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lunes, 13 de mayo de 2013

En el invierno de 2013 la Central Nuclear ATUCHA II estará en marcha y conectada a la red. ¿Habrá que alegrarse o preocuparse ?



Si nos limitamos a leer los titulares, vamos a encontrar todo tipo de opiniones al respecto y si no tenemos una idea del tema, terminaremos sin posibilidades de tener nuestra propia opinión. Por eso vamos a intentar aquí entender algunos conceptos.

CENTRAL NUCLEAR ATUCHA II

La Central Nuclear Atucha II se encuentra ubicada, junto a la Central Nuclear Atucha I, sobre la margen derecha del Río Paraná, en la localidad de Lima, partido de Zárate, a 115 kilómetros de la Ciudad de Buenos Aires. Su  proceso de puesta en marcha fue inaugurado el 29 de septiembre de 2011.

¿Cómo funciona una Central Nuclear ?

Esquema super simplificado que no incluye todas las funciones
Una central nuclear genera energía eléctrica por medio de una turbina a vapor, al igual que una central térmica convencional. La diferencia está en la forma de producir el calor necesario, para obtener el vapor. En la Central térmica convencional el calor se produce mediante la quema de combustibles fósiles, tales como carbón, gas o petroleo. En la Central nuclear el calor se produce mediante el proceso de fisión del combustible nuclear.



La Central Nuclear Atucha II, generará 745 MW eléctricos totales, llamados potencia en bruto, de los cuales se consumirán 52MW en las propias instalaciones de la central, por lo que la potencia entregada a la red será de 693MW, llamados potencia neta.-

La Fisión

El combustible nuclear  es uranio, que está constituído por átomos.Cada átomo, a su vez, está compuesto por un núcleo, formado por neutrones y protones y a su alrededor giran electrones. La fisión consiste en fisionar (romper, dividir) los núcleos de esos átomos mediante el choque con neutrones a altas velocidades.

Cuando el núcleo de un átomo pesado (como el de de Uranio) es chocado por un neutrón, se divide en dos núcleos más pequeños y se liberan al mismo tiempo varios neutrones. La suma de las masas de estos últimos núcleos obtenidos, más la de los neutrones desprendidos, es menor que la masa del átomo original. Esa masa “faltante” se ha convertido en energía, según la fórmula de Einstein : E=m.c2, donde E es la energía obtenida en la fisión, m es la masa “faltante” y c es la velocidad de la luz (300.000Km/seg).Al ser tan grande el valor de c, ya se puede ir entendiendo que la energía liberada también va a ser grande, aunque la masa “faltante”sea pequeña.

A su vez, los neutrones liberados chocarán con otros núcleos, repitiendo el mismo mecanismo. Dado que el primer neutrón desencadena una serie de fisiones, este procedimiento se denomina reacción en cadena. Así, se puede generar una enorme cantidad de energía en una fracción de segundo.

La velocidad a la que salen los neutrones que se liberan durante la fisión es muy elevada : de unos 2.000Km/seg=2.000.000m/seg=7.200.000Km/h.

Este proceso se lleva a cabo en el núcleo del reactor, formado por los 'elementos combustibles'. 


Elementos Combustibles

Están formados por tubos de zircaloy, de 12,9 mm de diámetro cada uno, que contienen en su interior pastillas de dióxido de uranio. Estas pastillas, de alrededor de un centímetro de alto y un centímetro de diámetro, se depositan dentro de los tubos, sellados herméticamente para impedir que el uranio produzca reacciones químicas indeseables, al ponerse en contacto con el agua y para impedir escapes del material fisionable al exterior.


Los tubos de zircaloy están unidos en forma de manojo por otros elementos estructurales fabricados con una aleación de circonio, material que no interfiere - al igual que el antes mencionado zircaloy- en el proceso de fisión. Este manojo constituye el llamado "elemento combustible". 

Para optimizar el consumo de elementos combustibles, las centrales nucleares tienen organizado un complejo sistema de rotación de los mismos, que garantiza una producción de calor y un quemado parejos. 

Los elementos combustibles poseen distintas formas, dependiendo del tipo de reactor

El reactor de Atucha II tiene 451 elementos combustibles, que constituyen el núcleo del reactor y contienen 85 Toneladas de dióxido de uranio.Cada elemento combustible está constituído por 37 tubos de zircaloy, con las pastillas en su interior.

