Negocios Sectores de la industria Tendencias

Sistemas de refrigeración en reactores nucleares

La extracción de calor constituye uno de los elementos determinantes para la seguridad de una nucleoeléctrica sin servicio eléctrico externo. Una energía que se encuentra cuestionada en los últimos meses y es protagonista del debate mundial.

Se trata de una energía propia de países desarrollados que requiere alta tecnología. Su mayor problema radica en el ciclo del combustible, el cual es altamente contaminante: la radiactividad perdura miles de años.

La extracción de calor constituye uno de los elementos determinantes para la seguridad de una nucleoeléctrica sin servicio eléctrico externo. Una energía que se encuentra cuestionada en los últimos meses y es protagonista del debate mundial.

El 17% de la electricidad que se produce en el mundo proviene de los 437 reactores nucleares que se encuentran en operación en 30 países. Otros 55 están en fase de construcción, de acuerdo con el último Informe Anual del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).

El documento, actualizado al 1 de enero de 2010, contabiliza la potencia total de generación de energía de esos reactores en 370 mil 187 megavatios.  El país con mayor número es Estados Unidos (104, más uno en construcción), seguido de Francia (59, más uno en construcción) y Japón (54).

A principios de 2010, 55 unidades más están en construcción en países como China, India, Bulgaria, Japón, Rusia, Corea del Sur, Finlandia o Francia. A éstos se sumarán las centrales ya planificadas, que ascienden a 200, destacando el programa 2010 del Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE), donde hay unas 30 solicitudes en proceso de autorización.

En Latinoamérica, este tipo de energía sólo es utilizada en tres naciones: Argentina, Brasil y México. En nuestro país, la única central nucleoeléctrica es Laguna Verde, que opera en Veracruz con dos reactores, con una capacidad de 682.5 megavatios cada uno, que proveen del 3 al 4% de la capacidad nacional de generación eléctrica.

En sus escenarios de desarrollo, la Secretaría de Energía (Sener) tiene prevista la construcción de hasta 10 plantas nucleares para 2028 y, además, en la Estrategia Nacional de Energía 2011-2025, se considera a esta modalidad de generación de energía como “clave para la sustentabilidad ambiental de México”, según han señalado organizaciones ambientalistas, como Greenpeace.

La apuesta nuclear es, sin duda, generalizada. No obstante, los últimos acontecimientos ocurridos en Japón, con los desastres naturales y el accidente en la planta nuclear de Fukushima, han colocado en el centro del debate internacional la viabilidad de esta energía. Los países han tomado diversas medidas y posturas para evaluar la energía atómica como alternativa para cubrir sus necesidades energéticas.

Para la presidenta de la Sociedad de Ingeniería Nuclear y catedrática de la Facultad de Ingeniería de la UNAM, Cecilia Martín del Campo Márquez, “la crisis en Japón revivió el debate antinuclear en todo el mundo poniendo a los gobiernos a la defensiva y socavando la naciente industria nuclear como energía limpia del futuro”.

Aunque para el doctor en física nuclear, Julio Herrera Velázquez, la energía atómica seguirá formando parte del paquete energético de los países industrializados, y “del accidente en la planta nuclear de Japón se obtendrá un gran aprendizaje, así como cuando sucede un accidente aéreo, se aprende y se buscan alternativas para tratar de mejorar”.

En este contexto, resulta importante conocer más de estos sistemas para, desde una postura técnica y especializada, tener un amplio panorama de su funcionamiento. Será desde la óptica de los expertos académicos Julio Herrera Velázquez, investigador del Instituto de Ciencias Nucleares de la UNAM  y Juan Luis Francois, de la Facultad de Ingeniería de la misma casa de estudios, que se presenta un esbozo de los principales elementos que conforman una central nuclear.

Principios básicos
Para el catedrático de la UNAM y uno de los mayores expertos del tema en el país, Julio Herrera, las centrales se encuentran en un proceso de desarrollo muy importante. Uno de los modelos más utilizados en el mundo son las centrales de agua en ebullición.

