UNIVERSIDAD VERACRUZANA

FACULTAD DE INGENIERA MECNICA ELECTRICA

EL REACTOR ESBWR UNA ALTERNATIVAENERGETICA PARA MXICO

TESIS

QUE PARA OBTENER EL TITULO DE:

INGENIERO MECANICO ELECTRICISTA

PRESENTA:

FRANCISCO DANIEL CASTRO HERNNDEZ

XALAPA ENRIQUEZ VER. OCTUBRE 2009

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AGRADECIMIENTOS

A Dios:Fuente suprema de sabidura, arquitecto universal, gracias por el conocimiento brindado yla oportunidad de poder ser parte de esta maravillosa creacin,

A mis padres:Por su gran apoyo durante toda mi formacin no solo estudiantil, sino como persona,gracias por ensame el fruto del esfuerzo ya que lo vi reflejado da con da en ustedes.

A mis hermanas:Por el cario fraternal que nos une.

A mis grandes maestros de ciencia y filosofa:Dr. Eric Vzquez Juregui, Mtro. Felipe Pacheco Vzquez, Mtro. Miguel Vicente TecoJcome, Mtro Andrs Mirn Herrera, Lic. Miguel ngel Flores Rodrguez.Gracias por inculcarme esa hambre de conocimiento que espero jams sea saciada, asmismo por compartir su amistad y ensame que las cosas que se hacen con empeo y feson las que nos llevan al xito.

A la familia Arrollo Silva:Por hacerme parte de su familia y contar con su apoyo y motivacin durante tantos aos

A los seores:Crisanto Reyes Garca y Juan Jos Tejeda Cabal.Por sus grandes enseanzas en el campo laboral y por los consejos brindados a travs demi formacin como ingeniero, a los cuales considero verdaderos maestros en el arte de laingeniera.

A mi director de tesis y honorable jurado:FIS. Leopoldo Ortiz Arcos y Mtro Rafael Campillo Rodrguez:Gracias por los conocimientos adquiridos en las aulas y por su ayuda en este trabajo

Al Dr. Rene Croch Belin:Por su gran amistad y apoyo para la realizacin de este trabajo (gracias por ensame elcamino de nuevo)

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INDICE

INTRODUCCIN........................................................................................................................................ 1PANORAMA ENERGTICO. ................................................................................................................... 3

1.1 CENTRALES HIDROELCTRICAS. ........................................................................................................ 31.2 CENTRALES TERMOELCTRICAS........................................................................................................ 91.3 CENTRALES GEOTRMICAS............................................................................................................... 131.4 ALTERNATIVAS. ................................................................................................................................ 161.4.1 PLANTAS DE ENERGA ELICA ....................................................................................................... 161.4.2 PLANTAS DE ENERGA SOLAR......................................................................................................... 191.5 CENTRALES NUCLEARES. ................................................................................................................. 212.1 MODELO ATMICO ............................................................................................................................ 242.2 RADIACIN........................................................................................................................................ 272.2.1 RADIACIN ELECTROMAGNTICA. ................................................................................................ 282.2.2 RADIACIN IONIZANTE .................................................................................................................. 282.2.3 INTERACCIN DE LA RADIACIN IONIZANTE CON LA MATERIA ................................................... 292.3 FISIN NUCLEAR................................................................................................................................ 312.4 FUSIN NUCLEAR .............................................................................................................................. 352.5 REACCIN EN CADENA...................................................................................................................... 363.1 REACTORES DE PRIMERA GENERACIN. .......................................................................................... 383.1.1 REACTORES DE INVESTIGACIN.................................................................................................... 393.1.2 REACTOR DE PRIMERA GENERACIN BWR (DRESDEN I)........................................................... 413.2 REACTORES DE SEGUNDA GENERACIN. .......................................................................................... 433.2.1 REACTOR DE AGUA EN EBULLICIN (BWR) ................................................................................. 433.2.2 REACTOR PWR.............................................................................................................................. 473.2.3 REACTOR CANDU........................................................................................................................ 523.2.4 REACTOR GCR ............................................................................................................................. 563.2.5 REACTOR RBMK .......................................................................................................................... 583.3 REACTORES DE TERCERA GENERACIN. .......................................................................................... 613.3.1 REACTOR ABWR .......................................................................................................................... 613.3.2 REACTOR NUCLEAR SBWR........................................................................................................... 653.3.3 REACTOR NUCLEAR ESBWR ........................................................................................................ 664.1 INTRODUCCIN GENERAL................................................................................................................. 684.2 ESPECIFICACIONES DEL REACTOR ................................................................................................... 764.3 FLUJO DE CIRCULACIN NATURAL EN EL REACTOR........................................................................ 804.4 DISEO DE COMBUSTIBLE DEL REACTOR......................................................................................... 864.5 CRITERIOS DE OPERACIN DEL REACTOR. ...................................................................................... 92CONCLUSIONES. .............................................................................................................................. 104BIBLIOGRAFIA ................................................................................................................................. 106

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Introduccin.

Hoy en da nuestro pas enfrenta un crisis energtica considerable ya que las demandasde la sociedad cada vez son mayores, para esto en Mxico se tiene registrados a 23.3millones de usuarios dependientes del consumo elctrico, en donde la comisin federalde electricidad (CFE) tiene la responsabilidad de generacin, transmisin, distribucin ycomercializacin de la energa elctrica; y cuyos agremiados cada vez van en aumento.La capacidad con la que cuenta nuestro pas en generacin elctrica es equivalente a49,931.34 MW (Megawatts), disponiendo de las 177 centrales generadoras incluyendolos productores independientes que por ley estn autorizados para generarla.Es por ello que ante tales retos nuestro pas debe de ser capaz de producir energaelctrica cumpliendo los siguientes parmetros: limpia, segura, eficiente y barata.

La presente tesis se elaboro con la finalidad de dar a conocer el reactor nuclearESBWR y proponerlo como una alternativa energtica para Mxico, siendo la energanuclear una forma viable para la generacin de electricidad en nuestro pas.

En el primer capitulo se abordaran a las principales centrales de generacin de energaelctrica en nuestro pas(hidroelctricas, termoelctricas, geotrmicas, alternativas ynuclear), su descripcin, funcionamiento, las partes que la conforman y sus ventajas ydesventajas de operacin.

En el segundo capitulo nos adentramos en la fsica nuclear, explicando los conceptosbsicos como lo son: modelo atmico, radiacin, fisin, etc.

En el tercer capitulo expondremos la tecnologa de reactores as como una breveexplicacin sobre su evolucin y algunas de su caractersticas principales.

En el cuarto capitulo explicaremos por que el reactor ESBWR es una buena alternativapara la generacin de electricidad en nuestro pas resaltando las especificaciones delreactor, su diseo y criterios de operacin.

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Panorama energtico.

En Mxico existen muchas formas de generar energa elctrica de las cuales las masutilizadas son:

Centrales hidroelctricas, centrales termoelctrica, centrales geotrmicas, fuentesalternativas, y centrales nucleares.En el presente capitulo explicaremos de manera breve cmo generan la energa elctricalas centrales antes mencionadas, as como tambin su estructura y su operacin.

1.1 centrales hidroelctricas.Una central hidroelctrica es aquella que utiliza energa hidrulica para la generacin deenerga elctrica. Son el resultado actual de la evolucin de los antiguos molinos queaprovechaban la corriente de los ros para mover una rueda.

En general estas centrales aprovechan la energa potencial que posee la masa de agua deun cauce natural en virtud de un desnivel, tambin conocido como salto geodsico. Elagua en su cada entre dos niveles del cauce se hace pasar por una turbina hidrulica lacual trasmite la energa a un generador el cual la convierte en energa elctrica, como semuestra en al figura 1.1

Fig. 1.1

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Principales Componentes De Una Central Hidroelctrica

La presa:

El primer elemento que encontramos en una central hidroelctrica es la presa o azud, quese encarga de atajar el ro y remansar las aguas. Con estas construcciones se logra undeterminado nivel del agua antes de la contencin, y otro nivel diferente despus de lamisma. Ese desnivel se aprovecha para producir energa.

Los aliviadores:

Los aliviaderos son elementos vitales de la presa que tienen como misin liberar parte delagua detenida sin que esta pase por la sala de mquinas.Se encuentran en la pared principal de la presa y pueden ser de fondo o de superficie.

La misin de los aliviaderos es la de liberar, si es preciso, grandes cantidades de agua oatender necesidades de riego. Para evitar que el agua pueda producir desperfectos al caerdesde gran altura, los aliviaderos se disean para que la mayora del lquido se pierda enuna cuenca que se encuentra a pie de presa, llamada de amortiguacin.Para conseguir que el agua salga por los aliviaderos existen grandes compuertas, de aceroque se pueden abrir o cerrar a voluntad, segn la demanda de la situacin.

La toma de agua:

La toma de agua son construcciones adecuadas que permiten recoger el lquido parallevarlo hasta las mquinas por medios de canales o tuberas.

La toma de agua de las que parten varios conductos hacia las tuberas, se hallan en lapared anterior de la presa que entra en contacto con el agua embalsada. Esta toma ademsde unas compuertas para regular la cantidad de agua que llega a las turbinas, poseen unasrejillas metlicas que impiden que elementos extraos como troncos, ramas, etc. puedanllegar a los labes y producir desperfectos.

La chimenea de equilibrio

La chimenea de equilibrio consiste en un pozo vertical situado lo ms cerca posible delas turbinas. Cuando existe una sobrepresin de agua esta encuentra menos resistenciapara penetrar al pozo que a la cmara de presin de las turbinas haciendo que suba elnivel de la chimenea de equilibrio. En el caso de depresin ocurrir lo contrario y el nivelbajar. Con esto se consigue evitar el golpe de ariete.Acta de este modo la chimenea de equilibrio como un muelle hidrulico o uncondensador elctrico, es decir, absorbiendo y devolviendo energa

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Casa de maquinas

Es la construccin en donde se ubican las mquinas (turbinas, alternadores, etc.) y loselementos de regulacin y comando. La entrada de agua a la turbina se hace por medio deuna cmara construida en la misma presa. Las compuertas de entrada y salida se empleanpara poder dejar sin agua la zona de las mquinas en caso de reparacin o desmontajes.Todos estos componentes pueden apreciarse en la figura 1.2

Fig. 1.2

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Ventajas de las centrales hidroelctricas.A) No requieren combustible, sino que usan una forma renovable de energa,constantemente repuesta por la naturaleza de manera gratuita.

B) Es limpia, pues no contamina ni el aire ni el agua.

