sábado, 12 de noviembre de 2011

La matriz energética argentina (I): Energía nucleoeléctrica

La Presidenta inaugurando Atucha II
Una Nación ve seriamente afectadas sus posibilidades de desarrollo cuando su matriz energética resulta inadecuada o ineficiente para el desarrollo de las actividades económicas en su territorio. Así en la Argentina el Neoliberalismo en los 90´ arrasó con muchos proyectos de Soberanía Energética y de desarrollo científico en ese sentido. Desde el Gobierno de Néstor, y hoy con la compañera Cristina, la preocupación por la mejora y el  en estas áreas es notable y cuenta con pocos precedentes.

Hoy nos detendremos particularmente en la energía nuclear. Nosotros hemos ya sugerido algunas cifras con motivo de la inauguración de ATUCHA II hace unos meses atrás. Hoy profundizaremos en cuestiones más generales que van desde ¿Qué es la energía atómica? hasta su funcionamiento. Sin duda uno de los puntos más interesantes de reflexión es el grado de desarrollo científico y tecnológico, así como la pericia técnica, y el concatenamiento de diversas actividades productivas, que se condensan en una central nuclear.

La Argentina ha emprendido el camino de la Soberanía Política y del Crecimiento Económico, signo evidente de esto es la sanción de la ley: 26.566 en el año 2009 que entre otras cosas contempla la construcción de una cuarta central. Estamos orgullosos de que el Proyecto Nacional y Popular tome estas iniciativas que además de expandir la generación de energía son fundamentales para el futuro de una nación a nivel educativo, científico y teconológico.
 
“Art. 1º. Decláranse de interés nacional las actividades de diseño, construcción, licenciamiento, adquisición de bienes y servicios, montaje, puesta en marcha, marcha de prueba, recepción y puesta en servicio comercial, de una cuarta central de uno o dos módulos de energía de fuente nuclear a construirse en la República Argentina y todos los actos necesarios que permitan concretar la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse, encomendando a Nucleoeléctrica Argentina Sociedad Anónima (NASA) la materialización de dos objetivos fijados en el presente artículo.” Ley Nro 26.566 promulgada en diciembre de 2009.

POLIKARPO. 

ATUCHA I y II

Introducción

"Dadme un punto de apoyo y moveré el mundo" dijo Arquímedes en el siglo II a.c. Pero el pensador olvidó mencionar que para hacerlo necesitaba energía. La energía de sus brazos sobre la barra. En todas o casi todas las actividades diarias encontramos la necesidad de energía. Desde las que lleva a cabo un ser humano, como caminar, comer, hablar, hasta el funcionamiento de una fábrica o el lanzamiento de un cohete al espacio.
Energía es casi un sinónimo de movimiento, de vida y, más aún, de calidad de vida.


No todas las actividades requieren el mismo tipo de energía ni la misma cantidad por eso podemos identificar distintas fuentes de energía que satisfacen distintas necesidades.      
La energía solar es importante para hacer germinar las semillas y cubrir los campos de verde, pero no se ha logrado concentrarla lo suficiente como para lograr mover una fábrica -se necesita de un panel fotovoltaico de aprox. 1 metro cuadrado para producir un Kw. de potencia. Por lo tanto puede satisfacer los requerimientos básicos de una vivienda, o el funcionamiento de un equipo de bajo consumo, pero es inapropiada, por ahora, para el uso industrial masivo.      
  La energías eólica, mareomotriz, geotérmica, o por fusión se disputan el dominio del siglo próximo con resultados masivos aun inciertos, ya que en la actualidad, o están en etapas de desarrollo o todavía no se ha logrado explotarlas comercialmente... Entonces, ¿cómo se mueve un país, su industria, su transporte? ¿Cómo se producen grandes cantidades de energía eléctrica?.


Actualmente la llamada 'energía de base' es producida principalmente por tres fuentes:     
  • La energía hidráulica: producida por el aprovechamiento de las caídas de agua. Es limpia y renovable, pero como el caudal de los ríos, de los que se nutre, depende del régimen de precipitaciones, un país no puede depender totalmente de ella. Además las represas modifican el ciclo del agua, alteran el ecosistema y son geográfico-dependientes.
  • La energía térmica: producida al quemar combustibles fósiles, es insustituible actualmente para mover vehículos y es la energía por excelencia desde que se inventó la máquina de vapor hace casi dos siglos, pero tiene grandes desventajas: es altamente contaminante, contribuye al efecto invernadero y consume recursos no renovables: es decir que su combustible -petróleo, carbón, gas- se agotará en un plazo predecible.
  • La energía nuclear: producida por la energía liberada durante la fisión del átomo, es limpia, confiable en el suministro, no contaminante, pero con una desventaja que los ecologistas levantan como bandera: produce residuos que tardan muchos años en perder su actividad.