Reactores como Fukushima o Laguna Verde, son de agua hirviente y no presurizada, de tal forma que el agua que está circulando por el núcleo del reactor, a su vez hierve, produce vapor, y eso mueve directamente las turbinas para la producción de energía eléctrica.

De manera elemental, explica Herrera, se parte de la fisión nuclear donde un núcleo pesado, como el uranio 235 se fisiona, es decir, se divide en elementos más ligeros liberando una gran cantidad de energía. Estos productos de fisión son elementos radiactivos y la reacción en cadena se lleva a cabo en el reactor.

Así, lo que compone un reactor nuclear es el combustible, donde ocurren las reacciones de fisión nuclear. Para ello se necesita uranio 235 que, en general, no llega más allá del 5% de lo que constituye en la barra de combustible, el restante es uranio 238. Se trata de óxido de uranio, que viene encapsulado en camisas de circonio, para evitar fugas del combustible.

Las reacciones ocurridas en el núcleo  tienen que ser relativamente lentas, no son como en una explosión nuclear, lo que ocurre en estas barras de combustible, es que los núcleos de uranio 235 se rompen, y cuando se rompen  producen núcleos más ligeros, salen con cierta energía que a su vez producen neutrones.

“Lo que ocurre es que como el uranio 235 se encuentra en elementos combustibles esparcidos dentro del núcleo del reactor, se necesita que los neutrones sean frenados, esto también para poder aumentar la probabilidad de que un neutrón reaccione con un núcleo de uranio 235. Para eso se necesita un moderador, un medio que se encargue de frenar a esos neutrones, que en el caso de reactores como el de Fukushima o el de Laguna Verde, es agua”, explica Herrera.

Elementos estructurales
De manera detallada, Juan Luis Francois, doctor en ciencias en la especialidad de reactores nucleares por la Universidad de París, Francia y presidente del Consejo Mundial del Pacífico, expone en un documento los elementos que conforman una central nuclear.

El sistema nuclear de un reactor de agua en ebullición de ciclo directo es un sistema de generación de vapor que consiste en un núcleo y una estructura interna, encerrados dentro de una vasija de presión, sistemas auxiliares de operación y seguridad del reactor nuclear y la instrumentación y control necesarios.

Los reactores de agua en ebullición tienen como fundamento obtener vapor en la propia vasija del reactor, así como aprovechar las mejores condiciones de transmisión de calor que pueden lograrse cuando hay ebullición en el líquido que actúa como moderador y refrigerante.

Descripción del Reactor Nuclear
1. Boquilla de salida de vapor
2. Secador de vapor
3. Separador de vapor
4. Llegada de agua de alimentación
5. Líneas de agua de recirculación
6. Ensambles de combustible
7. Barra de control
8. Mecanismos de barra de control
9. Canales para instrumentación nuclear

Descripción y principales características
1. Vasija. Tiene forma cilíndrica rematada por dos casquetes semiesféricos, de los cuales el superior es desmontable, estando unido a la parte inferior de la vasija mediante una brida con pernos.

El material utilizado es acero al carbono de grano fino, estando recubierto su interior por una capa de acero inoxidable.

Se apoya sobre un pedestal de hormigón y acero que se construye solidario a la cimentación del edificio.

Las barras de control y la totalidad de la instrumentación interior del núcleo penetran por la parte inferior de la vasija debido a la existencia, en su parte superior, de los separadores y los secadores de vapor.

Vasija de un reactor

La tobera de salida del vapor se encuentra en la parte superior de la zona cilíndrica mientras que en la parte inferior están alojadas las toberas de entrada y salida del agua de recirculación.

Entre los elementos internos de la vasija del reactor se consideran: los elementos combustibles que forman el núcleo y en los cuales se genera la energía, las barras de control que permiten controlar y parar el reactor, el barrilete o envuelta que rodea al núcleo separando la zona en donde se produce la ebullición de la zona que aloja las bombas de chorro, los separadores de vapor situados sobre el núcleo y los secadores de vapor colocados a su vez sobre los anteriores y que permiten obtener vapor saturado sin agua de arrastre.

2. Elementos combustibles. Los elementos combustibles están formados por barras combustibles y un canal que las envuelve.

