-La Central Nuclear de Almaraz suministra desde Cáceres en la

Comunidad de Extremadura, 15.000 millones de kWh a toda España-

 En CENTRALES NUCLEARES ALMARAZ - TRILLO, AIE, tenemos como misión producir energía eléctrica de forma segura, fiable, económica, respetuosa con el medio ambiente y garantizando dicha

producción a largo plazo mediante la explotación óptima de las instalaciones. De esta manera contribuimos a aumentar la calidad de vida y el bienestar social.

La Central de Almaraz consta de dos reactores de agua ligera a presión de 2686 MW térmicos, cada uno de ellos con tres circuitos de refrigeración, y en su fabricación y construcción hay una aportación española

superior al 80 por 100. Ambas Unidades utilizan como combustible óxido de uranio ligeramente enriquecido y su potencia eléctrica es de 973,5 MW y de 982,6 MW, respectivamente. Central Nuclear de Almaraz es

propiedad de Iberdrola en un 53%, de Endesa en un 36% y de Unión Fenosa en un 11%.

SITUACIÓN

    La Central está ubicada en el término de Almaraz de Tajo (Cáceres), a 16,4 km al oeste-suroeste de Navalmoral de la Mata; a 68,8 km al este-noreste de la ciudad de Cáceres y a 180 km al oeste-suroeste de Madrid. La altitud del emplazamiento sobre el nivel del mar es de 258 metros. Los terrenos propiedad de la central ocupan una extensión de 1.683 hectáreas, localizadas en los términos municipales de Almaraz, Saucedilla, Serrejón y Romangordo. Tras realizar extensos y detallados estudios sobre la topografía del emplazamiento, los resultados concluyeron la idoneidad del lugar escogido, debido a sus características sismotectónicas, geológicas, hidrológicas y climáticas. 

 

PROYECTO

 

    El proyecto de CN Almaraz fue acometido en la década de los años setenta y finalizado en los primeros años de los ochenta, por tres grandes empresas eléctricas: Hidroeléctrica Española, Sevillana de Electricidad y Unión Eléctrica Madrileña, a partes iguales. En la actualidad, después del proceso de reordenación del sector eléctrico, sus propietarios son Iberdrola (52,687%), Endesa (36,021%) y Unión Fenosa (11,292%). El 10 de mayo de 1973 se colocó el primer hormigón de la central en la losa del edificio de contención de la Unidad I y dos años después se cerró su cúpula. En la Unidad II, las fechas equivalentes son septiembre de 1973 y julio de 1976. En este intervalo avanzó la obra civil, incluyendo el edificio de turbinas y la presa para el embalse de refrigeración, para después pasar a la fase de montajes, pruebas y puesta en marcha. 

-    El 81% del total de la construcción y montaje de equipos de la central de Almaraz fue llevado a cabo por empresas españolas. La Unidad I entró en servicio comercial el 1 de mayo de 1981; la Unidad II lo hizo el 8 de octubre de 1983. La Central de Almaraz está concebida como una Central de base, es decir, de funcionamiento ininterrumpido, y es capaz de asegurar un abastecimiento anual de 15.000 millones de kWh.  -

PLANTA SECCIÓN TRANSVERSAL DISPOSICIÓN GENERAL

 PLANTA

 

ENTREPLANTA

DE LA UNIDAD 1

PISO DE OPERACIÓN 

DE LA UNIDAD 2

 

 SECCIÓN TRANSVERSAL

 

 DISPOSICIÓN GENERAL

 

 

LA INSTALACIÓN 

 

    La Central consta de dos reactores nucleares con sus respectivos circuitos de refrigeración, cada uno de ellos dotado de tres lazos. A su vez, cada lazo incorpora una bomba de refrigeración y un generador de vapor.

Ambos circuitos de refrigeración están contenidos en los respectivos recintos de contención en cada edificio del Reactor. El vapor procedente de los generadores es conducido al edificio de turbinas que aloja ambos turbogrupos en una misma sala, pero de forma independiente. La toma de refrigeración es común para ambas instalaciones a partir del foco frío que constituye el embalse de Arrocampo, construido para tal fin.