¿Qué es una Central Nuclear ?


Al igual que los otros dos tipos de energía de base, el principio de producción de electricidad de una central nuclear es el movimiento de turbinas a partir de una fuerza externa. Tanto en el caso de los reactores nucleares como en el de las plantas de energía térmica convencionales, la fuerza del vapor es la que mueve esas turbinas, en las del tipo hidroeléctrica es la fuerza de las aguas la que lo hace.
¿Cómo funciona una central nuclear?


Una central de este tipo utiliza combustible "nuclear", esto es, material que contiene núcleos fisionables (es decir que se pueden 'partir'); en lugar del combustible "convencional".
El Uranio 235 es un material fisionable, como así también el plutonio, pero del uranio natural que se extrae de las canteras sólo una parte en 140 es uranio 235, el resto es inutilizable. Un reactor puede funcionar tanto con uranio natural (escaso material fisionable) como con uranio enriquecido, -al cual se lo ha tratado especialmente para aumentar su rendimiento (mayor proporción de U.235)-.     
El calor para generar vapor proviene del proceso de fisión. La fisión comienza cuando un neutrón a gran velocidad choca contra un núcleo, el núcleo no puede albergar el neutrón extra y se parte formando dos núcleos más pequeños. Al mismo tiempo se liberan varios neutrones que van a chocar contra otros núcleos, que a su vez se rompen y liberan más neutrones, y así sucesivamente. 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 y de calor en una fracción de segundo.      
Este proceso se lleva a cabo en el núcleo del reactor, formado por los 'elementos combustibles'. El núcleo del reactor se encuentra rodeado de una sustancia llamada moderador que se utiliza para frenar la velocidad de los neutrones hasta llevarlos a la energía térmica (una velocidad aprox. 3.700 m/s, 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, (menos 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 absorbente 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.      
Dentro del núcleo se insertan, con el fin de controlar la potencia de la fisión, las denominadas 'barras de control'. Estas barras son generalmente de cadmio, un material que absorbe los neutrones que chocan contra ellas durante el proceso de fisión evitando que progrese la reacción en cadena.    
El núcleo del reactor de Atucha I, por ejemplo, cuenta con 29 barras de control y son necesarias solo 3 para detener el proceso en el acto. En caso de producirse un recalentamiento, y de ser necesario detener el reactor en forma inmediata, también se puede introducir dentro del núcleo ácido bórico que actúa de una forma similar a las barras de control.
Seguridad


Un principio básico en el diseño de centrales nucleares es su seguridad redundante. Para disminuir la probabilidad de que la radioactividad de los productos de fisión se libere al medio ambiente y llegue al publico, se aplica el concepto de barreras múltiples.
El material radioactivo (pastillas de dióxido de uranio) se encuentra aislado del medio ambiente por 3 barreras:
1. Las vainas de zircaloy que componen los elementos combustibles. (Fuel cladding)
2. El recipiente del reactor. (Reactor pressure vessel)
3. El edificio de contención. (Containment)
Elementos combustibles:


Están formados por tubos de zircaloy que contienen en su interior pastillas de dióxido de uranio. Estas pastillas, de alrededor de un centímetro de alto y uno 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.
Los combustibles de la Central Nuclear Embalse fabricados en el país en las plantas que la CNEA posee en el Centro Atómico Ezeiza.


El recipiente del reactor:


Este recipiente construido en aceros especiales de alta resistencia a la radiación y a las grandes presiones, contiene dentro de si los elementos combustibles, el moderador, el refrigerante y la estructura de soporte en la cual se insertan los elementos combustibles. La forma y tamaño, varia según el tipo de reactor.

