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ENERGIA NUCLEOELECTRICA

Dario Jinchuk Comisin Nacional de Energa Atmica

[email protected]

Dario Jinchuk Pgina 2 06/03/2003

Introduccin Dadme un punto de apoyo y mover el mundo dijo Arqumedes en el siglo II a.c.

Pero el pensador olvid mencionar que para hacerlo necesitaba energa. La energa de sus brazos sobre la barra.

En todas o casi todas las actividades diarias encontramos la necesidad de energa. Desde las que lleva a cabo un ser humano, como caminar, comer, hablar, hasta el funcionamiento de una fbrica o el lanzamiento de un cohete al espacio. Energa es casi un sinnimo de movimiento, de vida y, ms an, de calidad de vida. No todas las actividades requieren el mismo tipo de energa ni la misma cantidad por eso podemos identificar distintas fuentes de energa que satisfacen distintas necesidades. La energa solar es importante para hacer germinar las semillas y cubrir los campos de verde, pero no se ha logrado concentrarla lo suficiente como para lograr mover una fbrica -se necesita de un panel fotovoltaico de aprox. 1 metro cuadrado para producir un Kw. de potencia. Por lo tanto puede satisfacer los requerimientos bsicos de una vivienda, o el funcionamiento de un equipo de bajo consumo, pero es inapropiada, por ahora, para el uso industrial masivo. La energas elica, mareomotriz, geotrmica, o por fusin se disputan el dominio del siglo prximo con resultados masivos aun inciertos, ya que en la actualidad, o estn en etapas de desarrollo o todava no se ha logrado explotarlas comercialmente... Entonces, cmo se mueve un pas, su industria, su transporte?. Cmo se producen grandes cantidades de energa elctrica? .

Actualmente la llamada energa de base es producida principalmente por tres fuentes: La energa hidrulica: producida por el aprovechamiento de las cadas de agua. Es limpia

y renovable, pero como el caudal de los ros, de los que se nutre, depende del rgimen de precipitaciones, un pas no puede depender totalmente de ella. Adems las represas modifican el ciclo del agua, alteran el ecosistema y son geogrfico-dependientes.

La energa trmica: producida al quemar combustibles fsiles, es insustituible

actualmente para mover vehculos y es la energa por excelencia desde que se invent la mquina de vapor hace casi dos siglos, pero tiene grandes desventajas: es altamente contaminante, contribuye al efecto invernadero y consume recursos no renovables: es decir que su combustible -petrleo, carbn, gas- se agotar en un plazo predecible.

La energa nuclear: producida por la energa liberada durante la fisin del tomo, es

limpia, confiable en el suministro, no contaminante, pero con una desventaja que los ecologistas levantan como bandera: produce residuos que tardan muchos aos en perder su actividad.


Qu es una Central Nuclear ?

Al igual que los otros dos tipos de energa de base, el principio de produccin de electricidad de una central nuclear es el movimiento de turbinas a partir de una fuerza externa. Tanto en el caso de los reactores nucleares como en el de las plantas de energa trmica convencionales, la fuerza del vapor es la que mueve esas turbinas, en las del tipo hidroelctrica es la fuerza de las aguas la que lo hace.

La forma de generar el vapor es la principal diferencia entre los reactores nucleares y las centrales trmicas convencionales. Mientras que stas ltimas utilizan carbn, fuel-oil, gas o petrleo para calentar las enormes calderas de agua que producen el vapor, los primeros se valen de la fisin nuclear generada en el ncleo del reactor para calentar el agua que pasa por un circuito secundario independiente, lo cual permite su posterior recuperacin. Cmo funciona una central nuclear?

Una central de este tipo utiliza combustible nuclear, esto es, material que contiene ncleos fisionables (es decir que se pueden partir); en lugar del combustible convencional. El Uranio 235 es un material fisionable, como as tambin el plutonio, pero del uranio natural que se extrae de las canteras slo una parte en 140 es uranio 235, el resto es inutilizable. Un reactor puede funcionar tanto con uranio natural (escaso material fisionable) como con uranio enriquecido, -al cual se lo ha tratado especialmente para aumentar su rendimiento (mayor proporcin de U.235)-. El calor para generar vapor proviene del proceso de fisin. La fisin comienza cuando un neutrn a gran velocidad choca contra un ncleo, el ncleo no puede albergar el neutrn extra y se parte formando dos ncleos ms pequeos. Al mismo tiempo se liberan varios neutrones que van a chocar contra otros ncleos, que a su vez se rompen y liberan ms neutrones, y as sucesivamente. Dado que el primer neutrn desencadena una serie de fisiones, este procedimiento se denomina reaccin en cadena. As, se puede generar una enorme cantidad de energa y de calor en una fraccin de segundo.(Ver figura)

Dario Jinchuk

Este proceso se lleva a cabo en el ncleo del reactor, formado por los elementos combustibles.

