Unidad 15 - Centrales Nucleares

5/11/2018 Unidad 15 - Centrales Nucleares - slidepdf.com

http://slidepdf.com/reader/full/unidad-15-centrales-nucleares 1/22

Centrales Nucleares

CENTRALES NUCLEARES

IntroducciónProceso de fisión : El núcleo de un tipo apropiado de átomo tiene la habilidad de capturar y absorberneutrones. El núcleo resultante así compuesto, es a veces sumamente inestable y sufre un cambioespontáneo (fisión), dividiéndose en muchos núcleos de igual ligereza (fragmentos de fisión). Estoselementos de la fisión se separan a enormes velocidades, abriéndose paso a través de las partículas que

los rodean, hasta que pierdan su velocidad, convirtiendo entre tanto su energía cinética en térmica.

Figura 1:

Máquinas Térmicas e Hidráulicas

Ricardo ALONSO

1



Centrales Nucleares

La fisión provoca también la liberación de dos o tres neutrones, posibilitándolos para dividir átomosadicionales. Si hay una cantidad suficiente de núcleos en una masa, la producción de neutrones iguala óaún supera, a la cantidad de éstos que se pierde, ya sea porque son absorbidos (capturados) pormateriales no fisionables o por fugas. En este punto el proceso se convierte en espontáneo,autoalimentándose (reacción en cadena) con una producción continuada de energía.

Ejemplo: U235 + n U236 + E1 + E2 + 3n + ~230 M eV

eV: es la energía puesta en juego por un electrón al variar el potencial en un Volt.

E1 y E2: son las energías puestas en juego

Los 3n pueden impactar otros núcleos y seguir produciendo fisiones y energía.

Los subproductos de la fisión pueden ser ventajosos o desventajosos:1- Uranio 233 y 235, así como el Plutonio 239, se convierten en combustibles para el reactor.2- Los productos en proceso de desintegración o ya desintegrados (cenizas), tales como el Xenón,

absorben neutrones y actúan como “estabilizadores” para retardar el proceso.

3- Se producen partículas que emiten radiaciones de rayos α, β y γ, los cuales son dañinos para losmateriales del reactor y para el personal de operación. (*)

(*) Radiación:

α: átomos de Helio (He) debidamente ionizados (núcleos con dos protones y dos neutrones)

β: electrones

γ: Ondas electromagnéticas de longitud menor que los rayos X

La fisión nuclear sólo puede producirse con Uranio, Torio y Plutonio (y por los fragmentos resultantes dela fisión).Los materiales fisionables, hablando en términos estrictos, son aquellos capaces de sostener unareacción encadenada. Materiales fértiles son aquellos que no son fisionables, pero que pueden serconvertidos en fisionables. El Uranio 235 es el único isotopo (**) fisionable que se encuentra en lanaturaleza. El Uranio 238 y el Torio 232 pueden ser convertidos, de materiales fértiles que son, enmateriales fisionables. El Plutonio es manufacturado partiendo del Uranio 238.

Energía de la fisión : De la fisión de todos los átomos de 1 kg de U 235, se desprende una energía de19,6 * 10

9kcal, lo que implica aproximadamente unas 2000 Toneladas de Fuel oil.

En el Uranio Natural se encuentra aproximadamente 0,7 % de U 235 (1/ 140), lo que equivale a decir que1 kg de U natural representa unas 14 Toneladas de Fuel oil.

(**) Isotopos: La masa de los átomos de un elemento puede presentar diferencias, debido a la variación del número de neutronescontenidos dentro del núcleo. Estas especies son llamadas isótopos . Por ejemplo, el hidrógeno, tiene un isótopo (el deuterio) queforma el agua pesada. Cada elemento tiene determinado número de isótopos (por ejemplo, el uranio tiene 14)

Para recordar:

- Número másico (Por ej.: U235

) Es el número de partículas del núcleo (protones + neutrones).- Número atómico: Es el número de protones (igual al número de electrones de un átomo)- En el núcleo de un átomo encontramos protones y neutrones , la suma de las masas de ambos es menor que la masa del núcleo, a este hecho se lo denomina defecto de masa , y es lo que mantiene la cohesión nuclear.Para separar las partículas del núcleo se debe suministrar una energía equivalente a la que origina eldefecto de masa.

E= m * c2

Productos de la fisión : Con la fisión y la desintegración que le sucede, se forman más de 80 productosprimarios de fisión, que dan origen a más de 200 isótopos radiactivos de 30 o más elementos diferentes.Esta desintegración se realiza en el transcurso de cierto período de tiempo, pudiendo variar el procesode esta desintegración, desde un millonésimo de segundo, hasta millones de años para la mitad delproceso (intervalo de tiempo para la desintegración de la mitad del isótopo).

Captura de neutrones : Si es producida por la eyección de la fisión, un neutrón se mueve con unarapidez aproximada de la décima parte de velocidad de la luz (neutrón rápido). Si el neutrón se mueve


Ricardo ALONSO

2



Centrales Nucleares

libremente, al chocar con un núcleo atómico puede ser: capturado (absorbido) ó rebotado (rechazado).Como el neutrón rápido es capturado con dificultad, es conveniente convertirlo en lento cuando vagaentre las partículas que lo rodean, a modo de transformarlo en un neutrón térmico, que es fácilmenteatrapado.

Balance neutrónico : En un reactor de generación de potencia, la proporción de neutrones producidosdebe ser precisamente igual al número de los capturados por los isótopos de fisión, más el número de

neutrones capturado por los elementos no fisionables del reactor y por los electrodos del control, asícomo los que se pierden por fuga.

