1.1-1

1. GENERALIDADES SOBRE LOS BWR. 1.1 PLANTAS NUCLEARES DE POTENCIA Una planta nuclear de potencia, también conocida como central nucleoeléctrica, es un arreglo de componentes y sistemas utilizados para generar calor. El calor producido se emplea para producir vapor, el que a su vez se usa para generar electricidad. Las componentes principales de una planta nuclear de potencia son:

a) El combustible nuclear y el moderador b) El sistema para la remoción de calor c) Los sistemas de control d) Los sistemas de conversión de potencia

a) El combustible nuclear y el moderador El combustible nuclear está constituido por una mezcla de materiales fisionables y materiales fértiles. El ingrediente esencial es un material fisionable, el cual manifiesta fácilmente la fisión nuclear cuando entra en contacto con neutrones. El único material fisionable que existe de forma natural es el uranio-235, un isótopo del uranio, presente en la naturaleza en una proporción inferior al uno por ciento del uranio natural. El uranio-238 es el más abundante en la Naturaleza, representando más del 99 por ciento; cuando el uranio-238 es golpeado con neutrones, se produce un elemento fisionable: el plutonio-239. Por ésta razón, al Uranio-238 se le reconoce como material fértil. El Torio también es un material fértil, ya que al ser golpeado por un neutrón, se produce el uranio-233. Los tres materiales fisionables básicos, el uranio-235, el plutonio-239 o el uranio-233, pueden utilizarse separados, o conjuntamente con uno de los materiales fértiles, para formar el combustible de un reactor nuclear. El combustible más comúnmente usado es el uranio, bien sea en su estado natural, o enriquecido en el isótopo U-235. Los combustibles pueden ser sólidos o fluidos, y pueden también usarse en diferentes formas: metales, aleaciones, óxidos o sales. Se utiliza una variedad de formas para combustibles sólidos, entre las que se incluyen las varillas, placas, tubos, y otras, además de diversos métodos para el encamisado o la contención del combustible. Un moderador es una sustancia que se emplea en un reactor para frenar neutrones, desde energías elevadas, hasta energías bajas. El frenado de neutrones incrementa la probabilidad de obtener una fisión nuclear continua. Los moderadores de mayor uso son el agua común o ligera, el agua pesada y el grafito. Los moderadores líquidos también pueden servir como enfriador. b) El sistema para la remoción de calor. El sistema para la remoción de calor, o ciclo de transferencia de calor, extrae el calor generado por el proceso de fisión desarrollado en el núcleo del reactor. Los arreglos para este sistema incluyen ciclos para la transferencia de calor, que pueden ser simples, dobles y triples. Como ejemplo de un sistema de ciclo simple, tenemos al formado por un reactor de agua en ebullición

1.1-2

de ciclo directo, que suministra vapor a una turbina. Los reactores de agua a presión utilizan dos ciclos; el primero de ellos, llamado primario, transfiere calor del núcleo del reactor a un generador de vapor; el segundo, extrayendo el vapor producido en el generador de vapor, y transfiriéndolo a la turbina. c) Los sistemas de control En el sentido general del término existen numerosos sistemas de control en los reactores modernos. De manera más específica, los sistemas de control que aquí nos conciernen son los relacionados con el control de la reactividad, método mediante el cual se regula el proceso de fisión desarrollado en el núcleo del reactor. El método básico para lograr ésto es utilizando un material "venenoso" o absorbedor de neutrones, introducido en el núcleo del reactor, evitando entonces que los neutrones provoquen fisiones en el combustible, al ser absorbidos por el material venenoso. Existen otros métodos específicos para el BWR, que serán presentados en otros capítulos del presente manual. d) Sistemas de conversión de potencia. En plantas nucleares modernas, se emplean turbo-generadores de vapor para convertir la energía del vapor en potencia eléctrica. 1.2 REACTORES ENFRIADOS CON AGUA En general se utiliza el agua como enfriador y moderador, en los reactores nucleares de potencia. En un principio se pensaba que no debería permitirse la ebullición del agua en el interior de la vasija del reactor, debido a la posibilidad de que el encamisado del combustible se consumiera. Esto provocó el temprano desarrollo de los reactores de agua a presión. El primero de estos reactores logró la criticidad en 1953, en la National Reactor Testing Station de la AEC, en Idaho, E.U.A. Un tipo diferente de reactor enfriado y moderado con agua, fue desarrollado a partir de 1953, con el primer experimento para verificar la teoría de la ebullición del agua en la vasija del reactor, produciendo vapor directamente. Experimentos posteriores establecieron el principio de que la ebullición no solo era aceptable, sino que aún ventajosa respecto a ciertos propósitos. El hecho de que el agua fuera seleccionada como el enfriador del reactor es natural. La fiabilidad es un factor clave, y el agua posee muchas ventajas importantes que no requieren de programas experimentales extensivos para su verificación. Es barata, y estaba fácilmente disponible en las fases iniciales del programa nuclear americano. Posee buenas características de transferencia de calor, que pueden ser extendidas más allá de su estrecho intervalo de temperatura normal, al presurizarla para inhibir la ebullición. Más aún, si se le mantiene pura, el agua no se activa significativamente. La radiactividad inducida en el enfriador es de vida corta, por lo que los trabajos de mantenimiento no son muy obstaculizados. La corrosividad del agua es conocida, aunque el presurizar el agua intensifica la acción corrosiva. Un incentivo importante consiste en que el agua sirve como moderador para frenar los neutrones, mientras que su tendencia a absorber neutrones puede compensarse mediante

1.1-3

el enriquecimiento del combustible. Las desventajas de utilizar agua como moderador son:

i. El agua debe mantenerse a una presión elevada para alcanzar temperaturas razonablemente altas;

ii. El agua pura caliente es altamente corrosiva, lo que obliga que el sistema

primario de enfriamiento se construya con materiales especiales;

iii. Si el agua se encuentra a una elevada presión, y a la temperatura de saturación, se transformará súbitamente a vapor si la presión es reducida rápidamente, como cuando ocurre la ruptura de una tubería del circuito primario; y

iv. Bajo ciertas condiciones de temperatura, pueden desarrollarse violentas reacciones

químicas entre el agua y el uranio, el torio, y los materiales estructurales del núcleo. La similitud fundamental en las características nucleares de los reactores moderados con agua, es determinada básicamente por las características nucleares y térmicas del agua ligera. Brevemente, estas similitudes pueden resumirse como sigue:

i. Se requiere combustible enriquecido. ii. Se emplean, relativamente, bajos cocientes moderador a combustible. iii. Se proporciona, relativamente un elevado exceso en reactividad. iv. Los cocientes de conversión son bajos para los tipos existentes de reactores, aunque

esta no es una característica inherente. v. Las densidades de potencia son comparativamente altas.