. ESQUEMA DE FUNCIONAMIENTO PERSPECTIVA FUNCIONAMIENTO

 

 ESQUEMA DE FUNCIONAMIENTO

1 Reactor - Vasija del reactor2 Barras de Control3 Generadores de Vapor4 Presionador5 Vasija6 Turbina7 Alternador8 Bomba de Refrigeración9 Condensador de Vapor10 Agua de refrigeración11 Salida de energía eléctrica

-Existen distintos tipos de centrales nucleares, que se diferencian por el diseño de sus reactores. Los más extendidos son: 

Reactores de agua a presión (PWR), que  utilizan el agua como moderador y refrigerante y disponen de dos circuitos: primario y secundario.  Por el primario, circula agua a presión hasta un intercambiador de calor. De ahí, el calor se transfiere al circuito secundario, donde se produce el vapor que mueve la turbina.

Reactores de agua en ebullición (BWR), que también emplean agua ligera como moderador y refrigerante y tienen un único circuito. El agua entra en ebullición en el núcleo del reactor, y se convierte en vapor al pasar por este circuito. Es este vapor el que mueve la turbina.

 

 PERSPECTIVA

LA TURBINA                                                                                             -

  Consta de un cuerpo de alta presión y dos de baja. Entre el cuerpo de alta presión y los dos de baja se dispone de una etapa de separación de humedad y dos de calentamiento con objeto de mejorar su rendimiento térmico.

La Central Nuclear de Almaraz sustituyó las turbinas originales en el verano de 1996 en la Unidad I y en la primavera de 1997 en la Unidad II. Las nuevas turbinas al igual que las originales son de doble flujo, es decir, el vapor entra al centro de la turbina y se expande axialmente en ambas direcciones.

Con el cambio se ha mejorado el rendimiento de la Planta y se prolonga su vida útil. Los nuevos diseños de álabes, con un perfil mejorado con un mayor grado de reacción, mayor número de etapas (15 etapas en la turbina de alta presión y 11 etapas en la turbina de baja presión), así como mayor sección de escape y menores pérdidas, consiguen elevar el rendimiento de la turbina y consiguientemente la capacidad de producción de energía eléctrica.

Con las nuevas turbinas, la potencia eléctrica en la Unidad I se ha elevado hasta 973,5 MWe y en la Unidad II hasta 982,8 MWe.

GENERADORES DE VAPOR

 

El generador de vapor es un intercambiador de calor, entre el circuito primario donde aquel se genera, en el reactor nuclear, y el circuito secundario, donde produce vapor de agua a presión, que acciona las turbinas y el generador eléctrico.

Existen tres generadores de vapor en cada unidad de la Central Nuclear de Almaraz, que producen 1.787 kg/h de vapor a 285ºC y 68 bar. Cada generador de vapor tiene unas dimensiones de 21 metros de largo y unos 4,5 metros de ancho en su parte más dilatada.

Su peso neto es de 340 toneladas, y de 440 toneladas a plena carga. Lleva en su parte interior aproximadamente 5.130 tubos de Incoloy 800 de 19,5 milímetros de diámetro exterior y 1,09 milímetros de espesor, en forma de U, con una superficie de transferencia de calor de unos 6.100 metros cuadrados. El haz de tubos se rigidiza mediante 9 placas soporte. 

EL REACTOR

  El reactor está constituido por una vasija metálica dentro de la cual se disponen 157 elementos combustibles que constituyen el "núcleo". Por su interior fluye el refrigerante, agua desmineralizada, que circula a una presión constante de 157 kg/cm2, para mantener su estado líquido y que actúa también como moderador.

Este tiene como función disminuir la energía de los neutrones que se producen en la fisión, para posibilitar la continuación de la reacción en cadena. El calor generado en la reacción de fisión eleva la temperatura del refrigerante que llega a 292ºC hasta 325ºC.

El sistema de control del reactor se basa en la acción unificada de 48 conjuntos de barras, cada uno con 24 elementos de un material absorbente de neutrones y compuesto por una aleación de Plata, Indio y Cadmio que, distribuidos a lo largo del núcleo, regulan el flujo de neutrones existentes y, por consiguiente, la fisión nuclear. 

LA VASIJA DEL REACTOR

Es un recipiente de 10,3 m. de altura, 4,3 m. de diámetro y 420 toneladas de peso neto, incluyendo la estructura interna de soporte del núcleo, fabricado con una aleación de acero al carbono y que incorpora Níquel, Molibdeno y Manganeso.

Estos componentes ofrecen una gran resistencia y mantienen su integridad a la radiación. La vasija, que está recubierta interiormente con un espesor de 3,1 mm. de acero inoxidable, tiene un espesor de 20 cm.

BOMBA DE REFRIGERACIÓN-

Tres bombas centrífugas de una sola etapa que aseguran la recirculación de agua desde cada generador a la vasija del reactor, aportando cada una un caudal que alcanza casi 6000 kg por segundo.

