
Numero de barras por ensamble
62 de combustible y 2 de agua
Numero total de barras de combustible
27528
Peso total de Uranio
81285 Kg
Longitud activa de 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
Numero de barras cruciformes de control
109
Material de las barras de control
Sistema de reserva de control de liquido
Acero inoxidable relleno de carburo
de boro
Penta borato de sodio
Presión de servicio
71.79 Kg/cm2
Potencia térmica
1931 MWt
Perdidas en los sistemas
3.8 MWt
Potencia térmica al ciclo de la turbina
1933 MWt
Flujo de vapor
3744 Ton/hr
Presión de vapor en la salida
68.2 Kg/cm2
Humedad de vapor
0.3%
Entalpía
669.75 cal/gr.
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 56
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Numero de bombas de recirculación
2 por unidad
Potencia de las bombas de recirculación
4500 HP
Flujo de recirculación interior
27950 ton/hr
Bombas de chorro de recirculación interior
20
Material de la vasija
Revestimiento interior
Aleación de acero al carbón con
manganeso y molibdeno.
Acero austenítico
Dimensiones internas
21 m de altura 5.6 m de diámetro
3.6.2 Turbina
Tipo
De flujo cuádruple impulso
Presión de entrada
68.2 Kg/cm2
Presión de salida
13.7 Kg/cm2
Presión en el primer paso
52.8 Kg/cm2
Frecuencia de rotación
1800 rpm
Temperatura de vapor a la salida
283°C
Numero de extracciones
4
Numero de turbinas de alta presión
1
Numero de turbinas de baja presión
2
Presión de entrada
13.3 Kg/cm2
Presión de salida
0.965 Kg/cm2
Temperatura del vapor a la entrada
267°C
3.6.3 Generador
Tipo
Cerrado de polos no salientes
Capacidad máxima
675 Mwe
Frecuencia
60Hz
Voltaje
22 KV
Frecuencia de rotación
1800 rpm
Corriente
19703 A
Factor de potencia
0.9
Tipo de excitador
Sin escobillas directamente acoplado
Capacidad del excitador
3000 Kw.
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 57
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Voltaje de excitación
525 V
Corriente de excitación
5715 A
3.6.4 Condensador
Capacidad
De superficie de dos cuerpos con dos
cajas en la entrada y en la salida
1.072 x 106 Kcal/hr
Numero de tubos
40784
Superficie efectiva total
47117 m2
Temperatura de diseño en la succión
40 °C
Tipo de condensador
3.6.5 Bombas de condensado
Tipo de bomba
Centrífugas verticales con difuso
Numero de bombas
3 por unidad
Capacidad de diseño
352.5 litros/seg
Carga total
120 m
Frecuencia de rotación
1170 rpm
Temperatura de diseño en la succión
60°C
Tipo de las bombas de refuerzo
Centrífugas horizontales
Numero de bombas de refuerzo
3
Capacidad de diseño
353.5 litros/seg
Carga total
311 m
Frecuencia
3570 rpm
Temperatura de diseño en la succión
40°C
3.6.6 Bombas de alimentación del reactor
Tipo
Turbobombas centrifugas horizontales
Capacidad de diseño
685 litros/seg
Carga total
598.3 m
Frecuencia de rotación
5200 rpm nominal
Temperatura de diseño en la succión
188.9°C
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 58
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
3.6.7 Calentadores de agua de alimentación del reactor
Tipo
De dos trenes en paralelo
Numero de calentadores de baja presión
10
Presión de diseño
35 Kg/cm2
Numero de calentadores de alta presión
2
Presión de diseño
161.7 Kg/cm2
Capítulo III.- Tecnología del Reactor de Agua Ligera en Ebullición BWR 59
CAPITULO IV
INSTRUMENTACIÓN DE LA VASIJA DE UN
REACTOR NUCLEAR BWR
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.1 CONSIDERACIONES PRELIMINARES
La instrumentación en la vasija del reactor tiene por objeto proporcionar al
Operador del Cuarto de Control suficiente información sobre el flujo del refrigerante a
través del núcleo del reactor, temperatura, presión y nivel de la vasija, para permitir
la operación del reactor en condiciones normales y tomar las acciones pertinentes
para controlarlo en condiciones de transitorios y accidentes.
Los objetivos de la instrumentación son entre otros: saber las funciones del
Sistema, los Criterios de Diseño del Sistema, las definiciones del Cero de la Vasija y
del Cero de Instrumentación, además de conocer los tipos y rangos de la
Instrumentación. También el propósito de cada tipo de Instrumentación, la posición
relativa en la vasija de las diversas penetraciones de la Instrumentación, y el
aprendizaje de los puntos de Ajuste de Disparo y Funciones asociadas. Otra
finalidad es estar al tanto de las bases utilizadas para establecer los Puntos de
Ajuste de Disparo para ser capaz de explicar las diferencias entre Nivel Indicado y
Nivel Real. Finalmente, saber el propósito y Punto de Ajuste del Detector de Fugas
en la Brida de la Vasija.
4.2 FUNCIONES DE LA INSTRUMENTACIÓN
 Proporcionar al Operador, la información necesaria para que éste
mantenga el reactor dentro de los límites normales de operación.
 Suministrar señales al RPS para apagar el reactor cuando no se le puede
mantener dentro de los límites operacionales de seguridad.

Iniciar acciones de emergencia si los parámetros de operación normal
son excedidos.
 Proporcionar información al Operador del calentamiento y enfriamiento de
la vasija del reactor, para permitirle mantenerse dentro de los límites establecidos.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 61
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.3 CRITERIOS DE DISEÑO
4.3.1 Funcionales
 Proporcionar al Operador la indicación del flujo a través del núcleo, la
presión, temperatura y nivel de la vasija, para permitirle mantener las condiciones
adecuadas de operación.
 Suministrar información para asegurar que el núcleo permanezca cubierto
de agua y que los separadores de vapor no sean inundados.
