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XXVI Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana XIV Congreso Nacional de la Sociedad Mexicana de Seguridad Radiológica

Puerto Vallarta, Jalisco, México, del 5 al 8 de Julio de 2015

1/9 Memorias Puerto Vallarta 2015 en CDROM

Estudio Termodinámico del Calor Residual de un Reactor Nuclear de Alta Temperatura Para Analizar su Viabilidad en Procesos de Cogeneración.

Aura Santillan Rodríguez, Julio Valle Hernández y José Alberto Escalante. Universidad Politécnica Metropolitana de Hidalgo. [email protected]; [email protected]

[email protected]

Resumen

En este trabajo se presenta el estudio termodinámico de una central nucleoeléctrica de alta temperatura a turbina de gas (GTHTR300), para estimar el calor residual aprovechable en un proceso de desalinización de agua de mar. Una de las energías sustentables más estudiada y viable para la producción de electricidad, sin la emisión de gases de efecto invernadero, es la energía nuclear. Las centrales nucleares de cuarta generación presentan mayores ventajas que las centrales actualmente instaladas, estas ventajas tienen que ver principalmente con la seguridad, el incremento en las eficiencias y la factibilidad para ser acopladas a procesos de cogeneración eléctrica. En el presente trabajo se realiza el estudio termodinámico de una central nucleoeléctrica tipo GTHTR300, la cual se ha seleccionado por tener mayores eficiencias y contar con las condiciones óptimas para su utilización en procesos de cogeneración eléctrica, debido a las altas temperaturas de operación, que se encuentran entre los 700 – 950 °C. El objetivo del estudio es determinar las pérdidas de calor y el trabajo realizado en cada una de las etapas del sistema, determinando donde se encuentran las mayores pérdidas y analizando en que procesos pueden ser aprovechadas. En base al estudio se determino que la mayoría de las pérdidas de energía se encuentra en forma de calor, en los enfriadores, y generalmente éste es emitido a la atmosfera sin ser utilizado. A partir de los resultados se propone un proceso de desalinización de agua de mar como proceso de cogeneración eléctrica. En el trabajo se realiza una breve descripción del funcionamiento de la central nucleoeléctrica, enfocándonos en las condiciones de operación y las características termodinámicas para la implementación del proceso de cogeneración eléctrica, se desarrolla un análisis termodinámico, basado en balances de masa y energía. Los resultados permiten cuantificar las pérdidas de energía térmica y determinar la sección más óptima para el acoplamiento del reactor con el proceso de desalinización, buscando tener una mayor eficiencia global.

1. INTRODUCCIÓN Actualmente el crecimiento demográfico es cada vez mayor, teniendo como consecuencia un aumento en la demanda energética y por ende un aumento en la emisión de gases de efecto invernadero a la atmósfera, por ello la generación de energía con fuentes alternas y sustentables, que reduzcan la utilización de fuentes fósiles principales causantes de estos gases, es de vital importancia. Así mismo, los requerimientos de agua potable cada vez son mayores, pero su extracción directa cada vez es más escasa, por lo que hay que buscar nuevos métodos para la purificación y/o desalinización de agua para consumo humano, pero de igual manera se busca que