Reacción en cadena : Un proceso de fisión autoalimentado se mantiene, cuando las pérdidas deneutrones se reducen a un punto en el cual haya para cada fisión, invariablemente un neutrón disponibley uno más para la siguiente. A esta evolución se le llama reacción en cadena. Es comparable con lacombustión ordinaria, en la cual la llama puede ser mantenida únicamente si se ha alcanzado unatemperatura lo suficientemente alta para el objeto.Para obtener el número de neutrones suficientes para la fisión, después de haber tomado en cuenta laspérdidas, solamente es necesario contar con una cantidad de Uranio lo suficientemente grande. Eltamaño necesario de Uranio para mantener la reacción en cadena, conocido como el estado crítico, varíaconsiderablemente de acuerdo con el diseño y con los materiales del reactor, algunos reactores trabajansobre unos cuantos kilos de Uranio enriquecido, mientras que otros requieren toneladas de Uranio

natural.Algunos conceptos a tener en cuenta en la reacción en cadena:

• Para fisionar un núcleo de Uranio 238, se necesita un neutrón con 1 MeV de energía o más. El U238 es el isótopo más abundante.

• Para fisionar un núcleo de Uranio 235, se necesita un neutrón con 0,1 eV de energía.

• Se define como Unidad de masa atómica (Uma)= 1 gr / N° de Avogadro = 1 gr / 6,025*1025

.• Se define como factor de multiplicación de una reacción en cadena a cuantas veces se multiplica

cada neutrón que se genera (cuantos núcleos se fisionan y cuantos neutrones se pierden).Si es mayor que 1 habrá explosión.Si es menor que 1 disminuye y se detieneSe controla así la reacción

• Resonancia : El Uranio 238 “captura” los neutrones, cuya energía está en un determinado nivel(entre 1 y 7 eV). Por lo tanto en el Uranio natural la cadena se pierde rápidamente (hay poco U235).Para mantener la reacción en el Uranio natural, se baja rápidamente la energía de los núcleospasando de la zona de resonancia a la zona de nivel térmico, o sea energías de 0,1 a 0,3 eV, esdecir a la velocidad del movimiento térmico de las moléculas, a temperaturas ordinarias. Es la menor velocidad con la que se mueve un neutrón (no excede 0,3 a 0,4 eV)

El control o regulación de la velocidad de la reacción (factor de multiplicación) se hace por lo general pormedio de placas de Cadmio, Bario, Plomo, etc, que absorben grandes cantidades de neutrones.Cuando se rebaja la velocidad de los neutrones. se habla de reactores térmicos , mientras que si no seutiliza un moderador tendremos un reactor rápido , en el cual en un espacio activo de 1 m

3pueden

generarse, por ejemplo 50.000 kW ó más. Si se piensa en el problema técnico de extraer semejantepotencia de un espacio tan reducido circulando un fluido cualquiera se puede tener una idea de

complejidad de los problemas de exactitud, regulación y estabilidad que presenta el diseño de un reactorrápido.

Producción de Plutonio: La reacción que hemos comentado se basa en la utilización de U 235, pero enrealidad el elemento más común (140 veces más abundante) es el U 238, que en presencia de unneutrón reacciona en la forma siguiente:

92U238 + 0N

1 = 92U239 + Energía

92U239 = 93Np239 + electrón

93Np239

= 94Pu239

+ electrón


Ricardo ALONSO

3



Centrales Nucleares

El elemento final es ahora el Plutonio (Pu) que es fisionable en igual forma que el U 235. Se observaráasí que no sólo se ha obtenido energía, sino un nuevo átomo fisionable a su vez.Por lo tanto, si nuestro combustible es una mezcla de U 235 y de U 238, y la reacción se hace procederen forma que parte de los neutrones generados por el U 235 se usen para reaccionar con el U 238, segenerará uno o más átomos de Pu 239 por cada átomo de U 235, y se tendrá lo que se llama un reactorreproductor (breeder). La importancia de esta reacción reside en que multiplica el aprovechamiento decombustible teóricamente en hasta 140 veces.

Una reacción similar permite obtener otro isótopo fisionable de Uranio, el U 233, a partir del Torio, lo quenuevamente amplía el suministro de combustible en varios centenares de veces.En la práctica, la medida del aprovechamiento del combustible se hace a través de la dimensión llamadagrado de quemado (burn-up), que expresa la energía térmica generada en kWh por cada kg decombustible que cumple su ciclo útil.

Agotamiento del combustible : Además de masa crítica necesaria para mantener una reacción encadena, se requiere combustible adicional para la operación del reactor, porque:a) el combustible se agota, lo que reduce la actividad neutrónica, yb) los productos estabilizantes de la fisión se acumulan y absorben neutrones.Debido a estos obstáculos se hace necesario que el combustible sea reprocesado ocasionalmente. Elmejor rendimiento obtenido con la práctica actual, ha demostrado que el reprocesamiento se hacenecesario después que se ha quemado menos del 1,2% del combustible. Además los elementos del

combustible tienen que ser refabricados, a consecuencia del daño metalúrgico que sufren con motivo dela radiación.

ELEMENTOS COMPONENTES DEL REACTOR

Un reactor nuclear es una parte del equipo destinada a iniciar, mantener y controlar una reacción defisión en cadena, de manera tal, que la energía sea liberada gradualmente. En esencia, el reactornuclear es un horno en el que se produce calor. Este calor debe ser removido, en el caso del reactorgenerador de potencia, para convertirlo en trabajo útil.En lo fundamental, todos los reactores tienen ciertos elementos que les son comunes, tal como seobserva en la figura 2:• Un núcleo, que contiene el combustible fisionable y probablemente un moderador (o diluyente de

combustible).• Un intercambiador para la traslación del calor.• Un reflector de neutrones.• Una pantalla o caja de protección.• Un sistema de control.• Elementos estructurales• Equipo de manejo de combustible.

El diseñador de un reactor tiene a su disposición más de 1700 posibilidades de combinación demateriales para variar la velocidad de los neutrones, tipo de combustible, forma de combustible,moderadores y refrigerantes. Una vez que se han valorizado los problemas de orden técnico, solamentevale la pena estudiar unas 50 de todas las posibilidades existentes. Sin embargo desde el punto de vistatécnico práctico, tal vez sea solamente una docena de todas las combinaciones, las que puedan llenarlas condiciones de (1) costos (capital de inversión, combustible, operación y mantenimiento), (2) fácilobtención del combustible, (3) fácil obtención de los materiales de los elementos componentes, (4)resistencia a la corrosión y (5) seguridad en la operación.

