Reactores nucleares de Potencia MONOGRAFÍA. Experiencia Recepcional. Monserrat Zendejas Rodríguez. Director:

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1 UNIVERSIDAD VERACRUZANA FACULTAD DE CIENCIAS QUÍMICAS ZONA XALAPA PROGRAMA EDUCATIVO: INGENIERÍA QUÍMICA Reactores nucleares de Potencia MONOGRAFÍA Que para acreditar la Experiencia Educativa: Experiencia Recepcional P r e s e n t a: Monserrat Zendejas Rodríguez Director: M. en A. Yolanda Uscanga Feria Xalapa, Ver., Enero

2 Índice Índice...2 Introducción...4 Capítulo 1. Fisión Nuclear Reacción en cadena Materiales fisionables, físiles y fértiles...9 Capítulo 2. Radiación Descubrimientos Capítulo 3. Centrales y reactores nucleares Centrales nucleoeléctricas Funcionamiento de una central nuclear Reactor nuclear Principales componentes de un reactor nuclear Capítulo 4. Clasificación de los reactores nucleares Reactores de investigación Reactores de potencia Capítulo 5. Reactores Nucleares de Potencia Reactor de agua a presión PWR Reactor de agua en ebullición BWR Reactor de agua pesada a presión PHWR o CANDU Reactor avanzado refrigerado con gas AGR Reactor de agua ligera moderado con grafito RBMK Reactor rápido de cría FBR Capítulo 6. Reactores Nucleares De Potencia Avanzados Generación lll Reactor de agua en ebullición avanzado ABWR Reactor europeo de agua a presión EPR Reactor de potencia avanzado APR Reactor CANDU avanzado o ACR Capítulo 7. Reactores nucleares de potencia avanzados lll Plus Reactor económico de agua en ebullición ESBWR Reactor sidewasser SWR Reactor modular de helio con turbina de gas (GT-MHR) Conclusiones Glosario Referencias bibliográficas y electrónicas

3 Índice de figuras Figura 1 Reacción de fisión... 7 Figura 2 Reacción de fisión en cadena Figura 3 Radiación ionizante. 11 Figura 4 Tipos de radiación y su penetración en diversos materiales Figura 5 Reactores de potencia en operación Figura 6 Funcionamiento de una central nuclear Figura 7 Componentes de un reactor nuclear tipo BWR...17 Figura 8 Diagrama simplificado de una central nucleoeléctrica con reactor de agua a presión PWR Figura 9 Ciclo de agua-vapor de un reactor tipo BWR Figura 10 Diagrama de un reactor tipo PHWR o CANDU...28 Figura 11 Diagrama de un reactor avanzado refrigerado con gas AGR Figura 12 Diagrama de una central con reactor tipo RBMK.. 31 Figura 13 Diagrama de una central con reactor rápido de cría FBR...33 Figura 14 Evolución de un reactor BWR a ABWR...35 Figura 15 Diagrama de una central con reactor tipo EPR...37 Figura 16 Esquema del reactor APR Figura 17 Arreglo del reactor ACR...40 Figura 18 Circulación natural en el ESBWR..42 Figura 19 Esquema de una vasija del reactor SWR...43 Figura 20 Vasija de un reactor tipo GT-MHR...45 Figura 21 Combustible de un reactor GT-MHR Figura 22 Diagrama del ciclo de helio del reactor GT-MHR Índice de tablas Tabla 1 Clasificación de los neutrones de acuerdo a su energía cinética Tabla 2 Tipos de reactores de investigación Tabla 3 Reactores de potencia Tabla 4 Reactores de potencia y sus componentes

4 Introducción En 1939, el descubrimiento de la fisión fue uno de los acontecimientos que hacen época, ya que abrió camino a una fuente de energía totalmente nueva, mediante la utilización de la energía interna del núcleo atómico. Los materiales básicos que pueden emplearse para obtener energía nuclear por fisión, son los elementos uranio y torio. Estos elementos están contenidos en minerales diversos ampliamente distribuidos por la corteza terrestre. La importancia de la energía nuclear en todo el mundo para la generación de electricidad aumenta continuamente, ante las preocupaciones ambientales con respecto a la contaminación ambiental. Por ello es que llama la atención esta temática, y su importancia para la generación de la electricidad, así como los tipos de reactores que se utilizan para ello y así poder aportar a la sociedad conocimientos sobre el tema y aclarar dudas y temores sobre la tecnología nuclear. Mientras las centrales térmicas convencionales queman combustibles fósiles para la producción de electricidad, una central nuclear obtiene su energía de la fisión del átomo de uranio. Esto significa que una central de este tipo no envía a la atmósfera óxidos de carbono, de azufre, de nitrógeno, ni otros productos de combustión, tales como las cenizas, como lo hacen las centrales térmicas contribuyendo a la lluvia ácida, por ejemplo. Las centrales nucleares, al no quemar combustibles fósiles, no emiten CO 2 durante su operación. En cuanto a las emisiones de las torres de enfriamiento, tan frecuentemente utilizadas como símbolo de la contaminación producida por las centrales nucleares, sólo emiten vapor de agua. Desde el punto de vista de la protección del medio ambiente, las centrales nucleares siempre han estado sujetas a un estricto control reglamentario institucional difícil de igualar por otras actividades industriales. Dicho marco regulatorio contempla todas y cada una de las fases que componen el ciclo de producción, así como la protección de los trabajadores de la central y del público en general y el desmantelamiento de la planta al final de su vida útil. La energía nuclear es hoy en día la única fuente capaz de suministrar grandes cantidades de electricidad sin contribuir de forma significativa al cambio climático. Al no generar dióxido de carbono, las centrales nucleares permiten ahorrar un 8% de las emisiones de CO 2 a nivel mundial. Aunque generan emisiones de efluentes radiactivos en cantidades limitadas de acuerdo con esa regulación, estas quedan registradas continuamente y son objeto de constante seguimiento mediante un extenso programa de análisis realizado por entidades independientes y por la administración. Los valores de esos efluentes medidos en términos de actividad radiológica y de dosis son mil veces inferiores a lo permitido, por tanto, son respetuosas con el 4