4.3.2 De seguridad
 Disponer de alarmas para que el Operador pueda valorar rápidamente el
estado del reactor y localizar la anomalía de funcionamiento.
 Suministrar señales duplicadas y confiables al RPS, para apagar el
reactor cuando los parámetros se acercan a los límites peligrosos para el
combustible o cuando el operador no pueda mantenerlos dentro de los límites
establecidos.
 Proporcionar señales de iniciación automática de los ECCS y del NSSSS
(NS4) si se exceden los límites de seguridad.
 Suministrar información al Operador para proteger la vasija de esfuerzos
indebidos.
 Proveer la posibilidad de prueba de sus circuitos, en operación normal sin
disparar la central.
4.4 DESCRIPCION GENERAL
4.4.1 Generalidades
El sistema de instrumentación de la vasija cubre únicamente porción de la
instrumentación asociada con la Vasija Nuclear y la tubería inmediata asociada. La
mayor parte de la instrumentación asociada con la vasija es proporcionada con
diferentes controles y sistemas de monitores, cada uno con funciones específicas
independientes. La instrumentación de la vasija monitorea la temperatura real de la
vasija, proporciona indicación del nivel del refrigerante en el reactor y más allá del
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 62
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
nivel de rango normal de operación, proporciona control para el drenado de las
líneas de vapor y el venteo de la cabeza del reactor, proporciona valores
seleccionados de temperatura a la computadora.
4.4.2 Parámetros Medidos
Los Parámetros Principales que se vigilan con el sistema de Instrumentación son:
 Nivel de Agua en la Vasija.
 Presión de la Vasija.
 Temperatura.
 Flujo de Refrigerante a través del Núcleo y de las Bombas de Chorro.
4.4.3 Relación con otros sistemas
4.4.3.1Sistema de Rocío al Núcleo a Alta Presión (HPCS)
 Cierre de la válvula de inyección por Nivel 8
 Señal de Iniciación de Actuación por Nivel 2.
4.4.3.2 Sistema de Enfriamiento del Núcleo con el Reactor Aislado (RCIC)
 Cierre de la válvula de admisión de vapor por Nivel 8.
 Señal de Iniciación de actuación por Nivel 2.
4.4.3.3Sistema de Control de Agua de Alimentación (FWCS)
 Disparo de las turbobombas de agua de alimentación por Nivel 8 (cierre
de las válvulas de parada de admisión de vapor a las turbobombas).
4.4.3.4 Sistema de Recirculación (RRC)
 Disminución del flujo de recirculación por Nivel 4, si es coincidente con el
disparo de una turbobomba de agua de alimentación
 Transferencia a baja velocidad de bombas de recirculación por Nivel 3.
 Disparo de las bombas de recirculación A y B por Nivel 2 (ATWS).
 Disparo de las bombas A y B por alta presión en el domo por presión
73.68 Kg/cm² (1047.73 psig).
 Medición de temperatura del refrigerante.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 63
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
 Prohibir el arranque de ambas bombas y transferencia de alta a baja
velocidad cuando T = 4.4°C (td = 15 seg.) entre las líneas de vapor y la
succión de las bombas.
Solo es requisito administrativo para arranque estando en alta velocidad
transfiere a baja cuando se tiene un bajo T = 4.4°C (td= 1 seg) entre líneas de vapor
y succión de las bombas.
4.4.3.5 Sistema de Protección del Reactor (RPS)
 Envía señal de SCRAM del reactor por Nivel 3.
 Envía señal de SCRAM del reactor por presión 72.9 Kg/cm².
4.4.3.6 Sistema de Despresurización Automática (ADS).
 Primer Permisivo de Actuación por Nivel 3.
 Segundo Permisivo de Actuación por Nivel 1.
4.4.3.7 Sistema de Remoción de Calor Residual (RHR)
 Aislamiento por Nivel 3 (a través del NS4).
 Inicia el modo LPCI por Nivel 1.
 Permisivo de apertura de válvulas de inyección por presión 49.2 Kg/cm².
 Aislamiento del modo enfriamiento en parada por presión 10.15 Kg/cm²
(144.24 psig a través del NS4).
4.4.3.8 Generador Diesel Div. I, II, III
 Señal de Arranque al G.D Div. III por Nivel 2.
 Señal de Arranque a los G.D Div. I, II por Nivel 1.
4.4.3.9 Subsistema de Aislamiento.
 Señal de Aislamiento por Nivel 2. Grupos I, II, III, IV y V
4.4.3.10 Sistema de Tratamiento de Gases de Reserva (SGTS)
 Señal de arranque por Nivel 2
4.4.3.11 Sistema de Rocío del Núcleo a Baja Presión (LPCS)
 Señal de Iniciación por Nivel 1.
 Permisivo de apertura de válvula de inyección por presión 49.2 Kg/cm².
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 64
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.4.3.12 Monitores de Rango de Potencia Promedio (APRM) y Monitor de
Bloqueo de Barra (RBM)
 Suma total de flujo de recirculación usada como señal de referencia.
4.4.3.13 Sistema de Limpieza de Agua del reactor (RWCU)
 Medición de la temperatura del refrigerante en la tubería de drenaje de la
vasija hacia este sistema.
4.4.3.13 Sistema de Vapor Principal (NSSS)
 Medición de la temperatura del refrigerante.
4.4.3.14 Sistema de Control Electro hidráulico (EHC)
 Disparo de la turbina principal por Nivel 8.
4.5 DESCRIPCION DE COMPONENTES
4.5.1 Instrumentación de Nivel
El nivel del agua de la vasija se indica y se registra en el Cuarto de Control.
Los instrumentos que vigilan el nivel del agua son dispositivos de presión
diferencial calibrados para tener una gran precisión en condiciones específicas de
presión y temperatura del agua.