1.3 REACTORES DE AGUA EN EBULLICIÓN En un reactor de agua en ebullición, el enfriador es agua muy pura que hierve junto a los elementos combustibles. La mezcla agua-vapor resultante asciende hacia los separadores de vapor, en donde el agua es separada de las burbujas de vapor, y retorna hacia el núcleo del reactor, repitiéndose la ebullición. Por otro lado, el vapor producido sale de los separadores de vapor hacia los secadores de vapor, y sale de éstos para dirigirse a una turbina localizada fuera de la contención. El agua separada del vapor es retenida dentro de los edificios de contención y de la turbina, por lo que no sale de la planta. La diferencia mayor en las características de operación de un núcleo con agua en ebullición, con respecto a otros sistemas nucleares, es 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 la doble función de enfriador y moderador de neutrones. Si se permite que el agua hierva, lo que provoca una gran disminución en la densidad molecular, entonces se tiene un cambio significativo en el desempeño nuclear. El diseño de un reactor de agua en ebullición resulta en un sistema que produce cambios en la reactividad que varían inversamente con el contenido de vacíos en el núcleo. Esto proporciona una característica inherente de seguridad en el reactor de agua en ebullición; esto es, un incremento transitorio en la potencia producirá más vacíos de vapor, reduciendo la reactividad, lo que a su vez reduce la potencia, y se limita por lo tanto la excursión de potencia en el núcleo.

1.1-4

El combustible usado en un reactor de agua en ebullición contiene uranio en la forma de un óxido. Esto elimina el riesgo de utilizar uranio metálico. Más aún, antes de ensamblar los elementos combustibles, generalmente se calienta el óxido de uranio, y se convierte a un material cerámico, parecido a los ladrillos utilizados para forrar chimeneas. Esta forma de óxido de uranio no reacciona químicamente con el enfriador del reactor, y no se quema en presencia del aire. 1.4 TIPOS DE REACTORES DE AGUA EN EBULLICIÓN En los BWR de ciclo directo, como se muestra en la figura 1.1-1, el vapor procedente del reactor pasa directamente a la turbina. En un BWR de ciclo indirecto, el vapor es conducido a un generador de vapor. No existe incentivo económico para aplicar este último ciclo, aunque tiene la ventaja de que las partículas radiactivas presentes en el enfriador primario, normalmente no pueden pasar al vapor utilizado en el turbogenerador. Las plantas de ciclo dual utilizan combinación de los ciclos directo e indirecto. El primer BWR propiedad de una empresa explotadora (Dresden 1) utilizó el concepto de ciclo dual. Los BWR's actuales emplean solamente el ciclo directo con circulación forzada, ya que implica menores costos económicos. En un sistema de reactor de ciclo directo y circulación forzada, el combustible nuclear genera calor dentro de la vasija del reactor, provocando que el agua hierva, y produciendo vapor húmedo que pasa a través de separadores y secadores internos. Mediante bombas externas de recirculación, el agua que está en el interior del reactor es forzada a través del núcleo. El vapor es conducido desde el reactor hacia la turbina, entrando a la cámara de vapor de la misma a una presión de 950 psi, y a una temperatura de 540 ºF, aproximadamente. El vapor procedente de la turbina de alta presión es conducido a través de unidades para separación de humedad, pasando después a las turbinas de baja presión. El vapor de la descarga de las turbinas de baja presión es condensado en el condensador principal, y también proporciona un medio para la deaireación del sistema. Después del condensador, se encuentra instalado un sistema desmineralizador 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 alimentación. El sistema desmineralizador remueve los productos de corrosión producidos en la turbina, el condensador, y la tubería de agua de alimentación. También protege al reactor contra fugas de los tubos del condensador, y elimina otras fuentes de impurezas que pudieran entrar al sistema en el agua de reposición. El ciclo de la turbina emplea un sistema regenerativo convencional de agua de alimentación. La temperatura del agua de alimentación, y el número de calentadores de alimentación, son seleccionados de acuerdo a consideraciones normales de la planta de potencia, relativas a la eficiencia del ciclo de la turbina y a cuestiones económicas. BWR's de Circulación Forzada Por medio de un sistema mecánico de bombeo, la densidad de potencia en el núcleo puede ser incrementada, forzando el paso del agua a través del núcleo. A los BWR's que utilizan este principio de operación, se les llama BWR's de circulación forzada.