Las barras son de Zircaloy-2 en las que se han introducido pastillas de UO2 sinterizado y después de haber producido el vacío en el interior se rellenan con Helio y se cierran herméticamente.

Las barras se agrupan en un arreglo  rectangular de 8×8 barras (también pueden ser de 9×9 o 10×10 dependiendo del diseño), coexistiendo las barras de combustible, de agua y de unión.

3. Barras de control. Tienen sección cruciforme, con un material absorbente de carburo de boro compactado en el interior de tubos de acero inoxidable (18 en cada brazo de la cruz).

Estas barras de control se introducen en el núcleo por la parte inferior del rector, lo que impide que las barras de control puedan introducirse simplemente por gravedad, con lo cual se tiene que diseñar un sistema que asegure la inserción de las barras en el núcleo con una gran fiabilidad cuando ello sea necesario.

4. Separadores y Secadores de Vapor. Los separadores de vapor tienen una estructura en forma de cúpula a la cual van soldadas una serie de tubos en cuya parte superior se encuentran los separadores de vapor que son de tres etapas. Consisten en láminas dispuestas en forma helicoidal que obligan al vapor a realizar una trayectoria helicoidal, depositándose las gotas de agua sobre la pared del separador a la que llegan por la fuerza centrífuga que se les comunica.

El vapor que abandona los separadores entra en el conjunto de secadores de vapor. El agua depositada en los secadores desliza por las paredes de los mismos descargando después de pasar por una serie de tuberías en la zona anular desde donde es recirculada.

5. Sistema de Recirculación. La misión de este sistema es la de aumentar el caudal de recirculación en el núcleo. Consiste en dos lazos situados en el exterior de la vasija del reactor, pero en el interior de la contención, conteniendo cada uno de ellos una bomba de recirculación, una válvula de cierre, una válvula de regulación, una válvula de aspiración, una válvula de descarga y un paso en derivación; ya en el interior del reactor están las bombas de chorro.

Formando parte de este sistema en el interior de la vasija del reactor se encuentran las bombas de chorro situadas en la región anular entre la envuelta y la vasija, no tienen partes móviles. Cada dos bombas están servidas por una única tubería de alimentación que atraviesa la vasija, para conectar a una tubería de distribución unida a la descarga de la bomba.

Por lo tanto los posibles caminos del agua que fluye a través del núcleo del reactor son:

a)     Aproximadamente 1/2 se transforma en vapor y vuelve a la vasija a través de la tobera de agua de alimentación después de haberse condensado en el condensador.
b)    1/3 aproximadamente es extraído de la vasija (plenum inferior) y recirculado de nuevo a través de las bombas de chorro al núcleo del reactor de donde pasa a través de los separadores de vapor y secadores al plenum superior.
c)     Agua que es absorbida por las bombas de chorro del anillo e inyectado a la cámara de aspiración volviendo al plenum inferior.

El sistema de recirculación puede controlar la potencia generada en el núcleo entre amplios márgenes, para ello basta modificar el flujo de refrigerante a través del reactor lo cual se consigue modificando la apertura de la válvula de control. En efecto, supongamos el reactor en estado estacionario y que en un instante determinado aumentamos el caudal del sistema de recirculación, abriendo la válvula de regulación, el caudal que circula a través del núcleo aumentará también disminuyendo la cantidad de burbujas en el mismo, lo cual equivale a un incremento positivo de reactividad y, por lo tanto, a un incremento de potencia que hará aumentar la temperatura del núcleo hasta que el aumento de burbujas suponga una reactividad negativa que compense la anterior, estabilizando la potencia generadora a un nivel alto.

Formando parte de lo que se denomina sistema primario, se encuentran las tuberías de vapor principal hasta las válvulas de aislamiento exteriores. Dichas tuberías arrancan desde la parte superior de la vasija y se dirigen separadamente a la alimentación de la turbina. Después de abandonar la vasija, las tuberías salen de la contención. En el interior de la contención se encuentran las válvulas de alivio, las de seguridad y las de aislamiento interior. En el exterior de la contención se encuentran las otras cuatro válvulas de aislamiento exterior. Las de alivio y seguridad tienen por misión proteger automáticamente de sobrepresiones en el sistema primario del reactor y la descarga de vapor se realiza bajo agua en la piscina de supresión, donde se condensa el vapor.