4.5.2 Definiciones
Cero de la Vasija Está situado en el punto inferior (interno) del fondo de la
vasija, es la referencia de las cotas de los componentes internos. (Fig. 2)
Cero de Instrumentación Está situado por encima del borde inferior del
faldón soporte de los secadores de vapor en la cota 1299 cm (511.42") es la
referencia para toda la instrumentación normal de nivel. (Fig. 2)
La parte superior del combustible (TAF) Es la referencia de la
instrumentación para después de un accidente y cuya cota es 904.39 cm (356.02").
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 65
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.5.3 Tipos y rangos de la instrumentación de nivel
Se tiene 5 rangos para la instrumentación de nivel (Fig. 3)
 Rango de Operación Normal o Banda Estrecha (Narrow Range).
 Rango de Sistema de Emergencia o Banda Ancha (Wide Range).
 Rango de Transitórios (Up Set).
 Rango de Post-Accidente o Zona de Combustible.
 Rango de Inundación en Parada (Shutdown).
4.5.4 Instrumentación de nivel en el rango de operación normal o banda
estrecha (Fig. 3 y 17)
 Actúa en el rango de 0 a + 152 cm (0 a +60") referido al cero de
instrumentación.
 Se utiliza para proporcionar las señales de Nivel para el Sistema de
Control de Agua de Alimentación y una indicación altamente confiable del Nivel
normal de agua para señales o disparos que requieren una gran precisión.
 Los tres indicadores LI-R606 A/B/C y el registrador LT-R608 (pluma
negra, que está compartido con Nivel de Transitorios) están localizados en el Panel
BB-11 del Cuarto de control.
 La instrumentación de nivel de este intervalo está calibrada en caliente,
en condiciones de operación normal.Condiciones a las que se halla el vapor
saturado a 71.75 Kg/cm² (1000 psig) en la vasija, y 57.2°C (135°F) en el pozo seco y
el flujo en las bombas de chorro correspondientes al de operación normal; bajo esas
condiciones se tiene una incertidumbre de ± 3.81 cm (1.5") de agua.
4.5.5 Instrumentación de nivel en el intervalo de sistemas de
emergencia o banda ancha (Fig. 3 y 18)
 Actúa en el rango de -381 cm (-150") a + 152cm (+60") referido al cero de
instrumentación.
 Usado para el seguimiento del nivel de agua en la vasija en situaciones
de pérdida de agua de alimentación o pérdida de agua de la vasija (LOCA) y para la
iniciación de los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo (ECCS).
 El indicador de nivel LI-R604 se localiza en el Panel BB-11, los dos
registradores de los sistemas de monitoreo A y B de PostAccidente utilizan la pluma
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 66
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
roja para la señal de nivel (la pluma negra corresponde a la señal de Presión del
Reactor), están localizados en el Panel BB-9 del Cuarto de Control.
 La instrumentación de nivel de este rango está calibrada en caliente.
Condiciones a las que se halla el vapor saturado a 71.75 Kg/cm² (1000 psig) en la
vasija y 57.2°C (135°F) en el pozo seco, sin flujo de bombas chorro [bajo esas
condiciones se tiene una incertidumbre de ± 15.24 cm (6") de agua].
4.5.6 Instrumentación de nivel en el rango de transitorios (Fig. 3)
 Actúa en el rango de 0 a + 457 cm (0 a + 180") referido al cero de
instrumentación.
 Usado para rastrear el aumento anormal del nivel durante condiciones
transitorias.
 El registrador de nivel LR-R608 está localizado en el Panel BB-11 del
Cuarto de control, le corresponde la pluma roja, la pluma negra es para el nivel de
Banda Estrecha (Ver sección 6.4.3).
 La instrumentación de nivel de este rango está calibrada en caliente, en
las condiciones que se halla el vapor saturado a 71.75 Kg/cm² (1000 psig) en la
vasija y 57.2°C (135°C) en el pozo seco.
4.5.7. Instrumentación de nivel en el Rango de post accidente o zona de
combustible (Fig. 3 y 19)
 Actúa en el rango de -381 cm a + 127 cm (-150" a + 50") referido al
extremo superior de la parte activa del combustible (TAF), 904.39 cm (356.02").
 Usado para rastrear el nivel de agua durante un accidente con pérdida de
refrigerante (LOCA). Esta instrumentación sólo se empleará baja condiciones de
accidente con el reactor a una presión de 0 Kg/cm² (0 psig) y las bombas del sistema
de recirculación disparadas.
 El indicador de nivel LI-R610 y el registrador LR-615 se localizan en el
Panel BB-9 del Cuarto de Control.
 La instrumentación de nivel de este rango está calibrada para las
condiciones de vapor saturado a 0 Kg/cm² (0 psig) en la vasija y el pozo seco, sin
flujo de bombas chorro, la incertidumbre bajo estas condiciones es de ± 15.24 cm
(6") de agua.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 67
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.5.8. Instrumentación de nivel en el rango de inundación en parada
(shutdown) (Fig. 3)
 Actúa en el rango de 0 cm a 1016 cm (400") de agua, referido al cero de
instrumentación.
 Usado para rastrear el nivel de agua durante la inundación de la vasija
mientras se realiza el paro del reactor.
 El indicador de nivel LI-R605 se localiza en el Panel BB-10 del Cuarto de
Control.
 La instrumentación de nivel de este rango está calibrada en frío, agua a
48.8°C (120°F) y 0 Kg/cm² (0 psig) en la vasija y 26.6°C (80°F) en el pozo seco.
4.5.9. Funciones de las acciones automáticas de la instrumentación de
nivel
(Tabla 1 y Fig. 4, 5, 6, 7)
4.5.9.1Instrumentación de Nivel en el Rango de Operación Normal (Banda
Estrecha 0 a + 152 cm)
Nivel 8, 143.5 cm (56.5").