1.1-5

En este diseño, parte del agua almacenada en la región anular 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 las 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. Un conjunto de agujeros practicados en las piezas para soporte del combustible proporciona una apropiada distribución del flujo. El agua entra al núcleo a través de las piezas de apoyo de los ensambles de combustible, y pasa hacia arriba por el interior de los canales que contienen a los conjuntos de varillas de combustible, donde es calentada hasta formar una mezcla en dos fases agua-vapor. Esta mezcla sale por la parte superior de los ensambles de combustible, y entra a un domo para ser dirigida hacia un conjunto de separadores de vapor. En estos separadores, el agua es separada del vapor mediante acción centrífuga. El agua rechazada se retorna a la vasija, para ser recirculada por el sistema de bombeo; el vapor pasa por un conjunto de secadores de vapor, en donde los últimos restos de agua son extraídos. El vapor ya seco sale de la parte superior de la vasija mediante las boquillas de salida. Se alimenta agua al sistema por medio de duchas aisladas térmicamente, instaladas en el anillo de escurrimiento. En este anillo, el agua de alimentación se reúne con el agua rechazada por los separadores de vapor, antes de entrar al sistema de bombeo para recirculación. Sistemas de Control para los BWR's de Circulación Forzada. Un BWR de circulación forzada y ciclo directo requiere un rígido control sobre las siguientes variables:

a. Nivel de agua en la vasija b. Rapidez de flujo de fluidos c. Nivel de reactividad d. Caudal de vapor generado en el reactor e. Caudal de recirculación a través del núcleo del reactor f. Posición de la barras de control g. Presión del reactor

El diseño de los sistemas de control toma en cuenta los objetivos convencionales de generación de potencia, tales como la fiabilidad, la facilidad de operación, los tiempos de respuesta del operador en los controles, etcétera. Más allá de los objetivos tradicionales de generación de potencia, los sistemas de control deben incorporar características específicas sobre control de reactividad y seguridad de la planta nuclear. Estas consideraciones incluyen efectos sobre la temperatura del moderador, temperatura del combustible, y el contenido de vacíos como función de la presión del vapor; la exposición del combustible; y el apagado automático de la reacción nuclear en cadena durante condiciones no seguras reales o potenciales.

1.5-6

1.5 DISTRIBUCIÓN DE LA CNLV (Fig.1.1-2) La Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde (CNLV), está constituida por dos unidades BWR suministradas por la General Electric Company, con una potencia Térmica nominal de 1931 MWt Esta central utiliza el ciclo directo y circulación forzada, en la generación del vapor para impulsar el conjunto turbo-generador, y está diseñada para lograr una potencia eléctrica bruta de 675 MWe, y una potencia neta de aproximadamente 654 MWe, por unidad. La CNLV está ubicada en la costa del Golfo de México, en el Estado de Veracruz, Municipio de Alto Lucero, a 70 km al nornoroeste de la ciudad de Veracruz, y a 60 km al oeste noroeste de la ciudad de Jalapa, teniendo al norte a la Laguna Verde, y al sur a la Laguna Salada. El acceso al emplazamiento de la central es mediante la carretera federal No. 180, que une los poblados de José Cardel y Nautla. Cada una de las dos unidades de la CNLV formada por las estructuras y edificios principales que se describen a continuación. 1.5.1 Edificio del Reactor (Fig. 1.1-3 y 1.1-4) Cada unidad posee un edificio del reactor, el cual aloja la mayor parte del Sistema Nuclear de Suministro de vapor, la contención primaria (pozo seco y alberca de supresión), la alberca de combustible irradiado, el almacén de combustible nuevo, el equipo para realizar las recargas, y los sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo. 1.5.2 Edificio de la Turbina Para cada unidad, en este edificio se instala el equipo para conversión de potencia: el conjunto turbogenerador, el condensador principal, y todo el equipo auxiliar asociado. 1.5.3 Edificio de Control En este edificio se encuentran, para cada unidad, el cuarto de control principal, interruptores esenciales, y el área de protección radiológica. 1.5.4 Edificio de los Generadores Diesel Cada unidad cuenta con uno de estos edificios, en los que se alojan los generadores diesel, los tanques del diesel, y los controles e instrumentación asociados. 1.5.5 Edificio de Desechos Radiactivos Este edificio aloja los sistemas para el tratamiento de los desechos radiactivos líquidos y sólidos, generados por ambas unidades, y los componentes del sistema para el tratamiento de los gases residuales. También se encuentran instalados los filtros desmineralizadores y limpiadores de condensado, el Sistema de Limpieza de la Alberca de Combustible Irradiado, y los filtros desmineralizadores del Sistema de Limpieza del Agua del Reactor, para la Unidad 1. 1.5.6 Edificio de Purificación Este edificio aloja los limpiadores de condensado, el Sistema de Limpieza de la Alberca de Combustible Irradiado y el Sistema de Limpieza del Agua del reactor de la Unidad 2, y algunos

1.5-7

segmentos de los sistemas para el procesamiento de desechos radiactivos líquidos. 1.5.7 Estructura para el Agua de Circulación Esta estructura resguarda las bombas de los sistemas de agua de circulación de la central, y del agua de servicio para los edificios de la turbina de ambas unidades. 1.5.8 Estructura para el Agua de Servicio Nuclear En esta estructura están instaladas, redundantemente, las bombas para el agua de servicio nuclear de ambas unidades. 1.5.9 Casa de Bombas para Protección contra Incendios En este edificio se resguardan las bombas del sistema de protección contra incendios en la central. 1.5.10 Tanques de Agua contra incendios Son dos tanques que almacenan agua para el sistema de protección contra incendios. 1.5.11 Edificio para el Tratamiento de agua Esta instalación proporciona agua desmineralizada para ambas unidades. 1.5.12 Instalación Productora de Hipoclorito de Sodio Esta instalación proporciona clorinación de bajo nivel para el agua en la succión, para ambas unidades. 1.5.13 Tanques de Almacenamiento de Condensado Existen dos tanques para cada unidad, en los que se almacena el condensado. 1.5.14 Edificio Administrativo Sede de la Administración de la CNLV. 1.5.15 Casa de Guardias Sede del personal de seguridad física que controla el acceso al emplazamiento de la CNLV. 1.5.16 Subestaciones Eléctricas Una subestación de 400 kV, y otra de 230 kV. 1.5.17 Edificio de la Estación Central de Alarmas En este edificio se concentra la información sobre las alarmas con fines de seguridad física.