Edificio de contención:


Un principio básico en la construcción de una central nuclear es su alta seguridad, para reducir las probabilidades de una liberación del producto de fisión al medio ambiente, el reactor, los generadores de vapor y el resto de los circuitos primarios, se encuentran contenidos dentro de un edificio de contención. El edificio de contención es una gran estructura de acero estanca, normalmente esférica o cilíndrica con una cúpula semiesférica. Por lo general 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. El edificio de contención puede soportar altas presiones internas que pueden llegar a las 100 libras por pulgada cuadrada. Dentro del edificio existen sistemas de ventilación y refrigeración para disminuir la temperatura del reactor en condiciones normales de operación y ante la eventualidad de un accidente. En este caso las cañerías instaladas en la parte superior del edificio permiten rociar todos los elementos internos con agua borada para reducir la presión y temperatura interna del edificio, en la parte inferior del edificio hay sumideros que recolectan estos líquidos permitiendo así, su posterior reutilización.
Circuitos de operación:


Un reactor nuclear cuenta con varios circuitos de agua que funcionan en forma simultánea:     

  • En el circuito primario la bomba principal impulsa el refrigerante (agua pesada en el caso de Atucha I) hacia el núcleo del reactor, en donde se calienta aproximadamente a 300 grados, luego pasa por el generador de vapor calentando la tubería en su interior para después volver al circuito principal.
  • Al generador de vapor entra agua por otro circuito que al ponerse en contacto con las tuberías calientes, que se encuentran dentro de él, entra en ebullición produciendo una enorme cantidad de vapor que posteriormente pasará a impulsar los álabes de las turbinas haciéndolas girar. Este movimiento, a su vez, produce la rotación del "generador eléctrico" produciéndose de esta forma la corriente eléctrica.
  • Para lograr una renovación constante del agua que debe ingresar al generador de vapor, a la salida de las turbinas se encuentran los condensadores que enfrían el vapor y lo vuelven a la fase liquida. Este agua, con la ayuda de una bomba, es reingresada al generador de vapor para un nuevo comienzo del ciclo. Los condensadores son enfriados con agua natural, extraída de algún río o lago cercano a la central, (en el caso de no haberlos se utilizan grandes torres de refrigeración) que luego de cumplir su función es enviada de vuelta a su fuente de origen sin sufrir ningún tipo de alteración para el medio ambiente.
Desechos radioactivos
Como todo proceso industrial, la generación eléctrica produce residuos. En el caso de las centrales nucleares estos se dividen en dos grandes categorías según la actividad que posean y el tiempo que tarde esta en decaer:
1. Residuos de actividad media y baja: Estos se producen mayoritariamente como consecuencia de procesos de limpieza internos de la central, filtros de aire descartables, líquidos utilizados en distintas partes de la planta, y resinas empleadas en procesos de purificación química. La evacuación de estos desechos se produce mediante un proceso de compactado y cementación en barriles de 200 litros. Estos son almacenados en repositorios o depósitos especialmente diseñados hasta que la actividad de los mismos disminuya a un nivel que permita su liberación como residuos convencionales.
2. Residuos de alta actividad: Son, principalmente, los resultantes del procesamiento de los elementos combustibles quemados en el núcleo del reactor. Después de permanecer de 2 a 5 años (dependiendo del tipo de central nuclear) en el reactor, los elementos combustibles se extraen del mismo mediante un sistema de telemanipulación remota y son colocados en piletas de almacenamiento donde se enfrían y pierden parte de su radioactividad.
Estas piletas llenas de agua contienen en el fondo soportes especiales donde se colocan los elementos combustibles, que quedan almacenados bajo agua por un periodo no menor de 10 años.
El agua cumple 2 propósitos: sirve como blindaje para reducir los niveles de radiación a la cual podrían estar expuestos los operarios de la central y para refrigerar los elementos combustibles que continúan produciendo calor por algún tiempo luego de su extracción del núcleo.
Las piletas tienen generalmente una profundidad de 15 a 20 metros. Aunque son necesarios solo 2 metros y medio de agua para blindar la radiación hasta niveles aceptables para el publico, se deja un margen extra de casi 8 metros por encima de los elementos combustibles para permitir las maniobras de reacomodamiento de los mismos dentro de la pileta, además permite su observación, control y registro ante los tratados internacionales de salvaguardia.
