Apuntes-de-CENTRALES-NUCLEARES-2.pdf

8/18/2019 Apuntes-de-CENTRALES-NUCLEARES-2.pdf

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7.- Tipos de Reactores Nucleares

El Reactor Nuclear es el lugar donde se lleva a cabo la fisión nuclear y es el corazónde la Central Nucleoeléctrica. Estas centrales producen aproximadamente un 15 dela energ!a eléctrica mundial.

"e acuerdo al tipo de Central Nuclear coexisten diferentes circuitos# primario$secundario y refrigeración para condensar el vapor de agua a la salida de la turbina devapor. %or cuestiones de seguridad$ en las centrales nucleares la temperatura ypresión son m&s ba'as (ue en una fósil.

)os reactores y por lo tanto las centrales$ se clasifican en térmicos y r&pidos$ deacuerdo a la velocidad de los neut (ue producen las reacciones de fisión.

Reactores Térmicos

)os reactores nucleares térmicos son los m&s comunes y se clasifican de acuerdo altipo de moderador empleado$ en reactores de agua ligera$ agua pesada y grafito.*lgunos de estos tipos de reactores en operación son#

• LWR - )ig+t ,ater Reactor -Reactor de agua ligera$ (ue utiliza agua ligeracomo refrigerante y moderador y / enri(uecido como combustible. )os m&sutilizados son#

- BWR -0oiling ,ater Reactor o reactor de agua en ebullición.

- PWR -%ressure ,ater Reactor o reactor de agua a presión

• PHWR - -%ressure eavy ,ater Reactor o reactor de agua pesada apresión$ es del tipo %,R$ pero utiliza agua pesada como refrigerante ymoderador y / natural o ligeramente enri(uecido como combustible. /no deestos reactores es el C*N"/ -Canada "euterium /ranium.

• AGR 2 *dvanced 3as2cooled Reactor -reactor avanzado refrigerado por

gas$ (ue utiliza / como combustible$ C4 como refrigerante y grafito comomoderador.

• LWGR-RBMK 2 Reactor 0ols+oy 6os+c+nosty 7analny -reactor de canalesde alta potencia$ es un reactor en ebullición. 8u principal función es laproducción de plutonio y como subproducto la generación de energ!aeléctrica. /tiliza grafito como moderador$ agua como refrigerante y /enri(uecido como combustible. %uede recargarse en marc+a. 9iene uncoeficiente de reactividad positivo. El reactor de C+ernóbyl era de este

tipo.


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Reactores Rápidos

En este tipo de reactor la reacción de fisión es mantenida por los neut r&pidos$ poresta razón no existe el elemento moderador -diferencia con el reactor térmico. Elcombustible de la zona central$ formado por un óxido de / y %u$ se rodea de una zona

de óxido de / empobrecido -presenta menor contenido de

:5

/ (ue el (ue seencuentra en el / natural. Con esta disposición y usando un refrigerante (ue noproduzca la moderación de neut -normalmente se emplea sodio l!(uido$ se puedeconseguir (ue en la capa de :;/ (ue rodea al combustible se genere m&s %u (ue el (uese consume en la zona central. "e esta forma$ al mismo tiempo (ue se est& generandoenerg!a térmica$ se est& produciendo combustible en forma de :


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.- Reactores Térmicos

a! Reactor de A"ua e# $%ullici 'BWR-Boili#" Water Reactor!

=ue la empresa 3eneral Electric la (ue desarrolló los reactores de agua ligeratipo 0,R. Es un reactor muy usado -B 15 de todos los reactores. Emplea /4

enri(uecido como combustible y agua ligera como moderador$ refrigerante y fluido detraba'o. Consta de dos circuitos -=igura 1;# el primario -l!nea verde y ro'a conpuntos y el de refrigeración para condensar vapor de agua -l!nea azul.

=ig. 1;.2 Central con 0,R$ con su circuito primario y de refrigeración para condensar

• (ircuito primario# )a fisión del / contenido en el interior de la vasi'a crea unfoco de calor$ cuya energ!a es recogida y transportada por el refrigerante (uefluye por el sistema de tuber!as de este circuito impulsado por una bomba. Elrefrigerante del reactor no traba'a a gran presión -B A5 atm$ la mitad de un%,R por lo (ue alcanza la temperatura de ebullición -B ; DC al pasar por elncleo del reactor y parte del l!(uido se transforma en vapor$ al (ue luego desepararlo y reducirle su contenido de +umedad$ se conduce el vapor secodirectamente +acia la turbina de vapor.

• (ircuito de re)ri"eraci para co#de#sar *apor de a"ua# %ara conseguir lacondensación del vapor a la salida de la turbina$ se necesita un circuito con agua(ue al fluir por el interior del condensador logre la extracción del calor delvapor. %ara mantener la temperatura de esta agua a los niveles deseados$ se

utiliza un sistema de ciclo abierto -torres de tiro natural$ cuya fuente de aguaes un r!o o una represa. Esta agua es impulsada por bombas al condensador$retornando luego nuevamente al r!o.


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Al"u#as (aracter+sticas, )as barras de control se introducen por la parte inferior dela vasi'a$ dado (ue el acceso al ncleo del reactor desde la parte superior de la vasi'aes imposible$ debido a la presencia de los separadores y secadores de vapor. )osprincipales constituyentes del reactor$ as! como el camino (ue sigue el fluido detraba'o$ pueden observarse en la =ig. 1


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istema de supresi de presi, El 0,R posee un toroide o anillo interno desupresión de presión -torus$ parcialmente lleno de agua a temperatura ambiente$ (uerodea a la vasi'a del reactor por su parte inferior. 8i un evento ocurre$ por e'emplouna elevación de la presión del vapor de agua (ue se est& generando en el reactor$ seabre la v&lvula de seguridad de la vasi'a y se env!a parte del vapor al torus para (ue se

condense y as! reducir la presión del circuito primario -=igura . "e esta manera sealivia la presión y se extrae calor del reactor. Cuando la temp. en el torus alcanzaunos 1 DC el sistema se vuelve ineficiente.