1.6-8

FIG. 1.1-2 Distribución de la CNLV

1.6-9

FIG. 1.1-3 Principales Edificios de la Central Laguna Verde U-1

1.6-10

FIG. 1.1-4 Edificio del Reactor BWR

1.6-11

1.6 LÍMITES TÉRMICOS Y TERMOHIDRÁULICA BÁSICA DEL BWR (Fig.1.1-5)

1.6-12

1.6.1 Transferencia de Calor En la operación de un reactor de agua ligera, el calor generado en el combustible es transferido hacia el encamisado, y de allí hacia el moderador-enfriador, predominantemente mediante los mecanismos de conducción y convección. 1.6.1.1 Transferencia de Calor en un BWR El calor generado en el combustible es transferido hasta la superficie externa del encamisado, por conducción, para entonces, mediante convección, ser transferido hacia el moderador- enfriador. La cantidad de calor que puede transferirse para una diferencia de temperaturas, es influida también por el proceso de ebullición. La ebullición es el cambio de la fase líquida a la fase vapor, que ocurre mediante la formación de burbujas. De aquí que la denominación "reactor de agua en ebullición" (o "Boiling Water Reactor") denota la dependencia en la ebullición del agua para disipar el calor generado en el combustible. Cuando se desarrolla la ebullición en un BWR, se forman burbujas en la superficie del encamisado, y se dispersan hacia el agua circundante más fría, cediéndole energía. Cuando estas burbujas se generan, tienden a agitar o mezclar la película de agua estancada en la superficie del encamisado, mejorando la conductividad térmica de dicha película. Además, cada burbuja transfiere más energía que la que se lograría a través de la convección sin ebullición, incrementando en esta forma la rapidez en la remoción de calor. En la operación de un BWR, los procesos de ebullición importantes son: la ebullición nucleada, la ebullición de transición, y la ebullición de película. 1.6.1.1.1 Ebullición nucleada Por definición, la ebullición nucleada consiste en la formación de pequeñas burbujas de vapor en sitios de nucleación, los que por lo general son pequeños defectos en la superficie calentada. En un BWR, la ebullición nucleada se caracteriza por una película de agua adherida a la superficie de la varilla de combustible, con una vigorosa formación de burbujas y gran movimiento de enfriador lejos de la superficie de la varilla. La ebullición nucleada es muy importante en la transferencia de calor en el núcleo del reactor, porque posibilita una gran transferencia de energía sin que sea necesario una elevada temperatura en la superficie. 1.6.1.1.2 Ebullición de transición (Fig. 1.1-5 a) A medida que la potencia (flujo de calor) se incrementa, las burbujas se generan con mayor rapidez. Eventualmente, se llega al punto en el que el enfriador no logra llegar a la superficie calentada, de manera tan eficiente como en la ebullición nucleada. Este punto es conocido con el nombre de "desviación de la ebullición nucleada" (DNB, del inglés "Departure from Nucleate Boiling), o con el nombre de "inicio de la ebullición de transición (OTB, del inglés "Onset Transition Boiling"), y es evidente al disminuir la transferencia de calor para una diferencia de temperaturas dada. El DNB es caracterizado por la presencia de oscilaciones en la temperatura y en el flujo local, provocadas por las cambiantes condiciones de las burbujas de vapor cercanas a la superficie del encamisado. Experimentalmente se han mostrado oscilaciones de

1.6-13

50ºF a 100 ºF en la temperatura del encamisado, en el punto DNB. Si un BWR es operado en el punto DNB, o cerca de éste, es probable que debido a las excesivas temperaturas en el encamisado, éste se debilite y hasta pueda fracturarse. Una excesiva formación de vacíos también provocará que se depositen impurezas en el encamisado del combustible (escama de caldera), resultando en una corrosión excesiva, un aumento en la película de incrustaciones, y una mayor diferencia de temperaturas, para el encamisado. 1.6.1.1.3 Ebullición de Película Más allá de la ebullición de transición, se desarrolla la ebullición de película. Esta es caracterizada por una capa de vapor que cubre la superficie del encamisado. El vapor actúa como un excelente aislante térmico, lo que por consiguiente provocará un importante incremento en la temperatura del encamisado, para sostener un cierto flujo de calor. La transferencia de calor en esta circunstancia es predominantemente por radiación. Con toda certeza, el encamisado fallará (al fundirse), si se desarrolla una ebullición de película completa. Por esta razón no se permite la operación de un BWR en el régimen de ebullición de película, durante condiciones ordinarias o transitorias. 1.6.1.2 Flujo de Fluidos La figura 1.1-5 muestra los diferentes patrones de flujo que pueden existir en un canal de combustible, durante la operación normal. El enfriador entra al canal de combustible (a), ligeramente subenfriado, y comienza a absorber calor mediante el mecanismo de convección forzada. Debido a que está subenfriado, hay una escasa o nula formación de burbujas. Según vaya absorbiendo calor, la temperatura del enfriador aumenta, hasta que la ebullición nucleada comienza a desarrollarse, presentándose la formación de burbujas (b). Los primeros estados de la ebullición nucleada ocurren cuando la mayor parte del enfriador en el canal se encuentra por debajo de la entalpía de saturación, y las burbujas se colapsan fácilmente, al ser alejadas de la superficie del encamisado por el flujo turbulento y la flotación de las mismas burbujas. Cuando se llega al punto en el que la mayoría del enfriador se encuentra a la entalpía de saturación (c), las burbujas ya no se colapsan cuando se alejan de la superficie del encamisado, sino que permanecen en el enfriador, permitiendo la presencia de una significativa fracción de vapor en el enfriador. Desde aquí hasta la salida del canal, las burbujas continúan formándose en la superficie de las varillas de combustible (ebullición nucleada), y pueden ser dispersadas en el enfriador, pero comienzan a unirse para formar mayores masas de vapor (d). En la salida de los canales de muy alta potencia, el vapor puede llenar toda el área de flujo entre las varillas de combustible, con un anillo de agua adherido a la superficie de la varillas (e). En este régimen de flujo anular, la superficie húmeda de la varilla aún transfiere calor mediante la ebullición nucleada. 1.6.1.2.1 Flujo en Dos Fases