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estas posibles soluciones contribuyan a la producción eficiente de energía sin limitaciones, y que estimulen el desarrollo económico, tecnológico y científico. Los beneficios e intereses de las energía alternativas como una solución energética, no esta basada solamente en la reducción de costos, al igual toman en cuenta la dependencia hacia los combustibles fósiles. Una de las alternativas son las plantas nucleares ya que estas a pesar de suministrar gran cantidad de energía eléctrica pueden ser utilizadas para procesos de cogeneración, el cual se plantea la desalinización de agua de mar. La centrales nucleares que actualmente operan son de baja temperatura y presentan eficiencia de alrededor del 30%, pero investigaciones han planteado que las centrales de cuarta generación, las cuales cuentan con una eficiencia aproximada del 40%, lo que significa mayor aprovechamiento de la energía suministrada, igualmente a consecuencia de sus altas temperaturas de operación, estas pueden ser acopladas a procesos de cogeneración que para fines de este trabajo será implementado la desalinización de agua de mar. El desarrollo de la tecnología de reactores de alta temperatura en Japón se ha centrado en una multitud de actividades de investigación y desarrollo en el Instituto Japonés de Investigación de Energía Atómica (JAERI) durante más de dos décadas. La ingeniería obtuvo como resultado la construcción de un Reactor de Prueba de Alta Temperatura (HTTR), con potencia térmica de 30MW. El reactor moderado por grafito, refrigerado por helio, basado en bloques de combustible hexagonal, alcanzando la primera criticidad en 1998. En pruebas realizadas en 2001, se implemento un aumento en la potencia nominal y la temperatura del refrigerante a la salida del núcleo, la cual alcanzo los 850 ºC. La experiencia exitosa con el HTTR, llevo al diseño y desarrollo para el Reactor de Alta Temperatura a Turbina de Gas (GTHTR300), con una capacidad de generación de eléctrica de 300MW.

2. LA TECNOLOGÍA GTHTR300 El Reactor Nuclear GTHTR300, por sus siglas en ingles de Alta Temperatura a Turbina de Gas, fue desarrollado en el año 2010, por la JAERI (Instituto Japonés de Investigación de Energía Atómica), teniendo como meta su comercialización en 2020 en Japón. Tiene como finalidad la generación de energía eléctrica, la temperatura del fluido de trabajo a la salida del núcleo del reactor es de 850 ℃ y proporciona una potencia térmica de 600 MW y eléctrica de 300 MW. El combustible del núcleo del reactor tiene un enriquecimiento del 14 %. Este reactor tiene como ciclo de funcionamiento el ciclo Brayton cerrado, utilizando como fluido de trabajo y refrigerante el gas Helio (He). La eficiencia del reactor se encuentra entre 45-50% para producción de electricidad [1]. Además debido a su alta temperatura de operación, tiene la posibilidad de implementarse un proceso de cogeneración, obteniendo mayores eficiencias.

3. DESCRIPCIÓN DEL DISEÑO DE LA PLANTA La central nucleoeléctrica consiste en tres sistemas básicos los cuales son: el núcleo del reactor donde se realiza las fisiones dando lugar a la energía térmica, el turbogenerador que tiene como función convertir la energía cinética a energía eléctrica, y el intercambiador de calor. En la figura




1, se muestra un esquema del reactor GTHTR300. A continuación se describe cada uno de los sistemas antes mencionados. 3.1 Núcleo del Reactor El núcleo del reactor tiene como función generar la energía térmica, mediante las fisiones, donde átomos de Uranio enriquecido son bombardeados con neutrones térmicos, que al fisionarse liberan energía térmica. El encargado de transportar la energía térmica generada es el flujo de refrigerante (He). La generación de energía térmica tiene que ser regulada, para evitar el sobrecalentamiento del núcleo, esta función la realiza el moderador, que para este reactor es Grafito. El núcleo consiste en 90 columnas de combustible con forma de bloques hexagonales, en cada columna se apila en ocho capas axiales de los elementos de combustible. El elemento de combustible es un bloque de grafito hexagonal, que consiste de 57 pastillas de combustible de 0.405 cm. de base por 1 cm. de altura. El ciclo o tiempo de vida del combustible es de 1460 días (4 años). Las dimensiones totales del reactor son: 3.6 m. de diámetro interior y 5.5 m. de diámetro exterior, con una altura de 8 m. El núcleo cuanta con un sistema de reabastecimiento de combustible, que consiste en un lote de varillas completamente insertadas que proporcionan la potencia y los venenos de combustibles (B4C+C), que tiene bajo contenido en boro para mantener una mínima variación de la reactividad lo largo del periodo de quemado. El enriquecimiento se uranio es del 14%. Las temperaturas del combustible son de aproximadamente 1400 ºC, bajo estas condiciones de temperatura y tomando en cuenta la seguridad el quemado de combustible es de 90 GWd/tonelada.