=ig. .2 Entorno f!sico donde se encuentra el Reactor 0,R -Central de =uFus+ima

Protecci Biol&"ica, Est& basada en +ormigones especiales y plomo$ materialesnecesarios en todos los reactores nucleares$ pero (ue a(u! debe ser extendida a todo

el circuito de vapor de la turbina y al agua del condensador$ bomba centr!fuga ytuber!a correspondiente. )as piletas de almacena'e del combustible ya usado$ seencuentran en general por arriba del reactor -ver =igura .

)a mayor parte de la radiactividad en el agua es de muy corta duración-principalmente 1GN$ con una vida media de A segundos$ por lo (ue se puede acceder ala sala de turbinas inmediatamente después (ue el reactor se apagó.

El reactor 0,R tiene una eficiencia térmica de B ::.


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%! Reactor de A"ua a Presi 'PWR-Presuried Water Reactor!

=ue la empresa ,esting+ouse la (ue desarrolló los reactores de agua ligera tipo %,R.Es el m&s empleado en el mundo -B GH de todos los reactores. Emplea /4 enri(uecido como combustible - al H y agua ligera como moderador y refrigerante.El refrigerante circula a una presión tal (ue el agua no alcanza la ebullición$extrayendo el calor del reactor$ pasando luego por un intercambiador de calor$ dondese genera el vapor (ue alimenta a la turbina. Consta de tres circuitos independientes#primario$ secundario y de refrigeración para condensar vapor de agua -=igura 1.

=ig. 1.2 Es(uema de una Central nuclear %,R

(ircuito primario# )a fisión del combustible nuclear calienta el refrigerante delcircuito primario$ entregando calor por conducción térmica a través de la vaina (uecontiene al combustible. Esta energ!a es recogida y transportada por elrefrigerante (ue circula por el sistema de tuber!as de este circuito impulsado poruna bomba centr!fuga de alto flu'o$ (ue adem&s de transportar calor$ controla latemperatura del reactor. En un %,R$ el circuito primario est& presurizado a unas15 atm por medio de un presurizador$ con el fin de evitar (ue el agua alcance supunto de ebullición -de a(u! el nombre de este tipo de reactores$ obteniendo as!

una temperatura B :1 DC. Este es un recipiente cil!ndrico vertical a presión$ (uecontiene agua y vapor en e(uilibrio$ manteniendo por medio de un sistema decalentadores eléctricos y atomizadores$ una presión controlada del recipiente y delcircuito primario. En su parte inferior se insertan resistencias eléctricas decalefacción$ mientras (ue en la parte superior se encuentran unas bo(uillas deaspersión de agua fr!a a presión. "urante la operación$ cuando la presión desciendepor deba'o de cierto nivel$ de manera instant&nea se conectan las resistenciaseléctricas$ vaporizando una cantidad de agua (ue restituye la presión al valoradecuado. 8i la presión es elevada por encima de un nivel prefi'ado$ se genera un

rociado de vapor con agua fr!a (ue ingresa por las bo(uillas de aspersión$generando una condensación de una porción del vapor (ue se encuentra en elpresurizador$ de esta forma$ se produce un descenso de la presión.


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El refrigerante fluye a través de unos +aces de tubos met&licos -generador devapor (ue est&n ba@ados exteriormente por un flu'o de agua liviana -circuitosecundario (ue absorbe el calor (ue cede el refrigerante$ de forma tal (ue el aguadel circuito secundario (ue est& a una presión menor$ pasa del estado l!(uido alestado de vapor -=igura .

=ig. .2 Es(uema del reactor$ y del con'unto 0ombas$ %resurizador y 3eneradores de ?apor

(ircuito ecu#dario# Est& presente en una central tipo %,R. En el circuito

secundario el vapor producido por el generador de vapor se conduce a una turbinadonde transforma su energ!a térmica en mec&nica. El vapor (ue sale de la turbinaes transformado a su vez en agua mediante la intervención de un foco fr!o$ (ue esel condensador$ y ésta es devuelta al generador de vapor para reiniciar el ciclo.Cabe +acer notar$ (ue el agua del circuito secundario nunca se mezcla con el aguadel circuito primario -agua radiactiva. En la mayor!a de los dise@os la presión delsecundario es de B G atm y la temperatura del vapor es de B A5 IC. Como elcircuito primario y secundario son independientes$ la turbina puede (uedar fuerade la protección biológica.

(ircuito de re)ri"eraci para co#de#sar *apor de a"ua# >dem al 0,R

(o#trol de la Pote#cia, )a potencia del reactor en %,R se controla normalmentevariando la concentración de &cido bórico en el refrigerante del circuito primario. Elboro es un absorbente de neut muy eficaz y$ por lo tanto$ incrementando oreduciendo la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neut en elreactor. *dem&s el reactor utiliza barras de control (ue se insertan desde arriba-diferente al 0,R entre los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo

para las operaciones de arran(ue y parada del reactor.


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Recar"a de com%usti%le, *l final de cada ciclo de operación -entre 1 yH meses sedetiene el reactor y tiene lugar la recarga del reactor$ momento en el (ue se extraenlos elementos combustibles m&s gastados y se insertan los elementos nuevos o frescos-B 1J: del total. %or ello $ al comienzo de un ciclo nuevo en un %,R$el exceso de reactividad es considerable. El elemento combustible irradiado se

deposita en una pileta de enfriamiento +asta (ue descienda lo suficiente suradiactividad como para permitir (ue sea reprocesado.

En función de la potencia de la central$ es el tama@o del recipiente del reactor. Eldi&metro interior puede variar de :.:m para una central de 5 o G 6, +asta H.Hmpara 1 o 11 6,$ al igual (ue el espesor$ el cual var!a entre 1 y 1: mm. )aaltura total es de unos 1: m.

/n reactor %,R tiene una eficiencia térmica de B ::.