Potencia desarrollada por el reactor:El rendimiento de energía obtenible de un reactor, es independiente del tamaño del núcleo. La capacidadde operación se rige por algunas limitaciones de orden tecnológico, tales como la temperatura delmaterial, el coeficiente de transferencia de calor y la capacidad de remoción de calor.


Ricardo ALONSO

4



Centrales Nucleares

Figura 2: Componentes del sistema de un reactor de generación de potencia

Métodos de conversión de la energía nuclear:

La energía de la fisión puede convertirse indirectamente en energía mecánica o eléctrica, mediante unaturbina de gas o de vapor en una planta correspondiente. La conversión directa en la cual un reactortermoeléctrico genera por sí mismo electricidad, es una posibilidad teórica que puede ser desarrollada enel futuro. Para la conversión indirecta en una planta, en la que los ahorros de peso y espacio sonfactores importantes, es de primordial interés una instalación a base de turbina de gas, utilizando el cicloabierto (los gases escapan), o el ciclo cerrado (con retorno de los gases), como equipo de propulsión. Enlas plantas en las que se usan turbinas de vapor, éste puede ser generado en una forma directa decalefacción o mediante un serpentín secundario en forma indirecta de calefacción.

Clasificación de los reactores:

Los reactores se clasifican de acuerdo con el uso al que se destinan, conversión de combustible, gradode energía neutrónica y otras características, tales como el método de remoción del calor, disposición delcombustible o tipo de moderador.

Clasificación según su aplicación :

Los reactores pueden ser diseñados para la producción de potencia, como finalidad principal o como unafunción secundaria

1- Reactor de potencia. Es un reactor de diseño especial para la producción de potencia; puede ser:(a) del tipo móvil para aviones, submarinos, barcos de superficie y aplicaciones similares(b) estacionario para una central termoeléctrica de servicio público


Ricardo ALONSO

5



Centrales Nucleares

(c) tipo paquete transportable por desarme o mediante su colocación sobre vagones de ferrocarril o enbarcazas.

2- Reactor para investigaciones. Este tipo de reactores se emplea principalmente para investigacióncientífica, estudios e investigaciones de física básica y técnica nuclear; la potencia generada seconsidera como un subproducto.3- Reactor para prueba de materiales. Es un reactor que se emplea para determinar:(a) los daños ocasionados por las radiaciones

(b) el grado de tolerancia para los daños que ocasiona la radiación(c) los efectos benéficos de la radiación.4- Reactor de construcción experimental. Se trata de un reactor de baja potencia, para estudio dediseño, materiales y disposición de los elementos componentes.5- Reactor de producción. Se denomina así al reactor que transforma materiales fértiles encombustibles fisionables, para su empleo en cualquier parte.

Clasificación por la conversión del combustible :

Los reactores pueden ser1- Autorregenerativos. Reactores de conversión y producción.2- No autorregenerativos. Quemadores.a- Un quemador agota (quema) el material fisionable en el núcleo, hasta que los residuos ya no

sostienen el proceso de la reacción nuclear en cadena. El núcleo debe recibir entonces materialfisionable nuevo.b- Un convertidor utiliza parte de los neutrones para convertir el material fértil, como el U 238, enmaterial fisionable, como el Plutonio. Este combustible generado (invariablemente menos que elconsumido), es utilizado para aumentar el suministro y de esta manera prolongar la vida del núcleo.c- Un reactor autorregenerativo conduce el proceso de conversión de material fértil en material fisionablea un punto en que de hecho produce más materia fisionable de la que consume.d- Un reactor de producción consume, cuando menos la misma cantidad de material fisionable que laque produce. El combustible generado, transformado, es retirado para reprocesarlo.

Clasificación según el grado de energía neutrónica :

El reactor puede ser

1- Reactor térmico. Si la energía cinética de los neutrones es reducida (la velocidad de los neutronesaminorada), se aplica el nombre de reactor térmico; se emplea un moderador para lograr la disminuciónde la velocidad. La mayoría de los reactores son del tipo térmico.2- Reactor intermedio. Es un reactor en el que algunos neutrones, pero no la mayoría son moderados,recibiendo el nombre de reactor intermedio; no ha despertado interés su desarrollo.3- Reactor rápido. Si la velocidad de los neutrones no se reduce, se dice que el reactor es rápido; esnecesaria la aplicación de un diluyente del combustible, para reducir la intensidad del flujo térmico endichos reactores, en los que se tropieza con dificultades de orden tecnológico con la transmisión delcalor, debido al tamaño tan reducido de su núcleo.

Características de diseño de un reactor

Combustible : Existe la posibilidad de seleccionar el combustible entre el Uranio 235 natural, mezcla de

Uranio y Torio, mezcla de Uranio y Plutonio, Torio o Plutonio. El combustible puede estar en formametálica, puede ser un óxido (óxido de Uranio), una solución de sal (florita de Uranio, sulfato de uranil,nitrato de uranil, fosfato de uranil).Frecuentemente es deseable el enriquecimiento de Uranio 235, en estado natural, agregándole U 233 oPu 239. Aunque el enriquecimiento resulta muy costoso, es algunas veces conveniente, o aún necesariopara los siguientes reactores:

1- Aquellos en los que se emplea agua ordinaria como refrigerante o moderador.2- Los que utilizan sodio líquido como refrigerante y grafito como moderador.3- Reactores militares, para los que la movilidad y la construcción compacta son las condiciones

preponderantes.

Disposición del combustible : En combustible puede ser distribuido en la totalidad del núcleo delreactor en forma heterogénea, o de una manera homogénea.

Elementos heterogéneos del combustible del reactor. El combustible puede colocarse en forma detrozos, varillas delgadas, piezas tubulares, placas delgadas superpuestas, o en granos de cerámica(óxido de Uranio). El combustible es maquinado en trozos o conformado en prensas. El material


Ricardo ALONSO

6



Centrales Nucleares

fisionable es aleado con otro metal (embebido en el metal) adecuado (se usan el Aluminio, el Zirconio, elNiobio o el Molibdeno). Para la protección contra la corrosión por parte del refrigerante, el elementocombustible lleva un encamisado con un metal de protección conveniente (Aluminio, Zirconio o Aceroinoxidable).El elemento combustible está uniformemente distribuido dentro del núcleo del reactor, en una biendefinida forma geométrica (celosías) en la masa del moderador. El problema mayor es la tendencia a ladeformación a causa de la intensa radiación.