5 medio ambiente y a la vez proporcionan una solución factible para satisfacer los incrementos de la demanda de electricidad de forma económica. Actualmente, se está viviendo un nuevo resurgir de la industria nuclear internacional debido a la instalación de diversas centrales nucleoeléctricas en distintas partes del mundo; la preocupación por el cambio climático y la dependencia exterior del suministro de combustibles fósiles coinciden también para reforzar la opción nuclear. A pesar del impresionante desarrollo que ha tenido la producción de energía eléctrica, mediante el uso de la energía nuclear y de sus ventajas económicas y ambientales, una parte significativa de la opinión pública, continúa cuestionando su necesidad y convivencia. Las opiniones del público en torno al uso de la energía nuclear se encuentran divididas en grupos muy diversos, aún al interior de los diferentes partidos políticos. En uno de los extremos están quienes se oponen al uso de la energía nuclear en cualquiera de sus formas y a cualquier costo; en el otro, quienes sostienen que la energía nuclear traerá ventajas económicas muy importantes y generación de empleos. Para formarse una opinión realista sobre el tema es indispensable, tanto para estudiosos en la materia como para el público en general olvidar los mitos y sustituir las especulaciones por información concreta y verdadera. La mayoría, o gran parte de la información disponible a cerca de los reactores nucleares empleados para la generación de energía eléctrica se encuentra en otros idiomas, es muy limitada y pocas personas tienen acceso a esta. Por ello es importante realizar trabajos como este para ayudar a la comprensión de una forma concreta y entendible para cualquier persona interesada en esto. El estado de desarrollo actual de nuestro país está basado en el consumo de grandes cantidades de energía provenientes de diferentes fuentes, entre ellas las centrales nucleares que son hoy el punto donde se centra la polémica, cuyos argumentos, a favor o en contra, martillean los oídos de una sociedad que se debate así entre el temor y la confianza. Debido a que para la producción de dicha energía eléctrica se hace uso de reactores nucleares, los cuales están constituidos por una serie de elementos para que se realice dentro del mismo una reacción en cadena autosostenida, dicha reacción genera energía en forma de calor, la cual será utilizada posteriormente con ayuda de diversos dispositivos para la generación de energía eléctrica. En la República Mexicana, se tiene una central nuclear llamada Laguna Verde, ubicada en el estado de Veracruz, Municipio de Alto Lucero, dicha central no es la única instalación en el país, también existen reactores de investigación como el del Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ) en Salazar, Edo. De México. El propósito del presente trabajo, es brindar información oportuna, actualizada y confiable a personas interesadas en este tema para informar sobre diversos tipos de reactores nucleares que existen en la actualidad para la generación de energía eléctrica, mencionando características importantes y componentes utilizados en 5

6 los diferentes reactores para su adecuado funcionamiento, así, como también las diferencias entre ellos. Teniendo como objetivo general y específicos los siguientes: Objetivo general: Realizar un compendio actualizado, sobre los reactores nucleares utilizados para la generación de electricidad en la actualidad, indicando sus características y componentes básicos. Objetivos específicos: Investigar sobre los reactores nucleares utilizados para la generación de electricidad. Analizar los tipos de reactores nucleares existentes, su terminología y propósitos. Realizar una comparativa entre los reactores nucleares existentes. Determinar las ventajas y desventajas sobre cada uno de los reactores presentados en este trabajo. Presentar una propuesta sobre el tipo de reactor viable para utilizar en una central nucleoeléctrica. 6

7 Capítulo 1. Fisión Nuclear En 1939, se descubre una reacción nuclear, la cual libera mucha más energía por átomo que la radiactividad, esta además tiene potencial para ser usada tanto para producir explosiones como para generar energía. A este proceso se le llama fisión nuclear. La fisión nuclear es la ruptura de un núcleo pesado provocada dentro de ciertas condiciones por un neutrón. Cuando el núcleo captura al neutrón, se vuelve inestable, oscila y se separa en dos núcleos más pequeños de masas medianas liberando una gran cantidad de energía y varios neutrones. (Ver Figura 1). Esta reacción de fisión nuclear es empleada en los reactores nucleares para la generación de energía eléctrica. Una reacción de fisión se puede expresar de la siguiente manera: Neutrón + Núcleo Núcleo producto de fisión+ Neutrones + Electrones beta + Fotones gamma. Figura 1 Reacción de fisión (Fuente: Los neutrones que salen del núcleo fisionado, en condiciones apropiadas, pueden tener muchos destinos, algunos de ellos golpearán a otros núcleos fisionables, los fisionarán y liberarán a otros neutrones, liberándose también una gran cantidad de energía. Esto es lo que da lugar a una reacción en cadena, que continuará tanto tiempo como existan los núcleos fisionables en condiciones de reaccionar. 7

8 1.1 Reacción en cadena Una secuencia de reacciones de fisión, generan una reacción en cadena, es decir el núcleo absorbe un neutrón el cual provocará que dicho núcleo se fragmente en dos productos de fisión liberándose neutrones y energía, dichos neutrones en condiciones adecuadas provocarán más fisiones en otros núcleos y estos a su vez se fragmentaran formando una secuencia. En la Figura 2, se muestra esquematizada una reacción en cadena tomando como ejemplo al Uranio. La reacción de fisión se presenta en los núclidos de U-235, U-238, Th-232, Pu-239 etc., pero por sus características fisionables el U-235 es el más usado en los reactores nucleares.(lamarsh, 2001). La fisión nuclear controlada fue por primera vez llevada a cabo a una escala real, por el equipo liderado por el físico estadounidense Enrico Fermi manteniendo este proceso en una "reacción en cadena" controlada. El reactor nuclear construido en una cancha de squash en la Universidad de Chicago, se encontraba funcionando en diciembre de Los diferentes tipos de reactores nucleares comerciales actuales datan desde esa época. (Mckay,1987). Figura 2 Reacción de fisión en cadena (Fuente: 8