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c! Reactor de a"ua pesada 'HWR/ Hea*0 Water Reactor!

Entre 1


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/tiliza tubos a presión en lugar de un recipiente de presión para contener alrefrigerante primario. Este sistema de tubos separa al refrigerante del moderador$aun(ue se usa agua pesada para ambas funciones. El moderador del reactor semantiene a temperatura y presión relativamente ba'as. El ncleo del reactor est&contenido en un gran tan(ue cil!ndrico +orizontal de acero inoxidable$ llamado

calandria$ (ue contiene una serie de tubos +orizontales (ue la recorren desde unextremo +asta el otro. * su vez$ dentro de los tubos de la calandria +ay tubos m&spe(ue@os (ue albergan mano'os combustibles de 5 cm de largo (ue contienen /natural en forma de pastillas cer&micas -=igura H. Consta como el %,R$ de trescircuitos independientes# primario$ secundario y de refrigeración para condensarvapor de agua.

=ig. H.2 Reactor C*N"/

• (ircuito Primario# El agua pesada del refrigerante est& ba'o una alta presiónpara evitar la ebullición -≈ 1 atm y es bombeada a través de los tubos (uecontienen los mano'os combustibles al intercambiador de calor$ para transferirel calor generado en ellos. El agua pesada alcanza una temp de unos


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1ise3o del (AN12, )os reactores con agua pesada necesitan de una mayorlongitud de moderación$ por lo (ue la relación volumétrica moderadorJcombustiblees m&s elevada (ue en los reactores de agua liviana$ resultando en vasi'as mayores.%or esto resulta el dise@o de tubos de presión en una vasi'a de menor presión. Estedise@o supone una separación f!sica entre el agua pesada del moderador (ue se

encuentra en un gran tan(ue -calandria y la del refrigerante (ue se encuentra enlos centenares de tubos de presión +orizontales -≈ 400 tubos). El recambio deestos combustibles es continuo y se realiza durante la operación del reactor.

d! Reactor A*a#ado re)ri"erado por Gas 'AG(R/ Ad*a#ced Gas (ooled Reactor!

El *3R$ representa B : de las unidades en operación. El combustible es / revestidode magnesio llamado 6agnox. /sa un gas -C4 como refrigerante y grafito comomoderador -=igura 5. 8on m&s seguros (ue los reactores moderados con agua.

=ig. 5.2 Reactor *3R

e! Reactor re)ri"erado por A"ua Li*ia#a 0 moderado por Gra)ito 'LWGR/ Li"4t

Water cooled Grap4ite moderated Reator!

El ),3R -también llamado R067$ representa B : de las unidades en operación. Esun reactor del tipo 0,R desarrollado en la /nión 8oviética$ moderado por grafito$ con/ enri(uecido$ y refrigerado por agua en ebullición -del tipo de reactor siniestrado enC+ernobyl. 8u ncleo es un cilindro de grafito situado dentro de un blo(ue deconcreto sobre estructura met&lica -=igura G.

=ig. G.2 Reactor ),3R2R076


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)! 5tros Reactores

Existen otros dise@os de reactores comerciales (ue utilizan grafito o salesfundidas -litio o berilio como moderador. 4tros pa!ses -=rancia$ >talia desarrollaronsus propios dise@os de reactores nucleares para la generación eléctrica comercial.

A1 2 *ccelerator "riven 8ystem -sistema asistido por acelerador# utiliza unamasa subcr!tica de torio$ en la (ue se produce la fisión solo por la introducción$mediante aceleradores de part!culas$ de neutrones en el reactor. 8e encuentran enfase de experimentación y se prevé (ue una de sus funciones fundamentales ser!ala eliminación de los residuos nucleares producidos en otros reactores de fisión.

"! Nue*os Reactores

• 0stem 6 # Reactor %,R evolutivo dise@ado por CombustionEngineering$ de 1:5 6,e de potencia.

• AP866, Reactor %,R pasivo dise@ado por ,esting+ouse$ de G 6,e depotencia.

• BWR 'impli)ied Boili#" Water Reactor!, Reactor 0,R pasivo de dise@o3eneral Electric$ de G 6,e de potencia. Est& interrumpido en su fasede dise@o.

•

ABWR 'Ad*a#ced Bo i l i # " Water Reactor ! , Reactor 0,Revolutivo dise@ado por 3eneral Electric$ de 1:56,e de potencia.


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9.- Residuos Nucleares

El +ombre vive rodeado de radiaciones radiactivas a veces sin conocer y sinpreocupación. )a 9ierra esta envuelta de radiaciones naturales de las (ue recibimosuna exposición media de $H mili28ievert cada a@o Lm8vJa@oM. El m8v es la unidad con

(ue se mide la radiactividad.Esta demostrado (ue un +ombre puede soportar 5 Lm8vJa@oM producido por lasradiaciones sin percibir ningn efecto detectable e incluso puede alcanzar los 15Lm8vJa@oM y recuperarse en algunas semanas. %ero por normas se re(uiere (ue unacentral en operación emita una cantidad m&xima de radiactividad de $5 m8v$ con locual su efecto es muc+o menor (ue el de la naturaleza -)!mite anual de dosis efectivapara el pblico en general$ en el orden de 1 m8vJa@o. En dosis instant&nea a partir de$1 m8v ya comienzan a sentirse efectos.

)os elementos retirados del reactor$ producto de las reacciones de fisión$ se conocencomo combustible irradiado$ gastado o (uemado$ y su composición esaproximadamente#


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=ig. 5.2 %ileta de almacenamiento del combustible usado

El residuo nuclear de ba'a y media radiactividad$ (ue incluyen ropas$ +erramientas$etc.$ son colocados en tambores met&licos$ inmovilizados en cemento$ ubicados ensitios especiales -formaciones geológicas y confinados durante 52: a@os. En*rgentina se almacena actualmente en el predio de la central y en una zona próxima aEzeiza$ %rov. de 0uenos *ires.