1. Disparo de Turbina Principal.
2. Cierre de la válvula (MV-8189) de inyección del sistema HPCS.
3. Cierre de las válvulas de admisión de vapor MV-8113 de la turbina del RCIC.
4. Disparo de las turbobombas de agua de alimentación.
Nivel 7, 108.4 cm (42.7").
1. Alarma de Alto Nivel.
Nivel 4, 85 cm (33.46").
1. Alarma de Bajo Nivel.
2. Señal de disminución de flujo al sistema de recirculación si solamente hay un
TBAAR en servicio. Cierre parcial de las FCV's de recirculación.
Nivel 3, 31.75 cm (12.5").
1. SCRAM.
2. Transferencia a baja velocidad bombas de recirculación.
3. Permisivo de actuación para el ADS.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 68
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4. Aislamiento del RHR en su modo de enfriamiento en parada.
5. Reducción del punto de referencia de la R-600 (Control Maestro
FWCS) TD=1 seg.
4.5.9.2. Instrumentación de nivel en el rango de sistemas de emergencia
(Banda Ancha, - 381 cm a + 152 cm).
Nivel 2, - 90.17 cm (- 35.5").
1. Señal de Iniciación al Sistema RCIC.
2. Señal de Iniciación al Sistema HPCS.
3. Señal de Arranque del G.D. Div.III.
4. Disparo de las bombas de recirculación A y B (ATWS).
5. Señal de aislamiento Grupos I, II, III, IV, V.
6. Señal de Arranque del sistema en reserva de tratamiento de gases SGTS.
7. Iniciación ARI.
8. Disparo ventilación normal edificio del reactor.
9. Transferencia a velocidad rápida a los registradores R 623 A/B nivel y presión
post-accidente.
Nivel 1, - 313.7 cm (- 123.5").
1. Señal de Iniciación del Sistema RHR (Modo LPCI).
2. Señal de Iniciación del Sist. LPCS.
3. Permisivo de actuación (señal de confirmación) del ADS (es necesario para
permitir los ECCS de baja presión).
4. Señal de Arranque a G.D. Div. I/II.
5. Aislamiento NCCW.
4.5.10
Bases para la elección de los puntos de ajuste de la
instrumentaron de nivel.
Nivel 8, 143.5 cm (56.5")
1. Proteger la turbina contra el arrastre de gotas de agua en el vapor (humedad),
que deterioraría sus alabes si la operación persistiese por encima de este nivel.
2. Disparar las turbinas de las turbobombas de agua de alimentación para evitar
un excesivo aumento de nivel en la vasija; eventualmente el agua podría llegar a las
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 69
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
líneas de vapor en la etapa de presurización, formando tapones en esas líneas que
podrían llegar a operar las SRV's.
3. Aislar la turbina del sistema de enfriamiento del núcleo aislado (RCIC) y cerrar
la válvula de inyección del sistema de alta presión de rocío del núcleo (HPCS) en
caso de que estos sistemas hayan sido activados. En este nivel estos sistemas ya
no son necesarios ya que el núcleo está totalmente cubierto.
4. El punto de ajuste se encuentra muy cerca a la parte superior de los
separadores de vapor.
Nivel 7, 108.4 cm (42.7")
1. La alarma de alto nivel indica el nivel por encima del cual el arrastre de
humedad en el vapor se espera que aumente con rapidez significativa mientras se
opera a plena carga. Un transitorio como un disparo de las bombas de agua de
recirculación con un nivel abajo del número 7, no hará que el nivel de agua se
incremente hasta el número 8.
Nivel 5 y 6, 97.0 cm (38.19") (Nivel Normal)
1. Nivel normal de operación, el rango de control de nivel programado en
automático está basado en mantener un nivel de agua fijo en este punto de ajuste
para minimizar el arrastre de humedad en el vapor y de vapor en el agua sobre todo
el rango de flujo de vapor durante condiciones transitorias de disturbios de nivel.
2. El nivel normal de operación debe mantenerse por encima del Nivel 4 y por
debajo del Nivel 7.
Nivel 4, 85 cm (33.46") (Bajo Nivel Alarma)
1. La alarma de bajo nivel indica que debajo de éste el arrastre de vapor en el
agua es factible que empiece a afectar a las bombas del RRC significativamente.
2. La señal de disminución de flujo al sistema de recirculación (con pérdida de
una bomba de agua de alimentación) protege a las bombas de chorro contra la
capitación que podría ocurrir con el arrastre de vapor en el agua o contra un NPSH
insuficiente. Si el nivel es mantenido arriba de este ajuste (33.46") un transitorio
como el disparo de una bomba de agua de alimentación no causará que el nivel de
agua disminuya hasta el punto de SCRAM del reactor (Nivel 3).
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 70
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Nivel 3, 31.75 cm (12.5")
1. Este nivel está arriba de la parte inferior del faldón de los secadores de vapor.
La cantidad de refrigerante de reserva entre este nivel y la parte superior de la parte
activa del combustible es suficiente para evitar que se alcancen los Niveles 2 y 1 en
los transitorios de la Planta que iniciarían los sistemas de emergencia (ECCS).
2. El descenso de nivel puede ser debido a que se pierde el agua de
alimentación y que no se pueden compensar las pérdidas por evaporación ni
disminuir la cantidad de refrigerante que se envía a otros sistemas.
3. La cantidad de refrigerante de reserva, constante entre el nivel 3 y la parte
superior de la parte activa del combustible está calculada teniendo en cuenta los
huecos que existen tanto cuando el reactor está funcionando a plena potencia como
cuando actúa el Sistema de Enfriamiento del Núcleo del Reactor Aislado (RCIC).
4. Señal de disminución de flujo a las bombas del RRC. Cuando el flujo de
recirculación es disminuido, también es reducido el error en la instrumentación de
nivel de rango ancho debido a que el flujo anular también es reducido implicando
con ello, una reducción de los disparos prematuros causados por disminuciones de
nivel debidos a transitorios normales de gran magnitud.