9 1.2 Materiales fisionables, físiles y fértiles El combustible de un reactor nuclear debe ser un material sólido y fisionable, es decir que se pueda fisionar debido al bombardeo de neutrones. Existen distintos tipos de materiales combustibles que se usan en un reactor nuclear, estos son elegidos de acuerdo al tipo de reactor que se utilizará para la generación de energía eléctrica y del tipo de neutrones que se utilizarán para el bombardeo del material. Estos materiales son llamados físiles, fértiles y fisionables. Materiales físiles. Es el material susceptible de presentar reacciones de fisión nuclear con neutrones de cualquier energía, estos pueden ser con neutrones lentos o térmicos y con neutrones rápidos. Los materiales de este tipo más importantes son U-233, U-235, Pu-239 y Pu-241. De los cuales sólo el U-235 se encuentra en la naturaleza. Materiales fértiles. Estos materiales están formados por un núclido no físil, pero mediante una reacción nuclear de absorción neutrónica, puede transmutarse a otro núclido físil. Materiales fisionables. Es el material susceptible de experimentar reacciones de fisión nuclear con neutrones de cualquier energía. (Del campo, 2010). Las reacciones de los diferentes tipos de materiales con los neutrones se basa en la energía de ellos. Esta partícula se clasifica de acuerdo a su energía cinética así como lo indica la Tabla 1. El tipo de neutrón a utilizar será de acuerdo al tipo de material que se utilice como combustible. Tabla 1 Clasificación de los neutrones de acuerdo a su energía cinética (Fuente: ININ, 2013). Tipo de neutrón Relativistas Rápidos Intermedios o resonantes Lentos Térmicos Características Neutrones con energías mayores a 20Mev Su energía es mayor o igual a 1Mev pero menor que 20Mev. Son aquellos cuya energía es menor a 1 Mev, pero mayor que 1ev. Tienen un rango de energía menor que 1ev, pero mayor que la energía térmica. Son aquellos cuya energía cinética es la misma que la de las moléculas o átomos que componen su medio ambiente. la energía térmica a temperatura ambiente es de 0.025ev. 9

10 Capítulo 2. Radiación 2.1 Descubrimientos El concepto de radiación nace después de haber logrado un conocimiento básico del átomo. En 1896, Becquerel demostró que un compuesto que tuviera uranio era capaz de ennegrecer o velar una placa de película fotográfica envuelta en papel opaco; este efecto era similar al que se producía cuando una película del mismo tipo se exponía a los rayos X descubiertos en 1895 por Roentgen. Así, Becquerel concluyó que el uranio emitía esta radiación. Posteriormente, se demostró que debido a esta emisión de radiación el aire se ionizaba en los alrededores cercanos al uranio. Pero no fue hasta 1898, que Marie Curie, le dio el nombre de radiactividad a este fenómeno con el que es conocido actualmente. A partir de esto, las investigaciones avanzaron aceleradamente hasta que Rutherford, en 1903 demostró que existían tres tipos de emisiones radiactivas alfa, beta y gamma. La radiación es la propagación de energía en forma de ondas electromagnéticas o partículas subatómicas a través del vacío o de un medio fluido. La parte de la radiación propagada en forma de ondas electromagnéticas se denomina como radiación electromagnética, mientras que la radiación corpuscular es la radiación transmitida en forma de partículas subatómicas que se mueven a gran velocidad en un medio o en el vacío, con considerable transportación de energía. A la radiación emitida durante las transformaciones nucleares, los rayos X y los neutrones producen ionización en la materia con la que interactúan, por lo que se llama radiación ionizante. (Bueche, 1989). Existen varios tipos de radiación, de acuerdo al espectro electromagnético, se dividen según su frecuencia y energía en radiación ionizante y radiación no ionizante. Las primeras tienen la facultad de ionizar a los átomos de dicha materia, mientras que las segundas son por ejemplo la luz y el calor, estas no alteran a la naturaleza de la materia en la que inciden a menos que sean excesivas. Las características principales de la radiación ionizante son: Los niveles de energía se incrementan con sus altas frecuencias. Longitud de ondas pequeñas. Tienen capacidad para ionizar medios La radiación ionizante se divide de la siguiente manera: 10

11 Radiación ionizante Partículas cargadas Radiación sin carga Figura 3 Radiación ionizante (Fuente propia) Partículas pesadas cargadas Electrones Radiación electromagnética Neutrones (ionización indirecta) Radiación alfa: la cual está constituida por dos protones y dos neutrones, es decir un núcleo del helio; son emitidas por la desintegración de átomos de elementos pesados (uranio, radio, radón, plutonio) y debido a su masa, esta radiación no puede recorrer más que un par de centímetros en el aire. Por lo que, una hoja de papel o la epidermis sirven como blindaje. Radiación beta: está compuesta por partículas con la masa semejante a la de los electrones que pueden ser positivas o negativas. Este tipo de radiación se detiene en algunos centímetros en el aire o en el agua, por lo que se utiliza como blindaje láminas de aluminio, pocos centímetros de plástico o madera, pero se debe de tener cuidado al seleccionar el material que se utilizará como blindaje, ya que con un número atómico grande (Z > 13), se detienen partículas de alta energía por frenado dando como resultado radiación de frenado (Bremsstrahlung) en forma de rayos X. Radiación gamma: es electromagnética, muy energética y con poder de penetración grande. Esta radiación en el aire llega muy lejos por lo que es necesario utilizar materiales densos como el plomo o el hormigón. Pero no es posible parar toda la radiación gamma por medio de blindaje pero la atenuación del haz inicial y la reducción de la energía por dispersión es factible. Radiación x: este tipo de radiación es parecida a la gamma, pero se produce artificialmente en un tubo de vacío a partir de un material que no tiene radiactividad propia, por lo que su activación y desactivación tienen un control fácil e inmediato. 11