C) A menudo puede combinarse con otros beneficios, como riego, proteccin contra lasinundaciones, suministro de agua, caminos, navegacin y an ornamentacin del terrenoy turismo.

D) Los costos de mantenimiento y explotacin son bajos.

E) Las obras de ingeniera necesarias para aprovechar la energa hidrulica tienen unaduracin considerable.

Desventajas de las centrales hidroelctricas.A) Los costos de capital por kilovatio instalado son frecuentemente muy altos.

B) El emplazamiento, determinado por las caractersticas naturales, pueden estar lejos delcentro o centros de consumo y exigir la construccin de un sistema de transmisin deelectricidad, lo que significa un aumento de la inversin y en los costos demantenimiento y prdida de energa.

C) La construccin lleva, por lo comn, largo tiempo en comparacin con la de lasdems centrales termoelctricas.

D) La disponibilidad de energa pude fluctuar de estacin en estacin y de ao en ao.

E) Impacto social y ambiental..

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Principales hidroelctricas en Mxico.

Nombre de lacentral

Nmero deunidades

Fecha deentrada enoperacin

Capacidadefectiva

instalada (MW)Ubicacin

AguamilpaSolidaridad

3 15-Sep-1994 960 Tepic, Nayarit

AmbrosioFigueroa(La Venta)

5 31-May-1965 30La Venta,Guerrero

ngel AlbinoCorzo(Peitas)

4 15-Sep-1987 420Ostuacn,Chiapas

Bacurato 2 16-Jul-1987 92 Sinaloa deLeyva, Sinaloa

Bartolinas 2 20-Nov-1940 1 Tacmbaro,Michoacn

BelisarioDomnguez(Angostura)

5 14-Jul-1976 900VenustianoCarranza,Chiapas

Bomban 4 20-Mar-1961 5 Soyal, Chiapas

Boquilla 4 01-Ene-1915 25San FranciscoConchos,Chihuahua

Botello 2 01-Ene-1910 13 Panindcuaro,Michoacn

Camilo Arriaga(El Salto)

2 26-Jul-1966 18 El Naranjo, SanLuis Potos

Carlos RamrezUlloa(El Caracol)

3 16-Dic-1986 600Apaxtla,Guerrero

Chilapan 4 01-Sep-1960 26 Catemaco,Veracruz

Cbano 2 25-Abr-1955 52 Gabriel Zamora,Michoacn

Colimilla 4 01-Ene-1950 51 Tonal, Jalisco

Colina 1 01-Sep-1996 3San FranciscoConchos,Chihuahua

Colotlipa 4 01-Ene-1910 8 Quechultenango,Guerrero

Cupatitzio 2 14-Ago-1962 72 Uruapan,Michoacn

Electroqumica 1 01-Oct-1952 1 Cd. Valles, SanLuis Potos

Encanto 2 19-Oct-1951 10 Tlapacoyan,Veracruz

Falcn 3 15-Nov-1954 32Nueva Cd.Guerrero,Tamaulipas

Fernando HiriartBalderrama 2 27-Sep-1996 292

Zimapn,Hidalgo

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Humaya 2 27-Nov-1976 90 Badiraguato,Sinaloa

Infiernillo 6 28-Ene-1965 1,040 La Unin,Guerrero

Itzcuaro 2 01-Ene-1929 1Peribn losReyes,Michoacn

Ixtaczoquitln 1 10-Sep-2005 2 Ixtaczoquitln,Veracruz

Jos Cecilio delValle

3 26-Abr-1967 21 Tapachula,Chiapas

Jumatn 4 17-Jul-1941 2 Tepic, Nayarit

La Amistad 2 01-May-1987 66 Acua, Coahuila

LeonardoRodrguezAlcaine (ElCajn)

2 01-Mar-2007 750Santa Mara delOro, Nayarit

Luis DonaldoColosio(Huites)

2 15-Sep-1996 422 Choix, Sinaloa

Luis M. Rojas(Intermedia)

1 01-Ene-1963 5 Tonal, Jalisco

Malpaso 6 29-Ene-1969 1,080 Tecpatn,Chiapas

Manuel M.Diguez(Santa Rosa)

2 02-Sep-1964 61Amatitln,Jalisco

Manuel MorenoTorres(Chicoasn)

8 29-May-1981 2,400Chicoasn,Chiapas

Mazatepec 4 06-Jul-1962 220 Tlatlauquitepec,Puebla

Micos 2 01-May-1945 1 Cd. Valles, SanLuis Potos

Minas 3 10-Mar-1951 15 Las Minas,Veracruz

Moczari 1 03-Mar-1959 10 lamos, Sonora

Ovichic 2 28-Ago-1957 19 Cajeme, Sonora

Platanal 2 21-Oct-1954 9 Jacona,Michoacn

Plutarco ElasCalles(El Novillo)

3 12-Nov-1964 135 Soyopa, Sonora

Portezuelos I 4 01-Ene-1901 2 Atlixco, Puebla

Portezuelos II 2 01-Ene-1908 1 Atlixco, Puebla

Puente Grande 2 01-Ene-1912 12 Tonal, JaliscoTabla 1.1

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1.2 Centrales termoelctricasSe denominan centrales termoelctricas clsicas o convencionales aquellas centrales queproducen energa elctrica a partir de la combustin de carbn, fuelil o gas en unacaldera diseada al efecto. El apelativo de "clsicas" o "convencionales" sirve paradiferenciarlas de otros tipos de centrales termoelctricas (nucleares y solares, porejemplo), las cuales generan electricidad a partir de un ciclo termodinmico, peromediante fuentes energticas distintas de los combustibles fsiles empleados en laproduccin de energa elctrica desde hace dcadas y, sobre todo, con tecnologasdiferentes y mucho mas recientes que las de las centrales termoelctricas clsicas.Independientemente de cul sea el combustible fsil que utilicen (fuel-oil, carbn o gas),el esquema de funcionamiento de todas las centrales termoelctricas clsicas esprcticamente el mismo. Las nicas diferencias consisten en el distinto tratamientoprevio que sufre el combustible antes de ser inyectado en la caldera y en el diseo de losquemadores de la misma, que varan segn sea el tipo de combustible empleado.Una central termoelctrica clsica posee, dentro del propio recinto de la planta, sistemasde almacenamiento del combustible que utiliza (parque de carbn, depsitos de fuel-oil)para asegurar que se dispone permanentemente de una adecuada cantidad de ste. Si setrata de una central termoelctrica de carbn (hulla, antracita, lignito,...) es previamentetriturado en molinos pulverizadores hasta quedar convertido en un polvo muy fino parafacilitar su combustin.De los molinos es enviado a la caldera de la central mediante chorro de aire precalentado.Si es una central termoelctrica de fuel-oil, ste es precalentado para que fluidifique,siendo inyectado posteriormente en quemadores adecuados a este tipo de combustible.Si es una central termoelctrica de gas los quemadores estn asimismo concebidosEspecialmente para quemar dicho combustible.Hay, por ltimo, centrales termoelctricas clsicas cuyo diseo les permite quemarindistintamente combustibles fsiles diferentes (carbn o gas, carbn o fuel-oil, etc.).Reciben el nombre de centrales termoelctricas mixtas.Una vez en la caldera, los quemadores provocan la combustin del carbn, fuel-oil o gas,generando energa calorfica. Esta convierte a su vez, en vapor a alta temperatura el aguaque circula por una extensa red formada por miles de tubos que tapizan las paredes de lacaldera. Este vapor entre a gran presin en la turbina de la central, la cual consta de trescuerpos -de alta, media y baja presin, respectivamente- unidos por un mismo eje.En el primer cuerpo (alta presin) hay centenares de labes o paletas de pequeo tamao.El cuerpo a media presin posee asimismo centenares de labes pero de mayor tamaoque los anteriores. El de baja presin, por ltimo, tiene labes an ms grandes que losprecedentes. El objetivo de esta triple disposicin es aprovechar al mximo la fuerza delvapor, ya que este va perdiendo presin progresivamente, por lo cual los labes de laturbina se hacen de mayor tamao cuando se pasa de un cuerpo a otro de la misma., Hayque advertir, por otro lado, que este vapor, antes de entrar en la turbina, ha de sercuidadosamente deshumidificador. En caso contrario, las pequesimas gotas de agua ensuspensin que transportara seran lanzadas a gran velocidad contra los labes, actuandocomo si fueran proyectiles y erosionando las paletas hasta dejarlas inservibles.El vapor de agua a presin, por lo tanto, hace girar los labes de la turbina generandoenerga mecnica. A su vez, el eje que une a los tres cuerpos de la turbina (de alta, mediay baja presin) hace girar al mismo tiempo a un alternador unido a ella, produciendo asenerga elctrica. Esta es vertida a la red de transporte a alta tensin mediante la accinde un transformador.

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Componentes de una central termoelctrica.

En la figura 1.3 se pude observar las partes principales de una central termoelctrica.

Fig. 1.31) Cinta transportadora 2) Tolva 3) Molino 4) Caldera 5) Cenizas 6) Sobrecalentador7) Recalentador 8) Economizador 9)Calentador de aire 10)Precipitador 11)Chimenea12) Turbina de alta presin 13) Turbina de media presin 14) Turbina de baja presin15) Condensador 16) Calentadores 17) Torre de refrigeracin. 18) Transformadores19) Generador 20) Lnea de transporte de energa elctrica.

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Clasificacin de acuerdo a la generacin.

En el proceso termo elctrico existe una clasificacin de tipos de generacin, segn latecnologa utilizada para hacer girar los generadores elctricos, denominndoseles comosigue:

Vapor: con el vapor de agua se produce el movimiento de una turbina acoplada algenerador elctrico.

Turbogs: con los gases de la combustin se produce el movimiento de una turbinaacoplada al generador elctrico.

Combustin interna: con un motor de combustin interna se produce el movimiento deun generador elctrico.

Ciclo combinado: combinacin de las tecnologas de turbogas y vapor. Constan de una omas turbinas de gas y una de vapor, cada turbina acoplada a su respectivo generador.

Ventajas de las centrales termoelctricasSon las centrales ms baratas de construir (teniendo en cuenta el precio por megavatioinstalado), especialmente las de carbn, debido a la simplicidad (comparativamentehablando) de construccin y la energa generada de forma masiva.Las centrales de ciclo combinado de gas natural son mucho ms eficientes (alcanzan el50%) que una termoelctrica convencional, aumentando la energa elctrica generada (ypor tanto, las ganancias) con la misma cantidad de combustible, y rebajando lasemisiones citadas ms arriba en un 20%, 0,35 kg de CO2, por kWh producido.