Figura 1. Esquema del reactor GTHTR300.

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3.2 Sistema De Conversión De Potencia En este sistema se realiza la conversión de energía térmica a eléctrica, esto se logra mediante una serie de componentes, los cuales se describirán a continuación. El turbo-generador comienza a funcionar cuando la energía térmica generada en forma de gas, proveniente del reactor es trasportada mediante tubos aislantes a la turbina, ésta se acciona y comienza a mover un eje que está unido a un generador, el cual convierte la energía mecánica del eje en energía eléctrica mediante campos magnéticos. El eje que une a estos dos sistemas es el mismo que acciona el compresor. La turbina tiene una eficiencia de 92% y el generador de 98%. 3.3 Módulo de Intercambiador de Calor (HTX).

El módulo del intercambiador está compuesto por dos sistemas; el recuperador y el pre-enfriador. El recuperador tiene la función de precalentar el flujo de helio que entra al reactor, mediante la extracción de la energía térmica del flujo circulante al salir de la turbina. En tanto que la función del pre-enfriador es mejorar la eficiencia de compresión del fluido de trabajo al ser enfriado previamente, aumentado su densidad. En estos sistemas existen perdidas de calor, que aunque mínimas, deben de tomarse en cuenta; el recuperador tiene una eficiencia aproximada de 98%, mientras la del pre-enfriador es de 95%.

4. ANÁLISIS TERMODINÁMICO DE LA PLANTA. El análisis termodinámico permite analizar el funcionamiento de la planta, mediante un razonamiento matemático, empleando ecuaciones de conservación de masa y energía, que relacionan las entalpias de entra y salida de cada sistema en función de su presión, temperatura y flujo de refrigerante que circula en cada uno de estos. 4.1 Descripción del Ciclo.

El ciclo Brayton, ha sido empleando en centrales nucleoeléctricas por su disponibilidad de operación a altas temperaturas, obteniendo mayores eficiencias para la generación de energía eléctrica. Existen ciclo Brayton abiertos y cerrados, que utilizan como flujo de trabajo un gas. El reactor GTHTR300, tiene como principio de funcionamiento un Ciclo Brayton cerrado y como flujo de trabajo gas helio. En la figura 2, se muestra el ciclo de GTHTR300. A continuación se describen las condiciones de operación de cada etapa de trabajo de la central nucleoeléctrica.

1) El helio sale del reactor a 850 ℃ y 6.84 MPa. 2) Entra a la turbina y se expande a 3.63 MPa y 611.2 ℃. 3) El helio entra en el recuperador y sede calor, enfriando el fluido hasta 164.7 ℃ y 3.54

MPa. 4) Entra al pre-enfriador adquiriendo la temperatura mínima del ciclo de 28 ℃ y 3.50 MPa. 5) El helio entra al compresor, comprimiéndose a su máxima presión de 7 MPa y 135.3 ℃.




6) Entra al recuperador y adquiere calor alcanzando una temperatura de 587.4 ℃ y 4.98 MPa, para posteriormente volver entrar al reactor y cerrar el ciclo.

Figura 2. Ciclo GTHTR300 con parámetros del proceso. 4.2 Propiedades Termodinámicas de la Planta.

Las propiedades termodinámicas se obtuvieron en función de las temperaturas y presiones de entrada y salida de los sistemas, tomándose como referencia las condiciones normales de operación para el funcionamiento apropiado de la central nucleoeléctrica. En la tabla I, se muestran las propiedades termodinámicas de la planta GTHTR300.

Tabla I. Propiedades termodinámicas del ciclo de la planta GTHTR300.