12 Radiación de neutrones: es generada durante las reacciones nucleares. Este tipo de radiación tiene mayor penetración que los rayos gamma por lo que el blindaje utilizado para este tipo de radiación son barreras gruesas de hormigón, agua o parafína. ( La radiación gamma, rayos x y neutrónica, no son directamente ionizantes, pero al incidir sobre otros núcleos pueden activarlos o causar emisiones que indirectamente causan ionización. Para aplicar los métodos de blindaje para fuentes de rayos X y gamma, se debe entender como el proceso de atenuación en un medio absorbente. En la Figura 4 se muestra la penetración de la radiación con respecto al material usado como blindaje. Las características principales de la radiación no ionizante son las siguientes Sus niveles de energía decrecen con sus bajas frecuencias. Longitudes de onda grandes. Aún cuando sean de alta intensidad no pueden causar ionización. Son ondas electromagnéticas, luz y calor, y no alteran la naturaleza de la materia. Figura 4. Tipos de radiación y su penetración en diversos materiales (Fuente: 12

13 Capítulo 3. Centrales y reactores nucleares La evolución de la humanidad ha estado ligada a la utilización de la energía en sus diferentes formas. Al pasar los siglos el hombre ha encontrado diferentes formas para generar fuentes de energía o ha creado un procedimiento distinto para aprovecharla. Usualmente, entendemos como energía a la capacidad de realizar un trabajo o de hacer algo, como levantar un libro, operar un aparato, etcétera. Cuando se habla de energía nuclear se hace referencia a la generación de energía eléctrica a partir de reacciones nucleares. Por ello es que energía nuclear es la energía obtenida al manipular la estructura interna de los átomos. Se puede obtener mediante dos formas la fisión nuclear o mediante la fusión nuclear. La energía que se obtiene de estas reacciones nucleares es aprovechada para generar energía eléctrica. Para el caso de la fisión nuclear, que es la que nos interesa ya que no hay reactores que operen con reacciones nucleares de fusión. Al llevarse a cabo una reacción en cadena auto sostenida ocurren una serie de fisiones que liberan una gran cantidad de energía, en forma de energía cinética que al chocar con el medio en el que se encuentre se produce calor, dicho calor servirá para calentar el agua que se evaporará. Este vapor con energía moverá una turbina conectada a un generador eléctrico en donde se produce la electricidad. Este es el origen de la energía nuclear Centrales nucleoeléctricas El desarrollo de la energía nuclear ha sido extraordinariamente rápido, desde 1942 que fue su primera demostración con los primeros reactores construidos, hasta nuestros días. En México se comenzó la implementación de la energía nuclear con la construcción de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde, la cual cuenta con dos unidades de las cuales, la primera inicia su operación en forma comercial en el año 1990 y la segunda unidad en el año de (CFE, 2011). Una central nuclear, es una instalación industrial empleada para la generación de energía eléctrica a partir de energía nuclear. Estas centrales se caracterizan por emplear combustible fisionable, haciendo uso de un ciclo termodinámico convencional producen movimiento de turbinas que transforman el trabajo mecánico a energía eléctrica. Dichas centrales pueden contener uno o más reactores. En la Figura 5, se puede apreciar la cantidad de reactores nucleares de potencia que actualmente se encuentran operando en el mundo. 13

14 Figura 5 Reactores de Potencia en operación (Fuente: El principio de producción de electricidad en una central nuclear, se basa en el movimiento de turbinas a partir de una fuerza que se obtiene a partir de vapor el cual logrará moverlas. Las centrales nucleares y las centrales térmicas convencionales operan de una forma similar, la única diferencia entre ellas es la forma de generar el vapor. En las centrales termoeléctricas, el agua se calienta en grandes recipientes cerrados llamados calderas, cuyas paredes, pisos y techos, se encuentran cubiertos por tubos llenos de agua; la cual es calentada mediante la quema de combustible hasta hacerla hervir en el interior de los tubos, con el objeto de producir el vapor que moverá la turbina, dicho movimiento se transmite al rotor de un generador para producir energía eléctrica; mientras que para las centrales nucleoeléctricas el agua es calentada por un reactor nuclear el cual convierte la energía contenida en los núcleos atómicos en energía. La energía obtenida del combustible es la energía térmica que sirve para calentar el agua y producir vapor que se convertirá en energía mecánica que moverá la turbina, el giro de la turbina se transmite al rotor de un generador, que produce energía eléctrica. (Jinchuk, 2003). 14

15 3.2. Funcionamiento de una central nuclear El principio básico del funcionamiento de una central nuclear, se basa en la obtención de energía calorífica mediante la fisión nuclear del núcleo atómico de algún material fisionable, que regularmente es U-235, calor necesario para generar vapor proviene de las reacciones de fisión, este vapor de agua que salió de la turbina, aunque ha perdido energía calorífica sigue estando en estado gas y muy caliente. Para reutilizar esta agua hay que refrigerarla antes de volverla a introducir en el circuito. Para ello, una vez ha salido de la turbina, el vapor entra a un depósito de condensación donde este se enfría al estar en contacto con las tuberías de agua fría. El vapor de agua se vuelve líquido y mediante una bomba se dirige nuevamente al reactor nuclear para volver a repetir el ciclo, tal como se muestra en la figura 6. El elemento fundamental de una central nuclear para su operación, es el reactor, ya que es donde ocurre todo el proceso de generación de energía calorífica a partir de las fisiones nucleares y es aquí donde inicia el proceso para la generación de energía eléctrica, ya que sin este dispositivo, no sería posible generar calor para producir la electricidad. Figura 6. Funcionamiento de una central nuclear (Fuente: CNEA) 3.3. Reactor nuclear Un reactor nuclear es un sistema en donde se produce una reacción nuclear controlada y de un sistema de enfriamiento del núcleo, mediante el cual se aprovecha la energía liberada en la reacción de fisión para generar electricidad. 15