Gesti de los Residuos Nucleares, Los elementos combustibles después depermanecer de a 5 a@os -dependiendo del tipo de central nuclear en el reactor$ seextraen del mismo mediante un sistema de telemanipulación remota y son almacenadosen piletas con agua (ue tienen de 15 a m de profundidad. El agua cumple propósitos# sirve como blinda'e para reducir los niveles de radiación a la cual podr!anestar expuestos los operarios de la central y para refrigerar los elementoscombustibles (ue continan produciendo calor por algn tiempo luego de su extraccióndel ncleo. %ara enfriar y recuperar el agua perdida$ se utilizan sistemas de filtrado$intercambiadores de calor$ y bombas de recirculación. )a temperatura del agua esmonitoreada constantemente para mantenerla entre los : y H5 DC.

)a estrategia para los combustibles gastados implica decidir en las próximas décadas 2en función de las necesidades energéticas y del desarrollo de la actividad nuclear2$ siresulta conveniente reprocesarlos para aprovec+ar el potencial energético (ue todav!atienen o disponerlos en forma directa en un repositorio geológico profundo.

En la comunidad cient!fica internacional$ existe amplio consenso respecto de laconveniencia de los repositorios como sistemas de disposición final para los residuosradiactivos. 8e trata de instalaciones de alta comple'idad cuyo propósito es elaislamiento de los residuos$ a través de sistemas de barreras mltiples y redundantes-naturales$ como las formaciones geológicas$ e ingenieriles$ como los sistemas decontención (ue impiden (ue los residuos entren en contacto con la biosfera$ +asta (ueno presenten riesgos para las personas o el ambiente.


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%ara los residuos de nivel ba'o y medio$ se +a optado por sistemas de disposiciónsuperficiales o cercanos a la superficie. >nstalaciones de este tipo est&n operativasdesde +ace ya varias décadas en pa!ses como Espa@a$ =rancia y el Reino /nido.

ARRAN:2$ 1$ 2N R$A(T5R8e puede usar una fuente de neutrones$ como por e'emplo la suministrada por unamezcla de %o20e. %resentan el aspecto de una barra de control y est&n envainadas enacero inox.

Un tipo común de fuente de neutrones de inicio es una mezcla de un emisor de partículas alfa, tales como 241Am conun isótopo ligero, tal como 9Be.

%ara iniciar la reacción en el caso de#

• Reactores de >nvestigación$ se coloca una fuente emisora de neut (ue esretirada una vez (ue comienzan las reacciones.

• Reactores de %otencia$ los elementos combustibles est&n emitiendo neut desde(ue son colocados -estado de criticidad$ solo (ue los mismos est&n siendoabsorbidos por las barras de control (ue est&n totalmente ba'adas. El reactorcomienza a funcionar en el momento (ue se levantan las barras de control.

Nota# En el primer arran(ue del reactor$ 'unto a los ensambles de combustible$ encontramoslas fuentes emisoras de Neutrones -fósforo para iniciar la fisión nuclear.

Bom%a At&mica, )a bomba atómica se obtiene manteniendo separadas dos masassubcr!ticas mediante un grueso tabi(ue captador de neut$ el cual$ en el momento en(ue se tiene (ue provocar la explosión$ se rompe mediante un explosivo convencional$formando una masa cr!tica (ue producir& la reacción en cadena y la explosión. /nabomba atómica tiene una proporción de :5/ al


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(5T5

)a incidencia del aumento del costo de comb nuclear en el costo del F,+ producido esmuy ba'o -si se dobla el costo del comb$ aumenta solo H el OJF,+$ mientras (ue elaumento del costo del gas en una CC$ resulta en un aumento muy grande en el costo del

OJF,+ -si se dobla el precio del gas$ aumenta el 5 el OJF,+.)a amortización del capital invertido es el mayor costo en una Central nuclear.

VARIOS


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;;.- (e#trales Nucleares e# Ar"e#ti#a

AT2(HA <

Esta central se puso en marc+a en el a@o 1 y su ubicación geogr&fica

)a generación de la energ!a eléctrica de *tuc+a > est& basada en un reactor nuclearde potencia tipo %,R (ue utiliza como combustible / natural o levementeenri(uecido al $;A $ refrigerado y moderado por agua pesada -=igura 1


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=ig. 1

Como combustible se utiliza /4 en forma de pastillas$ contenidas en barras dezircaloy -vainas$ (ue es un material poco absorbente de neut$ contribuyendo de estaforma a la econom!a neutrónica$ muy importante en los ncleos de uranio natural. Cada

elemento combustible est& constituido por una barra central y otras :5 similaresdispuestas en : anillos -o coronas. El armado se completa con una barra estructuralde zircaloy -(ue no contiene uranio$ ubicada en el anillo exterior. El elementocombustible tiene una longitud total de alrededor de G metros.

Como en los reactores de / natural es escasa la cantidad inicial de material f!sil se+ace imposible operar el reactor por largo tiempo sin reemplazar -recambiar loselementos m&s gastados. Este recambio se realiza en promedio a un elemento decombustible por d!a a plena potencia$ y debe +acerse mientras el reactor est&operando$ lo (ue se suele llamar recambio en l!nea.

)os elementos combustibles (ue salen del reactor son depositados en un recintocerrado y son sumergidos en grandes piletas con agua liviana. %ueden permanecer ba'oagua por muy largo tiempo. "e +ec+o$ +asta el presente todos los combustiblesutilizados siguen en el lugar. El depósito cuenta con sistemas de refrigeración yblinda'e para garantizar la integridad de los elementos$ la seguridad del personalencargado del mane'o y control de los mismos y el aislamiento del medio ambiente.

El reactor genera en promedio una potencia térmica de 11A< 6,$ (ue da como

resultado una potencia eléctrica de :5A 6,$ entreg&ndose a la red nacional eléctrica::5 6, -potencia eléctrica neta. )a diferencia (ue existe se consume en la planta.