 La columna de cada elemento combustible está formada por la parte activa de 5.30 metros de longitud, con un peso de 254Kg y un cuerpo de relleno de acero inoxidable que mide 4.16 metros y pesa 255kgs. A esto se le suma un cuerpo de cierre de 0,50 metros y 30 kgs aproximadamente. Esto hace un peso total de 539 kgs y una longitud de 9.96 metros por cada elemento combustible. La totalidad de estos elementos han sido fabricadas en la Argentina.

Los elementos combustibles van colocados dentro de los canales combustibles, que son canales verticales, cuyas paredes son también de zircaloy

Para su uso como combustible en reactores nucleares, el dióxido de uranio(UO2),   debe ser convertido en polvo, que entonces es procesado dándole forma de pequeñas partículas. Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, en un proceso llamado sinterización, durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños cilindros (pastillas) cerámicas de uranio. Las pastillas cilíndricas entonces son rectificadas mediante tornos especiales para conseguir un tamaño uniforme.

El Moderador

El núcleo del reactor se encuentra rodeado de una sustancia llamada moderador(contenido en un recipiente) que se utiliza para frenar la velocidad de los neutrones hasta llevarlos a la energía térmica (una velocidad aprox. 3.700 m/s=13. 320Km/h, a una temperatura de 290 grados C) y aumentar la probabilidad de choque con otros núcleos. En los reactores que utilizan uranio enriquecido como elemento combustible se utiliza agua común o grafito como moderador, en cambio en los reactores que utilizan uranio natural, (menor cantidad de núcleos fisionables) se utiliza agua pesada, tal es el caso de las centrales nucleares argentinas de Atucha y Embalse.
El agua pesada esta formada por dos átomos de deuterio y uno de oxígeno (el deuterio es un isótopo del hidrógeno que posee un neutrón más en su núcleo, por lo tanto es más denso). Los neutrones provenientes de la fisión tienen una gran velocidad, con la cual es más difícil hacerlos chocar contra otros núcleos, por lo tanto es necesario frenarlos mediante choques con otras sustancias capaces de extraerles energía sin absorberlos. Esta función es, en parte, cumplida por el agua pesada que es aproximadamente 100 veces mas densa que el agua normal, por eso se la emplea con uranio natural, deficiente en uranio-235. En cambio, con uranio enriquecido, con el cual se generan más neutrones, se puede usar agua común. El uso del agua como moderador, en lugar del grafito utilizado en algunos modelos de reactores soviéticos como el de Chernobyl, reduce el riesgo de incendio.

El recipiente(vacija o vaso)de presión del reactor:

Las dimensiones del esquema, que fueron tomados de Wikipedia, no coinciden con los valores del VII Encuentro Nacional de Estudios Estratégicos ,Buenos Aires, Noviembre de 2004 y que son los siguientes y  los que tomaremos en el texto de nuestra nota : (1Mg=1Mega gramo=1Tonelada métrica=1.000Kg)
PROYECTO PARA LA FINALIZACIÓN
DE LA CENTRAL NUCLEAR ATUCHA II
Recipiente de presión del reactor
Diámetro interior en la zona cilíndrica 7.368 mm
Espesor de pared (cilindro + plaqueado) 290 + 6 mm
Diámetro externo con boquillas 9.780 mm
Altura total 14.068 mm
Diámetro interno de las boquillas del medio refrig. 750 mm
Peso de transporte de la parte inferior 710 Mg
Peso de transporte de la tapa 305 Mg


El recipiente de presión del Reactor tiene un diámetro interior de 7,368 m. y una altura total de 14,068m., con un espesor de pared de 290 mm y un plaqueado de 6 mm.. Su peso es de 710 Toneladas y es de Acero Austenítico 20MnMoNi55. A esto debe sumarse el peso de la tapa de 305 toneladas. Material plaqueado Inox. 1.4550.
Tapa del reactor : es ajustada por 76 espárragos, tensionados a 1.000Toneladas c/u.

Este recipiente, así construído, tiene alta resistencia a la radiación y a las grandes presiones y contiene en su interior los canales combustibles, con sus elementos de soporte, dentro de los cuales están ubicados los elementos combustibles.