16 Un reactor es diseñado para que opere de forma segura y cumpla con los siguientes requisitos indispensables: 1) El reactor es capaz de lograr una reacción en cadena auto sostenida. 2) El operador de reactor es capaz de controlar el nivel de potencia. 3) La energía térmica liberada en las reacciones de fisión debe ser removida del núcleo en condiciones que no causen temperaturas o diferencias de temperaturas excesivas en los materiales y componentes del núcleo del reactor. 4) Estructuralmente, el núcleo es fuerte y tiene integridad estructural asegurada bajo un amplio rango de condiciones operativas. 5) Aún bajo las más severas condiciones resultantes de un mal funcionamiento del sistema de enfriamiento, los productos radiactivos de fisión son contenidos en su totalidad. 6) El diseño toma en cuenta el reabastecimiento de combustible en forma periódica. 7) El costo del combustible, mantenimiento y operación de la planta deben ser aceptablemente bajos. 8) Los materiales que conforman al núcleo exhiben un alto grado de inactividad química. Con esta información queda claro lo que es un reactor nuclear y que este dispositivo no opera solo, sino que necesita de componentes para ayudarlo, así como también de otros equipos necesarios como una turbina y un generador eléctrico como fue mencionado con anterioridad. Así como también de los requisitos que debe de cumplir el reactor para una operación segura de una central nuclear Principales componentes de un reactor nuclear A pesar de la existencia de los múltiples reactores, todos tienen los componentes básicos para convertir la energía térmica en energía eléctrica. En la Figura 7, se muestran las diferentes partes que componen a un reactor nuclear de agua en ebullición (BWR). Los cuales serán similares para cualquier tipo de reactor. 16

17 Detalle esquemático del reactor nuclear: 1.- Venteo y rociador de la tapa. 2.- Barra para izado del secador. 3.- Conjunto del secador de vapor. 4.- Salida de vapor. 5.- Entrada para rociadores del núcleo. 6.- Conjunto de separadores de vapor. 7.- Entrada de agua de alimentación. 8.- Distribuidor de agua de alimentación. 9.- Entrada de la inyección de refrigerante Tubería de rociadores del núcleo Distribuidor para rociadores del núcleo Guía superior Bombas de chorro Envolvente del núcleo Elementos combustibles Barra de control Placa soporte del núcleo Entrada de agua de recirculación Salida de agua de recirculación Soporte de la vasija Blindaje del reactor Accionadores de las barras de control Tuberías de accionamiento hidráulico de las barras de control Detectores internos de neutrones. Figura 7. Componentes de un reactor nuclear tipo BWR (Fuente: Cada uno de estos componentes tiene características y naturalezas diferentes dependiendo de los objetivos y estructura de los diferentes reactores. Estos componentes son los siguientes: Núcleo El núcleo de un reactor es el lugar que aloja al material fisionable y por ende donde se llevan a cabo las reacciones de fisión. Además, aquí se tienen los mecanismos de control e instrumentación necesaria para controlar eficazmente el sistema nuclear. Las barras de encamisado que contienen las pastillas de combustibles son ensambladas con cabezales a otras barras formándose un ensamble combustible. A este conjunto de ensambles de combustible se le conoce como núcleo. Los elementos combustibles son los responsables de producir energía en los reactores 17

18 nucleares, generando calor durante este proceso. Los elementos combustibles están formados por: material combustible que normalmente es uranio y/o plutonio combinado con oxígeno para formar un óxido o con otro material para formas una aleación. Las vainas que son aleaciones metálicas de zirconio, aluminio, etc. que encierran herméticamente al material combustible para evitar que se escapen los productos formados durante las reacciones nucleares. Los materiales estructurales que son también aleaciones metálicas de zirconio, aluminio y/o aceros que sirven para dar una estructura geométrica al conjunto, permitiendo así que la remoción de calor generado se realice con facilidad por el líquido refrigerante que se mueve a través de ellos. (Lamarsh, 2001). Combustible nuclear El componente esencial del combustible de un reactor nuclear debe ser un material que sea fisionable, es decir, que se rompa o desintegre fácilmente al ser bombardeado con neutrones. El único material que en su estado natural es fácilmente fisionado con neutrones térmicos es el U-235. Este núclido es uno de los tres isótopos naturales del uranio y constituye el 0.72% aproximadamente de todo el uranio natural existente actualmente. El resto del uranio natural consiste del isótopo U-238 al cual se le conoce como material fértil, puesto que puede transformarse en otro material fisionable llamado plutonio. El combustible de un reactor generalmente es una mezcla de materiales fisionables y fértiles. Durante la operación del reactor, al irse irradiando el combustible, los átomos de material fisionable se van consumiendo mientras que el material fértil va produciendo nuevos átomos fisionables. Existen otros isótopos fisionables que no existen en la naturaleza pero que pueden obtenerse artificialmente. Los principales son: U-233, que se obtiene por captura de un neutrón por un núcleo de torio-232. El núcleo intermedio formado sufre dos desintegraciones beta, dando lugar al U-233. Pu-239, que se forma en la captura de un neutrón por un núcleo de uranio-238, seguida de dos emisiones beta. Pu- 241, se forma por la captura de un neutrón por el Pu-240, el cual procede a su vez, de la captura de un neutrón por un núcleo de Pu-239. (Calva, 1988). Moderador Dentro de un reactor que utilice como combustible uranio natural o uranio enriquecido, es necesario frenar los neutrones que se emiten en las fisiones del material combustible, ya que estos se mueven a grandes velocidades. Esta reducción de velocidad es necesaria debido a que los neutrones lentos producen fisiones más efectivas que los neutrones rápidos. Sin embargo, si las colisiones son numerosas, se corre el riesgo de que algunos neutrones choquen con átomos de ciertas características y sean absorbidos sin producir fisiones. (Jinchuk, 2003). 18