Sistemas Auxiliares
Sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (ECCS)
El objetivo del sistema es reducir la liberación a la atmósfera, en caso de accidente de pérdida de refrigerante (LOCA), de los productos radiactivos, para lo cual se intenta mantener en condiciones de integridad la primera barrera que son las propias vainas de combustible.

Consta de 4 subsistemas, que se describen brevemente a continuación:
a) HPCS.- Sistema de aspersión del núcleo a alta presión. Consiste en un dispositivo de rociadores que descargan sobre el núcleo y aspiran del depósito de almacenamiento de condensado, mediante una bomba de alta presión que se inicia automáticamente cuando desciende el nivel de agua en el núcleo o aumenta la presión en el pozo seco (estructura dentro de la contención).

b) LPCS.- Sistema de aspersión del núcleo a baja presión. Ídem que el de alta presión, pero aspirando de la piscina de supresión y diseñado para condiciones de baja presión en vasija. Se inicia automáticamente ante las mismas condiciones.

c) ADS.- Sistema de despresurización automática. Se inicia cuando los sistemas de refrigeración de alta presión no son capaces de mantener el nivel de agua adecuado en el núcleo. Está constituido por un grupo de válvulas de alivio/seguridad, que permiten despresurizar el reactor para efectuar la actuación de los sistemas de baja presión.

d) LPCI.- Sistema de inyección de refrigerante a baja presión. Utiliza las bombas y cambiadores de calor del sistema de evacuación de calor residual (RHR), estableciendo un circuito cerrado aspirando de la piscina de supresión y volviendo a la misma a través de la rotura, de forma que se permita mantener el núcleo refrigerado con agua.

Sistema de Evacuación de Calor Residual (RHR)
Objetivos del sistema: Extraer el calor de desintegración de los productos de fisión durante la parada normal y recarga de combustible.

Restaurar y mantener el nivel de agua en el reactor en condiciones normales y   anormales, de forma que se mantenga la integridad de las vainas de combustible.

Limitar la temperatura de la piscina de supresión.

Suplementar la capacidad de refrigeración del sistema de purificación y refrigeración de las piscinas de contención y almacenamiento de combustible.

Existen diversos modos de operación del RHR que brevemente describimos a continuación.

1. LPCI: Es parte del ECCS, ya descrito. Una Central BWR-6 dispone de 3 lazos del RHR que pueden ser alineados en modo LPCI (son los LPCI-A, B y C), 2 de los cuales (A y B) permiten la evacuación de calor a través de los cambiadores.

2. Refrigeración de la piscina de supresión: limita la temperatura de ésta cuando se tiene descarga de vapor a través de la misma. La bomba hace pasar el agua a través de los cambiadores de calor del sistema, donde se enfría, descargando el agua a la propia piscina.

3. Condensación de vapor: actúa en caso de aislamiento de la vasija y simultáneamente con la descarga de vapor a la piscina de supresión, empleando una combinación de RHR y sistema de refrigeración del núcleo aislado (RCIC). El vapor a temperatura y presión reducidas es dirigido a los cambiadores de calor donde se condensa pasando el condensado al RCIC que lo devuelve a vasija. (Modo raramente empleado en la práctica, aunque se dispone del mismo).

4. Refrigeración del núcleo en parada fría: extrae del mismo el calor residual después de parado el reactor para la recarga de combustible o para realizar un mantenimiento con la Central en parada fría. El sistema se inicia de forma manual, una vez que se ha alcanzado en el núcleo la presión inferior a 135 psi, disminuyendo la temperatura a 120 ºF en unas 20 horas. A través de la línea de succión del lazo de recirculación, el agua es conducida a los cambiadores de calor, descargando por las líneas de agua de alimentación.

5. Refrigeración de la contención por rociado: esta función del RHR permite refrigerar la contención, condensando cualquier vapor que se escapase del pozo seco, y protegiendo contra la sobrepresión de la contención.