La preparación inicial del combustible, es costosa; pero la remoción del revestimiento yreacondicionamiento, son operaciones complicadas y doblemente costosas. Esto último forma parte delos mayores obstáculos para el desarrollo de la energía nuclear.Combustibles homogéneos para reactor. El combustible es aleado o uniformemente esparcido en unmoderador, diluyente o material refrigerante, para formar una mezcla. Esta mezcla puede ser sólida ofluida (en forma de solución, pasta delgada o fundida). Se emplean pastas acuosas (agua pesada uordinaria) así como metal líquido (bismuto fundido). El material del recipiente es de acero inoxidable.Los sistemas de combustible homogéneo o fluido para reactor, tienen las siguientes ventajas:• procesamiento químico continuo de la solución combustible, probablemente en el reactor mismo, sin

la necesidad de disolver elementos de combustible sólido;• eliminación de la fabricación y refabricación costosa de materiales combustibles radioactivos;• tiene buena transmisión del calor y buenas características de control nuclear.

Aunque estos sistemas son en teoría muy atractivos, tienen todavía problemas serios de protección ymantenimiento por:• la contaminación radioactiva de la tubería, bombas, turbinas, etc; y• la necesidad de una planta química integral para procesos.

Figura 3: Esquema dereactor tipo PWR


Ricardo ALONSO

7



Centrales Nucleares

Moderador : Se le da el nombre de moderador a una sustancia que ejerce su influencia sobre losneutrones, obligándolos a disminuir su velocidad y ayudándolos a perder su energía cinética. Losneutrones moderados (lentos), tienen mayor posibilidad de ser capturados por material fisionable. Laproporción de la propiedad moderadora es conocida con el nombre de fuerza de moderación.El moderador no debe absorber cantidades excesivas de neutrones, una condición que descartadefinitivamente al Hidrógeno, Litio, Boro, y otros elementos similares. El Helio que por una parte esadecuado, no es suficientemente denso para el objeto en forma gaseosa. Los únicos moderadores

adecuados, son, en la actualidad, los siguientes:• Agua común, que absorbe la suficiente cantidad de neutrones como para hacer prohibitivo su usocon Uranio natural.

• Agua pesada que es escasa y es costosa.• Carbono (en forma de grafito de alta pureza), que tiene un bajo costo.• Berilio (metal u óxido) que es bastante oneroso.• Líquidos térmicos a base de polifenilo orgánico (difenilo y terfenilos).

20 choques de un neutrón con núcleos de H2, reducen su velocidad a velocidad térmica. Aproximadamente 125 choques con Carbono (Grafito), causan el efecto anterior.

Diluyente : Algunos reactores, especialmente los reactores rápidos, requieren un núcleo más grandepara la remoción de calor y para fines de reducción de temperatura. Por este motivo la masa decombustible debe ser aumentada mediante un diluyente.

Reflector : Se utiliza algún material de baja capacidad de absorción de neutrones para evitar el escapede los mismos, colocando un revestimiento de reflexión alrededor del núcleo. Los materiales propiospara la reflexión son:• el agua pesada,• Berilio (metal u óxido), y• Carbono (grafito).En los reactores de producción se utiliza el Uranio 238 como material reflector.

Refrigerante : Un fluido térmico (gaseoso o líquido), se hace circular a través del núcleo del reactor, pararemover el calor que se genera. Este fluido térmico conocido con el nombre de refrigerante, remueve elcalor por uno de los siguientes métodos:1- Enfriamiento interno, circulando el refrigerante (convección forzada o libre) a través del núcleo del

reactor.2- Enfriamiento externo, circulando combustible líquido (reactor del tipo homogéneo) directamente a

través de un intercambiador de calor, fuera del reactor.3- Enfriamiento por líquido en ebullición, disponiendo la vaporización del refrigerante dentro del reactor.La liberación de calor en un reactor térmico, es aproximadamente del 90% en los elementos delcombustible, 5% en el moderador y 5% en el reflector y en la pantalla. Considerada en forma aproximadael 80% de la liberación de calor se desarrolla instantáneamente y el resto se demora ligeramente.El refrigerante puede servir también como moderador y como portador de calor simultáneamente. Lassustancias empleadas, o que ofrecen oportunidad de ser usadas, incluyen las siguientes:• Refrigerantes líquidos. Agua (común y pesada); Litio, Sodio, aleación de Sodio-Potasio (22/78 %),

aleación eutéctica de Plomo-Bismuto (44,4/55,5 %), aleación eutéctica de Plomo-Magnesio (97,5/2,5%), líquidos térmicos a base de Polifenilo orgánico (difenilos y terfenilos), Hidróxido de Sodio e

hidrocarburos en forma de aceite (petróleo).• Refrigerantes gaseosos. Helio, dióxido de carbono, aire y vapor de agua.

Además del uso de un simple serpentín refrigerante, se utilizan las siguientes variantes: Un serpentín de mercurio intermedio, que se interpone entre un serpentín primario de sodio fundido y

un serpentín secundario de vapor de agua. Un serpentín independiente, colocado para remover el calor interno de la pantalla. Retorno del vapor de agua o de otro material vaporizado, al reactor, para su sobrecalentamiento.

Los reactores se clasifican frecuentemente de acuerdo con el tipo de refrigerante, como:Reactores de agua a presión.Reactores de sodio-grafitoReactores de moderador orgánico.

Reactores enfriados por medio de gasReactores de pileta (investigación en baja escala).