El ncleo del reactor se encuentra rodeado de una sustancia llamada moderador que se utiliza para frenar la velocidad de los neutrones hasta llevarlos a la energa trmica (una velocidad aprox. 3.700 m/s, a una temperatura de 290 grados C) y aumentar la probabilidad de choque con otros ncleos. En los reactores que utilizan uranio enriquecido como elemento combustible se utiliza agua comn o grafito como moderador, en cambio en los reactores que utilizan uranio natural, (menos cantidad de ncleos fisionables) se utiliza agua pesada, tal es el caso de las centrales nucleares argentinas de Atucha y Embalse

El agua pesada esta formada por dos tomos de deuterio y uno de oxgeno (el deuterio

es un istopo del hidrgeno que posee un neutrn ms en su ncleo, por lo tanto es ms denso). Los neutrones provenientes de la fisin tienen una gran velocidad, con la cual es ms difcil hacerlos chocar contra otros ncleos, por lo tanto es necesario frenarlos mediante choques con otras sustancias capaces de extraerles energa sin absorberlos. Esta funcin es, en parte, cumplida por el agua pesada que es aproximadamente 100 veces mas absorbente que el agua normal, por eso se la emplea con uranio natural, deficiente en uranio-235. En cambio, con uranio enriquecido, con el cual se generan ms neutrones, se puede usar agua comn. El uso del agua como moderador, en lugar del grafito utilizado en algunos modelos de reactores soviticos como el de Chernobyl, reduce el riesgo de incendio.

Dentro del ncleo se insertan, con el fin de controlar la potencia de la fisin, las

denominadas barras de control. Estas barras son generalmente de cadmio, un material que absorbe los neutrones que chocan contra ellas durante el proceso de fisin evitando que progrese la reaccin en cadena.

El n eactor de Atucha I, por ejemplo, cuenta con 29 barras de control y son

necesarias s detener el proceso en el acto. En caso de producirse un reca iento, y de ser necdel ncleo

NEUTRON

U-235 U-235

Fragmentos de fisin cleo del rolo 3 para

esario detener e or en forma inmediata, tambin se puede intro dentro cido brico que l reactPgina 4

acta de una forma similar a las barras de control. lentamducir 06/03/2003

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Seguridad Un principio bsico en el diseo de centrales nucleares es su seguridad redundante. Para disminuir la probabilidad de que la radioactividad de los productos de fisin se libere al medio ambiente y llegue al publico, se aplica el concepto de barreras mltiples. El material radioactivo (pastillas de dixido de uranio) se encuentra aislado del medio ambiente por 3 barreras: (Ver Figura) 1. Las vainas de zircaloy que componen los elementos combustibles. (Fuel cladding) 2. El recipiente del reactor. (Reactor pressure vessel) 3. El edificio de contencin. (Containment) SU/12A - 01/1996 Elementos combu

Estn formadde uranio. Estas padepositan dentro de reacciones qumicas material fisionable al Los tubos de estructurales fabricadel antes mencionado llamado elemento c

Para optimizaorganizado un compcalor y un quemado Pgina 5 06/03/2003

stibles:

os por tubos de zircaloy que contienen en su interior pastillas de dixido stillas, de alrededor de un centmetro de alto y uno de dimetro, se los tubos sellados hermticamente para impedir que el uranio produzca indeseables al ponerse en contacto con el agua y para impedir escapes del exterior.

zircaloy estn unidos en forma de manojo por otros elementos os con una aleacin de circonio, material que no interfiere - al igual que zircaloy- en el proceso de fisin. (Ver figura). Este manojo constituye el ombustible.

r el consumo de elementos combustibles, las centrales nucleares tienen lejo sistema de rotacin de los mismos, que garantiza una produccin de parejos.

Triple barrera de contencin (dibujo EDF, Francia)


Esquemas de combustibles nucleares


Los elementos combustibles poseen distintas formas, dependiendo del tipo de reactor.