Existe un sistema de inyección de boro para la parada de emergencia. )os sistemas deregulación$ parada de barras e inyección de boro$ son independientes. )a probabilidadde falla simult&nea de todos los sistemas es de uno en millones.

*lgunas caracter!sticas técnicas de la Central son#

%otencia térmica total -producida por el ncleo# 1.1A< 6,%otencia eléctrica bruta -producida por el generadoreléctrico# :5A 6,

%otencia eléctrica neta -entregada a la red$ para distribución# ::5 6,%resión del sistema primario y del moderador# 115 atmRecipiente de presión de acero# di&metro# 5$:G m$ altura 1 m$ espesor mmEnvoltura de seguridad de acero# esfera de 5 m de di&metro$ espesor de H mm%resión de dise@o para la envoltura# :$; atm"i&metro e(uivalente del ncleo# H.5H mm*ltura# G. mm"i&metro del tan(ue del moderador# 5.H mm)ongitud de la columna de uranio en el elemento# 5.: mm"i&metro interior de un canal refrigerante# 5H$1 mm

Cantidad de canales refrigerantes# 5"i&metro exterior de una barra combustible# 11$< mmEspesor de zircaloy de la barra# $55 mm


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Nmero de barras combustibles por elemento# :G6asa de uranio# :;$A ton -5 elementos cada uno

con $15:5 ton de valor promedio=actor de capacidad de B A -desde comienzos de su operación

$MBAL$ R


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=ig. 1.2 Es(uema de la Central Embalse

8e opera con un sistema de regulación$ otro para ba'ar la potencia al -H barras$otro de parada 1 -; barras y otro de parada -inyección de 3adolinio. )os cuatroson independientes entre s!$ pudiendo cada uno detener al reactor. En Embalse$ laprobabilidad de falla simult&nea de todos los sistemas es de uno en millones.

*lgunas caracter!sticas técnicas de la Central son#

%otencia térmica# .1< 6,

%otencia eléctrica bruta# GH; 6,

%otencia eléctrica neta# G 6,

6oderador# "4

Refrigerante# "4

9emperatura media del refrigerante# ;; IC

%resión media del refrigerante# 11 FgJcmS

Cantidad de canales de refrigeración# :;

Combustible# uranio natural -/4$ con recarga durante la operación

Cantidad de combustible en el ncleo# ;H t de dióxido de uranio -/4contenidos en H5G elementos combustibles.

9iempo de promedio de residencia del combustible en el ncleo# ;; d!as deplena potencia

Tuemado de extracción# A5 6,dJt

Elementos combustibles por canal# 1

%otencia lineal m&xima# H ,Jcm

=actor de capacidad de B ;5 -desde comienzos de su operación

AT2(HA

9ipo de Reactor# %,R

Combustible# /ranio Natural

6oderador y Refrigerante# *gua %esada

%otencia 9érmica# 1A5 6,t

%otencia Eléctrica# AH5 6,e 0rutos

Entrada en servicio prevista# 1:


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)uego de unos 15 a@os -*tuc+a y G a@os -Embalse$ los residuos son trasladados a unalmacenamiento temporal seco en silos de +ormigón reforzado o contenedores deacero$ emplazados en general en los mismos predios.

9.- Al"u#as $stad+sticas

$# el Mu#do

8e puede observar en la siguiente tabla y =igura A$ la cantidad y capacidad dereactores operando en el mundo en el a@o 1. En el 1 la situación es casi lamisma. El impacto del accidente de =uFus+ima "aiic+i contina sintiéndose$ frenandola expansión de la energ!a nuclear.

=ig. A.2 9ipos de Reactores operando en el mundo a@o 1

Estos reactores se distribuyen en el mundo segn se muestra en la =igura ; y


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=ig. ;.2 ND de Centrales Nucleares por pa!s

=ig.


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U Recursos identificados (ue se pueden recobrar a menos de 1:/O8JFg/ -a@o 11UU Estimados en a@o 1:

)os recursos de uranio convencionales recuperables a un costo menor a /O8 1:JFg /

son de aproximadamente 5$: millones de tn de /.

$# Ar"e#ti#a

*ctualmente *rgentina cuenta con : centrales nucleares#

(e#tral Pote#cia =MWe>

*tuc+a > ::5

*tuc+a >> AH5

Embalse G

9otal 1G; 6,e

Reser*as de 2 e# Ar"e#ti#a, )as reservas de / certificadas totalizan unas : tn$ a uncosto de producción por deba'o de 1: /O8JFg/ )as plantas de elaboración de concentradode / se localizan en "on 4tto -8alta$ en Córdoba$ en 6alargue -6endoza y en )os *dobes-C+ubut. En la provincia de 6endoza se encuentran los m&s valiosos yacimientos$ como la mina8ierra %intada$ con reservas uran!feras de . toneladas. )a mina uemul$ en la mismaprovincia$ 'ustificó la instalación de la planta de concentrados en 6alargue. *ll!$ como en lasotras plantas del pa!s se produce el concentrado al ; de /:;. 9ambién se construyenplantas de concentrados en 8an )uis y en los 3igantes$ en Córdoba.


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=ig .2 8itios de minas de / en *rgentina

$#ri?uecimie#to de 2 e# Ar"e#ti#a, El Comple'o 9ecnológico %ilcaniyeu es unainstalación de la CNE*$ con una superficie cubierta de :. m$ ubicada en la%rovincia de R!o Negro$ en el para'e %ic+ileuf *rriba$ a G Fm. de 0ariloc+e. Este

Comple'o se encarga de enri(uecer el / a una concentración isotópica del orden de.;5 $ a través del método de difusión gaseosa.

.- A((


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=ig. .2 ?asi'a del Reactor con elementos parcialmente fundidos

.

(H$RN5B@L

)a central nuclear de C+ernobyl constaba de cuatro unidades de 1. 6,e cada una$e(uipadas con reactores R067$ (ue no tienen edificio de contención. )a reacción en

cadena se controla por medio de barras. )as vainas de combustible se introducendentro del blo(ue de grafito$ por donde pasan adem&s los tubos de refrigeración deagua$ (ue generar& el vapor -=igura :.