EL PRESIONADOR-Regula las oscilaciones de presión, manteniendo los valores requeridos para la operación del circuito primario por medio de un sistema de calentadores eléctricos y de unos rociadores de agua fría.

El presionador, que va unido a uno de los ramales calientes del circuito primario, mide 12,8 metros de altura por 2,3 metros de diámetro. Su peso neto es de 70 toneladas y de 110 toneladas a plena carga.

FUNCIONAMIENTO 

LA GENERACION DE CALOR: EL COMBUSTIBLE

-La Central Nuclear de Almaraz carga en su reactor, 72 toneladas de óxido de uranio enriquecido con U-235, en una proporción media de aproximadamente el 4,2 por ciento.

Este combustible se presenta en forma de pastillas cilíndricas de 8,1 mm de diámetro y 9,8 mm de longitud apiladas en unos tubos o vainas de aleación metálica de zircaloy de algo más de 4 metros de longitud y 10 mm de diámetro. Las vainas, a su vez, se agrupan en haces de 289 unidades (17 x 17), denominados "elementos combustibles", destinándose 264 de aquellas unidades para alojar las varillas de combustible y siendo el resto tubos guía que además de dar rigidez a la estructura alojan instrumentación y barras de control. En la vasija del reactor se alojan un total de 157 de estos elementos combustibles.

La recarga del reactor se realiza de forma periódica, sustituyéndose un tercio de los elementos combustibles.

Comparativamente, un día de producción de esta central equivale al consumo de 68.000 barriles de petróleo en una central de fuel de la misma potencia y casi 14.000 toneladas diarias de carbón en una térmica convencional, evitando el vertido diario de 48 millones de toneladas de CO2, gas que interviene en la creación del efecto invernadero.

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 LA GENERACIÓN DE VAPOR

. EL CIRCUITO PRIMARIO

El circuito primario es estanco y está formado por la vasija que contiene el núcleo, el presionador y tres lazos. Cada uno de éstos incorpora un generador de vapor y una bomba principal.

El agua desmineralizada que circula por su interior toma el calor producido en el reactor por la fisión nuclear y lo transporta hasta el generador de vapor. En él, un segundo flujo de agua, independiente del primero, absorbe el calor a través de su contacto exterior con las tuberías por las que circula el agua desmineralizada del circuito primario. Por fin, dicho fluido retorna a la vasija del reactor tras ser impulsado por las bombas principales.

El reactor y su circuito de refrigeración están contenidos dentro de un recinto hermético y estanco, llamado "Contención", consistente en una estructura cilíndrica de hormigón de 1,4 m de espesor en su superficie lateral y con un recubrimiento de acero de 10 mm de espesor. El soporte de la estructura de hormigón tiene un espesor de 3,5 m.

El cierre superior de la contención tiene forma de cúpula semiesférica. Dentro de ese recinto, el reactor y los componentes del sistema nuclear del sistema primario están alojados con una protección de hormigón.

El funcionamiento del circuito primario se complementa con la presencia de una serie de sistemas auxiliares que aseguran el control de volumen, la purificación y desgasificación del refrigerante, el control químico, el tratamiento de residuos líquidos, gaseosos y sólidos, así como otras diferentes funciones necesarias para su correcta operación.

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 LA GENERACIÓN DE ELECTRICIDAD

. EL CIRCUITO SECUNDARIO

El diseño y el funcionamiento de los equipos de este sistema son similares a los existentes en las demás centrales de tipo térmico convencional.

En el circuito secundario, el vapor producido en los generadores se conduce al foco frío o condensador, a través de la turbina que transforma la energía térmica (calor) en energía mecánica. La rotación de los álabes de la turbina acciona directamente el alternador de la central y produce energía eléctrica. El vapor de agua que sale de la turbina pasa a estado líquido en el condensador, retornando, mediante el concurso de las bombas de condensado y de agua de alimentación, al generador de vapor para reiniciar el ciclo. En esta fase se incorporan varios procesos de precalentamiento para optimizar el rendimiento termodinámico.

Existe, además, una conducción directa (by-pass) que conduce el vapor desde la entrada a la turbina de alta presión hasta el condensador. Permite, cuando se desconecta el turbogrupo de la red eléctrica exterior, conducir el vapor para su condensación, en tanto se reduce la producción de calor en el reactor.

La turbina que gira a 1500 rpm está unida por un mismo eje con el alternador y la excitatriz. La tensión de generación es de 21 kV y se eleva a 400 kV, siendo la potencia activa de 973 y 982 MW en cada unidad, respectivamente, y la frecuencia 50 hz.