Ricardo ALONSO

8



Centrales Nucleares

Pantalla : Se compone de una cubierta (líquida o sólida), con la masa suficiente para absorber todos los

tipos de rayos γ que escapan del reactor. La pantalla debe también retardar y capturar neutrones. Las

radiaciones α y β son de consecuencia mínimas.La pantalla interior (pantalla térmica), con aproximadamente 10% del espesor total, intercepta el 90% dela radiación nuclear, generando una considerable cantidad de calor que debe ser removido. El resto de lapantalla comprende una pared de protección biológica, de gran espesor (cercana al metro). Una pantallade protección adecuada, incluye lo siguiente:

• Un elemento pesado (Hierro, Plomo, aleación Estaño-Cadmio, Tántalo, óxido de Hierro o sulfato deBario)

• Un elemento con bajo número de masa (es preferible el Hidrógeno, al agua, concreto, madera ofibras de caña)

• Un absorbedor de neutrones (Boro en forma de borato, ácido bórico, bórax u otros boratos).

Control del reactor : La reacción en cadena es proporcionada por lo siguiente:• El uso de un absorbedor de neutrones.• Variando la cantidad de combustible dentro del reactor.• Variando el nivel del líquido moderador (agua pesada-control aproximado).• Reposición del reflector para variar la fuga de neutrones.Si hay disponible más de un neutrón fisionado para una fisión posterior, la actividad del reactor

aumentará. Cuando se ha logrado la proporción de actividad deseada, los neutrones sobrantes seránabsorbidos, o se permitirá que escapen. La absorción controlada, que se utiliza en todos los reactorestérmicos, es lograda introduciendo o removiendo un enérgico absorbedor de neutrones (boro, aceroboratado, aleación de boro-niquel, hafnio o aleación de aluminio-boro-plomo). Si estas varillas de control(barras, cintas o placas) proporcionan un control inexacto (aproximado), estas son barras fijas; un controlmás exacto se obtiene por medio de barras regulables. Barras de seguridad, conocidas como varillas deparada rápida o parada de emergencia provocan una parada rápida.Para casos de emergencia, se han previsto dispositivos de seguridad contra retroacción. Estosdispositivos pueden:• vaciar el combustible fluido en recipientes no críticos, o• verter cierta cantidad de cápsulas de acero borotado dentro del recipiente del reactor.

Materiales del reactor : Para corresponder a la demanda de materiales resistentes a la radiación, se ha

desarrollado el empleo de metales especiales (circonio, aleaciones de circonio, berilio). Otros metalesapropiados (desde el punto de vista de baja absorción de neutrones) son el níquel, el cobre y el hierro.En la actualidad se están usando aleaciones de cerámica con metales.El agua ordinaria se usa ampliamente como refrigerante, moderador, reflector y pantalla reflectora; elagua tiene las siguientes ventajas:• bajo precio,• baja potencia para su bombeo,• buena transmisión del calor, y• propiedades moderadoras excelentes.Su bajo punto de ebullición y su tendencia a la alta absorción de neutrones térmicos, son susdesventajas.El agua pesada tiene una tendencia de absorción de neutrones muy baja, permitiendo con esto suaplicación en los reactores no enriquecidos. Sus otras propiedades son muy similares a la del agua

común. Su alto costo y la necesidad de operar con un sistema de circuito cerrado para evitarcontaminaciones, son sus desventajas.Los gases que se usan como refrigerantes, el aire el CO2 y el helio; tienen las siguientes desventajas:• requerir un alto consumo de potencia para el bombeo,• baja capacidad calórica, y• necesidad de altas velocidades para lograr una buena transferencia de calorEl hidrógeno es explosivo y ataca a la mayoría de los metales, el nitrógeno tiene una marcada tendenciaa la absorción de radiaciones.El sodio líquido se está utilizando en los reactores, particularmente como refrigerante; el bismuto es elmetal que sirve como portador de combustible; el mercurio es adecuado para emplearse en el reactorrápido pero tiende a la absorción de neutrones térmicos. La aleación sodio-potasio tiene característicasinferiores, con excepción de su punto de fusión. Los metales líquidos permiten la operación a altas

temperaturas con buenas características de transferencia de calor. Para esto se necesita operar consistemas absolutamente cerrados, por los riesgos de incendio y toxicidad.


Ricardo ALONSO

9



Centrales Nucleares

Se han propuesto las sales fundidas y flúor como refrigerantes. Las sales de sodio y potasio, absorbenactivamente neutrones.El circonio aunque de un costo relativamente elevado, tiene las siguientes ventajas:• buenas propiedades mecánicas, hasta aproximadamente los 399°C• una excelente resistencia a la corrosión, especialmente en los sistemas de agua• baja tendencia a la absorción de neutrones• puede ser fabricado en muchas formas

El aluminio tiene las siguientes ventajas:• posibilidades excelentes de fabricación• bajo costo• una tecnología bien cimentada• buenas propiedades mecánicas y resistencia a la corrosión a bajas temperaturas• excelente transferencia de calor y propiedades nuclearesEl uso del aluminio se limita, sin embargo, a los sistemas de baja temperatura, debido a su bajo punto defusión e inestabilidad a la temperatura.El acero inoxidable tiene también una tecnología bien establecida, costo razonable, buenas cualidadesmecánicas y resistencia a la corrosión hasta temperaturas moderadamente elevadas. Se le utilizacuando puede ser tolerada una alta absorción de neutrones.El boro tiene una alta tendencia a la absorción de neutrones, especialmente cuando está enriquecido conBoro-10. Su metalurgia está bien establecida y se obtiene a un precio moderado.

El cadmio tiene muy alta tendencia a la absorción de neutrones y una metalurgia bien cimentada., seconsigue a un precio razonable.El hafnio que se obtiene como una impureza en la producción del circonio, se ha podido obtener encantidades significativas y se utiliza como un absorbedor de neutrones.

Elementos estructurales. Los materiales a emplear como recipientes, elementos de soporte, debensatisfacer, además de las condiciones usuales para las estructuras, la adaptabilidad a las demandasespeciales de un sistema nuclear.

Sistemas mecánicos . Los instrumentos, bombas, válvulas y demás material similar, deben tener laspropiedades físicas y químicas generales requeridas para su aplicación, así como cualidades especialesnucleares. Los equipos sujetos a la contaminación radioactiva, deben ser desmontados, reemplazados oreparados, con equipo de control remoto.

Equipo para el manejo de combustible . El combustible altamente radiactivo, tiene que removerse ytransportarse por medio de equipos de control remoto.