Etapa Flujo (m=kg/s)

Temperatura (℃ )

Presión ( MPa )

Entalpia (h=KJ/kg)

Ubicación del sistema

1 440.8 850 6.84 5856.2 Salida del núcleo del reactor 2 440.8 611.2 3.63 4607.9 Salida de la turbina 3 440.8 169 3.55 2312.4 Salida del recuperador 4 440.8 28 3.54 1580.4 Salida del pre-enfriador 5 440.8 135.3 7.0 2148.3 Salida del compresor 6 440.8 587.4 6.96 4493.8 Entrada al núcleo del reactor

Santillan Rodríguez A. “Aprovechamiento Del Calor Residual De Un Reactor Nuclear De Alta Temperatura”


4.3 Balance de Energía. El balance de energía de cada modulo se determina mediante la aplicación de la primera ley de la termodinámica, teniendo que para cada sistema la energía de entrada será igual a la energía de salida, donde se obtendrá la energía presente en forma de calor y/o trabajo en cada etapa. Para el análisis del ciclo Brayton cerrado, consideramos condiciones de operación en estado estacionario y que los cambios de energía cinética y potencial son insignificantes, por lo tanto el balance de energía se expresa mediante la ecuación (1).

𝑸𝒆𝒏𝒕 − 𝑸𝒔𝒂𝒍 + 𝑾𝒆𝒏𝒕 −𝑾𝒔𝒂𝒍 = 𝒉𝒔𝒂𝒍 − 𝒉𝒆𝒏𝒕 (𝟏) La transferencia de calor o trabajo realizado por los dispositivos se calcula a partir de las entalpias de entrada y salida. A continuación se expresan las ecuaciones para cada sistema. 4.3.1 Reactor:

El reactor tiene como función calentar el flujo de helio. La ecuación (2), proporciona el calculo de energía térmica en el reactor.

𝑸𝑮𝒆𝒏 =𝒎 𝒉𝟔 − 𝒉𝟏 (𝟐) 4.3.2 Turbina: En la turbina el flujo sufre una expansión, esto se verá reflejado a la salida del flujo, puesto que la presión y temperatura serán menores a la salida. La ecuación (3), calcula el trabajo ideal de la turbina:

𝑾𝑻𝑰 =𝒎 𝒉𝟏 − 𝒉𝟐 (𝟑)

La eficiencia de la turbina es de, 𝜼𝑻 = 93 %, por lo tanto el trabajo real o de flecha realizado se calcula con la ecuación (4):

𝑾𝑻 = 𝜼𝑻𝑾𝑻𝑰 (𝟒)

Y el calor perdido en la turbina se calcula mediante la ecuación (5):

𝑸𝑻 =𝑾𝑻𝑰 −𝑾𝑻 (𝟓)

4.3.3 Intercambiador de calor: El intercambiador de calor se divide en dos circuitos; primario y secundario. En el primario el calor es cedido y aprovechado por el secundario, para precalentar el flujo de helio, proveniente del compresor, hasta la temperatura de entrada al reactor. La ecuación (6), expresa el calor transferido en el intercambiador.

𝑸𝑰𝒏𝒕 =𝒎 𝒉𝟐 + 𝒉𝟓 − 𝒉𝟑 − 𝒉𝟔 (𝟔)


4.3.4 Pre-enfriador: En este sistema el refrigerante (helio), es enfriado por un flujo externo de agua, para que al entrar al compresor el trabajo realizado por éste sea menor. La ecuación (7), expresa el calor residual removido por el pre-enfriador.

𝑸𝑷𝒓𝒆 =𝒎 𝒉𝟑 − 𝒉𝟒 (𝟕)

4.3.5 Compresor: En esta etapa se comprime el flujo, aumentando su presión para la entrada al reactor. El trabajo ideal del compresor se determino mediante la ecuación (8).

𝑾𝑪𝑰 =𝒎(𝒉𝟒 − 𝒉𝟓) (𝟖) El compresor tiene una eficiencia de, 𝜼𝑪 = 90.5 %, por lo tanto el trabajo de flecha realizado se calcula mediante la ecuación (9).

𝑾𝑪 = 𝜼𝑪𝑾𝑪𝑰 (𝟗)

El calor perdido en el compresor se calcula a partir de la ecuación (10).

