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Centrales nucleares:una visin histricaleparte

Antonio Gonzlez Jimnez.Director Tcnico del Foro Nuclear

DOl: http://dx.doi.org/10.6036/5757

1. INTRODUCCINEn el ao 1896, el cientfico y fsico

francs Bequerel descubri por casua-lidad la radiactividad natural, al estartrabajando en su laboratorio y dejardescuidadamente unas sales de uraniojunto a unas placas fotogrficas queaparecieron posteriormente veladas, apesar de estar protegidas de la luz solar.Despus de varios ensayos, comprobque el uranio era el causante del veladode las placas, por lo que de esta manera,sin saberlo, se convirti en el "padre dela energia nuclear".

Cuatro dcadas despus, en 1938, unequipo de investigadores alemanes for-mado por Hahn, Strassmann, Meitnery Frisch descubri la fisin nuclear, atravs de la identificacin del elementobario como consecuencia de la escisindel ncleo de uranio. El uranio, al captu-rar uno de los neutrones con los que sele bombardeaba, se escinda en dos frag-mentos, acompaados de una gran canti-dad de energa, muy superior a la que sepodia producir con cualquier otra reac-cin nuclear hasta entonces conocida.

Posteriormente, el 2 de diciembrede 1942, un grupo de cientficos nuclea-res, liderado por el fsico italiano Enri-co Fermi, consegua poner en marchala primera reaccin nuclear en cadenade la historia, en el famoso reactor nu-clear Chicago Pile-1 en la Universidadde Chicago. Utilizando combustible deuranio y extrayendo cuidadosamentelas barras de control, produjeron unareaccin nuclear en cadena, entrando deeste modo en funcionamiento el primerreactor nuclear del mundo.

Despus de los desarrollos para lafabricacin y utilizacin de una bom-ba atmica, que puso fin a la SegundaGuerra Mundial, el histrico discursode "tomos para la paz" del presidentede Estados Unidos, Dwight D. Eisen-hower, ante la Asamblea General de lasNaciones Unidas el 8 de diciembre de1953, sent las bases para un progra-ma de cooperacin internacional parael uso pacfico de la energa nuclear,liberndose conocimientos cientficosy tecnolgicos que permitiran su pos-terior explotacin comercial.

De esta manera, en 1956, en el Rei-no Unido se inaugur la primera centralnuclear comercial en Calder Hall, dan-do origen as a los distintos programasnucleares y a los distintos tipos de reac-tores que actualmente se encuentran enoperacin.

Fig. 1: Dibujo del reactor Chicago Pile-1 y el equipo de Fermi (Fuente: ANS)

As, a finales del ao 2013, en elmundo haba 437 reactores nucleares enfuncionamiento en 31 pases que, conuna potencia neta instalada conjunta dems de 374.000 MW, producen alrede-dor del 14% del total de la demanda deelectricidad anual a nivel planetario,unos 2550 TWh.

2. LA FISIN NUCLEARLa fisin nuclear es aquella reaccin

nuclear en la que ncleos de tomos pe-sados, al capturar un neutrn incidente,pueden dividirse en dos fragmentos (ra-ramente en tres) formados por ncleosde tomos ms ligeros, llamados pro-ductos de fisin, con emisin de neutro-nes, rayos gamma y un gran desprendi-miento de energa.

El ncleo "blanco", al capturar elneutrn, se vuelve inestable, producin-dose su escisin, y dando lugar a una si-tuacin de mayor estabilidad con la pro-duccin de los fi-agmentos ms ligeros.

En una reaccin de fisin se produ-cen varios neutrones, que a su vez in-ciden sobre otros ncleos fisionables,generando as ms neutrones que pro-ducirn sucesivos choques con otrosncleos. Este efecto multiplicador seconoce como reaccin en cadena.

3. EL REACTOR NUCLEARUn reactor nuclear es una instalacin

capaz de iniciar, mantener y controlarlas reacciones de fisin en cadena quetienen lugar en el ncleo del reactor, yque dispone de los sistemas adecuadospara extraer la gran cantidad de energagenerada en forma de calor. Un reactornuclear consta de varios componentes,cada uno con un importante papel en lageneracin de calor:

El combustible, formado por elmaterial fisionable, generalmentexido de uranio, en el que tienenlugar las reacciones de fisin; esla fuente de generacin de calor.

El moderador, que hace disminuirla velocidad de los neutrones r-pidos producidos en la fisin nu-clear, convirtindolos en neutro-nes lentos o trmicos. Se empleancomo materiales moderadoresel agua ligera (el agua ligera es

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HjO), el grafito y el agua pesada(el agua pesada es D,0; se conocecomo pesada ya que tiene un neu-trn ms que el agua ligera).

El refrigerante, que extrae el calorgenerado por el combustible delreactor. Generalmente se usan re-frigerantes lquidos, como el agualigera y el agua pesada, o gaseo-sos, como el anhdrido carbnicoy el helio.