Sistema de Refrigeración del Núcleo Aislado (RCIC)
Objetivos:
– Mantener suficiente agua en la vasija para refrigerar el núcleo y mantenerlo en espera en condiciones de aislamiento del reactor (en estas condiciones queda aislado del condensador de la turbina y del agua de alimentación).

– Permitir la parada completa del reactor cuando ha habido interrupción de alimentación de agua a vasija. El sistema RCIC dispone de una turbo bomba accionada por vapor de la vasija del reactor, el cual es descargado en la piscina de supresión. La bomba aspira del depósito de almacenamiento de condensado, de los cambiadores de calor del RHR, o en último término de la piscina de supresión, descargando en el interior de la vasija a través del rociador de la parte superior. Por tanto el sistema no necesita de suministro exterior de energía.

Sistema de Purificación del Agua del Reactor (RWCU)
Su principal misión es mantener un alto nivel de pureza en el agua del reactor, eliminando de ella los productos de corrosión y cualquier otras impurezas solubles o insolubles. Proporciona además la posibilidad de mantener el inventario de agua en el sistema primario.

El denominado sistema de purificación se dimensiona para tratar la totalidad del volumen de agua del reactor cada cuatro horas y media y puede operar tanto en funcionamiento normal de la central como en periodos de arranque, parada y cambio de combustible. Consta de dos bombas del 50% de capacidad por cada uno y dos unidades filtro-desmineralizadoras del 50% de la capacidad.

El agua a tratar se extrae de la aspiración de las bombas de recirculación, enfriándolas mediante dos cambiadores de calor, uno regenerativo y otro no regenerativo, antes de hacerlo circular por filtro y el lecho mixto de resinas, donde es purificado, posteriormente vuelve al cambiador de calor regenerativo en donde se recupera parte del calor cedido antes de ser inyectada a la tubería de agua de alimentación.

Sistema de purificación y refrigeración de las piscinas de combustible y de contención
Se proyecta este sistema para mantener pura el agua de las piscinas de la contención y del combustible así como para evacuar el calor desprendido por los elementos combustibles quemados y el calor que se transfiere a la piscina de la contención desde el denominado pozo seco donde se encuentra el reactor.

El sistema de purificación y refrigeración se dimensiona para poder evacuar además, proveniente del pozo seco, el calor residual de una carga de combustible recién salido del reactor y el de otra perteneciente a la recarga anterior. Si el calor a evacuar es superior debido a la existencia de mayor número de elementos combustibles puede utilizarse los cambiadores de calor del sistema de evacuación del calor residual.

Sistema de Control Líquido de Reserva (SBLC)
Es una salvaguardia de ingeniería, que debe actuar únicamente en caso de no poderse insertar en el núcleo del reactor suficiente número de barras de control, para conseguir la parada del mismo y su enfriamiento normal.

Consta de un depósito de almacenamiento, de una solución absorbente de neutrones, dos bombas de desplazamiento positivo, y dos válvulas explosivas con las tuberías correspondientes que inyectan la solución absorbente directamente en el núcleo a través de la línea de descarga del HPCS.

La cantidad de solución absorbente a introducir en el núcleo, se calcula para que la reactividad negativa equivalente mantenga subcrítico el reactor, incluso en la condición de frío, y teniendo en cuenta, además, el efecto de temperatura y burbujas, el efecto Doppler y la variación por desintegración de la proporción de Xe en el combustible.

El absorbente normalmente utilizado es el pentaborato de Sodio que es mucho más soluble en agua que el ácido bórico, no obstante, para evitar taponamientos que pudieran originarse por la disposición de precipitados sobre el fondo del depósito se eleva la salida del mismo por encima del fondo, haciendo burbujear aire en el interior de la solución para facilitar la mezcla, además, para evitar la cristalización se mantiene mediante calentadores eléctricos la temperatura de la solución ligeramente por encima de la de saturación.

En la sala de control existen los indicadores y la instrumentación necesaria y conveniente para el conocimiento de la operatividad del sistema, así como el interruptor de puesta en función con cerradura de seguridad.