En las fotos superiores vemos a la izquierda un combustible de reactor BWR y a la derecha combustibles de la Central Nuclear Embalse fabricados en el pas en las plantas que la CNEA posee en el Centro Atmico Ezeiza

El recipiente del reactor:

Este recipiente construido en aceros especiales de alta resistencia a la radiacin y a las grandes presiones, contiene dentro de si los elementos combustibles, el moderador, el refrigerante y la estructura de soporte en la cual se insertan los elementos combustibles.

La forma y tamao, varia segn el tipo de reactor, como se ve en la figura para

distintas centrales nucleares de Argentina (CNA1 y CNA2) y de Alemania.

Dimensiones comparativas de recipientes de presin para distintas centrales nucleares (mm)

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Edificio de contencin:

Un principio bsico en la construccin de una central nuclear es su alta seguridad, para reducir las probabilidades de una liberacin del producto de fisin al medio ambiente, el reactor, los generadores de vapor y el resto de los circuitos primarios, se encuentran contenidos dentro de un edificio de contencin.

El edificio d a, normalmente esfrica

o cilndrica con unasino que a su vez eseguridad adicionapueden llegar a las

Dentro del temperatura del reaaccidente. En este ctodos los elementosedificio, en la papermitiendo as, su Circuitos de ope Un reactor nuclear En el circuito pr

de Atucha I) hae contencin es una gran estructura de acero estancPgina 8 06/03/2003

cpula semiesfrica. Por lo general este edificio no se encuentra a la vista, st contenido dentro de un edificio de hormign que provee una barrera de l. El edificio de contencin puede soportar altas presiones internas que 100 libras por pulgada cuadrada

edificio existen sistemas de ventilacin y refrigeracin para disminuir la ctor en condiciones normales de operacin y ante la eventualidad de un aso las caeras instaladas en la parte superior del edificio permiten rociar internos con agua borada para reducir la presin y temperatura interna del rte inferior del edificio hay sumideros que recolectan estos lquidos posterior reutilizacin.

racin:

cuenta con varios circuitos de agua que funcionan en forma simultnea: imario la bomba principal impulsa el refrigerante (agua pesada en el caso cia el ncleo del reactor, en donde se calienta aproximadamente a 300

Edificios de contencin para reactores de 900 y 1300 Mw. (EDF, Francia)

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grados, luego pasa por el generador de vapor calentando la tubera en su interior para despus volver al circuito principal.

Al generador de vapor entra agua por otro circuito que al ponerse en contacto con las tuberas calientes, que se encuentran dentro de l, entra en ebullicin produciendo una enorme cantidad de vapor que posteriormente pasar a impulsar los labes de las turbinas hacindolas girar. Este movimiento, a su vez, produce la rotacin del generador elctrico producindose de esta forma la corriente elctrica.

Para lograr una renovacin constante del agua que debe ingresar al generador de vapor, a la salida de las turbinas se encuentran los condensadores que enfran el vapor y lo vuelven a la fase liquida. Este agua, con la ayuda de una bomba, es reingresada al generador de vapor para un nuevo comienzo del ciclo. Los condensadores son enfriados con agua natural, extrada de algn ro o lago cercano a la central, (en el caso de no haberlos se utilizan grandes torres de refrigeracin) que luego de cumplir su funcin es enviada de vuelta a su fuente de origen sin sufrir ningn tipo de alteracin para el medio ambiente. (Ver figura).

Desechos radioactiv Como todo proclas centrales nucleares posean y el tiempo que t

1. Residuos de acticonsecuencia de plquidos utilizadospurificacin qumide compactado y Pgina 9 06/03/2003

os

eso industrial, la generacin elctrica produce residuos. En el caso de estos se dividen en dos grandes categoras segn la actividad que arde esta en decaer:

vidad media y baja: Estos se producen mayoritariamente como rocesos de limpieza internos de la central, filtros de aire descartables, en distintas partes de la planta, y resinas empleadas en procesos de ca. La evacuacin de estos desechos se produce mediante un proceso cementacin en barriles de 200 litros. Estos son almacenados en

Circuitos de operacin en reactores PWR


repositorios o depsitos especialmente diseados hasta que la actividad de los mismos disminuya a un nivel que permita su liberacin como residuos convencionales.