Equipo de aviso contra radiaciones . La operación y mantenimiento de una planta, depende de lalimitación de la radiación dentro de márgenes tolerables, tanto para la exposición continua, como para laocasional. Es imposible eliminar por completo la radiación. Se emplean diversos equipos de aviso paradetectar la iniciación de un mal funcionamiento que ocasione una intensificación de las radiaciones másallá de los límites de seguridad.

Los cuatro tipos básicos de reactor

a) PWR – Reactor de agua a presión (pressurized water reactor)

Este sistema ha sido desarrollado fundamentalmente en EE UU, y es utilizado normalmente por esepaís también en sus aplicaciones marinas (plantas propulsoras de submarinos y buques de superficie).En este sistema se utiliza un sistema cerrado de agua a muy alta presión, que extrae el calor del reactor,actuando al mismo tiempo como moderador. La exigencia de utilizar altas presiones deriva de lanecesidad de trabajar a temperaturas suficientemente altas, como para obtener un rendimiento térmicoaceptable.El desarrollo de este tipo de reactor exige de disponer de medios de fabricación extraordinarios, ya quelos recipientes a presión de los reactores actuales se hallan en el orden de peso (por pieza) de más de

500 Tn, construidos en chapas especiales de espesores del orden de 200 a 300 mm. La inversión decapital para talleres resulta también enorme, y se justifica solo en presencia de un mercado suficiente,como probablemente sólo se pueda encontrar comercialmente en EE UU y en Europa.


Ricardo ALONSO

10



Centrales Nucleares

Otra consideración fundamental es que, en razón de las características nucleares de los materiales, eneste tipo de reactor se utiliza Uranio “enriquecido”, es decir Uranio natural al que se le ha adicionadoalgunos porcientos de U 235 aumentando así la concentración de núcleos fisionables. Este proceso deenriquecimiento exige también instalaciones con inversiones cuantiosas, lo que limita las posibilidadesde abastecimiento, y se convierte en un factor de suma importancia en la decisión al tipo de central autilizar.Por último, el recambio de elementos agotados exige la detención de la central una vez por año, en

forma similar a una central convencional a combustible fósil.

Figura 4: Diagrama Reactor PWR

b) BWR – Reactor de agua hirviente (boiling water reactor)

Este sistema es una variación del PWR, derivada del hecho de que en el reactor PWR, al existir uncircuito de refrigeración cerrado “primario”, se debe transferir este calor al circuito final generando vaporen intercambiadores que exigen un salto de temperatura, de tal forma que el vapor finalmente útil se

halla a una temperatura aún inferior, en detrimento del rendimiento. En el reactor BWR, generandodirectamente vapor en el cuerpo del reactor, se elimina la necesidad de los intercambiadores de calor.A este sistema se aplican las mismas consideraciones que al PWR respecto a los medios defabricación, al combustible a utilizar, y a la detención de planta para el recambio de elementos agotados.

Figura 5: Diagrama Reactor BWR


Ricardo ALONSO

11



Centrales Nucleares

c) GCR – Reactor enfriado por gas (gas cooled reactor) Este sistema es utilizado típicamente en Gran Bretaña y en los primeros “reactores de potencia” deFrancia, y refleja nítidamente las diferencias básicas ambientales respecto a los PWR y BWR.En este caso se utiliza gas a presión (CO2) como transmisor de calor entre el reactor y losintercambiadores-generadores de vapor, y como moderador se emplea grafito en bloques entre loscuales se ubican los elementos combustibles.

En este caso aunque el volumen del reactor es mucho más grande, esto se puede realizar sin excesivosrequerimientos de taller, debido a que todo el sistema de gas se halla a presiones del orden de 20atmósferas. Además, y lo que es fundamental en este sistema, se utiliza como combustible uranionatural sin enriquecer, lo que amplía las fuentes de suministro.Por otra parte, este diseño permite, mediante dispositivos ingeniosos y complicados, recambiarelementos agotados durante la marcha, lo que se realiza en forma cíclica y no requiere la detención dela central.

Figura 6: Diagrama Reactor GCR


Ricardo ALONSO

12



Centrales Nucleares

d) HWR – Reactor de agua pesada (heavy water reactor).

Este sistema refleja también condiciones ambientales, ya que constituye un apartamiento considerablede las anteriores, y su primera versión comercial ha sido realizada en Canadá, con medios defabricación enormemente inferiores a los requeridos en los otros casos.La diferencia básica de diseño reside en que los elementos combustibles se hallan alojados dentro detubos individuales, y la extracción de calor se realiza por circulación de agua pesada a presión por

dichos tubos, estando todo el conjunto de tubos sumergidos en agua pesada que actúa comomoderador.El circuito térmico exterior se completa en forma cerrada a través de un intercambiador-caldera, igualque en el tipo PWR.En este tipo es también posible un recambio de elementos agotados durante la marcha de la central, yse puede trabajar con Uranio natural. Este sistema presenta una serie de variantes. En una de ellas seutiliza agua normal en el circuito de extracción de calor, en forma de agua hirviente, es decir se eliminael doble circuito de refrigeración, generando vapor en forma similar al BWR. En todos los casos se utilizaagua pesada como moderador: Otras variantes emplean como material refrigerante gas CO2 omateriales orgánicos.

Figura 7: Diagrama Reactor HWR

La situación argentina

La primera central nuclear instalada en la Argentina, se halla en Atucha, provincia de Buenos Aires, laComisión Nacional de Energía Atómica, analizados los distintos sistemas, decidió para la misma el usode Uranio natural; razones de independencia industrial y económica influyeron en la decisión. La centralde Atucha I, que se opera desde 1974, tiene una potencia de 319 MW, funcionando según el sistema


Ricardo ALONSO

13



Centrales Nucleares

HWR, o sea Uranio natural – agua pesada. La central se ha construido siguiendo la tecnología alemanade Siemens a través de la KWU.