Para enfriar y recuperar el agua perdida, se utilizan sistemas de filtrado, intercambiadores de calor, y bombas de recirculación. La temperatura del agua es monitoreada constantemente para mantenerla entre los 30 y 45 grados C aprox.
Luego de 10 o mas años de permanecer en las piletas, y en caso de que las mismas agoten su capacidad de almacenamiento, los elementos combustibles pueden ser almacenados en seco dentro de silos de hormigón reforzado o contenedores de acero especialmente construidos. Estos contenedores almacenan de 20 a 80 elementos combustibles (dependiendo del tipo de central), y están herméticamente sellados para asegurar que no se libere material radioactivo al medio ambiente.
Si bien una solución para la disposición final de los combustibles aun no ha sido tomada en ningún país del mundo, los estudios mas avanzados realizados en USA, Francia, Alemania, Finlandia, etc. se inclinan por el almacenamiento directo en formaciones geológicas profundas, donde los combustibles quedaran aislados del medio ambiente en contenedores especiales, o bien por el procesamiento de los mismos y posterior almacenamiento profundo de los residuos de alta actividad resultantes.
Distintos tipos de Reactores Nucleares
Si bien el principio de funcionamiento de una Central nuclear que se explico anteriormente es valido en general, existen algunas diferencias de una a otra planta según el tipo de Reactor que posean.
Los reactores se clasifican de acuerdo a la sustancia que utilicen como moderador y refrigerante, los mas comunes son:
  • PWR (Pressurized Water Reactor) reactores con agua liviana a presión como refrigerante y moderador.
  • PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) reactores con agua pesada a presión como refrigerante y moderador.
  • BWR (Boiling Water Reactor) reactores de agua liviana en ebullición como refrigerante y moderador.
  • GCR (Gas Cooled Reactor) reactores refrigerados por gas y moderados con grafito.
  • LWGR (Light Water Graphite Reactor) reactor refrigerado con agua liviana y moderado con grafito.
      De las 441 centrales nucleares en operación (datos de 2002), en los 32 países del mundo que utilizan la tecnología nuclear para generar electricidad, 213 son del tipo PWR, 90 BWR, 35 PHWR y el resto funcionan con otros tipos de reactores.     
TipoEn operaciónEn construcción
Cant.Total MW(e)Cant.Total MW(e)
ABWR2263045329
AGR14838000
BWR907801711067
FBR3103900
GCR16268400
HWLWR114800
LWGR17125891925
PHWR351718093800
PWR21320306887681
WWER5032926108298
Total:4413586613327100
Describiremos a continuación las principales características de estos tres modelos y luego presentaremos algunos datos particulares de las centrales Argentinas de Atucha y Embalse que son del tipo PHWR.
Reactores PWR
Estos reactores fueron diseñados originalmente por la empresa Westinghouse (USA) y hoy en día, con pequeñas variaciones en el diseño, son también fabricados por las empresas Framatome (Francia) y Mitsubishi (Japón) entre las mas importantes. Un modelo similar, fabricado por la empresa rusa Atomstroyexport, con tecnología soviética se conoce como VVER.
Los reactores PWR tienen tres sistemas separados de refrigeración de los cuales solo uno, llamado Circuito de Refrigeración Primario, contiene radioactividad.
El Circuito de Refrigeración Primario ubicado dentro del edificio de contención, consiste en dos, tres o cuatro circuitos ("loops") conectados al Reactor, cada uno conteniendo una Bomba de Circulación Principal y un Generador de Vapor. El reactor calienta el agua que entra a aprox. 250 °C y atraviesa de abajo hacia arriba los elementos combustibles saliendo del reactor por las Toberas Principales a una temperatura aproximada de 300 °C. En este tipo de reactor el agua no hierve pues trabaja a una presión interna de 2250 psi. Esta presión se mantiene mediante un dispositivo llamado Presurizador conectado al Circuito Primario. El agua que sale del Reactor se bombea a los Generadores de Vapor y pasa por unos tubos en forma de "U" en el interior de los mismos, volviendo luego a ingresar al Reactor.
En el Circuito de Refrigeración Secundario se bombea agua de refrigeración desde el Sistema de Alimentación de Agua, la que pasa por el exterior de los tubos del Generador de Vapor y es calentada hasta convertirse en vapor. El vapor así generado pasa a través de la Cañería Principal de Vapor a la Turbina que, accionada por el mismo, gira el Generador Eléctrico. El valor al salir de la Turbina se condensa en un condensador y luego de pasar por sistemas intermedios de filtrado y secado, vuelve a los Generadores de Vapor impulsados por las Bombas del Circuito Secundario.
El Condensador es refrigerado mediante agua que se toma de la fuente fría mas cercana a la Central como ser un lago, un río o mar. En caso de no existir estos, se anexa a la Central una Torre de enfriamiento refrigerada por aire para cumplir con este propósito.
