TEMA 3.- CENTRALES NUCLEARES.

Transcripción

1 TEMA.- CENTRALES NUCLEARES.. - INTRODUCCION....- Combustibles nucleares. A partir de la decada de los años 0 se comenzó a realizar en laboratorio experimentos de reacciones nucleares, fisionando átomos pesados (experiencias de Zeim y Fermi). Durante la Segunda Guerra Mundial se desarolló rápidamente y trajo su realización práctica con las bombas atómicas. La enorme cantidad de energía que se podía extraer de pequeñas masas de material, despertó el interes para su aplicación en centrales de generación de energía eléctrica. Ciertos átomos pesados se encuentran en un estado no estable, y cuando un neutrón choca contra su nucleo, estos átomos se fisionan en dos pequeños nucleos, emitiendo dos o tres neutrones, emitiendo estos fragmentos una multitud de partículas y rayos (α, γ, β). La energía proviene de una pequeña parte de la masa que se transforma en energía, mediante la famosa ley de Einstein: E = m c (Por cada kilogramo de U fisionado, 0,0009 kg de U se transforma en energía). Parte de esta energía aparece como energía interna de los fragmentos resultantes de la fisión nuclear, mientras otra parte aparece como energía cinética en los neutrones y las radiaciones, que rapidamente es absorbido por los materiales adyacentes incrementando la energía interna de estos. Este proceso si se realiza en un sólo átomo pesado, no tiene interés; en la práctica nosotros lo podemos hacer cuando esta reacción se mantiene (reacción en cadena). Esto significa que cuando un átomo fisiona, los neutrones resultantes serán absorbidos por otros átomos pesados que al recibirlos también se fisionarán. Cuando esta condición se mantiene, la masa del combustible nuclear puede ser usada como una fuente de energía térmica. La única sustancia natural que funciona como un combustible nuclear es el Uranio. Éste es un metal pesado, fuerte, de aspecto parecido al niquel blanco, que se oxida en presencia del aire o del agua, y se encuentra en forma natural como óxido de uranio, muy distribuido a nivel mundial, en los filones de donde se extrae las concentraciones de este mineral suelen ser inferior al 0, %. El uranio natural contiene, tres isótopos en las siguientes concentraciones: - U en un 99, %. - U en un 0, %. - U sólo trazas. De estos tres isótopos naturales solamente el U puede mantener una reacción en cadena. Una pequeña porción de U también fisiona absorbiendo un neutrón, pero no puede sostener una reacción en cadena. El U natural fisiona más efectivamente cuando el neutrón absorbido se mueve relativamente despacio, comparable a la velocidad que posse un átomo cuando tiene una velocidad correspondiente a una temperatura de unos ºC (, m/s), debido a que al haber muy pocos átomos de U, si los neutrones poseen poca energía cinética, son atraidos por las fuerzas nucleares del núcleo del átomo, y realizan el impacto; pero los neutrones emitidos por la fisión del U son demasiado rápidos, por lo que su velocidad a de ser moderada, esto se realiza haciendo que los neutrones choquen ciento de veces con átomos ligeros inertes como los de He, H, Berilio o Carbono, antes de volver a chocar con un átomo de U.