Desventajas de las centrales termoelctricas.El uso de combustibles fsiles genera emisiones de gases de efecto invernadero y delluvia cida a la atmsfera, junto a partculas volantes (en el caso del carbn) que puedencontener metales pesados.Al ser los combustibles fsiles una fuente de energa finita, su uso est limitado a laduracin de las reservas y/o su rentabilidad econmica.Sus emisiones trmicas y de vapor pueden alterar el microclima local.Afectan negativamente a los ecosistemas fluviales debido a los vertidos de agua calienteen estos.Su rendimiento (en muchos casos) es bajo (comparado con el rendimiento ideal), a pesarde haberse realizado grandes mejoras en la eficiencia (un 30-40% de la energa liberadaen la combustin se convierte en electricidad, de media).

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PRINCIPALES CENTRALES TERMOELETRICAS EN MEXICO.

Nombre de la central Nmero deunidadesFecha de entrada

en operacinCapacidad efectiva

instalada (MW) Ubicacin

Altamira 4 19-May-1976 800 Altamira,Tamaulipas

Benito Jurez(Samalayuca) 2 02-Abr-1985 316

Cd. Jurez,Chihuahua

Carlos Rodrguez Rivero(Guaymas II) 4 06-Dic-1973 484

Guaymas,Sonora

Felipe Carrillo Puerto(Valladolid) 2 05-Abr-1992 75

Valladolid,Yucatn

Francisco Prez Ros(Tula) 5 30-Jun-1991 1,546 Tula, Hidalgo

Francisco Villa 5 22-Nov-1964 300 Delicias,Chihuahua

Gral. Manuel lvarezMoreno (Manzanillo I) 4 01-Sep-1982 1,200

Manzanillo,Colima

Guadalupe Victoria(Lerdo) 2 18-Jun-1991 320 Lerdo, Durango

Jos Aceves Pozos(Mazatln II) 3 13-Nov-1976 616

Mazatln,Sinaloa

Juan de Dios Btiz P.(Topolobampo) 3 12-Jun-1995 320 Ahome, Sinaloa

Lerma (Campeche) 4 09-Sep-1976 150 Campeche,Campeche

Manzanillo II 2 24-Jul-1989 700 Manzanillo,Colima

Mrida II 2 13-Dic-1981 168 Mrida,Yucatn

Nachi-Cocom 2 06-Jun-1962 49 Mrida,Yucatn

Pdte. Adolfo Lpez Mateos(Tuxpan) 6 30-Jun-1991 2,100

Tuxpan,Veracruz

Tabla 1.2

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1.3 centrales geotrmicas.

Una central geotrmica son unas instalaciones que aprovecha la energa geotrmica paraproducir energa elctrica.Una central geotrmica no es nada ms que una central trmica en la que la caldera hasido reemplazada por el reservorio geotrmico y en la que la energa es suministrada porel calor de la Tierra, en vez del petrleo u otro combustible, como se puede observar enla figura 1.4

Fig. 1.4

Las centrales geotrmicas generan electricidad a partir de la explotacin de yacimientosgeotermales que existen en algunos lugares del planeta. El recurso primario puedeconsistir en vapor, mezcla agua-vapor o agua a alta temperatura, acumulados enformaciones geolgicas subterrneas a las que se accede mediante pozos perforados en lacorteza terrestre con tcnicas similares a las utilizadas en los procesos de extraccin delpetrleo.Para que exista un yacimiento geotrmico, se necesitan varios parmetros: una capacompuesta de una cobertura de rocas impermeables; un depsito, o acufero, depermeabilidad elevada, entre 300 y 2000m de profundidad; una falla, es decir, rocasfracturadas que permitan una circulacin de fluidos mediante conveccin; y una fuentede calor magmtica (a profundidades entre 3 y 10 km con temperaturas que oscilan entre500 a 600C), necesaria para la transferencia de calor desde la fuente a la superficieLos yacimientos geotrmicos pueden clasificarse en tres categoras: yacimientos de altatemperatura, con un flujo de calor a temperaturas de entre 150 y 350C, comnmenteacompaados de manifestaciones como vertientes termales, suelo de vapor, fuma-rolas;yacimientos de baja temperatura, con un flujo de calor de hasta 150C; y yacimientos deroca caliente (HDR), sin fluido trmico.Para producir energa elctrica desde recursos geotrmicos, ya sea se trate de depsitossubterrneos de vapor o de agua caliente, stos son explotados de tal forma que, al salir ala superficie, el vapor hace girar las turbinas y se genera la electricidad. Tpicamente, elagua se devuelve al terreno para recargar el depsito y completar el ciclo renovable de laenerga.

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Tipos de centrales geotrmicas

Se pueden distinguir tres tipos bsicos de centrales geotrmicas. El tipo que se construyadepende de las temperaturas y de las presiones del vapor del yacimiento geotrmico, loque determinar un tratamiento diferente antes de ser introducido en la turbina queacciona al generador en la figura 1.5 se ilustra una central geotrmica tpica

Fig. 1.5

Centrales de vapor seco: Utilizan el vapor con muy poca agua que viene directo de lospozos en el terreno, y lo dirigen directamente a la turbina para producir electricidad. Enla figura 3, se muestra un pozo productor de vapor ubicado en el Centro geotrmico LosAzufres, Michoacn Mxico.

Centrales flash steam: Usan un depsito geotrmico constituido de agua a temperaturasque oscilan entre 150 y 380C. En este tipo de sistema, el fluido se roca en un estanque apresin baja, ocasionando que se evapore rpidamente, vapor que se usa para mover laturbina del generador. El tamao de la central vara desde 5 hasta ms de 100 MW.

Centrales de ciclo binario: Utilizan un depsito de agua con temperaturas entre 120 y180C. En este tipo de sistema, el agua geotrmica se pasa mediante un intercambiadorde calor, donde su calor se transfiere a un segundo lquido que tiene un punto deebullicin inferior al del agua (isobutano o pentano). Cuando el lquido binario secalienta, destalla vapor que hace mover la turbina. El vapor es entonces condensado alquido y se reutiliza repetidamente. En este tipo de sistemas no hay emisiones al aire. Eltamao de la central vara en tamao desde 0,5 hasta 10 MW

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Ventajas de las centrales geotrmicas1. Es una fuente que evitara la dependencia energtica del exterior.2. Los residuos que produce son mnimos y ocasionan menor impacto ambiental que

los originados por el petrleo, carbn...3. Sistema de gran ahorro, tanto econmico como energtico4. Ausencia de ruidos exteriores5. Los recursos geotrmicos son mayores que los recursos de carbn, petrleo, gas

natural y uranio combinados.6. No est sujeta a precios internacionales, sino que siempre puede mantenerse a

precios nacionales o locales.7. El rea de terreno requerido por las plantas geotrmicas por megavatio es menor

que otro tipo de plantas. No requiere construccin de represas, tala de bosques, niconstruccin de tanques de almacenamiento de combustibles.

Desventajas de las centrales geotrmicas.1. En ciertos casos emisin de cido sulfhdrico que se detecta por su olor a huevo

podrido, pero que en grandes cantidades no se percibe y es letal.2. En ciertos casos, emisin de CO2, con aumento de efecto invernadero; es inferior

al que se emitira para obtener la misma energa por combustin.3. Contaminacin de aguas prximas con sustancias como arsnico, amonaco, etc.4. Contaminacin trmica.5. Deterioro del paisaje.6. No se puede transportar (como energa primaria).7. No est disponible ms que en determinados lugares.

Principales centrales geotrmicas en Mxico

Nombre de la centralNmero

deunidades

Fecha de entradaen operacin

Capacidad efectivainstalada (MW) Ubicacin

Cerro Prieto I 5 12-Oct-1973 180 Mexicali, Baja California

Cerro Prieto II 2 01-Feb-1984 220 Mexicali, Baja California

Cerro Prieto III 2 24-Jul-1985 220 Mexicali, Baja California

Cerro Prieto IV 4 26-Jul-2000 100 Mexicali, Baja California

Humeros 8 30-May-1991 40 Humeros, Puebla

Los Azufres 15 04-Ago-1982 195 Cd. Hidalgo, Michoacn

Tres Vrgenes 2 02-Jul-2001 10 Mulege, Baja California Sur

Tabla 1.3

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1.4 Alternativas.

Es aquella que puede suplir a las energas o fuentes energticas actuales, ya sea por sumenor efecto contaminante, o fundamentalmente por su posibilidad de renovacin.

El consumo de energa es uno de los grandes medidores del progreso y bienestar de unasociedad. El concepto de "crisis energtica" aparece cuando las fuentes de energa de lasque se abastece la sociedad se agotan. Un modelo econmico como el actual, cuyofuncionamiento depende de un continuo crecimiento, exige tambin una demandaigualmente creciente de energa. Puesto que las fuentes de energa fsil y nuclear sonfinitas, es inevitable que en un determinado momento la demanda no pueda serabastecida y todo el sistema colapse, salvo que se descubran y desarrollen otros nuevosmtodos para obtener energa: stas seran las energas alternativas.

En conjunto con lo anterior se tiene tambin que el abuso de las energas convencionalesactuales hoy da tales como el petrleo la combustin de carbn entre otras acarreanconsigo problemas de agravacin progresiva como la contaminacin, el aumento de losgases invernadero y la perforacin de la capa de ozono.

1.4.1 plantas de energa elicaEnerga elica es la energa obtenida del viento, o sea, la energa cintica generada porefecto de las corrientes de aire, y que es transformada en otras formas tiles para lasactividades humanas.

La energa del viento est relacionada con el movimiento de las masas de aire que sedesplazan de reas de alta presin atmosfrica hacia reas adyacentes de baja presin,con velocidades proporcionales al gradiente de presin.

Los vientos son generados a causa del calentamiento no uniforme de la superficieterrestre por parte de la radiacin solar, entre el 1 y 2% de la energa proveniente del solse convierte en viento. De da, las masas de aire sobre los ocanos, los mares y los lagosse mantienen fras con relacin a las reas vecinas situadas sobre las masas continentales.

Los continentes absorben una menor cantidad de luz solar, por lo tanto el aire que seencuentra sobre la tierra se expande, y se hace por lo tanto ms liviana y se eleva. El airems fro y ms pesado que proviene de los mares, ocanos y grandes lagos se pone enmovimiento para ocupar el lugar dejado por el aire caliente.

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Partes principales de una planta de energa elica

Fig. 1.6

Palas del rotor: Es donde se produce el movimiento rotatorio debido al viento.

Eje: Encargado de transmitir el movimiento rotatorio.

Caja de engranajes o Multiplicadores: Encargados de cambiar la frecuencia de giro deleje a otra menor o mayor segn dependa el caso para entregarle al generador unafrecuencia apropiada para que este funcione.