5. Permisivo de Actuación a ADS.
6. Iniciación del aislamiento del RHR (modo enfriamiento en parada) a través de
NS4.
Nivel 2, - 90.17 (- 35.5").
Las condiciones involucradas en la determinación del punto de ajuste de este
nivel son las siguientes:
1. El volumen entre el nivel 2 y 3 corresponderá al colapso parcial de vacíos por
alta presión que ocurrirá en el caso de un SCRAM por bajo nivel cuando se opera el
reactor a plena potencia.
2. El punto de ajuste será lo bastante bajo (con referencia a cero de
instrumentación) para que el Sistema de Enfriamiento del Núcleo Aislado
3. (RCIC) y el Sistema de Rocío de Alta Presión del Núcleo (HPCS) no sean
iniciados en falso después de un SCRAM debido al nivel de la vasija, en el supuesto
de que el flujo de agua de alimentación no haya sido interrumpido.
4. El punto de ajuste será lo bastante alto (con referencia a cero) para que en
una pérdida total de flujo de agua de alimentación, el flujo del sistema de
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 71
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
enfriamiento del núcleo aislado (RCIC) sea suficiente para evitar la iniciación de los
sistemas de Nivel 1.
5. Señal de Arranque al Diesel Div. III.
6. Disparo de ambas bombas de RRC (ATWS).
7. Señal de aislamiento de la contención primaria.
8. Señal de Arranque al SGTS.
Nivel 1, - 313.7 cm (-123.5")
1. Señal de Iniciación al RHR Modo LPC. El punto de ajuste de este nivel debe
proporcionar tiempo suficiente para la actuación del sistema en el caso de una gran
rotura de tubería, para que no se excedan los límites de diseño del combustible.
2. Señal de Iniciación del LPCS.
3. Permisivo de actuación del ADS.
4. Señal de Arranque a los G.D., Div. I/II.
Nivel 0 (2/3 de la longitud activa del combustible) (Fig. 16, 17 y 18)
1. Este nivel está localizado aproximadamente a las 2/3 partes de altura del
núcleo. Después de ser inundado el núcleo hasta esta altura, una bomba del
Sistema de Remoción de Calor Residual RHR (modo LPCI) o la bomba del sistema
de rocío del núcleo a baja presión (LPCS) es suficiente para mantener el nivel y
refrigerar el núcleo. El tercio superior será enfriado por la vaporización súbita del
agua.
4.5.11 Tomas para la instrumentación de la vasija del reactor (Fig. 6)
La instrumentación de Nivel tiene 10 penetraciones colocadas en tres elevaciones,
cada penetración de 5.08 cm (2") de diámetro; dispone además de una conexión
embridada en la parte superior de la tapa de la vasija, las 10 penetraciones y la
conexión embridada de instrumentación están dispuestas de la siguiente manera:
Cantidad
Nivel (al cero de la vasija)
Azimut
1
2062 cm.
Tapa de la vasija
4
1521 cm.
20°, 160°, 200° y 340°
2
1283 cm.
10° y 190°
4
907 cm.
20°, 160°, 200° y 340°
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 72
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Hay cinco cámaras de condensación para proporcionar las columnas de
referencia de la Instrumentación de Nivel.
Las cámaras de condensación, están dispuestas de la siguiente manera:
a. El tramo de tubería es ascendente desde la vasija a la cámara, para permitir
que el exceso de condensado de la cámara vuelva a la vasija.
b. Los tramos de tubería están aislados térmicamente y los más cortos posibles
para minimizar errores de medida.
c.
Las cámaras de condensación no están aisladas térmicamente.
4.5.12 Nivel de agua indicado y nivel real (Fig. 7)
El vapor que fluye a través de los secadores cambia varias veces su
dirección, provocando una caída de presión. Al 100% de flujo de vapor, la caída de
presión es 17.78 cm (7") de H2O, y el nivel en la zona exterior del faldón de los
secadores (región de bajada) es17.78 cm mayor que el interior. P2 - P1 = 17.78 cm
de H2O.
Puesto que la instrumentación de nivel compara la altura de la columna de
referencia con la altura de la región de bajada, se ajustan los puntos de ajuste para
compensar el error máximo de 17.78 cm.
Las diferencias de Nivel entre la Zona Interior (Real) y Exterior (indicado) del
faldón de los secadores variarán entre 0 cm de H2O al 0% de caudal de vapor y
17.78 cm al 100%. El nivel de agua en la Zona Interior tiene una ligera forma de
domo.
4.5.13 Compensación de la instrumentación (Fig. 8)
Ninguno de los instrumentos de nivel está compensado por temperatura o
densidad, ya que de ser así, disminuiría la confiabilidad del sistema sin aumentar los
beneficios. La instrumentación para la operación a potencia está calibrada bajo
condiciones de operación normal mientras que la instrumentación para la parada y el
inundado está calibrada en frío.
El máximo error cuando el reactor está caliente es de 3.85 cm a 5.0 cm para
la instrumentación de nivel de banda estrecha, esto ocurrirá al 50% de potencia. El
error al 100% de potencia se considera despreciable.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 73
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Durante el arranque, cuando el reactor está en frío el nivel será menor que el
medido por 20 cm (8") debido a la alta densidad del agua (tal y como está indicado
en la instrumentación de nivel de banda estrecha) esto es debido a que la
instrumentación está calibrada en caliente. Esto no presenta problemas porque la
parte inferior de la faldilla de los secadores de vapor está muy debajo del nivel
normal. Además durante el arranque, mientras las temperaturas son bajas,
esencialmente no hay vaporización y en el caso poco probable de que los
separadores queden descubiertos, habrá poco efecto en el sistema (el reactor
tendría un SCRAM mucho antes de llegar a este punto).
4.5.14 Instrumentación de presión (Fig. 9)
La presión de la vasija se indica y se registra en el Cuarto de Control
Principal.