𝑸𝑪 =𝑾𝑪𝑰 −𝑾𝑪 (𝟏𝟎)

4.3.6 Generador: El generador aprovecha el trabajo mecánico generado por la turbina y lo convierte en electricidad. En el trabajo de la turbina hay que considerar además el requerido por el compresor, por lo tanto la ecuación(11), muestra el trabajo ideal del generador.

r 𝑾𝑮𝑰 =𝑾𝑻 −𝑾𝑪 (𝟏𝟏)

El generador tiene una eficiencia de, 𝜼𝑮 = 98%, por lo tanto el trabajo de flecha o real realizado la energía eléctrica y se calcula con la ecuación (12).

𝑾𝑮 = 𝜼𝑮𝑾𝑮𝑰 (𝟏𝟐)

4.3.7 Eficiencia:

La primera ley de la termodinámica relaciona la cantidad de energía suministrada (entrada) y la cantidad de energía obtenida (salida). Esta relación no permite calcular la eficiencia global de la central nucleoeléctrica, la cual se obtiene mediante la ecuación (13).

𝜼𝑻 =𝑾𝑮

𝑸𝑹 (𝟏𝟑)

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5. RESULTADOS

El balance energético teórico del reactor GTHTR300, se obtuvo desarrollando las ecuaciones planteadas en la sección (3.3), y considerando las propiedades termodinámicas de cada sistema. Los resultados se muestran en la tabla II.

Tabla II. Balance energético de la planta GTHTR300. Modulo Q (MW) W (MW) Reactor -600 0 Turbina 38.52 511.73 Recuperador -23 0 Pre-enfriador 323 0 Compresor -23.77 -226.48 TOTAL -285.25 285.25

En el análisis termodinámico se puede notar que el sistema donde se encuentran mayores perdidas térmicas, es en el pre-enfriador. Donde se tienen temperaturas de aproximadamente 150º C para aprovecharse en algún proceso de cogeneración, es por ello que el acoplamiento proceso de desalinización de agua de mar se considera en esta etapa. Se calculo que la eficiencia total teórica de la planta es de 47.54%, la cual esta en un rango adecuado a las enunciadas en artículos [1], las cuales permanecen entre un 45 - 50%; Esta eficiencia será incrementada cuando se acople el proceso de cogeneración la cual se expondrá en trabajos posteriores.

6. CONCLUCIONES

En este trabajo se concluye que las centrales nucleoeléctricas de cuarta generación, son una de las alternativas más viables para la generación de energía, las cuales cuentan con las condiciones necesarias para implementarles sistemas de cogeneración, promoviendo así la reducción de costos de producción de la energía eléctrica, la disminución de gases de efecto invernadero y incremento de eficiencia debido al aprovechamiento del calor residual. Al analizar el funcionamiento de la central nucleoeléctrica se obtuvo el trabajo y calor generado en cada etapa, llegando a la conclusión que el sistema mas óptimo para poder acoplar un proceso de cogeneración, es el pre-enfriador debido a que en éste es donde se encuentran las mayores perdidas de energía térmica, las cuales pueden ser aprovechadas. Así podemos considerar que este tipo de centrales pueden ser una solución para satisfacer los requerimientos energéticos de alguna población, con la posibilidad de aprovechar el calor residual en un proceso de cogeneración. En un trabajo posterior implementa un sistema de desalinización (MED), como proceso de cogeneración.




REFERENCIAS

1. K. Kunitomi, S. Shiozawa, T. Nakata, X. Yan, “Desing and development of GTHTR300”, Petten, Netherlands, Abril 2002.

2. P. Albano, “Diseño conceptual fluido termodinámico de ciclos Brayton para reactor de baja potencia”, San Carlos de Bariloche, Junio 2006.

3. J.Valle, B. Morales, “Diseño y Análisis Energético de un Proceso de Producción de Hidrogeno Electrolítico por medio de un Reactor Nuclear de Alta Temperatura”, Mérida, Yucatán, México, Junio 2008.

4. PG. Rousseau, JP. Ravensway, “Thermal-Fluid Comparison of Three and Single Shaft Closed Loop Brayton Cycle Configurations for HTGR Power Conversion”, South África.

5. D. Lane, “Brayton Cycle: The Ideal Cycle for Gas – Turbine Engines in Relation

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