2. Residuos de alta actividad: Son, principalmente, los resultantes del procesamiento de los elementos combustibles quemados en el ncleo del reactor. Despus de permanecer de 2 a 5 aos (dependiendo del tipo de central nuclear) en el reactor, los elementos combustibles se extraen del mismo mediante un sistema de telemanipulacin remota y son colocados en piletas de almacenamiento donde se enfran y pierden parte de su radioactividad.

Estas piletas llenas de agua contienen en el fondo soportes especiales donde se colocan los elementos combustibles, que quedan almacenados bajo agua por un periodo no menor de 10 aos. El agua cumple 2 propsitos: sirve como blindaje para reducir los niveles de radiacin a la cual podran estar expuestos los operarios de la central y para refrigerar los elementos combustibles que continan produciendo calor por algn tiempo luego de su extraccin del ncleo. Las piletas tienen generalmente una profundidad de 15 a 20 metros. Aunque son necesarios solo 2 metros y medio de agua para blindar la radiacin hasta niveles aceptables para el publico, se deja un margen extra de casi 8 metros por encima de los elementos combustibles para permitir las maniobras de reacomodamiento de los mismos dentro de la pileta, adems permite su observacin, control y registro ante los tratados internacionales de salvaguardia. . Para enfriar y recuperar el agua perdida, se utilizan sistemas de filtrado, intercambiadores de calor, y bombas de recirculacin. La temperatura del agua es monitoreada constantemente para mantenerla entre los 30 y 45 grados C aprox. Piletas de almacenamiento de combustible quemado

(Central Nuclear Embalse)


Luego de 10 o mas aos de permanecer en las piletas, y en caso de que las mismas agoten su capacidad de almacenamiento, los elementos combustibles pueden ser almacenados en seco dentro de silos de hormign reforzado o contenedores de acero especialmente construidos. Estos contenedores almacenan de 20 a 80 elementos combustibles (dependiendo del tipo de central), y estn hermticamente sellados para asegurar que no se libere material radioactivo al medio ambiente. (Ver figura) Si bien una solucin para la disposicin final de los combustibles aun no ha sido tomada en ningn pas del mundo, los estudios mas avanzados realizados en USA, Francia, Alemania, Finlandia, etc. se inclinan por el almacenamiento directo en formaciones geolgicas profundas, donde los combustibles quedaran aislados del medio ambiente en contenedores especiales, o bien por el procesamiento de los mismos y posterior almacenamiento profundo de los residuos de alta actividad resultantes.

Silos de acero

Silos de hormign CNE Crdoba

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Distintos tipos de Reactores Nucleares Si bien el principio de funcionamiento de una Central nuclear que se explico anteriormente es valido en general, existen algunas diferencias de una a otra planta segn el tipo de Reactor que posean. Los reactores se clasifican de acuerdo a la sustancia que utilicen como moderador y refrigerante, los mas comunes son: PWR (Pressurized Water Reactor) reactores con agua liviana a presin como refrigerante

y moderador. PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) reactores con agua pesada a presin como

refrigerante y moderador BWR (Boiling Water Reactor) reactores de agua liviana en ebullicin como refrigerante y

moderador GCR (Gas Cooled Reactor) reactores refrigerados por gas y moderados con grafito. LWGR (Light Water Graphite Reactor) reactor refrigerado con agua liviana y moderado

con grafito. De las 441 centrales nucleares en operacin (datos de 2002), en los 32 pases del mundo

que utilizan la tecnologa nuclear para generar electricidad, 213 son del tipo PWR, 90 BWR, 35 PHWR y el resto fun

Tipo

ABWR

AGR

BWR

FBR

GCR

HWLWR

LWGR

PHWR

PWR

WWER

Total: cionan con otros tipos de reactores (Ver tabla).Pgina 12 06/03/2003

En operacin En construccin

Cant. Total MW(e) Cant. Total

MW(e)

2 2630 4 5329

14 8380 0 0

90 78017 1 1067

3 1039 0 0

16 2684 0 0

1 148 0 0

17 12589 1 925

35 17180 9 3800

213 203068 8 7681

50 32926 10 8298

441 358661 33 27100

Reactores en el mundo clasificados por tipo


Describiremos a continuacin las principales caractersticas de estos tres modelos y luego presentaremos algunos datos particulares de las centrales Argentinas de Atucha y Embalse que son del tipo PHWR. Reactores PWR

Estos reactores fueron diseados originalmente por la empresa Westinghouse (USA) y hoy en da, con pequeas variaciones en el diseo, son tambin fabricados por las empresas Framatome (Francia) y Mitsubishi (Japn) entre las mas importantes. Un modelo similar, fabricado por la empresa rusa Atomstroyexport, con tecnologa sovitica se conoce como VVER.

