DISEÑO DE UN SISTEMA DE TRATAMIENTO DE GASES

Resumen
DISEÑO DE UN SISTEMA DE TRATAMIENTO DE GASES PARA
UNA CENTRAL NUCLEAR TIPO BWR
Autor: Castilla Salas, Ignacio.
Director: López Tanco, Jorge.
Entidad Colaboradora: Empresarios Agrupados, A.I.E.
RESUMEN DEL PROYECTO
El documento consta de trece secciones principales y seis anexos, a continuación de
describirá brevemente el contenido de cada uno de ellos y los principales resultados
obtenidos de los cálculos que éstos contienen.
En la primera sección, objetivos y motivaciones, se describen brevemente las características
y el funcionamiento del sistema. Se trata de un Sistema de Reserva Tratamiento de Gases,
Stand-By Gas Treatment System (SBGT), que tiene como función lograr que se alcance en
el interior de la contención secundaria de un reactor tipo BWR una depresión determinada
(-61.68 [Pa]) en un tiempo determinado (150 [s]) en caso de ocurrir un Accidente Base de
Diseño, es decir, un DBA. La finalidad de esta depresión en evitar posibles fugas de
material radioactivo al exterior de la planta. Adicionalmente el caudal extraído es filtrado
antes de su descarga a través de la chimenea de ventilación de la planta, de modo que no se
superen los límites de dosis establecidos.
En la segunda sección, términos fuente, se describe el espectro accidental contemplado en
las centrales nucleares, las posibles situaciones de liberación de material radiactivo en
operación normal de la planta y los posibles términos fuente en accidentes base de diseño
(DBA).
El siguiente capítulo trata sobre el diseño de los sistemas de tratamiento de gases. Se habla
sobre las distintas estrategias de retención (contención, confinamiento y el sistema de
ventilación de la sala de control) y sobre el enfoque genérico de diseño de los sistemas de
tratamiento de aire, en el que se analizan los diferentes riesgos y peligros a los que éstos
deben hacer frente. Por último se analizan más concretamente los SBGT, sus requisitos y
las consideraciones a tener en cuenta en su diseño. Se detallan las funciones principales de
un SBGT: El filtrado del flujo mediante filtros HEPA para la eliminación de las partículas,
la adsorción de los yodos, en forma elemental y orgánica, mediante filtros de carbón activo,
y el establecimiento de la depresión requerida.
Diseño de un Sistema de Tratamiento de Gases para una Central Nuclear tipo BWR
1
Resumen
A continuación se estudia en mayor detalle los fundamentos microscópicos de la filtración y
la adsorción. En cuanto a la filtración se analiza la resistencia que el filtro opone al flujo, los
mecanismos básicos de la filtración, es decir, los modos de captura de las partículas en un
filtro. Además se analiza la eficiencia de filtrado en función de los diferente parámetros que
en esta intervienen y el comportamiento de los filtros con su uso. En cuanto a la adsorción,
se analizan brevemente los principios termodinámicos en los que se basa y se estudian sus
características y las diferentes técnicas para su obtención.
En el siguiente capítulo se describen los distintos tipos de salvaguardias tecnológicas
presentes en las centrales nucleares. Por un lado se encuentran los sistemas de contención,
cuya función es evitar la liberación de material radiactivo. En segundo lugar se describen
los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo cuya misión es proteger al núcleo
del reactor contra la fusión de las vainas del combustible a lo largo de todo el espectro de
accidentes por roturas de tuberías. Y finalmente se habla sobre los sistemas de habitabilidad
de las salas de control, aquellos que proporcionan un control ambiental que posibilite la
estancia del personal y el correcto funcionamiento de todos los equipos instalados en estas
salas, y sobre los sistemas SGBT, descritos en mayor profundidad en el siguiente capítulo.
En la sección 6, se trata con profundidad los sistemas SBGT, describiendo sus bases de
diseño mecánicas, eléctricas, de instrumentación y control y radiológicas. Posteriormente se
hace una descripción detallada del sistema, de los equipos que lo componen y del
funcionamiento, siendo esta la base de la que se parte para el diseño.
En la siguiente sección se calcula el caudal que es necesario extraer de la contención para
alcanzar la depresión requerida. Partiendo de una serie de datos, entre los que cabe destacar
el volumen de la contención (40730 [m3]) o las fugas del edificio del reactor de 1700
[m3/h] para depresiones de 61.68 [Pa], se modela la contención con el código CONTAIN
2.0 y se realizan un serie de simulaciones para determinar la evolución de la presión en el
interior de la contención con diferentes caudales de aspiración. Se concluye que es
necesario un caudal de aspiración de 2014.5 [m3/h] de 0 a 160 o 180 [s], para alcanzar la
depresión requerida a los 150 [s]. A los 160 o 180 [s] un escalón de reducción de caudal fija
este a 1700 [m3/h] con el que se garantiza que la presión no supera nunca los límites
permitidos.
Posteriormente se calcula la pérdida de carga de todos los elementos del sistema con el fin
de dimensionar los ventiladores de las líneas. Las pérdidas calculadas con el software
Diseño de un Sistema de Tratamiento de Gases para una Central Nuclear tipo BWR
2
Resumen
HVAC – PC han sido en: Tramos rectos, transformaciones, codos, ramales, entradas y
salidas abruptas. Según ΔP = K·V2, partiendo de dados de fabricantes se han calculado en
las válvulas de mariposa y caudalímetros. Empleando el manual CRANE se han calculado
en las válvulas de retención. Por último en los elementos de las unidades de filtración, dada
el flujo laminar se han calculado según ΔP = K·V, partiendo de datos ya existentes.
Con fin de poder determinar el calor en los filtros se ha empleado el código RADTRAD con
el que se ha calculado la masa que estos es acumula y posteriormente el calor generado
como consecuencia de la desintegración del material radiactivo en ellos. Como principal
dato de partida, junto a la cronología estipulada de las fases del accidente, se considera la
fracción del inventario del núcleo liberado a contención para un reactor tipo BWR.
A continuación se han dimensionado los calentadores de las unidades de filtración, que
tienen como objetivo garantizar que la humedad relativa de la corriente del aire que llega a
los filtros no supere el 70 %, límite establecido por la normativa vigente para garantizar el
adecuado funcionamiento de los filtros de carbón activo. Para estos cálculos ha sido
necesario considerar el calor generado en los filtros, por efecto de la desintegración
radiactiva de los isótopos filtrados, así como las posibles variaciones de tensión (+/- 10%)
para comprobar que siempre se cumplen los requisitos de humedad y de temperatura
máxima admisible en los componentes de las unidades de filtración. Se concluye de los
cálculos la necesidad de instalar un calentador principal y uno secundario de 7037 y 1272
[W] respectivamente.
En la propuesta de elección de equipos se han sugerido posibles componentes para las
unidades de filtración obtenido de catálogos reales de fabricantes especializados en este tipo
de aplicaciones.
Posteriormente se ha realizado un capitulo en el que se detalla la instrumentación y los
sistemas de control con lo que habrán de ir equipados estas unidades atendiendo a los
criterios vigentes de la normativa nuclear.
Para concluir se ha incluido un presupuesto orientativo en que se calcula un coste
aproximado del sistema, en torno a un millón de Euros.
Los diferentes anexos incluidos a continuación son complementos que permiten detallar o
clarificar algunos cálculos realizados. Adicionalmente se ha incluido un breve glosario de
términos nucleares.
Diseño de un Sistema de Tratamiento de Gases para una Central Nuclear tipo BWR
3