Cuando el operador decide inyectar el agua con el veneno en el interior del núcleo, introduce la llave en la cerradura y pone en marcha el sistema de control líquido explotando los fulminantes de las válvulas de explosión, y posteriormente accionando una de las bombas de inyección.

Contención
Con la finalidad de reducir al mínimo el escape al medio ambiente de productos radiactivos se envuelve al reactor de una cubierta denominada contención primaria de acero al carbono en forma cilíndrica y cúpula elipsoidal y suelo plano (éste denominado “liner”). La parte cilíndrica está anclada a la losa de cimentación del edificio. El pozo seco, los muros de contención y el pedestal del reactor transmiten las cargas a la losa del suelo a través del liner. Es una estructura de Categoría sísmica I.

La totalidad del circuito primario está ubicado en el interior de la contención, que se proyecta para resistir las siguientes cargas:

  • Térmicas
  • Vivas
  • Muertas
  • Sísmicas
  • Fuerza del viento
  • Hidrostáticas
  • De pretensado
  • Siendo las cargas críticas las originadas por el accidente base de diseño y las sísmicas.

En la contención denominada Mark III el reactor se encuentra confinado en un recinto denominado pozo seco. Se trata de un cilindro de hormigón reforzado, con un techo plano de plancha de acero que tiene en la parte Central, una cubierta extraíble, que sirve para las operaciones de recarga y mantenimiento. Es una estructura de Categoría sísmica I.

En el caso de accidente LOCA la presión de dicho pozo seco aumenta, haciendo descender el agua situada en la piscina de supresión hasta que el vapor alcanza los venteos horizontales pasando a la contención después de haber burbujeado en el agua en donde una gran parte de él se condensa.

Proporciona el blindaje contra radiaciones para permitir el acceso a zonas situadas fuera del pozo seco y provee protección contra proyectiles y roturas provocadas por golpes de ariete en tuberías.

Perspectivas
En entrevista, la doctora Cecilia Martín del Campo Márquez, quien es ingeniera Nuclear por el Instituto Nacional de Ciencias y Técnicas Nucleares de París, Francia, doctora en Ingeniería Nuclear de la Universidad de París XI –Orsay, y presidenta de la Sociedad Nuclear Mexicana, ofrece un panorama puntual de esta energía en el ámbito nacional:

¿Cuál es la viabilidad de la energía nuclear en México?
Después de lo ocurrido en Fukushima, la energía nuclear, en el mundo, será más cuestionada por la opinión pública y tendrá que dar la batalla para seguir siendo parte de la solución al problema de seguridad energética de la humanidad.

Considero que la energía nuclear en México seguirá siendo viable porque los nuevos diseños de plantas nucleares ofrecen avances tecnológicos que la hacen factible en costo, limpieza, confiabilidad y seguridad.

¿Es necesaria?
Sí es necesaria porque permite diversificar nuestro parque de generación eléctrica con la producción de electricidad limpia de gases efecto invernadero. También ofrece alta confiabilidad de suministro eléctrico y puede ser utilizada en la carga base con costos de producción eléctrica muy competitivos. Además sus costos de combustible son muy estables comparados con los de los hidrocarburos.

¿Cuál es su futuro en el panorama energético en nuestro país?
Los estudios más recientes de expansión de generación eléctrica a largo plazo, realizados en el Departamento de Sistemas Energéticos de la Facultad de Ingeniería de la UNAM, y que se basan en la optimización de costos de generación eléctrica, bajas externalidades ambientales, alta diversificación, baja vulnerabilidad ante volatilidad de precios combustibles y alta generación de empleos, entre otros parámetros que demuestran que la energía nuclear debe participar y ser parte importante en la mezcla de tecnologías de generación eléctrica mexicana. Las prospectivas de generación eléctrica a largo plazo muestran que los peores escenarios se dan cuando la energía nuclear no participa.


——————————————————————————————————————–

Comentarios

Deja una respuesta

Or

Tu dirección de correo electrónico no será publicada. Los campos obligatorios están marcados con *

Scroll to top