Generador: Es donde el movimiento mecnico del rotor se transforma en energaelctrica.

Adems de estos componentes bsicos se requieren otros componentes para elfuncionamiento eficiente y correcto del aerogenerador en base a la calidad de servicio dela emerga elctrica, alguno de ellos son:

Controlador electrnico: que permite el control de la correcta orientacin de las palasdel rotor, tambin en caso de cualquier contingencia como sobrecalentamiento delaerogenerador lo para.

Unidad de refrigeracin: Encargada de mantener al generador a una temperaturaprudente.

Anemmetro y la Veleta: Cuya funcin estn dedicadas a calcular la velocidad delviento y la direccin de este respectivamente.Estn conectadas al controlador electrnico quien procesa estas seales adecuadamente.

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Ventajas de las plantas de energa elicas.

La energa elica no contamina, es inagotable y frena el agotamiento de combustiblesfsiles contribuyendo a evitar el cambio climtico. Es una tecnologa deaprovechamiento totalmente madura y puesta a punto. Es una de las fuentes ms baratas,puede competir e rentabilidad con otras fuentes energticas tradicionales como lascentrales trmicas de carbn (considerado tradicionalmente como el combustible msbarato), las centrales de combustible e incluso con la energa nuclear, si se consideran loscostes de reparar los daos medioambientales.

Desventajas de las plantas de energa elicas.El aire al ser un fluido de pequeo peso especfico, implica fabricar mquinas grandes yen consecuencia caras. Su altura puede igualar a la de un edificio de diez o ms plantas,en tanto que la envergadura total de sus aspas alcanza la veintena de metros, lo cualencarece su produccin. Desde el punto de vista esttico, la energa elica produce unimpacto visual inevitable, ya que por sus caractersticas precisa unos emplazamientos quenormalmente resultan ser los que ms evidencian la presencia de las mquinas (cerros,colinas, litoral). En este sentido, la implantacin de la energa elica a gran escala, puedeproducir una alteracin clara sobre el paisaje, que deber ser evaluada en funcin de lasituacin previa existente en cada localizacin.

Fig. 1.7

Principales plantas de energa elica en Mxico.

Nombre de la central Nmero deunidadesFecha de entrada

en operacin

Capacidadefectiva

instalada (MW)Ubicacin

Guerrero Negro 1 02-Abr-1982 1 Muleg, Baja CaliforniaSur

La venta 104 10-Nov-1994 85 Juchitn, Oaxaca

Tabla 1.4

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1.4.2 plantas de energa solar.Se denomina energa solar fotovoltaica a una forma de obtencin de energa elctrica atravs de paneles fotovoltaicos.

Los paneles, mdulos o colectores fotovoltaicos estn formados por dispositivossemiconductores tipo diodo que, al recibir radiacin solar, se excitan y provocan saltoselectrnicos, generando una pequea diferencia de potencial en sus extremos. Elacoplamiento en serie de varios de estos fotodiodos permite la obtencin de voltajesmayores en configuraciones muy sencillas y aptas para alimentar pequeos dispositivoselectrnicos, como se muestra en la figura 1.8

Fig. 1.8

Las celdas fotovoltaicas, llamadas tambin celdas solares, estn compuestas de la mismaclase de materiales semiconductores que se usan en la industria microelectrnica, comopor ejemplo el silicio. Una delgada lmina semiconductora, especialmente tratada, formaun campo elctrico, positivo en un lado y negativo en el otro. Cuando incide energaluminosa sobre ella, los electrones son golpeados y extrados de los tomos del materialsemiconductor. Como se han dispuesto conductores elctricos en forma de una rejilla quecubre ambas caras del semiconductor, los electrones circulan para formar una corrienteelctrica que aporta energa.

Fig. 1.9

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Ventajas de la energa solar. Es energa no contaminante. Proviene de una fuente de energa inagotable. Es un sistema de aprovechamiento de energa idneo para zonas donde el tendido

elctrico no llega (campo, islas), o es dificultoso y costoso su traslado (conviene amas de 5 Km).

Los sistemas de captacin solar son de fcil mantenimiento. El costo disminuye a medida que la tecnologa va avanzando (el costo de los

combustibles aumenta con el paso del tiempo porque cada vez hay menos).

Desventajas de la energa solar.

El nivel de radiacin flucta de una zona a otra y de una estacin del ao a otra,en nuestra zona vara un 20% de verano a invierno).

Para recolectar energa solar a gran escala se requieren grandes extensiones deterreno.

Requiere gran inversin inicial. Se debe complementar este mtodo de convertir energa con otros. Los lugares donde hay mayor radiacin, son lugares desrticos y alejados,

(energa que no se aprovechara para desarrollar actividad agrcola o industrial,etc.).

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1.5 Centrales nucleares.Una central nuclear es una instalacin industrial empleada para la generacin de energaelctrica a partir de energa nuclear, que se caracteriza por el empleo de materialesfisionables que mediante reacciones nucleares proporcionan calor. Este calor esempleado por un ciclo termodinmico convencional para mover un alternador y producirenerga elctrica.

Estas centrales constan de uno o varios reactores, que son contenedores (llamadoshabitualmente vasijas) en cuyo interior se albergan varillas u otras configuracionesgeomtricas de minerales con algn elemento fisil (es decir, que puede fisionarse) o frtil(que puede convertirse en fisil por reacciones nucleares), usualmente uranio, y enalgunos combustibles tambin plutonio, generado a partir de la activacin del uranio. Enel proceso de fisin radiactiva, se establece una reaccin que es sostenida y moderadamediante el empleo de elementos auxiliares dependientes del tipo de tecnologaempleada.

Las instalaciones nucleares son construcciones muy complejas por la variedad detecnologas industriales empleadas y por la elevada seguridad con la que se les dota. Lascaractersticas de la reaccin nuclear hacen que pueda resultar peligrosa si se pierde sucontrol y prolifera por encima de una determinada temperatura a la que funden losmateriales empleados en el reactor, as como si se producen escapes de radiacin nocivapor esa u otra causa.

La energa nuclear se caracteriza por producir, adems de una gran cantidad de energaelctrica, residuos nucleares que hay que albergar en depsitos aislados y controladosdurante largo tiempo. A cambio, no produce contaminacin atmosfrica de gasesderivados de la combustin que producen el efecto invernadero, ni precisan el empleo decombustibles fsiles para su operacin. Sin embargo, las emisiones contaminantesindirectas derivadas de su propia construccin, de la fabricacin del combustible y de lagestin posterior de los residuos radiactivos (se denomina gestin a todos los procesos detratamiento de los residuos, incluido su almacenamiento) no son despreciables.

Fig. 1.10

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Componentes de una central nuclear

Un esquema bsico de toda central nuclear es como el que se muestra en la figura 1.7 yaque dependen del tipo y modelo del reactor.

Fig. 1.11.

Centrales nucleares en Mxico.

Tabla 1.5

Nombre de la centralNmero

deunidades

Fecha deentrada enoperacin

Capacidad efectivainstalada (MW) Ubicacin

Laguna Verde 2 29-Jun-1990 1,365 Alto Lucero, Veracruz

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CAPITULO

2

PRINCIPIOSBASICOS

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En el presente capitulo nos adentraremos dentro de la fsica nuclear, exponiendo losprincipios bsicos en materia nuclear, como lo son: el modelo atmico, radiacin, tiposde radiacin, la interaccin de la radiacin con la materia, fisin y reaccin en cadena,los cuales son la base de la operacin de todas las plantas nucleares en el mundo; siendola energa nuclear una de las fuentes de generacin de energa elctrica mas sofisticada, ycompleja que pueda existir en el mundo, y varios de estos conceptos no solo se puedenaplicar en el campo de la generacin de energa elctrica sino, en otros medios como loson: la medicina, agricultora, conservacin, etc.

2.1 modelo atmico

La estructura de la materia ha sido objeto de anlisis y reflexin desde los albores de lacivilizacin moderna, la palabra tomo viene de la palabra griega de igual sonido y quesignificaba indivisible. Es decir, la unidad mnima de la materia, masa o como lo dijeranlos griegos.

El significado actual de tomo proviene de su evolucin del siglo XIX, y en el siglopasado se descubri que haba partculas subatmicas y se comenz a elaborar laestructura del tomo actual o interrelacin de los tipos de partculas elementales mspequeas que lo componen.

Antes de exponer el modelo de tomo actual propuesto por la Mecnica Global, dada laimportancia que tiene la evolucin de los diferentes modelos atmicos desarrollados,vamos a comentar muy brevemente la historia del tomo en orden cronolgico:

450 a.c. - Modelo atmico de Demcrito.

El desarrollo filosfico de Demcrito postulaba la imposibilidad de la divisin infinita dela materia y la consecuente necesidad de la existencia de una unidad mnima, de la cualestaran compuestas todas las sustancias.

Interesante el que se haya pensado durante 2.500 aos que Demcrito pudiera haberacertado plenamente; la verdad es que lo pareca, pero ahora uno de los postulados oprincipios ms importantes de la Mecnica Global es precisamente lo contrario.

En el modelo actual de la Teora de la Equivalencia Global todas las sustancias formanparte de una nica partcula llamada Globus, constituida por una red tridimensionalreticular irrompible que se extiende por todo el universo.

1808 - Modelo atmico de Dalton.

La evolucin del modelo de Dalton apuntaba ya al tomo moderno pero como una solapartcula; si bien al principio no estaba muy claro si el modelo atmico de Dalton seraun tomo o una molcula.

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1897 - Modelo atmico de Thomson.

El siguiente paso importante en la historia del tomo actual lo aade la teora atmica deThomson con la divisin del tomo entre cargas positivas y negativas, tipo pastel defrutas o sopa de ajo, con fuerzas de atraccin elctricas.

1911 - Modelo atmico de Rutherford.

El modelo de Rutherford separa el ncleo con carga positiva de los electrones con carganegativa. Los electrones estaran en rbitas circulares o elpticas alrededor del ncleo. Elneutrn se aadi al modelo de Rutherford en 1920 de forma terica y fue descubiertoexperimentalmente en 1932.

El modelo de Rutherford es la imagen visual que todos tenemos del tomo moderno, perotena dos problemas:

Contradeca las leyes de Maxwell del electromagnetismo por las que las partculascargadas en movimiento deberan emitir fotones continuamente. Por ello los electronesdeberan perder energa y caer al ncleo del tomo.

La teora atmica de Rutherford no explicaba los espectros atmicos.

1913 - Modelo atmico de Bohr.