19 El reactor entonces, requiere de un material que frene rápidamente a los neutrones pero sin absorberlos. Ejemplos de materiales moderadores son el grafito, el agua ordinaria y el agua pesada. Refrigerante Durante las reacciones de fisión se producen neutrones, productos de fisión, emisiones de partículas y fotones. Cuando los núcleos producidos en la fisión y los neutrones chocan con la materia próximas, casi toda su energía cinética se convierte instantáneamente en calor, si el calor no se remueve del núcleo, la temperatura aumentaría hasta niveles peligrosos con el riesgo de causar daños al combustible o incluso fundirlo. El refrigerante se encarga de transportar el calor generado en el núcleo. Se usan de naturalezas muy variables tales como agua pesada, agua ligera, gases (CO 2, He, H 2 ), metales fundidos (Na, Na-K, Pb-B) etc. Como se describe a continuación: Agua ligera como fluido refrigerante: Fluido que más se emplea por su abundancia, fácil manejo, bajo costo, completo conocimiento químico y termodinámico. Cuando se usa este fluido como refrigerante puede haber emisión de rayos gamma y neutrones como resultado de una radiactividad inducida, pero ésta es de vida media corta. Agua pesada como fluido refrigerante: Es un fluido parecido al agua ligera. Su principal ventaja es la de tener baja sección de absorción de neutrones. Una de sus desventajas es su poca abundancia y por lo tanto alto costo. Es usada como moderador y como refrigerante. Gas usado como refrigerante: Los gases que se utilizan principalmente como refrigerantes son el helio y el dióxido de carbono (CO 2 ). No tienen un factor de transferencia de calor tan bueno como el agua pero el bajo valor de su coeficiente de transferencia de calor se compensa haciendo mayor la sección transversal de transferencia de calor en los combustibles de estos reactores, mediante el aditamento de puntas extendidas. Helio: es el gas más recomendado, tiene una sección transversal débil a la captura de neutrones, su manejo no es peligroso, estable a la radiación y a la acción del calor, químicamente inerte y no daña a los moderadores ni estructuras. Dióxido de carbono: no es tóxico ni explosivo, además tiene débil sección transversal a la captura de neutrones. Una desventaja es que reacciona con el grafito a altas temperaturas. (Padilla, 1999). 19

20 Sistema de control Los reactores nucleares se controlan principalmente regulando la cantidad de neutrones presentes en el núcleo del reactor. Esto se consigue empleando materiales como el boro o cadmio ya que poseen altas secciones eficaces de absorción de neutrones. Estos materiales son empleados para la fabricación de barras, las cuales sin son introducidas entre el combustible provocarán que se pare la reacción en cadena y por lo tanto parar el funcionamiento del reactor. Durante la operación normal de un reactor sólo se ajustan las barras para mantenerlo en las condiciones de operación deseadas. (Lamarsh, 2001). Blindaje biológico La parte de energía de fisión que no se transforma instantáneamente en calor se emite en forma de radiaciones de alta penetración; los reactores nucleares, por lo tanto deben estar fuertemente blindados. Los reactores son equipados con un blindaje térmico y un blindaje biológico. El primero es un blindaje para limitar pérdidas de calor y proteger al equipo dentro del contenedor y el segundo es un blindaje cuyo objetivo es proteger al personal de la planta. (Connolly, 1983). 20

21 Capítulo 4. Clasificación de los reactores nucleares Los reactores nucleares principalmente se clasifican en dos tipos, reactores de fisión y reactores de fusión. En el caso de la fusión nuclear a pesar de que la investigación en este campo se ha prolongado durante 50 años, no se ha conseguido aún mantener una reacción de fusión controlada. La mayor dificultad se encuentra en soportar la enorme presión y temperatura que requiere una fusión nuclear. Además este proceso requiere una enorme inyección de energía inicial aunque luego se podría automantener ya que la energía desprendida es mucho mayor, pero la energía producida sería menos que la que requiere inicialmente. En el caso de los reactores nucleares por fisión, la reacción nuclear se produce en núcleos de Uranio. La industria nuclear ha desarrollado diversas combinaciones de los elementos fundamentales que constituyen un reactor nuclear (refrigerante, moderador y combustible), esto ha dado por resultado diferentes modelos de reactores. Por ejemplo, tenemos reactores enfriados por agua y moderados por grafito, reactores que usan agua pesada como moderador y refrigerante, reactores que usan agua ligera, reactores que usan uranio natural o uranio enriquecido como combustible. Los reactores de fisión, a su vez se pueden clasificar en reactores de potencia y reactores de investigación, siendo los reactores de potencia los de interés en este trabajo Reactores de investigación Utilizan los neutrones generados en la fisión para producir radioisótopos o bien para realizar diversos estudios en materiales. El propósito fundamental de los reactores de investigación es obtener un flujo de neutrones adecuado para producir radioisótopos, realizar estudios en diversos materiales o efectuar prácticas y operaciones para el entrenamiento de personal. En la Tabla 3 se muestran algunos de los reactores de investigación más importantes que existen, no se mencionan todos ya que no son de interés para este trabajo. El reactor TRIGA Mark lll es el usado por el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ). Tabla 2. Tipos de reactores de investigación (Fuente: Nombre de los reactores de investigación Reactor TRIGA Mark l Reactor TRIGA Mark ll Reactor TRIGA Mark lll del ININ Reactor TRIGA Mark F Reactor TRIGA de Núcleo Dual Reactor TRIGA conversión Reactor TRIGA ACPR 21

22 4.2 Reactores de potencia Estos reactores utilizan el calor generado por la fisión para producir energía eléctrica principalmente, aunque existen otras aplicaciones como la desalinización de agua de mar, calefacción o para sistemas de propulsión. En la Tabla 4, se muestran los reactores que hasta hoy existen en operación. Reactor de agua presurizada Reactor de agua en ebullición Tabla 2. Reactores de Potencia (Fuente: Wood, 2007) Nombre del reactor Siglas en ingles Reactor avanzado refrigerado por gas Reactor rápido de cría Reactor europeo de agua apresión Reactor de agua en ebullición avanzado Reactor CANDU avanzado Reactor de potencia avanzado Reactor de agua ligera moderado con grafito Reactor de agua pesada a presión Reactor modular de helio con turbina de gas Reactor económico de agua en ebullición Reactor Sidewasser PWR BWR AGR FBR EPR ABWR ACR APR1400 RBMK PHWR o CANDU GT-MHR ESBWR SWR La clasificación de los reactores de potencia es igual a los reactores de fisión, ya que todos los reactores de este tipo utilizan reacciones de fisión para generar calor, por eso es que todos los reactores de potencia son de este tipo. 22