Reactores PHWR
Los reactores PHWR se diferencian de los anteriores en que por utilizar uranio natural como combustible tienen que ser moderados con Agua Pesada. Esto requiere ciertas modificaciones en el reactor para separar el moderador del refrigerante y un circuito adicional para circular y refrigerar el agua pesada del moderador. Una descripción mas detallada de este tipo de central lo veremos en el capitulo dedicado a las plantas de Atucha y Embalse que tiene este tipo de reactor
Reactores BWR
Este tipo de reactores, originalmente diseñado por las empresas General Electric y Allis-Chambers de USA. es construido hoy en día también por Hitachi (Japón). Existen modelos de este reactor funcionando en diversos países como: Finlandia, Japón, Méjico, España, Taiwan, Suiza, Holanda, entre otros.
A diferencia de los PWR, en este tipo de reactor, el agua en su interior esta en ebullición a una temperatura de aproximadamente 298 °C produciendo vapor a una presión de alrededor de 1000 psi. El agua circula a través del núcleo del reactor extrayendo el calor a medida que atraviesa los elementos combustibles. Esta agua convertida en vapor sube hasta la parte superior del reactor donde se encuentran los Separadores de Vapor que separan la fase liquida de la fase gaseosa. El vapor circula entonces a través de las tuberías principales de vapor hacia el conjunto Turbina-Generador. El vapor entra primero a una pequeña Turbina, llamada Turbina de Alta Presión, de allí pasa a un Separador de Humedad y luego por dos o tres Turbinas mas grandes denominadas Turbinas de Baja Presión. Las Turbinas están conectadas unas a otra y al Generador a través de un largo eje. El Generador produce electricidad, generalmente a 20.000 Volts CA. Esta potencia es distribuida a un transformador de Generador que aumenta el voltaje hasta valores de 230 o 345 KW y es luego distribuido a través de la red general de alta tensión del país. El vapor que sale de las Turbinas pasa a través de un Circuito de Condensadores y Bombas similar al descripto para los PWR.
Otra característica única de los BWR es que las barras de control, utilizadas para detener y controlar la potencia del Reactor son insertadas desde abajo por un sistema de alta presión operado hidráulicamente. Este tipo de Reactor tiene también una cañería en forma de anillo en la parte inferior utilizada para enfriar el Reactor en el caso que se produzca un exceso de vapor en el mismo.
Centrales Nucleares en el mundo
Un total de 441 centrales nucleares estaban en operación alrededor del mundo a febrero del 2003 y otras 33 se encontraban en construcción. Esto representa una capacidad aproximada de 400.000 MW de generación eléctrica.  
A fines de 2002 en diez países la generación de electricidad por medio de centrales nucleares representaba mas del 40% del total producido en el país: Lituania 80%, Francia 77%, Bélgica 58%, Suecia 44%, Eslovaquia 53%, Suiza 36%, Ucrania 46%, Bulgaria 42%, Hungría 40%, Corea 40%.
En Argentina, en el 2002, la proporción era la siguiente: Hidráulica 48%, Térmica 43%, Nuclear 8%, otros 1%.
Centrales nucleares en Argentina
Actualmente la Argentina cuenta con dos centrales nucleares en funcionamiento: Atucha 1 (CNA 1) y Embalse (CNE) que proporcionan el 8% de la energía distribuida por el sistema interconectado nacional. Una tercera central nuclear, situada junto a CNA 1, Atucha 2 (CNA 2), ababandonada por el neoliberalismo menemista desde fines de 1994, fue recientemene inaugurada por la presidenta Cristina, y se estima que hacia finales del 2012 podrá estar en pleno funcionamieto.
Central nuclear Atucha I
La central nuclear Atucha 1 esta ubicada sobre la margen derecha del río Paraná de las palmas, en el partido de Zárate, 100 Km. al noreste de la capital. Fue conectada al sistema interconectado nacional de distribución eléctrica, en la red de 220 Kv., en el año 1974. Su reactor es del tipo PHWR, cuyo combustible es uranio natural y es refrigerado y moderado por agua pesada, la potencia térmica es de 1179 Mwt, obteniéndose una potencia eléctrica de 370 Mw.
Cuenta con dos piletas de almacenamiento de elementos combustibles quemados ubicadas en un edificio contiguo.
Descripción:La instalación del reactor de agua a presión se compone de: el reactor propiamente dicho, dos circuitos de refrigeración principales del mismo tipo en paralelo, sistema de mantenimiento de la presión, sistema del moderador, y de algunas instalaciones auxiliares y secundarias.
Reactor:El núcleo del reactor se encuentra dentro del recipiente de presión cerrado por una tapa desmontable. El moderador y refrigerante - ambos agua pesada - se separan entre si mediante un segundo recipiente, el tanque del moderador, este se encuentra atravesado por los 253 canales de refrigeración que conducen al exterior del recipiente de presión y están provistos de un cierre de alta presión. Dentro de estos canales se encuentran suspendidos los elementos combustibles.
