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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 |
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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.
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.
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