La teora atmica de Bohr introduce mejoras sustanciales al modelo de Rutherford alincorporar aspectos energticos derivados de la energa de Planck y del efectofotoelctrico de Einstein.

Aunque una descripcin detallada del modelo de Bohr es compleja, las siguientescaractersticas son relevantes en relacin al modelo que va a introducir la MecnicaGlobal:

Los electrones se sitan en rbitas circulares estables; es decir, donde no emiten energay no todas estn permitidas.

Las rbitas permitidas de los electrones del modelo atmico de Bohr tienen un momentoangular que es un mltiplo exacto de hbar (constante de Planck dividido por 2)

Los electrones emiten o absorben un fotn al cambiar de rbitas atmicas, cuya energacoincide con la diferencia de energa de las rbitas y no necesitan pasar por estadosintermedios.

En el tomo de Bohr, las rbitas de los electrones siguen las reglas de la MecnicaClsica pero no as los cambios de rbita.

Al margen del gran acierto de este modelo en muchos aspectos, el problema del modelode Bohr y de toda la Mecnica Cuntica es que se van aadiendo supuestos a lo largo dela historia, pero sin explicar las razones que los justifican.

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1916 - Modelo atmico de Sommerfeld.

Con la evolucin, en el modelo de Sommerfeld se incluyen subniveles dentro de laestructura del tomo de Bohr, se descartan las rbitas circulares y se incorpora en ciertamedida la Teora de la Relatividad de Einstein.

El modelo de Sommerfeld tambin configura los electrones como corriente elctrica y noexplica por qu las rbitas han de ser elpticas, yo creo que son elipsoides y queSommerfeld lleva razn en que el electrn es un tipo especial de onda electromagntica,al que la Mecnica Global denomina ondn.

1926 - Modelo de Schrdinger o modelo actual

El modelo de Schrdinger cambia la filosofa de las rbitas, seguramente por las nuevasaportaciones a la teora atmica de De Broglie sobre la naturaleza ondulatoria de la masaen 1924, y describe a los electrones con funciones de onda. Dicha configuracin permiteobtener la probabilidad de que el electrn se encuentre en un determinado punto delespacio. De esta forma, se obtienen orbitales de densidad espacial de probabilidad deencontrar un electrn.

Este modelo de tomo de Schrdinger se ajusta mucho mejor a las observaciones; pero,al abandonar la visin anterior sobre la forma de las rbitas se aleja de una explicacinintuitiva de las causas de esas rbitas tan caprichosas. Al mismo tiempo, Schrdinger seadentra en el mundo de las probabilidades y de la abstraccin matemtica que, en grandesdosis, podra llegar a ser muy perjudicial o negativa.

Fig. 2.1

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2.2 Radiacin.

El fenmeno de la radiacin consiste en la propagacin de energa en forma de ondaselectromagnticas o partculas subatmicas a travs del vaco o de un medio material.

La radiacin propagada en forma de ondas electromagnticas (Rayos X, Rayos UV, etc.)se llama radiacin electromagntica, mientras que la radiacin corpuscular es la radiacintransmitida en forma de partculas subatmicas (partculas , neutrones, etc.) que semueven a gran velocidad en un medio o el vaco, con apreciable transporte de energa.

Si la radiacin transporta energa suficiente como para provocar ionizacin en el medioque atraviesa, se dice que es una radiacin ionizante. En caso contrario se habla deradiacin no ionizante. El carcter ionizante o no ionizante de la radiacin esindependiente de su naturaleza corpuscular u ondulatoria.

Son radiaciones ionizantes los Rayos X, Rayos , y Partculas , entre otros. Por otrolado, radiaciones como los Rayos UV y las ondas de radio, TV o de telefona mvil, sonalgunos ejemplos de radiaciones no ionizantes.

Algunas substancias qumicas estn formadas por elementos qumicos cuyos ncleosatmicos son inestables, como consecuencia de esa inestabilidad los tomos de esassubstancias emiten partculas subatmicas de forma intermitente y de manera aleatoria.

En general son radioactivas las sustancias que presentan un exceso de protones oneutrones. Cuando el nmero de neutrones no es igual que el nmero de protones se hacems difcil que la fuerza nuclear fuerte debida al efecto del intercambio de piones puedamantenerlos unidos. Eventualmente el desequilibrio se corrige mediante la liberacin delexceso de neutrones o protones, en forma de partculas que son realmente ncleos deHelio, partculas que pueden ser electrones o positrones. Estas emisiones llevan a dostipos de radiactividad:

Radiacin , que aligera los ncleos atmicos en 4 unidades msicas, y cambia elnmero atmico en dos unidades.

Radiacin , que no cambia la masa del ncleo, ya que implica la conversin deun protn en un neutrn o viceversa, y cambia el nmero atmico en una solaunidad (positiva o negativa, segn la partcula emitida sea un electrn o unpositrn).

Fig 2.2

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Adems existe un tercer tipo de radiacin en que simplemente se emiten fotones de altafrecuencia, llamada radiacin . En este tipo de radicacin lo que sucede es que el ncleopasa de un estado excitado de mayor energa a otro de menor energa, que puede seguirsiendo inestable y dar lugar a la emisin de ms radiacin de tipo , o . La radiacin es un tipo de radiacin electromagntica muy penetrante debido a que los fotones notienen carga elctrica, asi como ser inestables dentro de su capacidad molecular dentrodel calor que efectuasen entre si.

2.2.1 radiacin electromagntica.La radiacin electromagntica es una combinacin de campos elctricos y magnticososcilantes, que se propagan a travs del espacio transportando energa de un lugar a otro.A diferencia de otros tipos de onda, como el sonido, que necesitan un medio materialpara propagarse, la radiacin electromagntica se puede propagar en el vaco. En el sigloXIX se pensaba que exista una sustancia indetectable, llamada ter, que ocupaba el vacoy serva de medio de propagacin de las ondas electromagnticas. El estudio terico de laradiacin electromagntica se denomina electrodinmica y es un subcampo delelectromagnetismo.

2.2.2 radiacin ionizanteRadiaciones ionizantes son aquellas radiaciones con energa suficiente para ionizar lamateria, extrayendo los electrones de sus estados ligados al tomo.

Existen otros procesos de emisin de energa, como por ejemplo el debido a una lmpara,un calentador (llamado radiador precisamente por radiar calor o radiacin infrarroja), o laemisin de radio ondas en radiodifusin, que reciben el nombre genrico de radiaciones.

Las radiaciones ionizantes pueden provenir de sustancias radiactivas, que emiten dichasradiaciones de forma espontnea, de generadores artificiales, tales como losgeneradores de Rayos X y los aceleradores de partculas.

Las procedentes de fuentes de radiaciones ionizantes que se encuentran en la cortezaterrquea de forma natural, pueden clasificarse como compuesta por partculas alfa, beta,rayos gamma o rayos X. Tambin se pueden producir fotones ionizantes cuando unapartcula cargada que posee una energa cintica dada, es acelerada (ya sea de formapositiva o negativa), produciendo radiacin de frenado, tambin llamada bremsstrahlung,o de radiacin sincrotrn por ejemplo (hacer incidir electrones acelerados por unadiferencia de potencial sobre un medio denso como tungsteno, plomo o hierro es elmecanismo habitual para producir rayos X). Otras radiaciones ionizantes naturalespueden ser los neutrones o los muones.

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Las radiaciones ionizantes interaccionan con la materia viva, produciendo diversosefectos. Del estudio de esta interaccin y de sus efectos se encarga la radiobiologa.

Son utilizadas, desde su descubrimiento por Becquerel en 1896, en aplicaciones mdicase industriales, siendo la aplicacin ms conocida los aparatos de rayos X, o el uso defuentes de radiacin en el mbito mdico, tanto en diagnstico (gammagrafa) como en eltratamiento (radioterapia en oncologa, por ejemplo) mediante el uso de fuentes (p.ej.cobaltoterapia) o aceleradores de partculas.

2.2.3 interaccin de la radiacin ionizante con la materiaEl efecto inmediato de las radiaciones ionizantes al interactuar con la materia es laionizacin, es decir la creacin de iones positivos o negativos.

Otro efecto que genera la radiacin ionizante es conocido con el nombre de "excitacindel tomo". La excitacin ocurre cuando un electrn salta a una rbita o nivel de energasuperior, para despus volver a su rbita original, emitiendo energa en el transcurso delproceso.

Interaccin de las Radiaciones Alfa con la Materia

La partcula alfa se compone de 2 protones y 2 neutrones. Su poder de penetracin en lamateria es muy bajo y slo es capaz de recorrer algunos centmetros en el aire. Su cortorecorrido describe una trayectoria prcticamente en lnea recta. Cuando penetra lamateria presenta un alto poder de ionizacin, formando verdaderas columnas de iones (cuando penetra en un centmetro de aire puede producir hasta 30.000 pares de iones).

Fig. 2.3

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Interaccin de la Radiaciones Beta con la Materia

La masa de las partculas beta (electrones negativos) es muy pequea, por lo tanto, sumovilidad es mayor respecto de las partculas alfa. Durante su recorrido cambiafcilmente de trayectoria y su alcance y poder de penetracin es mayor. Adems, supoder de ionizacin es inferior, respecto de la partcula alfa. Si una partcula beta seacerca a un ncleo atmico, desva su trayectoria y pierde parte de su energa (se"frena"). La energa que ha perdido se transforma en rayos X. Este proceso recibe elnombre de "Radiacin de Frenado".

Otra interesante reaccin ocurre cuando una partcula beta colisiona con un positrn(electrn positivo). En este proceso, ambas partculas se aniquilan y desaparecen,liberando energa en forma de rayos gamma.

Fig. 2.4

Interaccin de las Radiaciones Gamma con la Materia

Las radiaciones gamma carecen de carga elctrica, por lo tanto, no sufren desviaciones ensu trayectoria como producto de la accin de campos elctricos de ncleos atmicos oelectrones. Tales caractersticas permiten que la radiacin gamma sea capaz de traspasargrandes espesores de material y de ionizar indirectamente las sustancias que encuentra ensu recorrido.

Un rayo gamma es capaz de sacar un electrn de su rbita atmica. El electrn arrancadoproducir ionizacin en nuevos tomos circundantes, lo que volver a suceder hasta quese agote toda la energa de la radiacin gamma incidente.

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Interaccin de los Neutrones con la Materia

Los neutrones tambin carecen de carga elctrica y no sufren la accin de camposelctricos ni magnticos. Al igual que la radiacin gamma son capaces de atravesargrandes espesores de material.