Todos los dispositivos de instrumentación de presión de la vasija, reciben la
señal de presión desde las tuberías que parten de las cámaras de condensación
empleadas para la instrumentación de nivel.
4.5.15 Indicadores / Registradores
Cantidad
1
Limites
0-84 Kg/cm2
1
66.5-73.5 Kg/cm²
1
0-105 kg/cm2
Funcion
Presión en el domo del Rx a 100% pot= 1020
psig (NORMAL)
El intervalo estrecho (950-1050 psig) de
presión del reactor durante la operación a
potencia normal.
Indicar y registrar (0-1494.15 psig) la presión
del reactor durante ransitorios de presión
para asegurar que ésta no rebasa el límite de
seguridad de 93.2 Kg/cm² (1325 psig).
Dos indicadores en el Panel de Control BB-11 del reactor y dos
registradores con dos plumillas c/u en los Paneles de ECCS, cada uno comparte el
registrador con una señal de entrada de banda ancha nivel de -381 cm a 150 cm (150" a 60")
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 74
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.5.16 Interruptores y válvulas de presión
Cantidad
4
Punto de ajuste
72.9 Kg/cm²
4
49.2 Kg/cm²
Función
SCRAM del Reactor (1035.95 psig) (uno por
cada línea de presión).
Permisivo de apertura (699.16 psig) de las
válvulas de inyección del RHR (LPCI) y
LPCS. (Presión diferencial a través de las
válvulas de inyección)..
Válvulas
Cantidad
Válvula
2
MS-RV-13C/G
Apertura
Kg/cm²(psig)
75.650 (1076)
Cierre
Kg/cm²(psig)
68.855 (976)
2
MS-RV-13F/L
76.353 (1086)
69.288 (986)
2
MS-RV-13D/R
77.056 (1096)
69.991 (996)
2
MS-RV-13B/K
77.759 (1106)
70.693 (1006)
La función principal de los interruptores de presión es el disparo de las
bombas de recirculación. Esta es una solución inicial al "Transitorio anticipado sin
SCRAM” (ATWS).
4.5.17 Bases para la elección de los puntos de ajuste de la
instrumentación de presión (Tabla 2)
> 10.15 Kg/cm2 (164, 144.24 psig)
Aislamiento del RHR en modo de enfriamiento en parada.
Señal de cierre a través del NS4 de las válvulas de descarga y succión del RHR
(modo de enfriamiento de parada) ya que la presión del reactor podría exceder
el límite de diseño de los cambiadores de calor del RHR. (» 14.5 Kg/cm²).
<49.2 Kg/cm² (700 psig) Permisivo de apertura de las válvulas de los
sistemas de emergencia a Baja Presión. Por su diseño, estos sistemas no pueden
inyectar por encima de esta presión diferencial a través de sus válvulas de inyección,
aunque se encuentren presentes las señales de iniciación, y las bombas estén en
marcha.
72.9 Kg/cm² (1060 psig) SCRAM por alta presión.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 75
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
El SCRAM del reactor a esta presión evita la violación de los límites de
seguridad del NSSS 93.2 Kg/cm² (1325 psig).
El SCRAM del reactor junto con las válvulas de alivio seguridad limitan el
transitorio de presión que se experimenten en un disparo de turbina a grandes
niveles de potencia.
75.65 - 78.463 Kg/cm² (1075.03 a 1115 psig)
Comienza la actuación de las válvulas de alivio.
La actuación de las válvulas de alivio seguridad (función alivio después de
un disparo de turbina y SCRAM del reactor, evitará que la presión aumente hasta los
puntos de ajuste de la función seguridad de esas válvulas, haciendo menos severo
el transitorio en la vasija.
73.68 Kg/cm2 (1047.73 psig) Disparo de Bombas de RRC en caso de
ATWS. Dispara las bombas del sistema de recirculación para disminuir la potencia
del reactor, en el caso hipotético de que no se haya producido SCRAM del reactor
por fallo del RPS. Consecuentemente proporciona cierto tiempo al Operador para
tomar las acciones correctivas. El aumento de presión hará disminuir por
evaporación y colapso de vacíos el nivel de agua en la vasija pudiendo llegar hasta
el nivel 2 donde dispararían también las bombas de recirculación proporcionando
otro respaldo a la actuación del transitorio anticipado sin SCRAM (ATWS).
4.5.18 Instrumentación de flujo de la vasija
La instrumentación de flujo consta de:
 Instrumentación de medida del flujo de los lazos de recirculación.
 Instrumentación de medida del flujo de las bombas de chorro y del flujo
total a través del núcleo.
4.5.18.1 Flujo del Sistema de Recirculación (Fig. 10)
Se instala en un codo en la línea de succión de cada circuito de recirculación,
dos transmisores de presión diferencial que envían señales.
Las señales son linealizadas extrayendo raíz cuadrada y enviadas a un
registrador con 2 plumillas que se encuentran en el Cuarto de Control Principal y a
un sumador.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 76
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
La suma del flujo del circuito A de recirculación más la del circuito B de
recirculación es usada como el flujo de referencia para los sistemas de
instrumentación nuclear de potencia promedio (APRM) y de monitoreo de bloqueo
de barra (RBM), y como realimentación de su correspondiente controlador de flujo
de recirculación. (En la Figura 10 sólo se muestra uno de los 4 juegos de
dispositivos de medición de flujo. Cada juego de instrumentos alimenta a una unidad
de instrumentación nuclear independiente).