Los reactores PWR tienen tres sistemas separados de refrigeracin de los cuales solo uno, llamado Circuito de Refrigeracin Primario, contiene radioactividad.

El Circuito de Refrigeracin Primario ubicado dentro del edificio de contencin,

consiste en dos, tres o cuatro circuitos (loops) conectados al Reactor, cada uno conteniendo una Bomba de Circulacin Principal y un Generador de Vapor. El reactor calienta el agua que entra a aprox. 250 C y atraviesa de abajo hacia arriba los elementos combustibles saliendo del reactor por las Toberas Principales a una temperatura aproximada de 300 C. En este tipo de reactor el agua no hierve pues trabaja a una presin interna de 2250 psi. Esta presin se mantiene mediante un dispositivo llamado Presurizador conectado al Circuito Primario. El agua que sale del Reactor se bombea a los Generadores de Vapor y pasa por unos tubos en forma de U en el interior de los mismos, volviendo luego a ingresar al Reactor.

En el Circuito de Refrigeracin Secundario se bombea agua de refrigeracin desde el

Sistema de Alimentacin de Agua, la que pasa por el exterior de los tubos del Generador de Vapor y es calentada hasta convertirse en vapor. El vapor as generado pasa a travs de la Caera Principal de Vapor a la Turbina que, accionada por el mismo, gira el Generador Elctrico. El valor al salir de la Turbina se condensa en un condensador y luego de pasar por sistemas intermedios de filtrado y secado, vuelve a los Generadores de Vapor impulsados por las Bombas del Circuito Secundario.

El Condensador es refrigerado mediante agua que se toma de la fuente fra mas cercana a la Central como ser un lago, un ro o mar. En caso de no existir estos, se anexa a la Central una Torre de enfriamiento refrigerada por aire para cumplir con este propsito. (Ver figuras)

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REACTOR Pgina 14 06/03/2003

Corte esquemtico de reactor tipo PWR


Reactores PHWR

Los reactores PHWR se diferencian de los anteriores en que por utilizar uranio natural como combustible tienen que ser moderados con Agua Pesada. Esto requiere ciertas modificaciones en el reactor para separar el moderador del refrigerante y un circuito adicional para circular y refrigerar el agua pesada del moderador. Una descripcin mas detallada de este tipo de central lo veremos en el capitulo dedicado a las plantas de Atucha y Embalse que tiene este tipo de reactor Reactores BWR

Este tipo de reactores, originalmente diseado por las empresas General Electric y Allis-Chambers de USA. es construido hoy en da tambin por Hitachi (Japn). Existen modelos de este reactor funcionando en diversos pases como: Finlandia, Japn, Mjico, Espaa, Taiwan, Suiza, Holanda, entre otros.

A diferencia de los PWR, en este tipo de reactor, el agua en su interior esta en

ebullicin a una temperatura de aproximadamente 298 C produciendo vapor a una presin de alrededor de 1000 psi. El agua circula a travs del ncleo del reactor extrayendo el calor a medida que atraviesa los elementos combustibles. Esta agua convertida en vapor sube hasta la parte superior del reactor donde se encuentran los Separadores de Vapor que separan la fase liquida de la fase gaseosa. El vapor circula entonces a travs de las tuberas principales de vapor hacia el conjunto Turbina-Generador. El vapor entra primero a una pequea Turbina, llamada Turbina de Alta Presin, de all pasa a un Separador de Humedad y luego por dos o tres Turbinas mas grandes denominadas Turbinas de Baja Presin. Las Turbinas estn conectadas unas a otra y al Generador a travs de un largo eje. El Generador produce electricidad, generalmente a 20.000 Volts CA. Esta potencia es distribuida a un transformador de Generador que aumenta el voltaje hasta valores de 230 o 345 KW y es luego distribuido a travs de la red general de alta tensin del pas. El vapor que sale de las Turbinas pasa a travs de un Circuito de Condensadores y Bombas similar al descripto para los PWR. (Ver figura). Circuitos de operacin de reactor tipo BWR

Dario Jinchuk Pgina 16

Otra caracterstica nica de los BWR es que las barras de control, utilizadas para detener y controlar la potencia del Reactor son insertadas desde abajo por un sistema de alta presin operado hidrulicamente. Este tipo de Reactor tiene tambin una caera en forma de anillo en la parte inferior utilizada para enfriar el Reactor en el caso que se produzca un exceso de vapor en el mismo.