Figura 8: ATUCHA I, Diagrama de flujo simplificado

Las características principales de esta central son las siguientes

Instalación generalTipo de reactor: Reactor de agua a presión moderado y refrigerado por agua pesada con Uranio natural como combustible.Potencia en bornes del generador: 367 MWe Potencia neta de la central: 345 MWe

Potencia térmica del reactor: 1.190 MW th

Núcleo del reactorCombustible: Dióxido de Uranio natural sinterizado en forma de tabletas Número de elementos: 253 Forma de elementos combustibles: haces de 37 barras Disposición de las barras de combustible: en 3 círculos concéntricos

Longitud activa: 5.250 mm Peso total del Uranio natural: 38,6 Tn Diámetro exterior de la vaina: 11,9 mm Espesor de paredes de la vaina: 0,5 mm Material de la vaina: Circonio (Zry-4) Grado de quemado del combustible: 7.000 MWd/t con reserva de reactividad para servicio cíclico Relación de volúmenes moderador-combustible: 16,8 Densidad media del flujo térmico: 58,5 W/cm

2

Potencia media específica de las barras de combustible: 218,5 W/cm Cambio de elementos de combustibles continuo durante el servicio de potencia


Ricardo ALONSO

14



Centrales Nucleares

Figura 9: Columna de combustible

Barras de regulación y accionamiento

Número: 29Absorbente: Aleación Plata Cadmio Indio (Ag 80In15 Cd5) Tipo de accionamiento: elevador electromagnético intermitente, tipo de fricción .

Figura 10:Disposición

de las barrasde control


Ricardo ALONSO

15



Centrales Nucleares

Recipiente de presión del reactorDiámetro interior: 5.360 mm Espesor de paredes de la parte cilíndrica: 220 mm Altura externa total: ~ 12.000 mm Peso de la parte inferior: 320 Tn Material básico: Acero inoxidable aleado (22NiMoCr37)

Revestimiento: X5CrNiNb 19 9

Figura 11: Recipiente de presión de la central ATUCHA I


Ricardo ALONSO

16



Centrales Nucleares

Sistemas principales del reactorRefrigerante y moderador: Agua pesada (Deuterio: D 2 O) Número de circuitos de refrigeración en paralelo: 2 Caudal de cada circuito de refrigeración: 10.000 T/h Presión de servicio a la salida del recipiente a presión reactor: 115 at Temperatura del medio refrigerante del recipiente a presión reactor a la entrada: 272 °C Temperatura del medio refrigerante del recipiente a presión reactor a la salida: 306 °C Caudal del moderador: 1.400 T/h Temperatura media del moderador: 170 °C

Generador de vaporTipo: Intercambiador de calor de tubos en U Altura: 15400 mm Diámetro: 3600 / 2680 mm Material de la envolvente: Acero para construcciones de granulación fina y de aleación pobre Rheinrohr HSB 55 C, N° de fabricación 9877 Material de las placas tubulares: Acero inoxidable aleado (22NiMoCr37) Espesor de las placas tubulares: 525 mm Material: Incoloy 800

Dimensiones de los tubos: 18 x 1 mm

Bombas del refrigerante principalTipo: Bombas centrífugas de una etapa con obturación de alta presión en el eje excenta de contactos Altura de elevación (temperatura a carga nominal): 113 m.c.agua Caudal (temperatura a carga nominal): 11.750 m

3 /h

Potencia absorbida por el motor bajo la temperatura a carga nominal: 4200 kW Velocidad de rotación: 1400 rpm

Figura 12: Bomba del refrigerante del

reactor, tipo ANDRITZ


Ricardo ALONSO

17



Centrales Nucleares

Envolvente de seguridad de aceroDiámetro: 50 m Espesor de paredes: 20 mm Presión de diseño: 3,8 ata Cuota de fugas de diseño: 0,5 Vol. %/d

Instalación de vapor

Caudal de vapor vivo: 1737 Tn/h Presión del vapor vivo a la salida del generador de vapor: 44 ate Humedad del vapor vivo: 0,3 % Presión absoluta en el condensador: 0,045 ata Temperatura del agua de refrigeración: 17 °C Caudal de agua de refrigeración del condensador: 62.500 m

3 /h

Forma de la turbina: Turbina de condensación de un eje y cuatro carcasas con una carcasa de alta presión de doble flujo y tres carcasas de baja presión de doble flujo. Velocidad de rotación del turbogrupo: 3.000 rpm Longitud de los álabes de la última etapa de baja presión: 689 mm

Figura 13: Sección longitudinal de la turbina de vapor de 310 MW

AlternadorPotencia efectiva: 367 MW Potencia aparente: 425 MVAFactor de potencia: 21 kV

Margen de ajuste de la tensión: ± 5 % Refrigeración: Hidrógeno a una sobrepresión de 4 at

Transformador del bloquePotencia nominal: 400 MVA

Relación de transformación: 245 kV ± 11 % / 21 kV

Central Nuclear de Embalse

Como consecuencia del éxito logrado en Atucha I se resolvió construir una segunda central de 600 MWen la provincia de Córdoba sobre el Río Tercero, esta central también funciona con el sistema HWR yresponde a la tecnología canadiense, el reactor es tipo CANDU (Reactor canadiense a Deuterio yUranio-Agua pesada a presión)

El resumen de las características técnicas principales de esta central son las siguientes:ReactorTipo de reactor: CANDU – D 2 0 presurizada. Tubos de presión horizontales .Potencia térmica del reactor: 2.109 MW Moderador: D 2 0

Refrigerante: D 2 0


Ricardo ALONSO

18



Centrales Nucleares

1-Tanque del sistema de rociado, 2- Válvula del sistema de rociado, 3- Bomba del moderador, 4- Intercambiador de calor delmoderador, 5-Gabinete de alimentadores, 6- Cara del reactor, 7- Reactor, 8- Mecanismo de reactividad, 9- Bombas del sistemaprimario de transporte de calor, 10- Carro de la máquina de recambio, 11- Máquina de recambio, 12- Catenaria de la máquina derecambio, 13- Recinto de mantenimiento de la máquina de recambio, 14- Puertas de recinto de la máquina de recambio, 15-Tanque de decaimiento del sistema de refrigeración de blindaje, 16- Enfriador local de aire, 17- Presurizador, 18- Generador devapor, 19- Puente grúa