4.5.18.2 Instrumentación de Flujo de las Bombas de Chorro y del Flujo total a
través del Núcleo (Fig. 11)
La potencia térmica del reactor es proporcional a la capacidad para remover el
calor generado (flujo total del núcleo) por lo tanto se requieren unas mediciones de
flujo muy precisas para poder evaluar el nivel de potencia del reactor. Puesto que el
flujo total del refrigerante debe pasar a través de las bombas de chorro para entrar
en el núcleo, el flujo se mide en cada bomba de chorro y se suma para obtener el
flujo total. Cada bomba de chorro tiene una toma de presión en la sección de mezcla
(estrangulamiento), esta presión se compara a la existente en la parte inferior del
núcleo para generar la señal de presión diferencial proporcional al flujo. La presión
debajo de la placa soporte inferior depende del flujo descargado por las bombas de
chorro.
El extractor de raíz de la presión diferencial produce una señal lineal
proporcional al flujo. La instrumentación de flujo de las bombas de chorro tiene dos
penetraciones de 10 cm. de diámetro cada una.
4.5.18.3 Teoría de Operación (Fig. 11)
Los transmisores envían las señales del flujo de las 10 bombas de chorro
correspondiente a cada lazo de recirculación a tres sumadores para el lazo A y a
otros tres para el lazo B (los dos primeros reciben cuatro señales y el tercero dos).
Las tres señales resultantes de los tres sumadores son enviadas a otro
sumador del cual sale la señal del flujo total de las 10 bombas de chorro de un lazo
de recirculación (el otro lazo es idéntico).
Las señales resultantes de los dos sumadores son enviadas al sumador X del
cual sale la señal de flujo total de las 20 bombas de chorro. Las señales del flujo
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 77
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
total de las 10 bombas de chorro correspondientes a cada lazo de recirculación son
enviadas a:
1. Los indicadores en el Cuarto de Control Principal.
2. Los circuitos sumadores X e Y, con signo + para el X, mientras que para
el Y le llegarán, siempre y cuando sólo una de las bombas de recirculación esté en
funcionamiento, la señal positiva correspondiente al lazo de la bomba en operación y
la señal negativa correspondiente al lazo de la bomba que esté parada. A la salida
del sumador X hay un contacto (E), que estará cerrado (permitirá el paso) cuando
las dos bombas de recirculación estén en marcha o paradas; a la salida del sumador
Y hay dos contactos en paralelo (C y D) que estarán normalmente abiertos con las
dos bombas de recirculación en marcha o paradas y cerrado uno de ellos cuando
sólo hay una bomba de recirculación en marcha. La señal de los sumadores X e Y
cuyo contacto de salida esté cerrado, representa el flujo total del núcleo y se envía a
un registrador en el CCP. Este proceso que sufren las indicaciones del flujo de las
bombas de chorro es necesario ya que si solamente hay una bomba de recirculación
en marcha, parte del flujo de las bombas de chorro operativas se desvía hacia las
que no están disminuyendo el flujo del núcleo (Fig. 12). Como los transmisores de
presión no distinguen el sentido del flujo, el flujo registrado por las bombas de chorro
inoperantes debe restarse del medido por las que están en marcha, para obtener el
flujo real del núcleo.
4.5.18.4. Bombas de Chorro Instrumentadas (Fig. 11)
Aparte de la instrumentación normal de las bombas de chorro, 4 de ellas (las
bombas 5, 10, 15 y 20) una por cada cuadrante va provista de una instrumentación
individual de medida de flujo.
Para la medida de la presión diferencial, tiene una toma adicional de presión en
la parte inferior del difusor de la bomba de chorro. Las señales de los transmisores
pasan por unos extractores de raíz cuadrada, y son enviadas a cuatro indicadores
situados en el Cuarto de Control. Una diferencia anormal entre las indicaciones de
flujo de las bombas de chorro puede ser indicativa de una bomba inoperable.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 78
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.5.19 Instrumentación del a presión diferencial a través de la placa
soporte inferior del núcleo de la vasija (Fig. 11)
Esta Instrumentación compara la presión existente debajo de la placa
soporte del núcleo, debido a la descarga de todas las bombas de chorro, con la
presión existente encima de la misma. La señal del transmisor se envía a un
registrador, compartido con el flujo total del núcleo, en el Cuarto de Control Principal.
Esta instrumentación se emplea para determinar a largo plazo las tendencias del
flujo total del núcleo y de la presión diferencial a través de la placa soporte inferior
durante transitorios
y operación normal. La penetración que utiliza esta
instrumentación es de 2.54 cm de diámetro.
4.5.20 Instrumentación para Temperatura (Fig. 13 y 14)
La instrumentación de temperatura de la vasija del reactor tiene como objeto
registrar y proporcionar en todo momento información al operador de la temperatura
existente en puntos de la vasija, que por su especial configuración o situación,
pueden estar sometidos en cualquier proceso de calentamiento, enfriamiento u
operaciones anormales, a tensiones térmicas importantes que pueden afectar a su
integridad.
También en las entradas y salidas del refrigerante del reactor (agua de
alimentación, vapor principal, recirculación, drenaje al (RWCU). (Esta vigilancia es
especialmente importante durante condiciones de arranque, parada y transitorios
con objeto de vigilar esfuerzos térmicos).
4.5.20.1 Temperatura del Moderador.
Se determina con los detectores de temperatura (RTD) que están en líneas de
succión de los circuitos de recirculación. Esto es a través de un registrador de doble
plumilla que se encuentra en el Cuarto de Control Principal.
4.5.20.2 Temperatura en el fondo de la vasija.
En la línea del drenaje de 5 cm. (2") del fondo de la vasija van incrustados los
termopares de cobre-constantan. Envían la señal a un registrador en el Cuarto de
Control Principal.
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 79
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
4.5.20.3 Prevención de excesivas tensiones en la Vasija:
 Manteniendo el ritmo de calentamiento y enfriamiento en menos de
55°C/h.
 Prohibir el arranque de las bombas de los lazos de recirculación cuando la
diferencia de temperatura entre el domo de vapor del reactor y el
refrigerante del fondo de la vasija es mayor de 80°C.