Centrales Nucleares en el mundo

Un total de 441 centrales nucleares estaban en operacin alrededor delfebrero del 2003 y otras 33 se encontraban en construccin. Esto representa unaaproximada de 400.000 MW de generacin elctrica. En el grfico siguiente se distribucin por pas.

Vista en corte de una central nuclear con reactor BWR

Reactor 06/03/2003

mundo a capacidad muestra la

Dario J

A fines de 2002 en diez pases la generacin de electricidad por medio de centrales

nucleares representaba mas del 40% del total producido en el pas: Lituania 80%, Francia 77%, Blgica 58%, Suecia 44%, Eslovaquia 53%, Suiza 36%, Ucrania 46%, Bulgaria 42%, Hungra 40%, Corea 40%.

En Argentina, en el 2002, la proporcin era la siguiente: Hidrulica 48%, Trmica

43%, Nuclear 8%, otros 1%. En el siguiente grfico se muestran los porcentajes de generacin nuclear en los 32 pases que utilizan esta fuente de energa.

Reactores en funcionamiento y construccin (febrero 2003) inchuk Pgina 17 06/03/2003

Dario J

Cent Atuchsistem(CNAdesde Cent

palmainterc

modeelctr bicadrales nucleares en Argentina

Actualmente la Argentina cuenta con dos centrales nucleares en funcionamiento: a 1 (CNA 1) y Embalse (CNE) que proporcionan el 8% de la energa distribuida por el a interconectado nacional. Una tercera central nuclear, situada junto a CNA 1, Atucha 2 2), se encuentra en etapa de construccin con un avance de obra del 80% pero detenida fines de 1994 a la espera de una decisin gubernamental sobre su conclusin.

ral nuclear Atucha I

La central nuclear Atucha 1 esta ubicada sobre la margen derecha del ro Paran de las s, en el partido de Zrate, 100 Km. al noreste de la capital. Fue conectada al sistema onectado nacional de distribucin elctrica, en la red de 220 Kv., en el ao 1974.

Su reactor es del tipo PHWR, cuyo combustible es uranio natural y es refrigerado y

rado por agua pesada, la potencia trmica es de 1179 Mwt, obtenindose una potencia ica de 370 Mw.

Cuenta con dos piletas de almacenamiento de elementos combustibles quemados as en un edificio contiguo.

Porcentajes de generacin nuclear en el mundo (2001) uinchuk Pgina 18 06/03/2003

Dario Jinchuk Pgina 19

Descripcin: La instalacin del reactor de agua a presin se compone dicho, dos circuitos de refrigeracin principales del mismo tipmantenimiento de la presin, sistema del moderador, y de algunasecundarias. Reactor: El ncleo del reactor se encuentra dentro del recipiente de pdesmontable. El moderador y refrigerante - ambos agua pesada - se

Esquema del reactor de Atucha 1

B

RECIPIENTE DE PRESION

TOBERAS PRINC.

RE

Centrales nucleares

Atucha 1 y 2 06/03/2003

de: el reactor propiamente o en paralelo, sistema de s instalaciones auxiliares y

resin cerrado por una tapa separan entre si mediante

ARRAS DE CONTROL

CANALES FRIGERANTES


un segundo recipiente, el tanque del moderador, este se encuentra atravesado por los 253 canales de refrigeracin que conducen al exterior del recipiente de presin y estn provistos de un cierre de alta presin. Dentro de estos canales se encuentran suspendidos los elementos combustibles. Cada uno de sus 253 elementos combustibles mide 5,25 metros de largo, pesa cerca de 200 kg y esta compuesto por un manojo de 37 barras de zircaloy de 0,5 mm de espesor con una barra de sujecin en el centro. El peso total del uranio es de 38,6 toneladas.

Una caracterstica particular de este tipo de reactor es que, a travs de los citados cierres por medio de la maquina de carga, pueden recambiarse los elementos combustibles sin que por ello sea necesario interrumpir el servicio de la central como sucede en las plantas con reactores del tipo PWR o BWR.