Para moderar los neutrones en el núcleo del reactor y para disipar el calor liberado en los elementos combustibles, se utiliza agua pesada. 

Esquema simplificado, pero que incluye el circuito moderador (Fuente: Nota del Instituto Balseiro) 
El refrigerante, que se utiliza para extraer el calor de los elementos combustibles y que circula por el espacio que existe entre los elementos combustibles y los canales combustibles, se mantiene en circulación mediante dos bombas que establecen dos circuitos cerrados(Ver circuito real al final del texto).

El agua pesada del moderador, como la de refrigeración se encuentran a una presión de 115Atmósferas, mediante el presurizador.La temperatura del refrigerante  a la entrada del reactor es de 277,7 °C y a la salida del reactor 313,8 °C. . El moderador está a unos 100° C más frío en promedio que el refrigerante. A pesar de esto, como la presión es elevada, el agua pesada se mantiene en estado líquido dentro de la vasija del reactor, no transformándose en vapor.

El moderador, que se separa del medio refrigerante a través del recipiente que lo contiene(de una capacidad de 234m3) y de los canales de refrigeración, se encuentra a la misma presión que dicho medio y, con el fin de mejorar el balance de neutrones, se mantiene en un circuito propio a una temperatura menor que la del medio refrigerante. (En la figura se dibujó un circuito para el moderador, aunque en realidad son cuatro, pero no afecta al concepto)(El circuito del refrigerante, también es llamado circuito primario).

El calor que absorben el moderador y el refrigerante en el núcleo del reactor se transmite al agua de alimentación de la instalación convencional (turbina/generador, llamado también circuito secundario)a través de los dos intercambiadores de calor del moderador y de los dos generadores de vapor (GVs.).

El vapor saturado, que se produce en éstos, se seca y se conduce en dos flujos a la sección de alta presión de la turbina de vapor. En la turbina se expande el vapor hasta alcanzar la presión que reina en el condensador.

El lado derecho de este diagrama se continúa con el lado izquierdo del diagrama de abajo


El lado izquierdo de este diagrana está conectado al lado derecho del esquema de arriba


Bombas del refrigerante primario : Caudal nominal 5.150 Kg/s

Bombas del moderador : Caudal 892 Kg/s



Este reactor de Atucha II es del tipo PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor), o sea  Reactores con Agua Pesada a Presión (como refrigerante y moderador).-



Reactor, núcleo, combustible



La Central Nuclear Atucha II posee un reactor del tipo Recipiente de Presión (RPR) con una potencia total de 2161 MW térmicos, diseñado inicialmente para operar con combustible de uranio natural. Pero que al igual que Atucha I, podrá pasar a corto plazo a utilizar uranio levemente enriquecido con la consiguiente reducción del orden del 14% en el costo del
combustible.

Barras de Control


La cantidad de fisiones que se producen por segundo y por consiguiente el número de neutrones presentes, que está asociado al nivel de potencia del reactor, se regulan por medio de las barras absorbentes de neutrones, llamadas barras de control, que se introducen en el núcleo(en el moderador)desde la parte superior.

Existen dos tipos de estas barras : barras de acero(material absorbente), que permiten realizar un ajuste fino y barras de hafnio(material muy absorbente), que permiten realizar un ajuste grueso de la absorción. Ambos juegos de barras constituyen las barras de control del reactor.La regulación de la potencia del reactor está basada en las señales provenientes de detectores sensibles a la radiación neutrónica, que se traducen en valores de potencia.

Las barras de control, alojadas en tubos que atraviesan diagonalmente el núcleo del reactor, tienen como objetivo regular la potencia y detener el reactor. Dichas barras se accionan mediante un mecanismo electromagnético que actúa a través de las paredes de los tubos de metal resistentes a la presión. 

Por seguridad, existe otro sistema de corte, que se introduce automáticamente ante la eventualidad de que el reactor no se haya apagado instantáneamente con la caída de las barras.Se trata de la inyección de ácido deuterobórico(el boro es un elemento altamente absorbente de neutrones)en el moderador, por tres bocas de entrada independientes. Ambos sistemas garantizan el apagado del reactor ante cualquier situación, prevista o imprevista.
Esquema animado simplificado, donde se ven las barras de control, el presurizador y el circuito primario, pero falta el circuito moderador.