 Diferencia de temperatura entre la succión de ambos lazos de
recirculación debe ser menor de 27.7°C. Cuando se tiene un lazo inactivo
y se va a arrancar.
 La temperatura diferencial entre el refrigerante del reactor en el lazo que
se va a arrancar y el refrigerante en la vasija sea menor o igual de
27.7°C.
4.5.21 Detector de fugas en la brida de la vasija (Fig. 15)
Su Propósito es detectar cualquier fuga del empaque interno tipo O-ring. La
toma de señal está localizada entre el O-ring interior y el O-ring del empaque
exterior. Un interruptor de presión ajustado a 42 Kg/cm² (600 psig) dará una alarma
si hay fugas del O-ring interior.
En el pozo seco se encuentran las válvulas manuales para drenar el sistema
hacia el sumidero de drenos de equipo del pozo seco (DWEDS) cuando el reactor
está apagado. La falla de los empaques causará un aumento en la temperatura y la
humedad en el pozo seco (En caso de que exista una fuga en el sello interno no se
aconseja drenar el sistema periódicamente o esporádicamente debido a que se
podrían marcar las superficies del sello).
Capítulo IV.- Instrumentación de La Vasija de un Reactor BWR 80
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
CONCLUSIÓN
Este trabajo se basó en una representación de la vasija de un reactor General
Electric “GE” mod. BWR-5 mismo que es utilizado en las dos unidades de la Central
Nuclear de Laguna Verde. El objetivo fue mostrar, por medio de este texto, el
procedimiento para monitorear presión, nivel y temperatura de estos reactores,
aparte de optimizar el proceso en la vasija de los mismos, ubicados en la costa
veracruzana.
Como ya se ha visto, la instrumentación de la vasija del reactor nos provee
información precisa y clara para el operador, además de poseer sistemas
automáticos para control de transitorios y accidentes.
Un factor preponderante en el control del proceso de fisión es el consumo, ya
que para que se suministre más o menos a la red, el ajuste se hace directamente en
el reactor. Así, se controlan todos los parámetros dentro de un límite para evitar
sobrecargas o fallas.
En un estudio de factibilidad, en un país de pocos ríos, poco carbón y petróleo
caro, uno o más reactores nucleares representan una mejor relación costo/beneficio
si se toma en cuenta el aprovechamiento del combustible ya que los periodos sin
cambios son largos.
Así mismo el control sistemático por medio de la instrumentación de la vasija
del reactor, entre muchos otros, son lo que nos permite, aparte de la tecnología que
poseemos hoy, controlar la mayor fuente de desprendimiento de energía conocida
por el hombre hasta el momento.
Conclusión
81
APÉNDICE I
ILUSTRACIONES PARA LA INSTRUMENTACIÓN DEL
REACTOR BWR
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 83
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 84
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 85
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 86
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 87
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 88
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 89
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 90
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 91
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 92
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 93
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 94
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 95
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 96
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 97
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 98
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 99
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice I. Ilustraciones para la Instrumentación del Reactor BWR 100
Apéndice II
Tablas
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
TABLA 1
FUNCIONES DE LA INSTRUMENTACION DE NIVEL DE LA VASIJA
(LAS COTAS ESTAN REFERIDAS AL CERO DE INSTRUMENTACION)
Nivel No.
8
Punto de
ajuste
Función de disparo
Disparo de la turbina principal
Cierre de válvula de admisión de vapor a RCIC
Disparo de las turbobombas de agua de alimentación
Cierre de las válvulas de inyección del sistema HPCS
Alarma de alto nivel
+ 143.5cm
(56.5”)
+ 108.4 cm.
(42.7”)
7
Nivel normal
6
Nivel normal
+ 97 cm.
(38.19”)
5
4
3
2
1
Alarma de bajo nivel
Señal de disminución de flujo de recirculación si hay solo + 85 cm
una bomba de agua de alimentación en servicio
(33.46”)
SCRAM del reactor
Señal de transferencia de alta a baja velocidad de las turbo
bombas de recirculación
Permisivo del ADS
Inicia aislamiento del RHR en modo de enfriamiento en
parada por el NS4
Reducción del punto de referencia de la R-600 (td=1 seg.
(Master)
Señal de iniciación al RCIC. - 90.17 cm (-35.5")
Señal de iniciación al HPCS.
Señal aislamiento Grupos I, II, III, IV, V.
Disparo de las bombas de recirculación.
Señal de Arranque al Generador Diesel Div. III.
Señal de Arranque al SGTS. 1
Inicia ARI
Dispara ventilación normal edificio Rx.
Señal de iniciación al RHR - 313.7cm (-123.5") (LPCI).
Señal de iniciación al LPCS.
Permisivo de actuación del ADS.
Señal de Arranque a los generadores Diesel de emergencia
Div. I y II.
Aislamiento NCCW
+ 31.75
(12.5")
cm
- 90.17
(-35.5")
cm
313.7cm
(-123.5")
Apéndice II. Tablas 102
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
TABLA 2
RESUMEN DE DISPARO POR PRESION DEL REACTOR
Presion de vasija del reactor
11.54 Kg/cm²(164 psig)Externa
10.15 Kg/cm²(144.24 psig)Interna
49.2 Kg/cm²
(699.16 psig)
72.9 Kg/cm²
(1035.95 psig)
75.65 Kg/cm²
(1076 psig)
78.463 Kg/cm²
(1116 psig)
73.68 Kg/cm²
(1047.73 psig)
Acciones automáticas
Aislamiento del RHR en su modo de
enfriamiento en parada
Permisivo para la inyección
del LPCS y RHR (LPCI)
SCRAM por Alta Presión en el
Reactor.
Abren las primeras SRV's
A esta presión las 10 SRV's
Están abiertas.
Disparo de las Bombas de
Recirculación (ATWS)
Apéndice II. Tablas 103
Instrumentación de la Vasija del Reactor en una Central Nuclear
Apéndice III
Diagramas