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=ig. :.2 Es(uema del funcionamiento normal de la central de C+ernobyl

)a dimensión de la vasi'a es grande debido al monta'e de los blo(ues de grafito y poreso el edifico del reactor también es muy grande. )a parte superior del edificio delreactor es un cierre convencional sobre las paredes de +ormigón y$ por tanto$ no tieneel car&cter de barrera de seguridad. *dem&s$ este tipo de reactores carece delconcepto de seguridad intr!nseca$ ya (ue el coeficiente de reactividad por aumento dela temperatura en el grafito es positivo$ y también es positivo el coeficiente de+uecos del refrigerante.

Este reactor permite (ue el sistema de seguridad autom&tico pueda ser blo(ueado y elreactor pase a ser operado manualmente. En caso de peligro o falla +umana estesistema no se desliga autom&ticamente.

8ucesos (ue desembocaron en el accidente ocurrido la noc+e del 5 al G de abril de1


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elementos de combustible y blo(ues de grafito$ as! como también +aciendo volar eltec+o de concreto del edificio$ de'ando al reactor abierto.

2 )a entrada de aire facilita la combustión del grafitoV y también la apertura alexterior permite la liberación de productos radiactivos$ +asta valores de variosmillones de curios al d!a.

=ig. H.2 Rotura del reactor y tec+o


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2K2H


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Fukushima I – 4 BWR-4 18 de abril de 1978 784 megavatios3

Fukushima I – 5 BWR-4 12 de octubre de 1978 784 megavatios

Fukushima I – 6 BWR-5 24 de octubre de 1979 1,1 gigavatios

[ editar ] Accidentes el 11 de marzo de 2011 y sucesión de explosiones

El 11 de marzo de 2011, a las 14:46 JST (tiempo estándar de Japón (UTC+9)) se produjo un terremoto magnitud 9,0 en la escala

sismológica de magnitud de momento, en la costa nordeste de Japón. Ese día los reactores 1, 2 y 3 estaban operando, mientras que

las unidades 4, 5 y 6 estaban en corte por una inspección periódica.4 Cuando el terremoto fue detectado, las unidades 1, 2 y 3 se

apagaron automáticamente (llamado SCRAM en reactores con agua en ebullición).5 Al apagarse los reactores, paró la producción de

electricidad. Normalmente los reactores pueden usar la electricidad del tendido eléctrico externo para enfriamiento y cuarto de control,

pero la red fue dañada por el terremoto. Los motores diésel de emergencia para la generación de electricidad comenzaron a funcionar

normalmente, pero se detuvieron abruptamente a las 15:41 con la llegada del tsunami que siguió al terremoto.6

La ausencia de un muro de contención adecuado para los tsunamis de más de 38 metros que son característicos en la región permitió

que el maremoto (de 15 metros en la central y hasta 40,5 en otras zonas) penetrase sin oposición alguna. La presencia de numerosos

sistemas críticos en áreas inundables facilitó que se produjese una cascada de fallos tecnológicos, culminando con la pérdida completa

de control sobre la central y sus reactores.2

Los primeros fallos técnicos se registraron el mismo día en que se produjo el sismo, viernes 11 de marzo, con la parada de los

sistemas de refrigeración de dos reactores y de cuatro generadores de emergencia. A consecuencia de estos incidentes surgieronevidencias de una fusión del núcleo parcial en los reactores 1, 2 y 3, explosiones de hidrógeno que destruyeron el revestimiento

superior de los edificios que albergaban los reactores 1,3 y 4 y una explosión que dañó el tanque de contención en el interior del

reactor 2. También se sucedieron múltiples incendios en el reactor 4. Además, las barras de combustible nuclear gastadoalmacenadas

en las piscinas de combustible gastado de las unidades 1-4 comenzaron a sobrecalentarse cuando los niveles de dichas piscinas

bajaron. El reactor 3 empleaba un combustible especialmente peligroso denominado "MOX", formado por una mezcla

deuranio más plutonio.7

El miedo a filtraciones de radiación llevó a las autoridades a evacuar un radio de veinte kilómetros alrededor de la planta, extendiendo

luego este radio a treinta y posteriormente a cuarenta. Los trabajadores de la planta sufrieron exposición a radiación en varias

oportunidades y fueron evacuados temporalmente en distintas ocasiones.

El lunes 11 de abril la Agencia de Seguridad Nuclear e Industrial (NISA) elevó el nivel de gravedad del incidente a 7 para los reactores

1, 2 y 3, el máximo en la escala INES y el mismo nivel que alcanzó el accidente de Chernobyl de 1986.8 9

Dada la magnitud del incidente, las autoridades declararon inmediatamente el «estado de emergencia nuclear», procediendo a la

adopción de medidas urgentes encaminadas a paliar los efectos del accidente. Así, se evacuó a la población residente en las zonas

adyacentes (con un aumento progresivo del perímetro de seguridad) o se movilizaron las fuerzas armadas para controlar la situación.

En el transcurso de los días se fueron tomando nuevas decisiones, como inyectar agua marina y ácido bórico en alguno de los

reactores, suministrar yoduro de potasio a la población o desplazar los vuelos de la aviación civil del entorno de la central afectada. Las

medidas adoptadas, tanto las dirigidas a controlar el accidente nuclear como las enfocadas a garantizar la estabilidad del sistema

financiero nipón, fueron respaldadas por organismos tales como la Organización Mundial de la Salud o el Fondo Monetario

Internacional.

En junio de 2011, se confirmó que los tres reactores activos en el momento de la catástrofe habían sufrido la fusión del núcleo.10

11

[ editar ] Consecuencias

[editar]Radiación

Niveles de radiación en Fukushima detectados por la NNSA el 22 de marzo de 2011.