Cuando un neutrn choca con un tomo le cede parte de su energa mediante la accin dechoques elsticos (la energa total del sistema se mantiene constante) e inelsticos (laenerga total del sistema no se conserva). Como producto de los sucesivos choques elneutrn pierde velocidad en forma gradual, hasta alcanzar una magnitud de 2.200metros/segundo. A estos neutrones se les denomina "Neutrones Trmicos".

Si un neutrn colisiona con un ncleo atmico y sus masas son muy parecidas, entoncesel neutrn pierde una gran cantidad de energa. Mayor ser la prdida de energa mientrasms se asemejen sus masas. Por lo tanto, los choques que aseguran gran prdida deenerga ocurren con los ncleos de los tomos de Hidrgeno. El proceso por el cual losneutrones reducen su velocidad en forma gradual recibe el nombre de "Termalizacin" o"Moderacin de Neutrones".

Los neutrones trmicos se pueden desintegrar, formando un protn y un electrn, o bienpueden ser absorbidos por los ncleos de los tomos circundantes, dando lugar areacciones nucleares, como por ejemplo la fisin nuclear.

2.3 fisin nuclearFisin es una reaccin nuclear, lo que significa que tiene lugar en el ncleo del tomo. Lafisin ocurre cuando un ncleo pesado se divide en dos o ms ncleos pequeos, msalgunos subproductos. Estos subproductos incluyen neutrones libres, fotones(generalmente rayos gamma) y otros fragmentos del ncleo como partculas alfa (ncleosde helio) y beta (electrones y positrones de alta energa).

La fisin de ncleos pesados es un proceso exotrmico lo que supone que se liberancantidades sustanciales de energa. El proceso genera mucha ms energa que la liberadaen las reacciones qumicas; la energa se emite, tanto en forma de radiacin gamma comode energa cintica de los fragmentos de la fusin, que calentarn a la materia que seencuentre alrededor del espacio donde se produzca la fisin.

La fisin se puede inducir por varios mtodos, incluyendo el bombardeo del ncleo de untomo fisionable con otra partcula de la energa correcta; la otra partcula esgeneralmente un neutrn libre. Este neutrn libre es absorbido por el ncleo, hacindoloinestable (como una pirmide de naranjas en el supermercado llega a ser inestable sialguien lanza otra naranja en ella a la velocidad correcta). El ncleo inestable entonces separtir en dos o ms pedazos: los productos de la fisin que incluyen dos ncleos mspequeos, hasta siete neutrones libres (con una media de dos y medio por reaccin), yalgunos fotones.

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Los ncleos atmicos lanzados como productos de la fisin pueden ser varios elementosqumicos. Los elementos que se producen son resultado del azar, pero estadsticamente elresultado ms probable es encontrar ncleos con la mitad de protones y neutrones deltomo fisionado original.

Los productos de la fisin son generalmente altamente radiactivos: no son istoposestables; estos istopos entonces decaen, mediante cadenas de desintegracin.

Aunque la fisin es prcticamente la desintegracin de materia radioactiva, comenzada amenudo de la manera ms fcil posible (inducido), que es la absorcin de un neutrnlibre, puede tambin ser inducida lanzando otras cosas en un ncleo fisionable. Estasotras cosas pueden incluir protones, otros ncleos, o an los fotones de gran energa encantidades muy altas (porciones de rayos gammas).

Muy rara vez, un ncleo fisionable experimentar la fisin nuclear espontnea sin unneutrn entrante.

Inducir la fisin es ms fcil en los elementos cuanto ms pesado sean. La fisin encualquier elemento ms pesado que el hierro produce energa, y la fisin en cualquierelemento ms liviano que el hierro requiere energa. Lo contrario tambin es verdad enlas reacciones de fusin nuclear - la fusin de los elementos ms livianos que el hierroproduce energa y la fusin de los elementos ms pesados que el hierro requiere energa.

Los elementos ms frecuentemente usados para producir la fisin nuclear son el uranio yel plutonio. El uranio es el elemento natural ms pesado; el plutonio experimentadesintegraciones espontneas y tiene un perodo limitado. As pues, aunque otroselementos pueden ser utilizados, estos tienen la mejor combinacin de abundancia yfacilidad de fisin. En la figura 2.5 pude observarse la fisin del uranio 235.

Fig.2.5

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2.3.1 Breve historia de la fusin nuclearEl fsico italiano Enrico Fermi (1901-1954) plante en 1934 que sera factible producirelementos transurnicos por medio del bombardeo de uranio con neutrones. Al realizartales experimentos, se descubri que el producto emita radiacin beta (b). La prdida deuna partcula b corresponde a un aumento del nmero atmico en una unidad, lo que hizoque se creyera que el producto poda sufrir una sucesin de emisiones b y se generaranncleos con nmeros atmicos tan elevados como 96.

En 1939 se descubri una reaccin nuclear que liberaba mucha ms energa por tomoque la radiactividad, y que tena un potencial para ser usada tanto para producirexplosiones como para generar energa. Se trataba del rompimiento del tomo y alproceso se le llama fisin nuclear.

Tanto en la fisin nuclear como en la fusin nuclear se produce muchsima ms energapor unidad de masa que en cualquier otra reaccin qumica.

En la fisin nuclear interviene el delicado equilibrio entre la atraccin que ejercen lasinteracciones nucleares fuertes y la repulsin de las fuerzas elctricas que actan dentrodel ncleo del tomo. En todos los ncleos de los tomos estables conocidos predominanlas interacciones nucleares fuertes (el ncleo tiende a ser esfrico), pero cuando lasfuerzas elctricas son ligeramente mayores se produce una deformacin crtica(alargamiento del ncleo) y si las fuerzas elctricas superan a las interacciones nuclearesfuertes del punto crtico se rompe el ncleo. Este es el proceso de fisin nuclear.

La absorcin de un neutrn por el ncleo de uranio le suministra la energa suficientepara producir el proceso de fisin nuclear produciendo muchas combinaciones distintasde ncleos ms pequeos. Un ejemplo tpico es:

01n + 92

235U ----> 3691Kr + 56142Ba + 3 (01n)

Se puede observar que la fisin nuclear del uranio la inicia un solo neutrn y el procesoproduce 3 neutrones. En casi todas las reacciones de fisin nuclear se producen de dos atres neutrones, los que a su vez pueden causar la fisin de dos o tres ncleos ms, con loque se liberan de 4 a 9 neutrones adicionales, y as sucesivamente. Esto constituye unareaccin en cadena.

Por qu no se producen las reacciones en cadena en los depsitos naturales deminerales de uranio?. Esto ocurrira si todos los tomos de uranio se fusionaran, pero lostomos de uranio que se fisionan con facilidad son los del istopo U-235 y ste sloconstituye el 0.7 % del uranio metlico puro. El istopo predominante del uranio es el U-238 y al absorber los neutrones producidos en la fisin nuclear no se fisiona, lo queamortigua la reaccin en cadena que llegue a iniciarse.

Como el neutrn tiene que recorrer una distancia promedio a travs del material de lamuestra para que sea absorbido por un tomo de U-235, entonces si la muestra espequea es ms probable que escape el neutrn a que sea absorbido por un tomo de U-235 para que ocurra la fisin nuclear.

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La masa crtica es la cantidad de muestra para la que cada fisin nuclear individualproduce, en promedio, una fisin individual adicional. La masa subcrtica es aquellacantidad en la que la reaccin en cadena se extingue. La masa supercrtica es aquellacantidad en la que la reaccin en cadena crece hasta generar una explosin. Si se lograjuntar la masa supercrtica se tiene una bomba de fisin nuclear. La dificultad paraconstruir una bomba de fisin nuclear radica en la separacin del U-235 (0.7 %) delmineral en el que el U-238 es el ms abundante.

Los istopos de uranio-235 y de plutonio-239 se pueden fragmentar por neutrones debaja energa. Se estima que el 0.7 % de uranio natural es del istopo de uranio-235. Elistopo de uranio ms abundante es el de uranio-238 pero no produce reaccin de fisinnuclear.

La energa que libera la fisin nuclear de un tomo de U-235 es de alrededor de 7millones de veces la energa que libera la explosin de una molcula de trinitrotolueno(TNT). Esta energa se manifiesta principalmente como energa cintica de losfragmentos de la fisin y otra parte la reciben los neutrones expulsados y el resto esradiacin gamma.

Los productos inmediatos del proceso de fisin nuclear contienen demasiados neutronespara ser estables (depende del nmero de neutrones y protones). La desintegracin delrubidio-90 requiere de tres etapas para alcanzar un ncleo estable, se desintegra enestroncio, itrio y zirconio, de acuerdo con las ecuaciones nucleares:

1) 3790Rb ----> 3890Sr + -10e t1/2 = 2.8 minutos

2) 3890Sr ----> 3990Y + -10e t1/2 = 29 aos

3) 3990Y ----> 4090Zr + -10e t1/2 = 64 horas

La radiacin ocasional asociada con la radiacin libre surge de la formacin de istoposradiactivos. Uno de los ms peligrosos es el estroncio-90, que se incorpora a los huesosde los seres vivos como carbonato de estroncio (SrCO3). Ne la figura 2.6 puedeapreciarse a dos de los grandes genios de la fsica nuclear Einstein y Oppenheimer

Fig. 2.6

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2.4 Fusin nuclearLa fusin nuclear es una reaccin en la que se unen dos ncleos ligeros para formar unoms pesado. Este proceso desprende energa porque el peso del ncleo pesado es menorque la suma de los pesos de los ncleos ms ligeros. Este defecto de masa se transformaen energa, se relaciona mediante la frmula E=mc2 , aunque el defecto de masa es muypequeo y la ganancia por tomo es muy pequea, se ha de tener en cuenta que es unaenerga muy concentrada, en un gramo de materia hay millones de tomos, con lo quepoca cantidad de combustible da mucha energa.

Es una fuente de energa prcticamente inagotable, ya que el deuterio se encuentra en elagua de mar y el tritio es fcil de producir a partir del neutrn que escapa de la reaccin.

El mayor problema con que cuenta esta fuente de energa es la enorme cantidad deenerga requerida para iniciar la reaccin, as como mantenerla durante un tiempo.Actualmente se est experimentado con 2 formas de conseguir la energa nuclear defusin. El confinamiento inercial consiste en contener la fusin mediante el empuje departculas o de rayos lser proyectados contra una partcula de combustible, que provocansu ignicin instantnea.

Fig. 2.6

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2.5 Reaccin en cadena.Una reaccin nuclear en cadena es una reaccin nuclear que se sostiene en el tiempo alprovocar un neutrn la fisin de un tomo fisible, liberndose varios neutrones que a suvez causan otras fisiones. Esta reaccin en cadena slo se producir si al menos uno delos neutrones emitidos en la fisin es apto para provocar una nueva fisin.