1.6-14

A partir del punto en el que una fracción significativa de vapor ocupa el área de flujo en los canales de combustible (fig. 1.1-5 (c)), se tiene un flujo en dos fases. Este flujo en dos fases es un factor predominante en la caída de presión a través de un canal. A mayor fracción de vapor en un canal, se tendrá una mayor caída de presión para una cierta rapidez de flujo. Por esto, puede apreciarse que los canales de combustible de alta potencia, instalados cerca del centro del núcleo del reactor, tienden a manifestar una mayor caída de presión, causando que el flujo de enfriador se distribuya preferencialmente hacia los canales periféricos de menor potencia. Para compensar esta tendencia, se practican orificios en las piezas que soportan al combustible, de tal forma que la caída de presión en los orificios es mucho mayor que la caída de presión en los canales. Con esto se logra que los cambios en la caída de presión, debidos a cambios en el flujo en dos fases, sean sólo una pequeña parte de la caída de presión global a través del núcleo, y el flujo de enfriador no sea desviado desde los canales de alta potencia. 1.6.1.2.2 Fracción de Vacíos de Vapor, Calidad La fracción de vacíos de vapor es un parámetro utilizado en los análisis térmicos del núcleo, y se define como la fracción del volumen de enfriador que se encuentra en la fase vapor (expresada usualmente en %). Fracciones típicas de vacíos son de aproximadamente un 38% en promedio para el núcleo, y del 75% para canales de combustible de la más alta potencia. La calidad del vapor (denotada por X) es la fracción de la masa de enfriador que se encuentra en la fase vapor (expresada también en porcentaje), y también es utilizada para evaluar el desempeño térmico del núcleo. Valores típicos para el núcleo son del 10 al 13%, y del 25% para los canales más potentes. 1.6.1.3 Perfil de Temperatura en el Combustible La figura 1.1-6 ilustra un perfil de temperaturas típico, con alta transferencia de calor mediante ebullición nucleada. Los efectos positivos de la ebullición nucleada pueden apreciarse, ya que a medida de que tal régimen de ebullición se desarrolla en la superficie de la varilla, la temperatura de dicha superficie es apenas mayor que la del líquido. Esto a su vez permite que la temperatura en la línea central del combustible sea menor, que la que se tendrá si el modo de transferencia de calor fuera mediante convección sin ebullición. 1.6.2 Diseño y Límites Termohidráulicos para un BWR El diseño termohidráulico de un BWR establece límites que son utilizados para ajustar dispositivos de seguridad, de tal forma que no ocurra daño al combustible como resultado de la operación normal, o de transitorios anormales en la operación. Para prevenir que se sobrepasen las bases de diseño para accidentes, se imponen limitaciones adicionales para las condiciones de operación. Durante la operación de la central, se establecen límites en la rapidez lineal de generación de calor (LHGR o Linear Heat Generation Rate), y en la razón mínima de potencia crítica (MCPR: Minimum Critical Power Ratio), que garantizan un margen de operación suficiente para evitar daños en el combustible. En condiciones transitorias, se proporciona un margen para evitar

1.6-15

daño al combustible mediante puntos de ajuste relativos a bloqueo de barras de control, y a la señal de scram proveniente del sistema de monitoreo de neutrones en el rango de la potencia promedio. Por otra parte, se requieren sistemas de enfriamiento de emergencia del núcleo para mantener la temperatura del encamisado del combustible por debajo de los 2200 ºF, durante la ocurrencia de un accidente de pérdida de enfriador (LOCA). Para satisfacer este criterio, se establecen límites para la razón lineal de generación de calor promedio en un plano (APLHGR), durante la operación de la central. 1.6.2.1 Daño al Combustible Para propósitos de diseño, se define como daño al combustible cualquier falla o perforación del encamisado que permita la liberación de productos de fisión. Los mecanismos que pueden causar al combustible durante transitorios son:

a) Ruptura del encamisado del combustible, debida a la deformación causada por la diferencia en la expansión térmica de las pastillas de combustible, y la expansión térmica del encamisado.

b) Sobrecalentamiento grave del encamisado, provocado por un enfriamiento inadecuado.

El daño al combustible provocado por un sobrecalentamiento local del encamisado, se define conservadoramente como el inicio de la ebullición de transición.

1.6.2.2 Razón de Generación de Calor Lineal (LHGR) La rapidez lineal de generación de calor es la suma del flujo de calor de toda la superficie del encamisado, por cada pie de longitud de una varilla de combustible. Se fijan valores en el LHGR para limitar deformaciones en el encamisado, provocados por las diferentes expansiones que manifiestan las pastillas y el encamisado. De manera conservadora, se define una deformación plástica del uno por ciento del encamisado, como valor umbral, debajo del cual se espera no ocurra daño al combustible provocado por una sobre-deformación del encamisado. Para la CNLV, se tiene un valor máximo de 13.4 kw/pie, para el combustible GE5 y un valor de 14.4 kw/pie para el combustible GE9B. 1.6.2.3 Razón Mínima de Potencia Crítica (MCPR) La potencia crítica de un conjunto combustible, es la potencia requerida para provocar la ebullición de transición en alguna parte de tal conjunto. La razón de potencia crítica es el cociente de la potencia crítica de un conjunto combustible entre la potencia real de operación del mismo conjunto. Por esto, la CPR es una medida de qué tan cerca a la ebullición está operando un conjunto combustible. El valor mínimo de la CPR de todos los conjuntos combustibles es la MCPR, y representa al conjunto combustible que esta operando más cerca de la ebullición de transición. Los límites para la CPR se fijan para evitar daño al combustible provocado por sobrecalentamiento del encamisado. Para la CNLV, el valor para la MCPR está dado en la figura 1.1-7. 1.6.2.4 Razón de Generación Lineal de Calor Promedio en un Plano (APLHGR)

1.7-16

El APLHGR es el valor promedio de la LHGR para todas las varillas en un conjunto combustible dado, y en un cierto plano horizontal (de 6 pulgadas de ancho en realidad). Este parámetro es importante en el análisis del calentamiento del núcleo respecto a un accidente de pérdida de enfriador (LOCA). Inmediatamente después de un LOCA, la generación de calor en las varillas de combustible, debida al proceso de fisión, es terminada rápidamente por la formación de vacíos, y por el apagado súbito del reactor (SCRAM). En este momento, el calentamiento del encamisado se debe principalmente al calor de decaimiento, y a la energía almacenada en el combustible al momento en que ocurrió el accidente. El APLHGR representa la energía promedio almacenada en un pequeño volumen del núcleo. Ya que el APLHGR es un factor determinante en el ritmo de calentamiento del encamisado después de un LOCA, es necesario limitar este APLHGR de tal forma que se presenten temperaturas menores a 2200 ºF después de ocurrido tal accidente y limitar la producción de H2 debido a la reacción Zr�H2O.