2 Para evitar tener que utilizar un moderador, el uranio debe ser enriquecido hasta incrementar la concentración de U desde el 0, % hasta una proporción que varía del % al 9% o más. Con uranio enriquecido se mantiene la reacción en cadena sin moderadores, es decir se mantiene con neutrones rápidos. Este material es más caro al necesitar un proceso industrial para su obtención. Este fué uno de los problemas más difíciles de solventar a nivel tecnológico nuclear, y es la llave a la industria nuclear. Otro tipo de material fisionable y que puede mantener una reacción en cadena se obtiene del propio uranio cuando en contacto con U recibe de éste un neutrón, con lo que pasa a uranio 9, elemento muy inestable, que inicia un proceso que dura aproximadamente dos días y medio, en donde emite un rayo gamma y dos partículas beta (dos electrones) y pasa a neptunio 9 (Np-9) y posteriormente a plutonio (Pu-9). Siendo este último un material muy tóxico pero muy fisionable. En los reactores de hoy en día parte del isótopo U se transforma en Pu 9, el cual también contribuye a producir calor. El Torio (Th-), es un material natural, que puede convertirse en un material fisionable, y sostener una reacción en cadena, cuando se encuentra junto al U. Cuando absorbe un neutrón, el Torio pasa a Protactinio (Pa-) y después a Uranio durante un proceso que dura / días y durante el cual emite un rayo gamma y dos partículas beta; el U puede ser fisionado por neutrónes rápidos y sostener una reacción en cadena. Al U y Th se les denomina materiales fértiles....- El reactor nuclear. Para controlar la combustión de los combustibles nucleares deben ser colocados en un reactor nuclear, en donde se controlan la cantidad y la absorción de neutrones durante la reacción en cadena. Los neutrones resultantes de la reacción en cadena se distribuyen en tres caminos diferentes, en una central nuclear clásica:.- Son capturados por U para formar Pu 9, o por el Torio para formar Uranio..- Son capturados por las barras de material de control, por nucleos moderadores y por impurezas..- Son capturados para continuar la reacción en cadena por el Pu 9, U, y U. Una reacción en cadena produce una cantidad constante de energía térmica y puede continuar en este régimen permanente si los neutrones mantienen un balance constante entre los tres caminos diferentes, ya que si la producción de neutrones baja, la reacción en cadena se para, y si aumenta y no es controlada, la reacción en cadena aumenta y puede quedar fuera de control (caso de Chernobyl). Para regular la producción de energía térmica se insertan dentro del combustible nuclear barras de boro o cadmio, u otro material absorbente de neutrones; según que profundidad metamos estas barras dentro del combustible, absorberán más o menos neutrones, con lo que se controla la reacción nuclear. En un reactor tradicional, con combustible uranio natural, en donde existen las barras de control; existen dos tipos de barras, las denominas de suplemento o control y las de seguridad; las primeras son las utilizadas para controlar la operación normal del reactor y las segundas son insertadas totalmente dentro del combustible nuclear en caso de emergencia o parada. La disposición que tiene el reactor clásico es la siguiente:

3 0 En donde: 0.- Envolvente biológica: En general de cemento armado que envuelve y retiene el reactor nuclear y en algunos casos los intercambiadores de calor del circuito primario de refrigeración.(espesor entre, m a m)..- Tanque del reactor: Lugar en donde se retiene el nucleo del reactor..- Envolvente térmica cuya función es calentar el fluido refrigerante que pasa entre ella y el tanque del reactor..- Dispositivo reflector cuya misión es reflejar el máximo de radiaciones que se escapan del nucleo hacia el mismo nucleo..- Moderador..- Barras de combustible..- Barras de control. y.- Entrada y salida del fluido caloportador refrigerante.(gas ó líquido). El combustible nuclear se coloca en barras, granos, esferas, etc, colocado dentro de cartuchos de material antioxidantes (como pueden ser: aluminio, acero inoxidable, zirconio, etc.), y a su vez están envueltos por un moderador (grafito puro, agua pesada, agua ligera, etc.) que bajan la velocidad de los neutrones hasta la velocidad eficaz para poder continuar la reacción nuclear. En algunos reactores el moderador y el combustible se encuentran mezclados. Envolviendo a todo el nucleo del reactor tenemos la envolvente térmica que absorbe algunas de las partículas emitidas en la reacción (partículas β, rayos γ y neutrones); esta envolvente esta hecha de hierro, que al absorber estas partículas aumenta su temperatura, e intercambia el calor con el gas ó líquido refrigerante. Todo esto va encerrado en el tanque del reactor, cuyas únicas aberturas son para el fluído refrigerante y barras de control...- Ciclos termodinámicos de las centrales nucleares. Existen dos tecnologías diferentes en cuanto a la concepción del reactor nuclear, basadas sobre todo en el tipo de fluido refrigerante utilizado para la refrigeración del nucleo del reactor, así podemos diferenciar la tecnología europea, en donde se utiliza gas como fluido refrigerante en el circuito primario, y la tecnología americana, en donde se utiliza líquido como fluido refrigerante de dicho circuito....- Reactores enfriados por gas.