Tras cada fisin, se generan dos nuevos elementos ms ligeros y un determinado nmerode neutrones libres, que pueden impactar y romper otros ncleos generando a su vez msneutrones y as sucesivamente. A esto se le llama reaccin en cadena. Hay que sealarque cada fisin puede ser diferente liberndose distintas cantidades de energa yneutrones, pudiendo variar la cantidad de estos ltimos desde 0 a varios.

FIG. 2.7

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CAPITULO

3

TECNOLGIA DEREACTORES.

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En este capitulo abordaremos la evolucin que ha sufrido la tecnologa nuclear a travsde los aos empezando con los criterios bsicos de operacin de un reactor nuclear,exponiendo su descripcin y de cmo se ha ido perfeccionando su tecnologa,empezaremos por definir lo que es un reactor nuclear.

Un reactor nuclear es un dispositivo en donde se produce una reaccin nuclearcontrolada. Se puede utilizar para la obtencin de energa en las denominadas centralesnucleares, la produccin de materiales fisionables, como el plutonio, para ser usados enarmamento nuclear, la propulsin de buques o de satlites artificiales o la investigacin.Una central nuclear puede tener varios reactores. Actualmente solo producen energa deforma comercial los reactores nucleares de fisin, aunque existen reactores nucleares defusin experimentales.

La potencia de un reactor de fisin puede variar desde unos pocos KW trmicos a unos4500 MW trmicos (1500 MW "elctricos"). Deben ser instalados en zonas cercanas alagua, como cualquier central trmica, para refrigerar el circuito, y se emplazan en zonasssmicamente estables para evitar accidentes. Poseen grandes medidas de seguridad. Noemiten gases que daen la atmsfera pero producen residuos radiactivos que durandecenas de miles de aos, y que deben ser almacenados para su posterior uso en reactoresavanzados y as reducir su tiempo de vida a unos cuantos cientos de aos.

3.1 Reactores de primera generacin.Para adentrarnos en la tecnologa nuclear aremos una breve descripcin del primerreactor nuclear construido por Enrico Fermi.

En 1941 Enrico Fermi construy el primer reactor nuclear en una pista de squash de laUniversidad de Chicago. Fermi se enfrentaba a una serie formidable de problemasinterrelacionados: Cul era la masa de uranio necesaria para producir una reaccin encadena? Cmo aprovechar los neutrones y evitar que escaparan? Cmo controlar lareaccin?

Fermi acab resolviendo el problema insertando varas de grafito en el uranio natural,haciendo as que los veloces neutrones frenaran su velocidad y stos volvieran a chocarcontra los tomos de uranio. As la reaccin en cadena poda continuar de una maneracontrolada.

Sin embargo, si no se insertaban las barras de uranio de manera adecuada y precisa, elresultado poda ser una explosin nuclear incontrolada, devastando una gran parte deChicago. Afortunadamente para los desinformados ciudadanos de la ciudad, Fermi estababastante seguro de que saba lo que haca. Con los dedos cruzados, el 2 de Diciembre de1942 el primer reactor nuclear del mundo produjo la primera reaccin nuclear controladay autosostenida.

De haberse producido una deflagracin, los servicios de inteligencia estadounidenseshabran tenido quizs que dar unas cuantas explicaciones: Fermi tena todava lanacionalidad italiana y por entonces Estados Unidos estaba en guerra con Italia.

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En la figura 3.1 se puede observar el primer reactor nuclear construido por Enrico Fermien 1942 tras realizar la primera reaccin controlada.

Fig. 3.1

3.1.1 Reactores de investigacinEste tipo de reactores son usados para la generacin de radioistopos utilizados en laindustria y en la medicina, en la figura 3.2 se pude observar un tpico reactor deinvestigacin tipo RA-1

Fig. 3.2

As mismo existen tratamientos mdicos nucleares, la cual es conocida como medicinanuclear.

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La Medicina Nuclear se define como la especialidad mdica que emplea los istoposradiactivos, las radiaciones nucleares, las variaciones electromagnticas de loscomponentes del ncleo atmico y tcnicas biofsicas afines para la prevencin,diagnstico, teraputica e investigacin mdicas.

Dicho de forma ms simple y prctica, se puede considerar que la Medicina Nuclear esuna especialidad mdica que se dedica principalmente al diagnstico de pacientes,proporcionando una informacin esencialmente funcional, as como al tratamiento dediversas patologas mediante el uso de radioistopos.

El inicio de esta especialidad lo podemos situar a finales de la dcada de los 40, cuandose empez a trabajar con Yodo-131, un istopo radioactivo utilizado en la patologa de laglndula tiroides. Por lo tanto, en este momento ya cuenta con ms de medio siglo dedesarrollo e implantacin

ISTOPOS RADIACTIVOSLas diversas formas de presentarse un elemento qumico determinado se denominan

istopos. Entre los istopos de un elemento, unos son estables y otros inestables. Losinestables tienden a desintegrarse emitiendo radiacin nuclear de tipo alfa, beta o gammay se les conoce como radionucleidos, radionclidos, radioistopos o istoposradiactivos. Aunque algunos radionclidos estn presentes en la naturaleza (origennatural), los utilizados en Medicina Nuclear son artificiales y se producen en reactoresnucleares o en aceleradores de partculas, especialmente en ciclotrones. Para larealizacin de las exploraciones diagnsticas se utilizan emisores de radiacin gamma.Por ello, las imgenes que se obtienen reciben el nombre de gammagrafas. Cuando sequiere realizar una aplicacin teraputica, se utilizan principalmente emisores deradiacin beta.

El istopo radiactivo ms utilizado en Medicina Nuclear es el Tc-99m (Tecnecio) y seobtiene de forma sumamente fcil a partir de un Generador de Mo99 (Molibdeno) atravs de un proceso denominado elucin (Figs.3.3, 3.4). Todos los centros de MedicinaNuclear que preparan dosis para ser administradas a los pacientes disponen deGeneradores de Mo99-Tc99m.

Fig. 3.3 Fig. 3.4

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3.1.2 Reactor de Primera generacin BWR (Dresden I)Un reactor produce y controla la liberacin de energa de la fisin de los tomos deciertos elementos. En un reactor nuclear, la energa liberada es usada como calor paraproducir vapor y generar electricidad por medio de turbinas acopladas a un generadorelctrico.

Los principios que hacen que los reactores nucleares produzcan electricidad son losmismos para casi todos los tipos de reactores. La energa liberara por la fisin continuade los tomos del combustible es capturara como calor, ya sea en un gas o en agua(liviana o pesada) y es usado para producir vapor. El vapor es usado para propulsar lasturbinas que generan electricidad (como en la mayora de las plantas de combustiblesfsiles).

Hay varios componentes comunes a la mayora de los reactores nucleares

Combustible. Normalmente pellets o pastillas de oxido de uranio (UO2) ordenadasdentro de tubos que forman las barras de combustibles. Las barras son dispuestas enarmaduras de combustibles en el ncleo del reactor.

Moderador. Este es un material que disminuye la velocidad de los neutrones liberadospor la fisin de manera que puedan causar mas fisin. Puede ser agua, agua pesada ografito.

Barras de control. Son fabricadas con materiales que absorben neutrones como cadmio,hafnio, o boro y son insertadas o retradas del ncleo para controlar la taza de reaccion, opara detenerla. (Sistemas secundarios de apagado involucran el agregado al sistema deotros absorbentes de neutrones usualmente como fluidos).

Refrigerante. Es un lquido o gas que circula a travs del ncleo de manera quetransfiere el calor generado en el mismo.

Cubas o tubos de presin. A veces un robusto contenedor de acero que contiene alncleo del reactor o una serie de tubos que contienen al combustible y que transportan alrefrigerante atravs del moderador.

Generador de vapor. Parte del sistema de enfriamiento donde el calor del reactor esusado para producir vapor para la turbina

Edificio contenedor. La estructura alrededor del ncleo el reactor que esta diseado paraprotegerlo de intrusiones del exterior y para proteger a quienes estn afuera de los efectosde la radiacin o cualquier desperfecto en su interior. De manera tpica se trata de unaestructura de concreto y acero de un metro de espesor.

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A continuacin explicaremos brevemente los reactores nucleares BWR Dresden, siendola primera planta de nergia nuclear financiada por privados (General electric), Dresden Ise activo en 160 y se retiro en 1978, operadas desde 1970, teniendo una extensin de 3.9Km2 situada en el condado de Grundy Illinois en la cabecera del rio Illinois cerca deMorris, Illinois. Sirve a Chicago y la zona norte del Estado de Illinois, capaz de producir912 megavatios de electricidad a partir de cada uno de sus dos reactores, suficiente paraalimentar a ms de un milln de hogares estadounidense promedio.

En 2004, la Comisin Reguladora Nuclear (NRC) renov las licencias de funcionamientopara los dos reactores, que se extiende desde cuarenta aos sesenta. En la figura 3.5 sepuede observar una vista de la central Dresden I de Illinois.

Fig. 3.5

A continuacin en la figura 3.6 observamos el diagrama tpico del reactor nuclear BWR,por sus siglas en ingles Boiling Water Reactor.

Fig. 3.6

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3.2 reactores de segunda generacin.Esta es la evolucin de reactores ya utilizados para la generacin masiva de energaelctrica esta evolucin se da a partir de los aos 70 haciendo nfasis en la proteccin yla capacidad de generacin de dichos reactores.

3.2.1 Reactor de agua en ebullicin (BWR)(Boiling Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en ingls),diseado por General Electric a mediados de la dcada de los cincuenta, y en el que elagua comn se utiliza como refrigerante y moderador. sta alcanza la ebullicin en elncleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que mueve el generadorelctrico.

Funcionamiento

En un reactor del tipo BWR slo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear(C) hace hervir el agua produciendo vapor. Este ltimo asciende hacia una serie deseparadores y secadores que lo separan del caudal del agua de refrigeracin, reduciendoel contenido humedad del vapor, lo cual aumenta la calidad de ste. El vapor seco fluyeentonces en direccin a la turbina (T) que mueve el generador elctrico (G). Tras esto elvapor que sale de la turbina pasa por un condensador (K) que lo enfra obtenindosenuevamente agua liquida, la cual es impulsada mediante bombas (P) de nuevo hacia elinterior de la vasija que contiene el ncleo (V). Dado que el vapor fluye desde el reactor,ste se comporta como una mquina trmica convencional, pudiendo existir asociadasotras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en ingls MSR)entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la mquina. En la figura3.7 se observan las partes fundamentales de un reactor BWR.