Las 29 barras de control alojadas en tubos que atraviesan diagonalmente el ncleo del reactor, tienen como objetivo regular la potencia y detener el reactor. Dichas barras se accionan mediante un mecanismo electromagntico que acta a travs de las paredes de los tubos de metal resistentes a la presin.( Ver foto de tapa). Circuito refrigerante: El refrigerante fluye a travs de 2 circuitos principales dispuestos simtricamente con respecto al recipiente, ingresando por 2 bocas de entrada al recipiente y circulando axialmente, en sentido descendente, dentro del recinto anular existente entre la pared del recipiente de presin y el recipiente del moderador.

Cada uno de los circuitos de refrigeracin del reactor consta de: un generador de vapor, una bomba de recirculacin y de las tuberas de unin. A uno de los dos circuitos de refrigeracin va unido el sistema de control de presin, Con este se compensan las variaciones de presin y el volumen que se producen durante el servicio normal y en caso de fallas.

Los generadores de vapor estn diseados a modo de intercambiadores de calor, en disposicin vertical, provistos de haces de tubos en forma de U. Todas las partes en contacto con el refrigerante del reactor se han fabricado o revestido con un material resistente a la corrosin. Sus condensadores estn enfriados con el agua extrada del ro Paran.


Circuito moderador:

El sistema del moderador esta vinculado hidrulicamente al circuito primario, aunque manteniendo distintas temperaturas, operndose por dos circuitos independientes. El calor extrado de los mismos por los respectivos intercambiadores es aprovechado para precalentar el circuito secundario.

El elemento principal dentro del recipiente de presin es el tanque del moderador,

atravesado por los 253 canales de refrigeracin y conteniendo adems los tubos de gua de: las 29 barras de control, mediciones de temperatura, nivel, flujo neutrnico, caeras para la inyeccin de cido deutero brico, el sistema de muestreo y deteccin de elementos combustibles con fallas, y determinacin de los parmetros de su propio circuito de refrigeracin.

En condiciones de operacin normal la circulacin del fluido en el interior del tanque se establece de abajo hacia arriba. Central nuclear Embalse Se levanta en la costa sur del Embalse de Ro Tercero, Provincia de Crdoba. Entro en servicio el 20 de enero de 1984 y genera una potencia de 600 Mw elctricos.

Circuito del refrigerante y del moderador CNA1

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Posee un reactor tipo PHWR, de desarrollo canadiense, denominado CANDU (Canadian Deuterium Uranium), siglas que se refieren al uso de uranio natural como combustible y agua pesada como refrigerante. Descripcin: El reactor esta formado(denominado Calandria), atravepresin), dentro de cada uno decircula el agua pesada que actacircula el moderador, tambinverticalmente y se introducen po

Al igual que en los reactel circuito principal hacia los geacta como moderador circula pcalor para refrigeracin.

El resto de los sistemas s

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por un tanque cilndrico horizontal de acero inoxidable sado horizontalmente por 380 canales, (llamados tubos de los cuales hay 12 elementos combustibles y por los cuales como refrigerante. Entre los tubos de presin y la calandria

agua pesada. Las barras de control atraviesan al reactor r la parte superior.

ores PWR, las bombas principales circulan el refrigerante por neradores de vapor y de all a la turbina. El agua pesada que or un circuito independiente con su propio intercambiador de

on similares a los ya descriptos para los reactores PWR.

Central Nuclear Embalse

Dario Jinchuk

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Corte esquemtico reactor Cand

Circuito primario y secundario central nuclear embalse


Los elementos combustibles, de 50 cm de largo cada uno, estn formados por 37 vainas de zircaloy conteniendo las pastillas de dixido de uranio, tal como ya se explic anteriormente. El recambio de los mismos se realiza con la central en funcionamiento por medio de una maquina de carga que acta horizontalmente en el frente de la Calandria. Bibliografa: Para la realizacin de este informe se utilizaron folletos, material impreso, fotos e informacin de Internet de las siguientes empresas: Comisin Nacional de Energa Atmica. Nucleoelctrica Argentina S.A. Siemens. Atomic Energy of Canada Limited Electricite de France Westinghouse. General Electric. Joseph Gonyeau, The virtual nuclear tourist

Mquina de recambio de

combustible

Combustible CANDU

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