El condensador de doble cuerpo incorpora 60.000 tubos de titanio de 22 mm de diámetro y 0,5 y 0,7 mm de espesor, según su ubicación, por cuyo interior circula el agua exterior de un tercer circuito, denominado sistema de agua de circulación.

La central dispone de dos parques de transformación, uno de 400 kV, para distribución de la energía generada por la central, y otro de 220 kV, para su alimentación auxiliar.

 

    

 

SISTEMA DE REFRIGERACIÓN

.  EL SISTEMA DE AGUA DE CIRCULACIÓN

La refrigeración de la Central es del tipo semiabierto y se realiza mediante el concurso del embalse de Arrocampo, construido para tal fin. Un caudal de 44 m3/s proveniente de ambas unidades es descargado en el citado embalse, donde la disposición de una barrera térmica en su mitad, obliga a la corriente de agua a seguir un circuito en forma de U de 25 km de longitud, hasta su nueva captación para ser recirculado hacia el condensador.

Con este largo recorrido se asegura la refrigeración natural de los caudales del sistema de circulación hasta recuperar la temperatura de diseño requerida para el correcto funcionamiento del condensador.

El embalse de Arrocampo tiene forma alargada, con una longitud de presa a cola de 10 km y una superficie aproximada de 800 has. Su cota nominal de funcionamiento es 255 m, con un volumen de agua embalsada a dicha cota de 35,5 hm3, una profundidad media de 4,6 m y máxima en la presa de 23 m.

La presencia de este embalse y las condiciones térmica y biológicas creadas han conseguido crear un rico ecosistema. (Ver Comarca Campo Arañuelo).

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 RESIDUOS RADIACTIVOS

Centro almacenamiento de El Cabril (Córdoba)

 

. La central produce anualmente

menos de 100 m3  (400 bidones) de residuos radiactivos de baja y media actividad (RBMA) que se depositan en un almacén en el recinto de la

Central, hasta que son retirados por la  Empresa Nacional de Residuos 

Radiactivos.

RESIDUOS RADIACTIVOS SÓLIDOS .

El volumen anual de producción de residuos cumple hoy, el valor mímimo previsto como objetivo para el año 2000 por el organismo norteamericano INPO para las plantas de ese

país.

  DÓSIS ANUAL DEBIDA A EFLUENTES LÍQUIDOS Y GASEOSOS

Los programas que vigilan la dosis debida a los efluentes de la Central, -líquidos y gaseosos-, registran valores mínimos con respecto a los límites establecidos en la

normativa y en los documentos que rigen su funcionamiento.

   La dosis anual al exterior de la Central está regulada en la autorización de explotación. para ello los documentos técnicos y administrativos que rigen la operación de la Planta recogen estos valores y las medidas técnicas y administrativas que regulan su cumplimiento, restringiendo los vertidos, y asegurando su control.

El criterio básico que rige la explotación de una instalación nuclear cualquiera es lograr un valor de dosis al público tan pequeño como razonablemente sea posible (criterio ALARA).

Con este objetivo final, la normativa legal establece dos valores de referencia que limitan la explotación de las instalaciones radiactivas y de las centrales nucleares.

Límite legal de dosis al público: 1 mSv/año = 1000 µSv/año

Este valor integra la dosis recibida por la población, a través de todas las vías de exposición (industria, medicina, industria nuclear, consumo,....) asegurando su protección radiológica.

La superación a nivel individual por cualquier instalación de dicho límite supone la detención inmediata de su actividad.  

Control Operacional de Dosis: 0,2 mSv/año = 100 µSv/año

Este valor restringe la dosis aportada por una Central Nuclear hasta el 10% del límite.

A su vez, el valor fijado se desglosa en sendos límites rextrictivos de las dosis debidas a los efluentes líquidos (40% del total) y gaseosos (60% del total):

La superación de estos valores origina la inmediata comunicación al Consejo de Seguridad Nuclear y el establecimiento de las medidas correctoras que se decidan.

Estos valores han sido modificados de forma más restrictiva en 1997 de acuerdo con las lineas establecidas por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR), Organismo técnico que asesora a la ONU.

Cometario de referencia

0,1 mSv/año (valor de Control Operacional) es la dosis absorbida por un pasajero de avión que haga 5 veces el recorrido Madrid-Londres-Madrid.

1 mSv/año (Límite legal) es la dosis que recibiría por radiación cósmica una persona que viviera 42 días en una zona de la cordillera del Himalaya que estuviera a 6.700 m de altitud.