FIG. 1.1-5 a Curva del DNB

1.7-17

FIG. 1.1-6 Perfil de Temperatura Típico

1.7-18

1.7 FUNDAMENTOS DE FÍSICA DE REACTORES NUCLEARES En esta sección se proporcionan los conceptos básicos de la Física de Reactores tipo BWR. 1.7.1 Ciclo del Neutrón El principio de operación de un reactor nuclear está basado en la economía de neutrones, la cual desempeña un papel importante en los procesos internos del reactor. El diseño de un reactor debe ser tal que cada neutrón en la generación previa debe producir al menos un neutrón en la siguiente generación, manteniendo este proceso en forma continua por el período de tiempo requerido. En la figura 1.1-8 se representa el ciclo del neutrón. La expresión más representativa de la economía de neutrones es el Factor de Multiplicación Efectiva denotado como Kef y definido como: Para un reactor infinito se considera: Kef = K∞L donde : L = Probabilidad de no escape, y K∞ = número promedio de neutrones producidos número promedio de neutrones absorbidos o K∞ = ηεpf y para cada uno de estos factores: η = Factor de reproducción ε = Factor de Fisiones rápidas p = Probabilidad de escape a la resonancia f = Factor de utilización térmica Estos factores se definen a su vez como: η = neutrones producidos por la fisión de neutrones térmicos neutrones térmicos absorbidos por el combustible ε = neutrones producidos por fisión de neutrones de todas energía

neutrones producidos por fisión de neutrones térmicos

p = neutrones que escapan de la captura en la resonancia neutrones producidos por fisión de neutrones de todas energías

L = Probabilidad de no fuga X Probabilidad de no fuga de de neutrones rápidos neutrones térmicos Lf = neutrones que no se fugan durante el frenado neutrones desde el comienzo de la fisión hasta el frenado

fugadosneutronesabsorbidosneutrones

producidosneutronesK ef

+

=

1.7-19

Lth = neutrones que no se fugan durante la termalización neutrones que alcanzan la energía térmica

1.7.2 Reactividad La reactividad se simboliza como ∆K/K y representa el cambio fraccional de la poblaciól de neutrones por generación. Su expresión es la siguiente: ∆K = Kef - 1 K Kef Si ∆K/K = 0 ->K = 1 el reactor es crítico Si ∆K/K < 0 ->K < 1 el reactor es subcrítico Si ∆K/K > 0 ->K > 1 el reactor es supercrítico 1.7.3 Coeficientes de Reactividad (α) Los coeficientes de reactividad son una forma de describir los efectos en el factor de multiplicación debidos a cambios en los parámetros particulares del reactor; usualmente se expresan en unidades de ∆K/K por unidad de la variable del parámetro. En la operación de un BWR se consideran los coeficientes de temperatura del moderador, coeficiente de vacíos del moderador, y coeficiente de temperatura del combustible, los cuales se describen de la siguiente forma: 1.7.3.1 Coeficiente de Temperatura del Moderador (αT) Se define como el cambio en reactividad causado por el cambio en 1 ºF en la temperatura del moderador; en un BWR este coeficiente es negativo, de modo que a mayor temperatura del moderador, es menor su densidad y se disminuye la capacidad de moderación, trayendo como consecuencia que aumente la probabilidad de que un neutrón no produzca fisión y sea absorbido por una barra de control, o algún material estructural del núcleo. 1.7.3.2 Coeficiente de Vacíos del Moderador (αV) Se define como el cambio en reactividad debido a un cambio en la concentración de vacíos, expresada en porcentaje, en el moderador; en un BWR αV es negativo debido a la disminución en la densidad del moderador (incremento de vacíos), provocando que las probabilidades de escape en la expresión para Kef predominen junto con el coeficiente de temperatura del moderador. 1.7.3.3 Coeficiente de Temperatura del Combustible (αD) Se define como el cambio en reactividad causado por el cambio de 1ºF en la temperatura del combustible. El efecto de αD se atribuye al hecho de que el U238 y el Pu240 son afines para capturar neutrones de cierta energía en picos de resonancia, trayendo como consecuencia que los neutrones no provoquen fisión. Este coeficiente también es negativo, provocando una disminución en la reactividad debido a que al calentar el combustible, se incrementa la absorción por resonancia en el U238 y en el Pu240.