23 Capítulo 5. Reactores Nucleares de Potencia Existe una gran variedad de reactores nucleares de potencia, se diferencian entre sí por las distintas combinaciones de componentes que utilizan, es decir, del combustible, refrigerante y del moderador. En la Tabla 4, se menciona cada reactor con sus diferentes combinaciones de componentes que utilizan. Tipo de reactor Tabla 4. Reactores de Potencia y sus componentes (Fuente: ININ, 2013) Combustible Refrigerante Moderador PWR UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera BWR UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera CANDU UO 2 natural Agua pesada Agua pesada AGR UO 2 enriquecido CO 2 Grafito RBMK UO 2 enriquecido Agua ligera Grafito FBR PuO 2 Y UO 2 Sodio líquido N/A ABWR UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera ACR UO 2 natural Agua pesada Agua pesada EPR UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera APR1400 UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera GT-MHR TRISO Helio Grafito ESBWR UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera SWR UO 2 enriquecido Agua ligera Agua ligera 23

24 A continuación se hace una descripción de cada uno de los reactores comerciales, es decir que ya son probados y que son de mayor uso en la producción de electricidad en el mundo. 5.1 Reactor de agua a presión PWR Este tipo de reactor es enfriado y moderado por agua natural (agua ligera). El combustible se encuentra en el interior de una vasija llena de agua. El agua entra a la vasija del reactor a una temperatura aproximada de 290ºC, fluye alrededor del núcleo del reactor, sirviendo como refrigerante, asciende a través del mismo saliendo a una temperatura de aproximada de 325ºC; para impedir que el agua no alcance su punto de ebullición el interior de la vasija se encuentra a una presión elevada de alrededor de 15 Mpa. El agua del interior de la vasija transmite su energía térmica a otro circuito de agua natural y la hace entrar en ebullición produciéndose el vapor necesario para mover el turbo generador, posteriormente es condensado y regresado nuevamente al generador de vapor. El agua a presión después de haber desprendido su calor es recirculada al reactor para repetir su ciclo. El vapor que requiere la turbina es producido en los generadores de vapor, los cuales son intercambiadores de calor con agua presurizada del lado de mayor temperatura. Los tubos del generador de vapor en su superficie exterior están en contacto con agua proveniente del condensador a baja presión, la transferencia de calor del agua caliente al agua de alimentación, la lleva a su punto de ebullición para producir vapor. EL refrigerante de un reactor PWR es equipado con un presurizador, el cual se encarga de mantener la presión a un nivel constante para que no ocurran efectos indeseables en el sistema. El presurizador es un tanque el cual contiene vapor y agua en sus secciones superior e inferior respectivamente, con un inyector de presión en la tapa y un calentador eléctrico en el fondo. En caso de que la potencia de la turbina disminuya temporalmente existe un incremento en la temperatura promedio del refrigerante en el reactor con un correspondiente aumento en su volumen. Este tipo de reactor es el más utilizado en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón. Además que es de los comunes para la generación de energía eléctrica. Este tipo de reactor, ha quedado obsoleto debido a que se ha ido mejorando para aumentar la eficiencia de producción de la planta y disminuir los riesgos potenciales producidos por un mal funcionamiento. (Xolocostli, 1998). En la Figura 8, se muestra un diagrama simplificado de una central nucleoeléctrica con reactor de agua a presión (PWR). 24

25 Figura 8. Diagrama simplificado de una central nucleoeléctrica con reactor de agua a presión PWR (Fuente: Xolocostli, 2013) 5.2 Reactor de agua en ebullición BWR Este tipo de reactor comparado con el PWR pueden parecer semejantes ya que ambos utilizan agua ligera como moderador y refrigerante pero no es así, ya que dentro de la vasija del BWR la presión es menor que para la presión que se tiene dentro de la vasija de un PWR, esta característica hace que el reactor BWR sea más seguro. Además que debido a la presión menor que hay en el interior de la vasija el agua puede llegar a su punto de ebullición produciendo así directamente el vapor necesario para mover el turbogenerador. Esta simplificación en el diseño redunda en una disminución de los costos y un aumento en la seguridad de su operación. En cuanto a la operación de un núcleo con agua en ebullición con respecto a otros sistemas nucleares, es el resultado de la producción de vacíos. El agua afecta tanto la generación de calor, como las características del flujo de neutrones en el sistema nuclear, al realizar una doble función como refrigerante y moderador de neutrones. Si se permite que el agua hierva provocará una gran disminución en la densidad molecular, entonces se tiene un cambio significativo en el desempeño nuclear. Para los BWR de ciclo directo y circulación forzada mediante bombas externas de recirculación el agua que está en el interior del reactor es forzada a través del núcleo. El vapor que se genera dentro de la vasija es secado por medio de 25

26 secadores y separadores de vapor, el cual posteriormente será conducido hacia la turbina de alta presión y después es enviado a las turbinas de baja presión en donde el vapor de la descarga de las turbinas de baja presión es condensado en el condensador principal, el cual también proporciona un medio para la deaireación del sistema. Después del condensador, se encuentra instalado el sistema desmineralizador que es capaz de procesar el caudal total, y a través del cual el condensado y el agua de reposición deben pasar antes de entrar a los calentadores de agua de alimentación. El sistema desmineralizador, remueve los productos de corrosión producidos en la turbina, condensador y tubería de agua de alimentación. Al igual que protege al reactor contra fugas de los tubos del condensador y elimina otras fuentes de impurezas que pudieran entrar al sistema de agua de reposición. En este diseño, parte del agua almacenada en la región delimitada por la envolvente del núcleo y la vasija del reactor, es extraída de la vasija y conducida a los lazos de recirculación, en los que mediante bombas de recirculación, es aumentada su presión para después, ser retornada a la vasija, y pasando por las bombas de chorro, provoca la circulación del agua del fondo de la vasija hacia arriba y a través del núcleo del reactor. (ININ, 2013). En la Figura 9, se muestra un diagrama del ciclo agua-vapor del BWR. Figura 9. Ciclo agua - vapor de un reactor tipo BWR (Fuente: ININ, 2013) 26