Tras el fallo de los sistemas de refrigeración de los reactores de la central nuclear se realizaron emisiones controladas de gases

radiactivos al exterior, para reducir la presión en el recinto de contención.12

Se emitió al exterior una cantidad no determinada de

partículas radiactivas.

El día domingo 27 de marzo se detectó en el agua del interior de las instalaciones un nivel de radiación cien mil veces por encima de lo

normal, posiblemente procedente de una fuga del reactor número 2. Estos niveles de radiación dificultaban las labores de los operarios.

Asimismo los niveles de yodo radiactivo en el agua de mar en las inmediaciones de la central eran 1.850 veces mayores que los que

marcan los límites legales. También se detectó plutonio fuera de los reactores, procedente posiblemente del reactor número 3, el único

que trabajaba con ese elemento13


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Pocos días después del accidente se detectó yodo radiactivo en el agua corriente de Tokio, así como altos niveles de radiactividad en

leche producida en las proximidades de la central y en espinacas producidas en la vecina Prefectura de Ibaraki.14

Una semana después

del accidente se pudieron detectar en California partículas radiactivas procedentes de Japón, que habían atravesado el Océano

Pacífico.[cita requerida ]

Algunos días después se detectó yodo radiactivo en Finlandia,15

si bien en ambos casos se descartaba que los

niveles de radiación detectados fuesen peligrosos.16

El día miércoles 27 de abril se detectó en España, y en otros países de Europa según el Consejo de Seguridad Nuclear, un aumento

de yodo y cesio en el aire, proveniente del accidente de Fukushima. El Consejo de Seguridad Nuclear afirmó que no existía peligro

para la salud.17

El gobierno japonés reconoció que la central nuclear no podrá volver a ser operativa y que se desmantelará una vez que se haya

controlado el accidente.18

--------------------------------------Leer más en Suite101: ¿Qué pasó en la central nuclear de Fukushima? | Suite101.net http://suite101.net/article/que-paso-en-la-central-nuclear-de-fukushima-a44787#ixzz28w5wIUts

• Following a major earthquake, a 15-metre tsunami disabled the power supply and cooling of three Fukushima Daiichireactors, causing a nuclear accident on 11 March 2011.

• All three cores largely melted in the first three days.

The Great East Japan Earthquake of magnitude 9.0 at 2.46 pm on Friday 11 March 2011 did considerable damage in the region, and the largetsunami it created caused very much more.

Events at Fukushima Daiichi 1-3 & 4

It appears that no serious damage was done to the reactors by the earthquake, and the operating units 1-3 were automatically shut down inresponse to it, as designed. At the same time all six external power supply sources were lost due to earthquake damage, so the emergencydiesel generators located in the basements of the turbine buildings started up. Initially cooling would have been maintained through the mainsteam circuit bypassing the turbine and going through the condensers.

Then 41 minutes later the first tsunami wave hit, followed by a second 8 minutes later. These submerged and damaged the seawater pumps forboth the main condenser circuits and the auxiliary cooling circuits, notably the Residual Heat Removal (RHR) cooling system. They also drownedthe diesel generators and inundated the electrical switchgear and batteries, all located in the basements of the turbine buildings (the onesurviving air-cooled generator was serving units 5 & 6). So there was a station blackout, and the reactors were isolated from their ultimate heatsink. The tsunamis also damaged and obstructed roads, making outside access difficult.

All this put those reactors 1-3 in a dire situation and led the authorities to order, and subsequently extend, an evacuation while engineers workedto restore power and cooling. The 125-volt DC batteries for units 1 & 2 were flooded and failed, leaving them without instrumentation, control orlighting. Unit 3 had battery power for about 30 hours.

At 7.03 pm Friday 11 March a Nuclear Emergency was declared, and at 8.50pm the Fukushima Prefecture issued an evacuation order for peoplewithin 2 km of the plant. At 9.23 pm the Prime Minister extended this to 3 km, and at 5.44 am on 12th he extended it to 10 km. He visited theplant soon after. On Saturday 12th he extended the evacuation zone to 20 km.

The Fukushima Daiichi reactors are GE boiling water reactors (BWR) of an early (1960s) design supplied by GE, Toshiba and Hitachi, with whatis known as a Mark I containment. Reactors 1-3 came into commercial operation 1971-75. Reactor power is 460 MWe for unit 1, 784 MWe forunits 2-5, and 1100 MWe for unit 6.


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When the power failed at 3.42 pm, about one hour after shutdown of the fission reactions, the reactor cores would still be producing about 1.5%of their nominal thermal power, from fission product decay - about 22 MW in unit 1 and 33 MW in units 2 & 3. Without heat removal by circulationto an outside heat exchanger, this produced a lot of steam in the reactor pressure vessels housing the cores, and this was released into the dryprimary containment (PCV) through safety valves. Later this was accompanied by hydrogen, produced by the interaction of the fuel's very hotzirconium cladding with steam after the water level dropped.

As pressure started to rise here, the steam was directed into the suppression chamber under the reactor, within the containment, but the internaltemperature and pressure nevertheless rose quite rapidly. Water injection commenced, using the various systems provide for this and finally theEmergency Core Cooling System (ECCS). These systems progressively failed over three days, so from early Saturday water injection to the

reactor pressure vessel (RPV) was with fire pumps, but this required the internal pressures to be relieved initially by venting into the suppressionchamber/ wetwell.

Inside unit 1, it is understood that the water level dropped to the top of the fuel about three hours after the scram (6 pm) and the bottom of thefuel 1.5 hours later (7.30 pm). The temperature of the exposed fuel rose to some 2800°C so that the c entral part started to melt after a few hoursand by 16 hours after the scram (7 am Saturday) most of it had fallen into the water at the bottom of the RPV. Since then RPV temperatureshave decreased steadily.