4 ...- Ciclo simple de doble presión. En general este tipo de reactores van enfriados por dióxido de carbono gaseoso, que fluye entre los cartuchos de uranio natural metálico, con una envolvente metálica denominada MAGNOX (aleación de magnesio), en donde se produce la reacción nuclear; el mayor problema que se tiene es que el gas CO tiene más baja temperatura que los gases calientes producidos en el hogar de una caldera convencional, por lo que, para que sean comerciales, se tiene que reducir drasticamente las irreversibilidades del intercambiador de calor entre el refrigerante CO que circula por el exterior de los tubos, y por donde circula el agua (interior de los tubos). Para remediar este problema, se procedio en las primeras centrales nucleares a montar un circuito de doble presión. Vemos en la figura un circuito simplificado de la planta. Vaso del reactor B ' ' CO ' Condens. Evector Compresor B Visualizando su funcionamiento en los diagramas experimentales tenemos que : ' ' turbina alta " ' turbina 'de baja

5 p ' ' ' ' " v T ' ' ' ' ' " S h ' WB ' ' Q ' Q " ma ' WT mb+ma WB ma+mb S

6 El trabajo de la turbina valdrá: W T = m A (h ' h ) + (m B + m A )(h h ) El calor absorbido del CO, será: Q Total = Q + Q' = m A (h ' h ' ) + m B (h h ) + (m A + m B )(h h ) Y el calor cedido: Q = (h h )(m A + m B ) Por su parte el trabajo de las bombas será: W B = (m A + m B )(h h ) W B = m A (h ' h ) El rendimiento térmico neto : η t = W W T Bi = m (h A ' h ) + (m B + m A )(h h ) etc... Q Total m A (h ' h ' ) + m B (h h ) Planta perfeccionada con reactor enfriado por gas. Las centrales nucleares, que utilizaban uranio metálico, a pesar de su doble circuito de presión, tenían un rendimiento termodinámico muy inferior al de una planta convencional que utilizaba combustible fosil. Para remediar este problema se utilizó como combustible, pequeñas bolas de dióxido de uranio contenidas dentro de recipientes de pared delgada de acero inoxidable, aunque utilizando, todavía, grafito como moderador y CO como refrigerante.al usar el acero inoxidable, que tiene mejores propiedades de absorción de neutrones, se necesita enriquecer el combustible con un poco de uranio U, con lo que la temperatura del gas (CO) a la salida del reactor se puede elevar hasta un punto en el que la planta se puede diseñar para el ciclo de una sola presión con condiciones de vapor comparables a las empleadas en las mejores plantas convencionales que utilizaban combustible fosil y operan a presiones subcriticas. En consecuencia, las consideraciones que se hacen del ciclo de vapor, no difieren de las expuestas anteriormente comentadas en el pasado capitulo; no obstante, la temperatura final de la alimentación es, en cierta forma, inferior a la que se seleccionaria para una planta convencional que tenga la misma presión de caldera. Se pueden lograr temperaturas más altas en el reactor utilizando un combustible de partículas revestidas con un carburo cerámico junto con grafito, usando ambos como moderadores y como material estructural para el elemento combustible, y sustituyendo el CO por un gas quimicamente inerte como el helio....-planta con reactor productor de neutrones rápidos enfriados por gas. Estos tipos de reactores operan sin la presencia de moderador y poseen núcleos mucho más pequeños que los reactores convencionales, de manera que tienen una alta velocidad de liberación de energia por unidad de volumen.en general este tipo de reactores van enfriados por un refrigerante metálico en estado líquido, pero existen prototipos en donde se ha utilizado un gas como refrigerante, en general se utiliza el tetraóxido de nitrógeno NO; este gas es de especial interes, porque a las temperaturas del reactor, se disocia para formar óxidos menores de nitrógeno, con una reacción netamente endotérmica.en tales condiciones, le da una capacidad térmica específica muy alta, logrando un enfriamiento del nucleo del reactor muy efectivo. Un esquema del prototipo de este tipo de central nuclear es el siguiente:

7 Vaso del reactor oxidos nitrogeno Q NO (gaseoso) T N O(gaseoso) T Qc generador Conden sador Q evaporador bomba a presión supercritica El NO en estado gaseoso entra a alta presión en el nucleo del reactor en donde absorbe calor y se descompone en óxidos de nitrogeno, de allí se expande en una primera turbina, de donde sale a una presión media y pasa a un intercambiador donde cede calor, por la reacción exotérmica que se produce cuando los óxidos se descomponen y vuelven a formar NO, de allí pasa a otra turbina donde se expande hasta la presión del condensador, en donde cede calor, y se licua el NO, una bomba aumenta la presión del óxido hasta la presión que reina en el nucleo del reactor (presión supercrítica) y pasa por el intercambiador donde se transforma en gas al recibir calor y aumentar su temperatura.de allí vuelve al reactor. Desde el punto de vista termodinámico, realiza el siguiente ciclo: T Tcri Pcritica S...-Reactores con refrigerante líquido. Dentro del tipo de centrales que utilizaban este tipo de reactor, podemos clasificarlas, según el tipo de reactor en : - Central nuclear con reactor de agua a presión (PWR). - Central nuclear con reactor de agua hirviente (BWR). - Central nuclear con reactor de refrigerante metálico líquido.

8 Esos tipos de reactores utilizaban uranio enriquecido como combustible, ya que pueden obtenerse mayores temperaturas en el nucleo del reactor, al haber una refrigeración más efectiva. Dentro de las centrales nucleares con reactor de agua hirviente (BWR),tenemos diversos tipos, desde la más primitiva (90), hasta las actuales: a)- Central con reactor de agua hirviente (BWR) de doble presión y ciclo directo sin sobrecalentamiento. b)- Central con BWR de una sola presión y ciclo directo sin sobrecaletamiento. c)- Central con BWR de ciclo indirecto con sobrecalentamiento nuclear ó con sobrecalentamiento por combustible fósil. Dentro de las centrales nucleares con reactor de agua a presión, tenemos un solo tipo: - Central con PWR de ciclo indirecto productor de vapor saturado (sin sobrecalentamiento). Vamos a ver sus ciclos termodinámicos....-central nuclear con reactor de agua hirviente de doble presión y ciclo directo sin sobrecalentamiento. Esta fué la primera instalación nuclear de este tipo que se montó comercialmente (90); el esquema es el siguiente: Separador humedad 0 MW Precalentador Circuito alta presión bar ' A B Circuito baja presion bar ' ' precalentador. El agua ligera (HO), en la que se sumergen los elementos del combustible de dióxido de uranio revestido de zircalo y dentro del recipiente a presión del reactor, actúa como refrigerante y moderador.el vapor de AP que se genera dentro del nucleo del reactor se separa del agua, la cual se recircula por el reactor mediante una bomba y se enfria cuando retorna al reactor generando vapor de B.P. en un intercambiador de calor. Al igual que en el ciclo de doble presión, este vapor de B.P. se suministra a una etapa intermedia de la turbina,debido a que el vapor de A.P y B.P. entran a la turbina secos y saturados, se necesita colocar un separador de humedad entre las etapas de la turbina para evitar la humedad excesiva en las etapas de salida de la misma. El rendimiento global de la planta ronda un 9%. El ciclo termodinámico en esta planta es el siguiente. a b ' Cond.