27 5.3 Reactor de agua pesada a presión PHWR o CANDU Esta clasificación de reactores que actualmente se encuentran en operación, son los llamados reactores de agua pesada. Estos se diferencian de los de agua ligera en el combustible ya que utilizan uranio natural y en el moderador y refrigerante ya que es agua pesada D 2 O (deuterio). Dentro de esta clasificación se encuentran los reactores PHWR o CANDU por sus siglas en ingles (Canadian Deuterium Uranium). Las características principales de este reactor que se desarrolló en Canadá, consiste en utilizar uranio natural como UO 2 en forma de cilindros delgados como combustible. El núcleo del reactor se encuentra dentro de un cilindro llamado Calandria, atravesado axialmente por tubos de pared relativamente gruesa llamados tubos de presión, en cuyo interior se alojan los elementos combustibles. La calandria está llena de agua pesada y actúa como moderador de neutrones y su volumen puede ser regulado por medio de helio a presión, dentro de los tubos de presión circula agua pesada refrigerando los elementos combustibles, lo cual hace que su temperatura se eleve pero sin llegar a la ebullición debido a que la presión que hay en el interior de los tubos es muy alta. Posteriormente el agua pesada caliente pasa al generador de vapor en el que transfiere su energía térmica a un circuito de agua natural haciéndola hervir, así el vapor generado mueve al turbogenerador para producir la energía eléctrica, después es condensada y regresada nuevamente al generador de vapor. En la Figura 10, se muestra un esquema de un reactor tipo CANDU. Las ventajas en este tipo de centrales con reactor CANDU, principalmente se basa en el rendimiento útil que proporcionan que es hasta un 78%, siendo este mejor que para las centrales con reactor tipo PWR ya que sólo llegan a un 75%. Y además permite la individualización de cada uno de los canales con su elemento combustible. Lo cual facilita la labor de vigilancia y control de combustible, sobre todo en el cambio que se efectúa gradualmente todos los días y sin parar el reactor, lo que beneficia la administración del combustible. (Ávalos, 1999). 27

28 Figura 10. Diagrama de un reactor tipo PHWR o CANDU (Fuente: Priego, 2010) 5.4 Reactor avanzado refrigerado con gas AGR Las centrales con reactores nucleares del tipo AGR tienen un diseño totalmente distinto a las centrales con reactores PWR y BWR ya que teóricamente cuentan con las mejores características de seguridad. Aunque el combustible utilizado es uranio enriquecido, se emplea dióxido de carbono a alta presión como refrigerante y grafito como moderador. Las varillas de combustibles van insertadas en trescientos agujeros realizados en un gran bloque de grafito, lo cual implica que el moderador no pueda ser retirado como en el caso de los otros tipos de reactores anteriormente mencionados; este hecho es el punto negativo de este tipo de central, debido a que si es necesario detener la reacción hay que extraer las varillas de combustible del núcleo. El dióxido de carbono utilizado como gas refrigerante, se mantiene a presión en el bloque de grafito, el cual absorbe el calor producido en la reacción. Todo el conjunto que se ha descrito se encuentra protegido por una gran envoltura de hormigón totalmente hermética, tiene grosor muy superior al de otras centrales, lo que minimiza las posibilidades de fugas radiactivas. Aunque en el caso de producirse pérdida de refrigerante, la gruesa estructura de hormigón es capaz de 28

29 absorber el calor durante el tiempo suficiente para que los sistemas de control detengan la reacción. El reactor suele ser parado para efectuar la sustitución de combustible, esta central posee la ventaja de que las varillas de combustible podrían ser extraídas e insertadas en el núcleo de forma individual, permitiendo mantener el reactor en funcionamiento. (Xolocostli, 1998). En la Figura 11, se muestra un diagrama del reactor avanzado refrigerado con gas. Figura 11 Diagrama de un reactor avanzado refrigerado con gas AGR (Fuente:ININ, 2013) Donde: Steel- lined concrete = acero forrado de hormigón Cool water = agua fría Control rods = barras de control Pump = bomba Boiler = hervidor Sea = mar Gas circulator = circulador de gas Water = agua Graphite moderator = moderador de grafito CO 2 coolant = refrigerante de dioxido de carbono Fuel assemblies = ensambles de combustible Steam = vapor Warm water = agua caliente Electricity generator = generador eléctrico 29

30 5.5. Reactor de agua ligera moderado con grafito RBMK Este reactor es un diseño soviético desarrollado a partir de los reactores de producción de plutonio, utiliza tubos largos verticales de presión de aproximadamente 7 metros que pasan a través del moderador de grafito, es enfriado por agua a la que se le permite hervir dentro del núcleo como en en caso de los BWR, y el combustible es óxido de uranio de bajo enriquecimiento en conjuntos de combustible. Las barras de control son de carburo de boro con una cubierta de grafito, estas barras se insertan lentamente, lo que requiere de un tiempo de 20 segundos para una inserción completa. Estos reactores tienen varias desventajas como el hecho de que no cuentan con barras de control de emergencia con inserción rápida, dependen en gran medida de la regulación del grafito instalado y el exceso de ebullición reduce el enfriamiento y la absorción de neutrones sin impedir la reacción de fisión, con esto el reactor puede tener un elevado coeficiente de burbuja positivo, haciendo posible que un problema de retroalimentación positivo se manifieste, sea insegura su operación y que sea inestable debido a la utilización de grafito, ya que es un material inflamable. Una de las características interesantes del reactor RBMK es la posibilidad de cargar y descargar el combustible nuclear por la parte superior del reactor sin tener que parar su funcionamiento. (ININ, 2013). En la Figura 12, se muestra un diagrama de una central nuclear con reactor de agua ligera moderado con grafito (RBMK). 30