Figura 14: Vista interior del edificio del reactor

Temperatura media del refrigerante: 288 °C Presión media del refrigerante: 112 Kg/cm

2

Combustible: Uranio natural, UO 2 . Recarga durante la operación Cantidad de combustible en el núcleo: 84 Tn de UO 2

Tiempo promedio de residencia del combustible en el núcleo: 288 días de plena potencia .Quemado de extracción estimado: 6.700 MWd/t

Número de canales de elementos combustibles: 380


Ricardo ALONSO

19



Centrales Nucleares

Figura 15: Calandria, el reactorpropiamente dicho, formado porun tanque cilíndrico horizontalde acero inoxidable, quecontiene el agua pesada delmoderador. La calandria se hallapenetrada, horizontalmente, por380 canales de combustible

Elementos combustibles por canal: 12 Potencia lineal máxima: 42 W/cm

Sistema primario de transporte de calorBombas de transporte de calor: Tipo vertical de aspiración simple y doble descarga centrífuga, cant.: 4 Caudal: 8.020 m

3 /h

Potencia eléctrica: 8450 HP/bomba Generadores de vapor: Tipo casco y tubos en U Material de los tubos: Incolloy 800

Turbina – Ciclo térmicoTurbina de vapor de eje único en tandem con dos recalentadores separadores de humedad, con una etapa de alta presión y tres etapas de baja presión .Número de revoluciones: 1.500 rpm Título del vapor: 0,99 a la entrada de la etapa alta presión de turbina Presión del vapor: 46,2 kg/cm

2

Caudal de vapor: 3.366Tn/h Capacidad del by-pass de turbina: 65% de plena potencia en forma permanente Salto térmico en el condensador: máx 7 °C Bombas de refrigeración del condensador: cant 3 del 33% cada una Caudal total de refrigeración: 163.800 m

3 /h

Figura 16: Central de Nuclear de EmbalseEs uema de los sistemas com lementarios


Ricardo ALONSO

20



Centrales Nucleares

Sistema generación eléctricaTipo de generador: trifásico 4 polosPotencia aparente: 763,53 MVAPotencia eléctrica bruta: 648 MWConsumo propio: 48 MW

Tensión de salida: 22 KV ± 5%

Cos φ: 0,85Frecuencia: 50 HzRefrigeración: Estator refrigerado con agua, rotor refrigerado con hidrógeno.Excitación: Sistema estático – Rectificadores controlados de silicio.

Atucha II

La tercera central nuclear argentina, se levanta a escasos metros de la primera, a poco más de 100 kmde la Capital Federal y próxima a la localidad de Lima, partido de Zárate, provincia de Buenos Aires.Se trata de una central del tipo PHWR, es decir que su reactor es del tipo de recipiente de presión. Utilizacomo combustible uranio natural y como moderador agua pesada a presión: La potencia neta de lacentral integrada al Sistema Interconectado Nacional de 500 kV, será de 692 MW.

El proyecto se inició en Octubre de 1977, se pensaba para Julio de 1987 entregar la central en operacióncomercial. Lamentablemente, los inconvenientes económicos en que se encuentra nuestro país hahecho que el proyecto, avanzado en más del 80% se encuentre en la actualidad prácticamente parado,por falta de fondos; a ello hay que agregarle que desde que se sucedieron los accidentes en Chernobyl,este tipo de generación ha sufrido ataques de los grupos ecologistas a nivel mundial, lo que contribuyótambién a que el proyecto siga a la fecha en el mismo estado.

Datos TécnicosInstalación generalPotencia térmica del reactor: 2.160 MW térmicosPotencia en bornes del generador: 744,7 MW eléctricosPotencia neta de la central: 692 MW eléctricosEficiencia total (neta): 32%

1 Reactor, 2 Generador de vapor, 3 Bomba de circuito primario, 4 Bomba del moderador,5 Intercambiador del moderador, 6 Turbina de alta presión, 7 Separador de humedad,8 Turbina de baja presión, 9 Condensador, 10 Precalentador, 11 Bomba de agua dealimentación, 12 Bomba principal del refrigerante, 13 Bomba de extracción del condensado

Figura 17: Circuitos de la Central Nuclear de Atucha II


Ricardo ALONSO

21



Centrales Nucleares

Instalación térmicaCaudal de vapor vivo: 3440 Tn/h Presión del vapor vivo a la salida del generador: 55,9 ata Grado de humedad del vapor: 0,25 % Presión en el condensador: 0,048 ata Temperatura del agua refrigerante (valor de diseño): 20°C Caudal de agua a través del condensador: 138.000 m

3 /h

Tensión en bornes del generador: 21 KV Tensión en bornes del transformador de salida: 500 KV

Instalación del reactorCombustible: Dióxido de Uranio (UO 2 ) en su composición isotópica natural Densidad: 10,4 gr/cm

3

Diámetro de las pastillas: 11,57 mm Longitud de las pastillas: 14 mm Material de las vainas: Zircaloy-4 Diámetro exterior de las vainas: 12,9 mm Espesor de las paredes:Configuración de los elementos combustibles: Manojo de 37 barras sin barra central de ejecución Número de elementos combustibles: 451

Longitud activa de un elemento combustible: 5,30 m Peso total del Uranio contenido en el combustible: 85,1 Consumo total anual de Uranio: 90Tn con un factor de carga del 85% Refrigerante: Agua pesada (D 2 O) Moderador: Agua pesada (D 2 O) Circuitos principales de refrigeración: 2 Circuitos de refrigeración del moderador: 4 Caudal total del refrigerante: 37.080 Tn/h Presión de servicio del circuito primario: 115 ata Temperatura del refrigerante a la salida del recipiente del reactor: 312,3 °C Salto térmico: 35,5 °C Relación de volumen moderador combustible: 13,7 Grado de quemado del combustible: 7500MW día por tonelada

Agua pesada total en el circuito: 525,3 Tn Agua pesada de reserva: 40 Tn Reposición anual de agua pesada: menor que 5 Tn


Ricardo ALONSO

22

Unidad 15 - Centrales Nucleares

Documents

Transcript of Unidad 15 - Centrales Nucleares