Cada uno de sus 253 elementos combustibles mide 5,25 metros de largo, pesa cerca de 200 kg y esta compuesto por un manojo de 37 barras de zircaloy de 0,5 mm de espesor con una barra de sujeción en el centro. El peso total del uranio es de 38,6 toneladas. Una característica particular de este tipo de reactor es que, a través de los citados cierres por medio de la maquina de carga, pueden recambiarse los elementos combustibles sin que por ello sea necesario interrumpir el servicio de la central como sucede en las plantas con reactores del tipo PWR o BWR.
Las 29 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.
Circuito refrigerante: El refrigerante fluye a través de 2 circuitos principales dispuestos simétricamente con respecto al recipiente, ingresando por 2 bocas de entrada al recipiente y circulando axialmente, en sentido descendente, dentro del recinto anular existente entre la pared del recipiente de presión y el recipiente del moderador.
Cada uno de los circuitos de refrigeración del reactor consta de: un generador de vapor, una bomba de recirculación y de las tuberías de unión. A uno de los dos circuitos de refrigeración va unido el sistema de control de presión, Con este se compensan las variaciones de presión y el volumen que se producen durante el servicio normal y en caso de fallas.
Los generadores de vapor están diseñados a modo de intercambiadores de calor, en disposición vertical, provistos de haces de tubos en forma de U. Todas las partes en contacto con el refrigerante del reactor se han fabricado o revestido con un material resistente a la corrosión. Sus condensadores están enfriados con el agua extraída del río Paraná.
Circuito moderador: El sistema del moderador esta vinculado hidráulicamente al circuito primario, aunque manteniendo distintas temperaturas, operándose por dos circuitos independientes. El calor extraído de los mismos por los respectivos intercambiadores es aprovechado para precalentar el circuito secundario.
El elemento principal dentro del recipiente de presión es el tanque del moderador, atravesado por los 253 canales de refrigeración y conteniendo además los tubos de guía de: las 29 barras de control, mediciones de temperatura, nivel, flujo neutrónico, cañerías para la inyección de ácido deutero bórico, el sistema de muestreo y detección de elementos combustibles con fallas, y determinación de los parámetros de su propio circuito de refrigeración.
En condiciones de operación normal la circulación del fluido en el interior del tanque se establece de abajo hacia arriba.
Central nuclear Embalse
Se levanta en la costa sur del Embalse de Río Tercero, Provincia de Córdoba. Entro en servicio el 20 de enero de 1984 y genera una potencia de 600 Mw eléctricos.
Posee un reactor tipo PHWR, de desarrollo canadiense, denominado CANDU (Canadian Deuterium Uranium), siglas que se refieren al uso de uranio natural como combustible y agua pesada como refrigerante.
Descripción:El reactor esta formado por un tanque cilíndrico horizontal de acero inoxidable (denominado Calandria), atravesado horizontalmente por 380 canales, (llamados tubos de presión), dentro de cada uno de los cuales hay 12 elementos combustibles y por los cuales circula el agua pesada que actúa como refrigerante. Entre los tubos de presión y la calandria circula el moderador, también agua pesada. Las barras de control atraviesan al reactor verticalmente y se introducen por la parte superior.
Al igual que en los reactores PWR, las bombas principales circulan el refrigerante por el circuito principal hacia los generadores de vapor y de allí a la turbina. El agua pesada que actúa como moderador circula por un circuito independiente con su propio intercambiador de calor para refrigeración.
El resto de los sistemas son similares a los ya descriptos para los reactores PWR. Los elementos combustibles, de 50 cm de largo cada uno, están formados por 37 vainas de zircaloy conteniendo las pastillas de dióxido de uranio, tal como ya se explicó anteriormente. El recambio de los mismos se realiza con la central en funcionamiento por medio de una maquina de carga que actúa horizontalmente en el frente de la Calandria.
Bibliografía:


Para la realización de este informe se utilizaron folletos, material impreso, fotos e información de Internet de las siguientes empresas:
  • Comisión Nacional de Energía Atómica.
  • Nucleoeléctrica Argentina S.A.
  • Siemens.
  • Atomic Energy of Canada Limited
  • Electricite de France
  • Westinghouse.
  • General Electric.
  • Joseph Gonyeau, "The virtual nuclear tourist"

FUENTE: Comisión Nacional de Energía Atómica http://www.cnea.gov.ar/

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