9 9 T ' ' A B ' a ' b Con este diagrama, podremos realizar el balance energético de la planta. S...-Central con reactor de agua hirviente (BWR) de una sola presión y ciclo directo sin sobrecalentamiento. Este tipo de centrales reemplazaran a las descritas anteriormente, y su producción por reactor alcanza los 00 MW. En este tipo de centrales no se sobrecalienta el vapor dentro del reactor, ya que los prototipos no han dado resultado, debido a la dificultad de mantenimiento y reparación de un intercambiador dentro del nucleo del reactor. En este tipo de centrales el rendimiento total se mejoró, y llegó a un %, y como fluido de trabajo, pueden llevar o agua ligera ó agua pesada (óxido de deuterio) (DO). El esquema de este tipo de centrales es el siguiente: bar x=0, a 0bar C separador 9 C 0C,bar calentador. a b c con 0,0 bar. C 0C ' " ' ' Precalenta. Y el ciclo termodinámico, simplificado es: 0 Mezclador 9

10 0 " a a ' " 0 b c '...-Central con reactor de agua hirviente de ciclo indirecto con sobrecalentamiento nuclear o con combustible fosil. Este tipo de central se experimentó en URSS, pero en los diseños posteriores se eliminó el sobrecalentador nuclear, con lo que se adaptó para el funcionamiento con vapor saturado, debido al alto coste en reparaciones del sobrecalentador. En una planta en Alemania se sustituyó el sobrecalentador nuclear, por uno convencional, con lo que operaba como si fuese una instalación convencional. El esquema del primer tipo de central comentada, es como sigue: 0C 00MW A.P. bar C a ' b ' Precalen. Cuyo ciclo termodinámico sera: 90bar 00C 0

11 T ' a ' b...-central con reactor de agua a presión de ciclo indirecto productor de vapor saturado. Debido a los problemas de ebullición dentro del reactor y a la posibilidad de transporte de sales radiactivas con el vapor en caso de que el agua se tratara inadecuadamente, llevaron el desarrollo de este tipo de reactor (P.W.R). En este tipo de reactor se mantiene el agua de refrigeración del interior del nucleo en estado líquido, a altas pesiones con respecto a la presión de saturación correspondiente a la temperatura del agua líquida a la salida del reactor. Un esquema de este tipo de central es el siguiente: caldera C bar bar a S bar y C a b c d Reactor 0C 0 C cond 0.0bar 9 bar T< de drenado Cuyo ciclo termodinámico, simplificado es :

12 T 9 0 a b c d S Este tipo de centrales, posee un rendimiento total del, %, es bajo, sobre todo, debido a la baja presión de vapor, y que el vapor no se sobrecalienta. Posee menos rendimiento que una planta con BWR pero ha sido más profusamente utilizada, utilizando como refrigerante del reactor o agua ligera (HO) o agua pesada (DO). Masa molecular del Deuterio =,0 posee un neutrón más que el agua....central nuclear con reactor con refrigerante metálico líquido. Este tipo de central es la que utilizaba un reactor productor de neutrones rápidos, donde no existe moderador, y hace falta una eficaz refrigeración para mantener temperaturas controlables en el reactor nuclear. El metal líquido que se utiliza es el sodio (Na), debido a sus excelentes propiedades de transferencia térmica. En general utilizan tres circuitos: El primario y secundario de Na líquida y el terciario de vapor de agua, en donde en general se sobrecalienta, y se comporta como en una central térmica convencional, alcanzandose en estos casos rendimientos del,%, muy parecidos a los de las centrales térmicas convencionales. Debido a su peligrosidad, este tipo de plantas se ha extendido muy poco. Un esquema de la misma es el siguiente: El circuito primario se encuentra dentro del recipiente del reactor nuclear (m de diámetro).

13 TAP TMP TBP 0C Eva. Sobr Reca 9 9' condensador C.Precalentadores 00C A.P Cuyo ciclo termodinámico, simplicado es: Turbo 0' bomba.precalentadores B.P. T 9 9' 0 0' S