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Los valores numéricos de los coeficientes de reactividad tienen como órdenes de magnitud respectivos: αV =-1X10-3 ∆K/K ∆% vacíos αT =-1X10-4 ∆K/K ∆ºF mod αD =-1X10-5 ∆K/K ∆ºF comb Como puede verse, el coeficiente de vacíos predomina cuando el reactor está en el rango de potencia. 1.7.4 Efectos de los Productos de Fisión De la Fisión del U235 se generan varios productos, los cuales afectan la economía de neutrones debido a su poder de absorción, afectando por consiguiente la reacción de fisión en cadena. Los productos más significativos en el control del reactor son el Xenón y el Samario. 1.7.4.1 Xenón El Xenón, con una sección eficaz de absorción excepcionalmente grande (alrededor de 3.5X106 barns) para neutrones térmicos, tiene la cadena de formación y decaimiento siguiente: Te135 2m I135 6.7 hr. Xe135 9.2 hr. Cs135 2×104 años Ba135(estable). El Xenón, además de decaer con una vida media de 9.2 horas, absorbe neutrones térmicos y es quemado. El transitorio en la reactividad que aparece cuando se cambia la potencia de un reactor se complica por ésta doble eliminación del xenón venenoso. La figura 1.1-9 muestra una curva transitoria de xenón con variaciones en los cambios de niveles de potencia, que se indica con puntos. Se lleva el reactor a la potencia P1 en un tiempo (A) y se empieza a formar el Xenón. Debido al decaimiento del I135(debe notarse que Te135 y I135 son los productos se fisión que más se generan), después de 30 a 40 horas aproximadamente, se alcanza el equilibrio en la concentración. Esta concentración depende del nivel de flujo de neutrones térmicos. Si en el tiempo (B) se apaga el reactor, entonces cesa el quemado de Xe135; sin embargo, la formación de Xe135 continúa debido al esquema de formación. En el tiempo (C), el decaimiento del xenón supera a la formación. En (D) se extraen de nuevo las barras de control y se lleva otra vez a la potencia P1. Ahora el quemado por neutrones complementa el decaimiento, y la concentración de Xenón disminuye más rápidamente. Esto significa que a la potencia P1, las barras de control tendrán que insertarse para compensar reactividad, debido a la pérdida de xenón venenoso hasta el punto (E), en el cual la concentración de I135 formado nuevamente aumenta debido a que se está formando a una rapidez consistente con P1. En (G), la formación de Xenón en P1 y el equilibrio en los niveles de concentración se presenta en un valor ligeramente abajo que el de P1 debido al reducido flujo de neutrones térmicos. En (H) se eleva de nuevo la potencia a P1, y ahora crece el quemado por neutrones y la formación está a la tasa P2. La concentración de

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xenón decrece a ritmo constante hasta que la formación en la potencia más alta P2 se reemplaza en (I), y se obtiene el equilibrio en la concentración en P1. Nota: Debe recordarse que para mantener Kef = 1 a cualquier nivel de potencia constante, han de moverse las barras de control para compensar la ganancia o pérdida de xenón venenoso hasta alcanzar el nivel de equilibrio. 1.7.4.2 Samario El samario, con una sección eficaz de absorción para neutrones térmicos de 4.2X104 barns, es el producto final de la cadena de decaimiento: Nd149 1.3 hr. Pm149 47 hr. Sm149(estable). Ya que el samario es estable, es parecido al xenón y sólo puede eliminarse mediante el quemado por neutrones. En la figura 1.1-10 se muestra una curva para varios transitorios de samario. Desde combustible nuevo y frío (A), se eleva la potencia hasta P1 y el samario llega a un valor de equilibrio (B). En (B) el reactor se apaga y el quemado por neutrones se detiene. El Prometio decae para formar Samario y la concentración de samario venenoso se eleva hasta (C). En (C) el reactor se enciende y se lleva a la potencia P1 . El quemado por neutrones hace que la concentración de samario decrezca, hasta que la formación del mismo por la operación en P1 llegue a (D), y la concentración de samario crezca hasta el valor de equilibrio (E) en P1 nuevamente. Para que el samario alcance el equilibrio en la concentración en un reactor en operación, este debe mantenerse operando alrededor de 300 horas. 1.7.5 Control del Reactor El nivel de potencia del reactor esta directamente relacionado con la población de neutrones, la cual viene representada por el Flujo φ, el cual se define como: φ = nv donde v es la velocidad para neutrones térmicos. La potencia esta relacionada al flujo por: Potencia = Σfφγ Cte. de conversión donde Σf,γ y la Cte. de conversión son constantes durante un tiempo dado. Los cambios en la potencia se efectúan cambiando el factor de multiplicación efectiva Kef respecto a la unidad. La potencia en función del tiempo es igual a: P(t) = P0e

t/T

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donde: P(t)= Potencia a un cierto tiempo t P0 = Potencia a t=0 T = período del reactor Como se puede ver, a un tiempo t=T la potencia aumenta, o disminuye (t=-T) por un factor e ( ≈ 2.718281...). Un reactor crítico tiene P(t) = P0 y en período T = ∞. El ritmo al que se aumenta la potencia debe limitarse de modo que el reactor pueda ser controlado. Para tal propósito, se limita el período del reactor. Un período demasiado corto significaría un reactor con un aumento de potencia fuera de control. En los BWR's existe un sistema automático de seguridad que inserta las barras si el período llega a ser menor que un valor límite. 1.7.5.1 Multiplicación Subcrítica En la región subcrítica, la población de neutrones llegará siempre a un nivel de equilibrio basado en la intensidad de la fuente So, y el valor de Kef. Como: Kef = n1 n2 Si a un tiempo dado se coloca una fuente en un reactor subcrítico, el nivel instantáneo de neutrones será: n0 = S0 Tomando que la fuente exterior produce S0 neutrones en cada generación, el nivel después de una generación será: n1 = S0 + S0 Kef = S0 (1+ Kef ) donde S0 son los neutrones que contribuyen del exterior en la siguiente generación y S0Kef los que contribuyen en la generación inicial. La siguiente generación es: n2 = S0 + n1Kef = S0 (1 + Kef + K2

ef) Hasta llegar a: nn = S0 (1 + Kef + K2

ef + K3ef + ... + Kn

ef) Como ejemplo tomemos Kef = 0.5, y S0 = 100 por lo tanto, se puede generar la siguiente tabla.