Fig. 3.7

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Control

La potencia del reactor se controla mediante dos mtodos:

1. Introduciendo o retirando barras de control (D) y2. modificando el flujo de agua a travs del ncleo del reactor.

Variar la posicin (retirando o introduciendo) de las barras de control es el mtodocomn de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabajahasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control se retiran,se reduce la absorcin de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible.Por tanto aumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control,aumenta la absorcin de neutrones en estas y disminuye en el combustible de formaque se reduce la potencia en el reactor.

Variar (aumentando o disminuyendo) el flujo de agua a travs del ncleo es elmtodo de control ms habitual cuando se est operando la central entre el 70% y el100% de la potencia del reactor. A medida que se aumenta el flujo de agua a travsdel ncleo, las burbujas de vapor ("cavidades") se eliminan ms rpidamente delncleo, aumenta por tanto la cantidad de agua lquida en el ncleo, con lo que a suvez aumenta la moderacin de neutrones. Esto significa que habr ms neutrones quese ralentizan pudiendo ser absorbidos por el combustible fisil y, en consecuencia,aumentar la potencia del reactor. Cuando disminuye el flujo de agua a travs delncleo se produce el proceso inverso: las cavidades de vapor se mantienen mstiempo en el ncleo, la cantidad de agua liquida en el ncleo disminuye, decrece lamoderacin de neutrones, con lo que son menos los neutrones que se ralentizan y sonabsorbidos por el combustible, y por tanto se reduce la potencia del reactor. Esta esuna caracterstica muy relevante del diseo de los BWR para la seguridad nucleardado que, en general, un aumento incontrolado de la potencia del reactor da lugar auna mayor ebullicin de agua y por tanto una disminucin de la potencia del reactor,que puede llegar a su apagado.

El circuito agua/vapor se encuentra a una presin de unas 75 atmsferas, y por ello elagua hierve en el ncleo a una temperatura de alrededor de 285 C. Dicha presin esrelativamente baja, en comparacin con la de los reactores de tipo PWR. El reactorest diseado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del ncleo en formade vapor, dando como resultado una menor moderacin, menor eficiencia de losneutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del ncleo. En cambio,en el caso de un reactor de agua a presin (PWR) apenas se permite la ebullicindebido a la alta presin mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158veces la presin atmosfrica).

Debido a que el agua que atraviesa el ncleo de un reactor est siempre contaminadacon rastros de radioistopos, se requiere que la turbina este blindada durante sufuncionamiento normal, y resulta tambin necesaria proteccin radiolgica durantelos trabajos de mantenimiento. El aumento de coste relacionado con elfuncionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensa con un diseo mssencillo y una eficiencia trmica mayor en comparacin con la de un PWR. La mayorparte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vidacorta (en su mayora es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puedeentrar en la sala de la turbina poco tiempo despus de haber detenido el reactor.

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En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras decombustible, y hay ms de 800 de estos elementos el ncleo del reactor, sumando untotal de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El nmero de elementoscombustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaodel ncleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor.

En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de lavasija del reactor.

Al igual que en el reactor de agua a presin, el ncleo de los reactores BWR continuagenerando calor debido a la radiactividad despus de que las reacciones de fisinhayan parado, haciendo posible la fusin del ncleo en el caso de que todos lossistemas de seguridad fallaran y el ncleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, elreactor de agua en ebullicin posee un coeficiente de vaco (o de huecos) negativo,esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporcin de vapor conrespecto a la de agua en el ncleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario queel PWR que no posee una fase de vapor en el ncleo del reactor, un incremento en lapresin del vapor (causada, por ejemplo, por la obstruccin de la circulacin de vapordesde el reactor) tendr como resultado una disminucin sbita de proporcin devapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevar auna mayor moderacin de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potenciade salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajoy sistemas de seguridad estn diseados para que ningn posible fallo pueda causarun aumento de presin y potencia ms all de la capacidad de los sistemas deseguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daos al combustibleo a los componentes que contienen el refrigerante. En la figura 3.8 se observa elensamble del combustible nuclear.

Fig. 3.8

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Ventajas

La vasija del reactor y sus componentes asociados operan a una presin notablementebaja (alrededor de 75 veces la presin atmosfrica) en comparacin con un PWR(unas 158 veces la presin atmosfrica).

La vasija del reactor est sometida a una irradiacin notablemente menor encomparacin con un PWR, y por tanto no se vuelve tan frgil con la edad. Opera conuna temperatura del combustible nuclear menor.

El rendimiento de este tipo de reactor es ligeramente superior al de los reactoresPWR debido a la eliminacin del intercambiador de calor entre los circuitos primarioy secundario que necesita este ltimo.

El reactor tiene un coeficiente de realimentacin de potencia negativo fuertementedominado por el coeficiente de realimentacin por vaco (fraccin de vapor en elreactor). Esto resulta en una caracterstica de seguridad intrnseca de este tipo dereactores donde un evento que resultara en un incremento de potencia en el reactorresultara en un aumento de la proporcin de vapor en el reactor. Debido alcoeficiente de vaco negativo, esto resultara en una tendencia a reducir la potenciadel reactor. Esta caracterstica, sumada al coeficiente de realimentacin portemperatura que tambin es negativo hace que los BWR sean reactores muy establesy controlables.

Desventajas

Clculos operacionales complejos para manejar el uso del combustible nuclear en loselementos combustibles durante la produccin de energa debido al flujo bifsico(liquido y vapor) en la zona superior del ncleo (apenas un problema con losordenadores modernos), y son necesarios ms instrumentos en el interior del ncleo.

Requiere de una vasija de presin mucho ms grande que la de un PWR de similarpotencia, lo cual redunda en un mayor coste. (No obstante, los costes totales se venreducidos debido a que los BWR modernos no poseen generadores de vapor y sustuberas asociadas)

Contaminacin de la turbina por productos de fisin (no es un problema con lamoderna tecnologa de combustibles)

Es necesaria proteccin y controlar el acceso a las turbinas de vapor durante sufuncionamiento normal debido a los niveles de radiacin provenientes del vapor, elcual entra directamente desde el ncleo del reactor. Adems, se han de tomarprecauciones adicionales durante las tareas de mantenimiento de la turbina encomparacin con los PWR.

Las barras de control se han de introducir desde abajo, y por tanto no podran caerdentro del reactor por su propio peso en caso de una prdida total de la potencia (en lamayora de los dems tipos de reactores las barras de control estn suspendidas porelectroimanes, de tal manera que si hay una prdida total de potencia estas caeranpor su propio peso).

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3.2.2 Reactor PWR

Un reactor de agua a presin (por sus siglas en ingls PWR: Pressurized Water Reactor),es un tipo de reactor nuclear que usa agua como refrigerante y moderador de neutrones.

En un PWR, el circuito primario de refrigeracin est presurizado con el fin de evitar queel agua alcance su punto de ebullicin, de aqu el nombre de este tipo de reactores. ElPWR es uno de los tipos de reactores ms utilizados a nivel mundial. Hay ms de 230reactores tipo PWR en uso para la generacin de energa elctrica (los PWR producentpicamente entre 900 y 1500 MWe), y varios cientos ms que se usan para propulsinnaval. El PWR fue diseado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory paraser utilizado como planta de energa en un submarino nuclear. Tambin, alguos PWRpequeos han sido utilizados para calefaccin en regiones polares.

En un PWR (y en la mayora de los reactores nucleares de potencia), el combustiblenuclear (C) calienta el agua del circuito primario entregando calor por conduccintrmica a travs de la vaina que contiene al combustible. El agua calentada por elcombustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de intercambiador de calor llamadogenerador de vapor (B), en donde el calor del agua del circuito primario se transfierehacia el agua del circuito secundario para convertirla en vapor. La transferencia de calorse lleva a cabo sin que el agua de los circuitos primarios y el secundario se mezclen yaque el agua del circuito primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua delsecundario no lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover unaturbina (T) que a su vez mueve un generador elctrico (G). En submarinos nucleares laelectricidad se utiliza para alimentar una mquina elctrica que se utiliza para lapropulsin del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador elctricoest conectado a la red de distribucin elctrica. Luego de que pasa por la turbina, elvapor se enfra en un condensador (K) donde se tiene nuevamente agua lquida que esbombeada (P2) nuevamente hacia el generador de vapor. El condensador es enfriado porun tercer circuito de agua llamado circuito terciario.

Se tienen dos caractersticas distintivas de los reactores de agua presurizada (PWR):

En un PWR, hay tres circuitos de refrigeracin (primario, secundario y terciario), queutilizan agua ordinaria (tambin llamada agua ligera, en el mbito de la ingenieranuclear). En cambio, en un reactor de agua en ebullicin (BWR) hay dos circuitos.Tambin hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rpidos que utilizan otrassustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeracin.

La presin en el circuito primario es tpicamente de 16 MPa, que es una presinnotablemente ms alta que en otros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, latemperatura de ebullicin del agua se aumenta a un valor tal que se garantiza que el aguadel circuito primario no se evapore durante la operacin normal del reactor. En cambio,en un BWR el agua del primario no esta presurizada y se convierte en vapor. En algunosdiseos este vapor es el que se utiliza directamente para mover la turbina, eliminando lanecesidad de utilizar un generador de vapor.

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Caractersticas de diseo de los reactores tipo PWRRefrigerante

En reactores tipo PWR se utiliza agua ordinaria como refrigerante. El agua alcanzatemperaturas del orden de los 315 C (~600 F). El agua permanece fundamentalmenteen fase lquida (si bien hay ebullicin nucleada en la zona del ncleo) debido a la altapresin a la que funciona el circuito primario (usualmente alrededor de los 16 MPa/150atm). El agua del primario se utiliza para calentar el agua del circuito secundario que seconvierte en vapor saturado en el generador de vapor para ser usado en la turbina (en lamayora de los diseos la presin del secundario es de 60 atm y la temperatura del vapores de 275 C).

Moderador

Los reactores PWR, como todos los diseos de reactores trmicos, requieren que losneutrones rpidos producidos por las fisiones en el combustible del rector pierdanenerga, esto es, disminuyan su velocidad (a este proceso se lo denomina moderacin)con el fin de poder mantener la reaccin en cadena. Dado que la masa de ncleos dehidrgeno que se encuentran en una molcula de agua es parecida (en realidad es algomayor) a la masa de un neutrn, los neutrones van perdiendo velocidad a medida quechocan con las molculas de agua. El efecto de moderacin ser mayor en la medida quela densidad del agua sea mayor (ya que al haber mayor cantidad de molculas de aguapor unidad de volumen, entonces mayor ser la probabilidad de que un neutrn choquecon una mo