Los datos recogidos en el Informe del Comité Científico de las Naciones Unidas sobre los efectos de la Radiación Atómica (UNSCEAR) y por el CSN señalan que la dosis media estimada para la población española es de 3,5 mSv/año (3.500 µSv/año). De este valor, 2,4 mSv/año corresponden a la radiación natural.

     

   

 LOS SISTEMAS DE SEGURIDAD

 

pastillas de combustible

primera barrera segunda barrera tercera barrera

-

Una vez controlada la reacción nuclear, el objetivo último de la seguridad en una Central Nuclear es mantener "confinada" la radiación y los productos radiactivos producidos.

Para este fin existen tres niveles de actuación: · 

En el nivel técnico, el diseño incorpora tres barreras físicas pasivas y superpuestas entre el combustible nuclear - que no se disgrega durante su quemado y puede también considerar como barrera - y el exterior: vaina del combustible, circuito primario y recinto de contención. Y salvaguardias técnicas basadas en la disponibilidad de sistemas que ayudan a mantener su integridad en condiciones de fallo o accidente, desplegadas con el objeto de mantener tres líneas de defensa: la prevención, la vigilancia y actuación, la mitigación de las consecuencias. 

En el nivel de su explotación, una extensa base legal tanto jurídica como de regulación técnica y administrativa soporta a la actividad industrial. Además de requerir una organización capaz con una asignación clara de responsabilidades, exige que la operación de la Central sea realizada por personal expresamente capacitado y que cumple, estrictamente, las instrucciones, límites y condiciones que derivados del permiso de explotación quedan recogidos y desarrollados en los documentos técnicos que la rigen (especificaciones técnicas de funcionamiento, etc…)

En el nivel de Estado, la existencia de un Organismo Regulador autónomo e independiente: el Consejo de Seguridad Nuclear, que responde ante el Parlamento de su función, garantiza a la sociedad la explotación "segura" de las centrales e instalaciones nucleares.

Las salvaguardias técnicas deben mantener las siguientes funciones vitales deducidas del objetivo principal de la seguridad nuclear:

El control de la reacción nuclear La refrigeración del Reactor

Junto con otras medidas pasivas e intrínsecas, los sistemas de seguridad responden ante la indisponibilidad y fallos de los sistemas principales, así como a los posibles transitorios de operación.

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 LA

OPERACIÓN

DE LA CENTRAL

-La Central opera con ciclos de 18 meses desde 1996, procediendo durante la parada de recarga y mantenimiento general que los concluyen, a la sustitución de alrededor de 62 elementos de combustible del total  de 157 que configuran el núcleo, por combustible nuevo. .

AMPLIACIÓN DE LA CAPACIDAD DE ALMACENAMIENTODE LA PISCINA DE

COMBUSTIBLE GASTADO

- El combustible gastado se almacena, temporalmente y durante un período mínimo de 5 años, en una piscina refrigerada que

logra su decaimiento térmico y radiactivo,  facilitando su manejo. En el año 1993, se amplió la capacidad de ambas

piscinas para su utilización hasta el año 2020, cambiando los elementos portantes por otros más compactos, fabricados con

acero borado y organizados en 13 módulos que se dividen en dos regiones diferenciadas para almacenar diferentes grados de

quemado

TRANSPORTE DEL COMBUSTIBLE

GASTADO DE CADA REACTOR HASTA SU

CORRESPONDIENTE EDIFICIO DE

COMBUSTIBLE.

- Anexos a cada uno de los dos recintos de contención de cada unidad de la Central, existen

sendos edificios de combustible que les dan servicio y que están conectados mediante sendos canales de transferencia. Los elementos de combustible gastado se transportan, uno a

uno, desde su ubicación en cada una de las dos vasijas de Reactor   hasta la correspondiente Piscina de combustible gastado

en el Edificio de combustible respectivo,  a través del citado canal de transferencia, realizándose esta operación, siempre, bajo agua borada para garantizar el blindaje a la

radiación y su refrigeración.

. ALMACÉN: 

EL EDIFICIO DE COMBUSTIBLE.

  Ambos edificios de combustible son estructuras civiles de hormigón diseñadas con criterios de resistencia sísmica al máximo terremoto esperable en la región (clase sísmica 1) y albergan tanto un almacén de combustible nuevo como una

piscina de combustible gastado,  permitiendo el trasiego de dichos combustibles. Son zona de acceso controlada y disponen de un sistema de

ventilación.