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NUMERO DE GENERACIONES 1 2 3 4 5 6 7 8 9 100 50 25 12 6 3 1 0 0 100 50 25 12 6 3 1 0 100 50 25 12 6 3 1 100 50 25 12 6 3 100 50 25 12 6 100 50 25 12 100 50 25 100 50 100 Total de Neutrones después del decaimiento 197 En esta tabla se toman aproximadamente 9 generaciones, y cada 100 neutrones provenientes de la fuente tienden a desaparecer. Si una columna se suma después de que la condición de equilibrio es alcanzada, el total es 197 neutrones, es decir, se llega al nivel de equilibrio a nivel multiplicativo. La intensidad inicial debida a la fuente, de 100 neutrones, ha sido multiplicada a 200 neutrones. Si se resuelve otro ejemplo con S0=100 y Kef =0.8, se encuentra que se necesitan 20 generaciones para llegar al nivel de equilibrio de 500 neutrones. Nuevamente, si se elige Kef =0.9 esto requeriría considerablemente más generaciones que las 20 para llegar al nivel de equilibrio de 1000 neutrones. De lo anterior, se pueden emitir varias conclusiones; a medida que Kef se aproxima a uno, aumenta el tiempo para que el nivel de multiplicación sea más grande. A medida que Kef se acerca a uno, el tiempo y el nivel son tan grandes, que parece algunas veces que el punto de criticidad ha sido rebasado, pero si el período continúa decayendo y el nivel se estabiliza, el reactor es subcrítico. Una expresión para determinar el nivel final de neutrones en un reactor subcrítico es: n = S0 1-Kef la cual no dice el tiempo que transcurre en alcanzar el nivel final. Obviamente esta expresión no es apropiada cuando se tiene Kef = 1. En la región subcrítica, la fuente habría de ser multiplicada por un factor de 1/(1-Kef) Esto debe ser observado cuidadosamente a medida que la criticidad es alcanzada. 1.7.5.2 Fuentes Las fuentes están presentes en el reactor de tal manera que sea posible detectar la

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aproximación a criticidad con la instrumentación del reactor. La multiplicación es detectada por la instrumentación cuando se extraen barras de control; si no hubiera fuentes presentes, la instrumentación no sería lo suficientemente sensitiva en un intervalo para determinar un período decreciente positivo hasta que la potencia fuese lo suficientemente alta como para ser registrado por la instrumentación. La fuente para operación, es una fuente de antimonio irradiada dentro de un collarín de berilio. Esto da alrededor de 3X105 n/seg.curie al desarrollarse las reacciones siguientes: 51Sb124 _______ 51Te124 + -ß0 + γ γ + 4Be9 _______ 0n

1 + 4Be8 Otras fuentes que se pueden utilizar son: Po-Be, Ra-Be, Pu-Be, ó Am-Be. Para carga inicial de combustible se puede usar una fuente de Americio-Berilio, proporcionando 2X106 n/seg.curie. Es deseable tener al menos de 106 n/seg a 107 n/seg disponibles para el arranque. Las fuentes, los instrumentos, y la ubicación de los elementos combustibles son factores muy importantes para asegurar que la instrumentación sea adecuadamente sensitiva durante todo el arranque, así como en las operaciones de recarga. Los instrumentos para detección de neutrones deben detectar las fuentes a través de una buena parte de los elementos combustibles. 1.7.6 Margen de Apagado El margen de apagado (SDM = Shut Down Margin) es una cantidad mediante la cual se asegura que el reactor sea subcrítico. Matemáticamente esto puede expresarse como: SDM = 1-Kef para Kef <1 El diseño del margen de apagado es específico para cada planta, y se deben realizar periódicamente pruebas para demostrar su cumplimiento. El valor específico supone que la barra de mayor capacidad absorbedora está atorada en la posición totalmente extraída. Tales pruebas deben demostrar que el margen de seguridad exista cuando ocurra este evento. 1.7.7 Criticidad y Elevación de Potencia Este rango de operación es probablemente el más dificil de controlar. Aquí el reactor opera en el sentido clásico, que es normalmente el que se muestra en las pruebas a reactores, y obedece a la expresión: P = P0 e

t/T En esta región se puede establecer un período estable, y la potencia se incrementa exponencialmente. Para un operador inexperto, ésto puede representar un problema ya que el rápido incremento en el nivel de flujo puede provocar un scram por alto nivel de flujo para el rango intermedio de monitoreo; debido a ésto, el operador debe cambiar la sensibilidad de su

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instrumentación a un rango apropiado. La elevación de potencia obviamente no se desarrolla indefinidamente, pero esto durará mientras se alcance el rango de calentamiento y el coeficiente negativo de temperatura cambie la potencia, y más barras deberán ser extraidas para mantener el incremento de potencia. En este rango se pueden usar ciertas aproximaciones para calcular el período después de extraer algunas barras. Haciendo una sustitución y manipulación matemática apropiada se obtiene lo siguiente: n = et/T ó T = t/Ln(n/n0 ) n0 Esta expresión nos da el período del reactor para un incremento de neutrones a un tiempo dado. Usando solo el incremento de neutrones con su respectivo tiempo se puede determinar el período siempre y cuando los incrementos sean constantes (cambio escalonado en la reactividad). Algunos métodos son: 1.- Tiempo para incrementarse al 10%: Ln(n/n0) - Ln(1.1/1) = Ln 1.1 = 0.095 T = t/0.095 = t(10.5) ó _ t(10) 2.- Para el doble de tiempo: Ln 2 = 0.69 T = t/0.69 = t(1.45) = t(1.5) Como puede verse la potencia en este rango tiene un comportamiento clásico. Una vez que la criticidad es confirmada por un período constante y un incremento en el nivel del flujo (supercrítico), el reactor puede mantenerse a un período estable positivo o negativo. En un período positivo, la potencia se eleva exponencialmente hasta que se detiene por efectos de la temperatura o inserción de barras. Un período negativo disminuirá la potencia al provocar un nivel de multiplicación subcrítica. 1.7.8 Rango de Potencia Un reactor aún responde a la expresión P = P0e

t/T en el rango de potencia. Sin embargo, es difícil reconocer esta respuesta, debido a lo imposible de establecer un período estable. Existen siempre factores que se resisten al incremento o decremento de la potencia, por lo que se intenta establecer un período positivo mediante la extracción de barras de control, lo que causa inmediatamente un incremento fraccional en la potencia, incremento de vacíos, incrementos en la temperatura del combustible, o incrementos en la temperatura del moderador. Los cambios pequeños los compensa automáticamente el reactor, los cambios grandes tales como los transitorios de presión asociados con un disparo de turbina, requieren la inserción de barras para balancear la adición de una gran reactividad positiva.

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FIG. 1.1-8 Ciclo del Neutrón