Para arrancar el reactor se procede en forma inversa al método de parada, es decir que se van levantando lentamente las barras de control.Este procedimiento demora unas 50 horas

Contención (Estructura Contenedora)

La contención radiológica de los sistemas nucleares principales está constituida por una
esfera de acero de aproximadamente 56 m de diámetro y 30 mm de espesor, capaz de
soportar una presión de diseño de 4.8 bar a 145 °C, siendo su presión de falla mucho
más elevada. Este edificio no se encuentra a la vista, sino que a su vez está contenido dentro de un edificio de hormigón que provee una barrera de seguridad adicional. 

¿Que Organismo está encargado de velar por la seguridad nuclear?

En la República Argentina esa responsabilidad recae en el Ente Nacional Regulador Nuclear (ENREN). Este organismo es totalmente independiente de las instalaciones nucleares, ya que depende del Poder Ejecutivo Nacional. Es su responsabilidad elaborar la reglamentación sobre seguridad nuclear y protección radiológica. También extiende la habilitación de todas las instalaciones nucleares. En caso de que no se cumplan satisfactoriamente las medidas de seguridad recomendadas puede retirar dicha habilitación. Las centrales nucleares cuentan con inspectores Residentes que mantienen informado al ENREN sobre todas las actividades que se producen en la planta. Las centrales nucleares tienen obligación de notificar al ENREN sobre cualquier evento que reduzca las condiciones de seguridad de la instalación, los trabajadores o el público. Las centrales nucleares cuentan con inspecciones regulares del Organismo Internacional de Energía Atómica (O.I.E.A.), además de visitas técnicas de expertos de dicho organismo. También la (WANO) (Asociación Mundial de Operadores Nucleares) realiza periódicamente revisiones técnicas.

Carga de Combustible

El uranio, al igual que cualquier otro combustible, se va consumiendo con el uso (o “quemado”)con una paulatina disminución de la producción de neutrones y de la cantidad de fisiones, con la consiguiente reducción de la potencia generada.

En los reactores de uranio enriquecido, la carga de combustible se hace masivamente, parando el reactor, cada un año y medio o dos años.

En los reactores de uranio natural (pobres en U-235), como el de Atucha II, se deben hacer recargas diarias de elementos combustibles. Esto se hace sin parar el reactor y en el caso de Atucha I, se recambian entre 1 y dos elementos combustibles por día.

El procedimieno para el recambio de combustible es realizado por una máquina, dirigida por un Operador, desde la Sala de Control de la planta. El traslado del elemento combustible desde y hacia el núcleo del reactor, se lleva a cabo bajo agua liviana, que cumple las funciones de refrigeración y de blindaje, ante las radiaciones de los elementos combustibles quemados, dado que el agua es un excelente absorbente de las mismas.

Los elementos combustibles que salen del reactor, son depositados en un recinto cerrado, y son sumergidos en grandes piletas con agua liviana, donde pueden permanecer bajo el agua por largo tiempo. El depósito cuenta con sistemas de refrigeración y blindaje para garantizar la integridad de los elementos combustibles, la seguridad del personal y el aislamiento del medio ambiente.

Según algunas versiones, originadas en un programa televisivo, del Canal Encuentro, se estarían enviando a Japón, los elementos combustibles usados de Atucha I, para ser aprovechados en otro tipos de reactores.

Almacenaje de elementos combustibles de Atucha II

Capacidad de la pileta de EC quemados : 8 + 1 núcleos
Capacidad de almacenaje de EC nuevos : 375

SISTEMA SECUNDARIO
Turbina
Diseño: de condensación, eje único, 1 etapa de alta presión
de doble flujo, 2 etapas de baja presión de doble flujo.
Velocidad de rotación 1.500 rpm
Presión en el condensador 0,050 bar
Generador
Potencia aparente 838MVA
Factor de potencia 0,89
Tensión de generación 21 KV - 5 %
Refrigerante (Estator/Rotor) Hidrógeno/Hidrógeno
Ciclo Térmico
Temperatura del agua de alimentación 121 °C
Presión del vapor vivo a la salida del
generador de Vapor 55,9 bar abs
Caudal del vapor vivo = caudal agua de alimentación 957 Kg/s
Humedad del vapor a la salida del generador de vapor 0,25 % 



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