As pressure rose, attempts were made to vent the containment, and when external power and compressed air sources were harnessed this wassuccessful, by about 2.30 pm Saturday. The venting was designed to be through an external stack, but in the absence of power much of itbackflowed to the service floor at the top of the reactor building, representing a serious failure of this sytem. The vented steam, noble gases andaerosols were accompanied by hydrogen. At 3.36 pm on Saturday 12th, there was a hydrogen explosion on the service floor of the buildingabove unit 1 reactor containment, blowing off the roof and cladding on the top part of the building, after the hydrogen mixed with air and ignited.(Oxidation of the zirconium cladding at high temperatures in the presence of steam produces hydrogen exothermically, with this exacerbating thefuel decay heat problem.)

In unit 1 most of the core - as corium comprised of melted fuel and control rods - was assumed to be in the bottom of the RPV, but later itappeared that it had mostly gone through the bottom of the RPV and eroded about 65 cm into the drywell concrete below (which is 2.6 m thick).This reduced the intensity of the heat and enabled the mass to solidify.

Much of the fuel in units 2 & 3 also apparently melted to some degree, but to a lesser extent than in unit 1, and a day or two later. In mid May theunit 1 core would still be producing 1.8 MW of heat, and units 2 & 3 would be producing about 3.0 MW each.

In unit 2, water injection using the steam-driven back-up water injection system failed on Monday 14th, and it was about six hours before a firepump started injecting seawater into the RPV. Before the fire pump could be used RPV pressure had to be relieved via the wetwell, whichrequired power and nitrogen, hence the delay. Meanwhile the reactor water level dropped rapidly after back-up cooling was lost, so that coredamage started about 8 pm, and it is now provisionally understood that much of the fuel then melted and probably fell into the water at thebottom of the RPV about 100 hours after the scram. Pressure was vented on 13th and again on 15th, and meanwhile the blowout panel near thetop of the building was opened to avoid a repetition of unit 1 hydrogen explosion. Early on Tuesday 15th, the pressure suppression chamberunder the actual reactor seemed to rupture, possibly due to a hydrogen explosion there, and the drywell containment pressure inside dropped.However, subsequent inspection of the suppression chamber did not support the rupture interpretation. Later analysis suggested that a leak of

the PCV developed on Tuesday 15th.

In Unit 3, the main back-up water injection system failed at 11 am on Saturday 12th and early on Sunday 13th, water injection using the highpressure system failed also and water levels dropped dramatically. RPV pressure was reduced by venting steam into the wetwell, allowinginjection of seawater using a fire pump from just before noon. Early on Sunday venting the suppression chamber and containment was


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successfully undertaken. It is now understood that core damage started about 9 am and much or all of the fuel melted on the morning of Sunday13th and possibly fell into the water at the bottom of the RPV, or was retained on the core support plate within the shroud.

Early on Monday 14th PCV venting was repeated, and this evidently backflowed to the service floor of the building, so that at 11 am a very largehydrogen explosion here above unit 3 reactor containment blew off much of the roof and walls and demolished the top part of the building. Thisexplosion created a lot of debris, and some of that on the ground near unit 3 was very radioactive.

In defueled unit 4, at about 6 am on Tuesday 15 March, there was an explosion which destroyed the top of the building and damaged unit 3'ssuperstructure further. This was apparently from hydrogen arising in unit 3 and reaching unit 4 by backflow in shared ducts when vented from

unit 3.

Water has been injected into each of the three reactor units more or less continuously, and in the absence of normal heat removal via externalheat exchanger this water was boiling off for some months. In the government report to IAEA in June it was estimated that to the end of Mayabout 40% of the injected water boiled off, and 60% leaked out the bottom. In June this was adding to the contaminated water on site by about500 m3 per day.

There was a peak of radioactive release on 15th, but the source remains uncertain. Due to volatile and easily-airborne fission products beingcarried with the hydrogen and steam, the venting and hydrogen explosions discharged a lot of radioactive material into the atmosphere, notablyiodine and caesium. NISA said in June that it estimated that 800-1000 kg of hydrogen had been produced in each of the units.

Nitrogen is being injected into the containment vessels of all three reactors to remove concerns about further hydrogen explosions, and inDecember this was started also for the pressure vessels. Gas control systems which extract and clean the gas from the PCV to avoid leakage ofcaesium have been commissioned for all three units.

Through 2011 injection into the RPVs of water circulated through the new water treatment plant achieved relatively effective cooling, andtemperatures at the bottom of the RPVs were stable in the range 60-76°C at the end of October, and 27- 54°C in mid January. RPV pressuresranged from atmospheric to slightly above (102-109 kPa) in January, due to water and nitrogen injection. However, since they are leaking, thenormal definition of "cold shutdown" does not apply, and Tepco waited to bring radioactive releases under control before declaring "coldshutdown condition" in mid December, with NISA's approval. This, with the prime minister's announcement of it, formally brought to a close the'accident' phase of events.

The AC electricity supply from external source was connected to all units by 22 March. Power was restored to instrumentation in all units exceptunit 3 by 25 March. However, radiation levels inside the plant were so high that normal access was impossible until June


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PROBLEMA

The emitted neutrons ( Η 2-3 neutrons per fission) sustain the chain reaction. The atomicfission produces 2-3 fission fragments (X). For each fission, approximately 200 MeV of energy

is released as the nucleus is split apart. Using this value allows us to calculate the number of

atoms of U-235 that must be fissioned per second to produce a thermal power of one watt.

Since each fission event corresponds to the splitting of exactly one atom, to release one joule ofenergy requires that 3.12⋅1010 U-235 atoms be fissioned. The equivalent mass of material can

be found using Avogadro’s number ( N Av)

Example: Determine the mass of U-235 necessary to produce one megawatt-day (MWd) of

thermal energy. First, determine how many joules of energy are in a MWd:

Then from using Equation (2), we find the mass of U-235 needed to produce 1 MWd of energy

Roughly, one gram of U-235 can produce a thermal energy of 1 MW for 24 hrs.

The overall energy release from the fuel is termed the fuel burnup, which is expressed in units ofmegawatt-days per metric ton of uranium (MWd/MTU) where uranium refers to both U-235 and

U-238


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