El reflector, que permite reducir elescape de neutrones de la zona delcombustible y disponer de msneutrones para la reaccin en ca-dena. Los materiales usados comoreflectores son el agua, el grafito yel agua pesada.

Los elementos de control, queactan como absorbentes de neu-trones, permiten controlar en todomomento la poblacin de neutro-nes y la reactividad del reactor,haciendo que sea crtico durantesu funcionamiento, y subcriticodurante las paradas. Los elemen-tos de control tienen forma debarras, aunque el absorbente tam-bin puede encontrarse diluido enel refrigerante.

El blindaje, que evita el escape deradiacin gamma y de neutronesdel reactor. Los materiales usadoscomo blindaje son el hormign, elagua y el plomo.

La vasija del reactor aloja el com-bustible, los elementos de controly el moderador, permitiendo elpaso indispensable del refrigeran-te.

Las diversas combinaciones decombustible, moderador y refrigeranteconfiguran los diversos tipos de reacto-res nucleares existentes. stos puedenclasificarse segn varios criterios; losms comunes son los siguientes:

Segn la velocidad de los neutro-nes que producen las reaccionesde fisin: reactores rpidos y reac-tores trmicos.

Segn el combustible utilizado:reactores de uranio natural, enlos que la proporcin de U-235en el combustible es la mismaque se encuentra en la naturaleza(aproximadamente 0,7%), y reac-tores de uranio enriquecido, en losque la proporcin de U-235 se haaumentado hasta alcanzar entre un3% y un 5%.

Segn el moderador utilizado: losque utilizan agua ligera, agua pe-sada o grafito.Segn el material usado comorefrigerante: los materiales msutilizados son el agua (ligera o pe-sada) o un gas (anhdrido carbni-co y helio), que a veces actan si-multneamente como refrigerantey moderador.

4. DESARROLLO HISTRICOLa evolucin de los desarrollos tec-

nolgicos de las centrales nucleares hadado lugar a su clasificacin en cuatrogeneraciones distintas:

Generacin I: constituida por losprimeros prototipos iniciales, quefueron construidos a lo largo delas dcadas de los aos 50 y 60 delpasado siglo.

Generacin II: constituida por lascentrales que se construyeron en

las dcadas de los aos 70, 80 y90 del pasado siglo, y representanla mayor parte de los reactores enfuncionamiento en el mundo.Generacin III y III+: constituidapor las centrales cuyo diseo esel resultado de un desarrollo delas centrales de generacin II yrenen "mejoras evolutivas", ba-sadas en la experiencia adquiridaen las centrales nucleares actua-les. Estos adelantos afectan sobretodo a los sistemas de seguridad, ala fiabilidad, a la operabilidad y ala estandarizacin de los diseos.Generacin IV: constituida poruna serie de proyectos, programase iniciativas para el desarrollo yprueba de varios sistemas nuclea-res muy innovadores, utilizablescomercialmente hacia la dcadade los aos 40 de este siglo y queofrecen ventajas muy marcadascon respecto a las centrales nu-cleares actuales y en los campos

Tipo

FBR

GCR

LWGR

PHWR

BWR

PWRTotal

Nombre descriptivo del t ipo de reactor

Reactor reproductor rpido

Reactor refrigerado por gas y moderado congrafito

Reactor refrigerado por agua ligera ymoderado con grafito

Reactor de agua pesada

Reactor de agua en ebullicin

Reactor de agua a presin

Nmero de reactores

2

15

15

48

84

273

437

Tabla 1: Tipos de reactores en funcionamiento.Fuente: Ps/OIEA. Datos a 31 de diciembre de 2013

Generation IEarly Prototype

ReactorsGeneration II

Commercial PowerRfiactors

EyoiULCQD de las tecnologasde reactores nucleares

Generation iiiAdvanced

LWRs

ShippingportDresden, Fermi-I LWR: PWR/BWR

CANDUWER/RBMK

AP1000EPR

ABWRESBWR

Generation IVI Highly

economicalI Enhanced

SafetyI Minimized

WastesI Proliferation

Resistance

1950 1960 1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030Fig. 2: Evolucin de los desarrollos tecnolgicos de las centrales nucleares

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de la sostenibilidad, la economa,la seguridad, la fiabilidad, la noproliferacin y la proteccin fsi-ca. Estas centrales se encuentranen su mayora en fase de diseo ysu desarrollo plantea grandes de-saos, sobre todo en aspectos demateriales y combustibles.

En la actualidad, de los ms de 430rectores nucleares en funcionamientoen el mundo, ms de un 80% (ver Tabla1) corresponden a dos tipos de reacto-res nucleares de la Generacin II queutilizan el agua ligera como modera-dor y como refrigerante. Constituyenel parque nuclear espaol y son los quese describen con cierto detalle en esteartculo:

Centrales de agua a presin, pres-surized water reactors (PWR ensus siglas en ingls)

Centrales de agua en ebullicin,boiling water reactors (BWR ensus siglas en ingls)

5. EL REACTOR NUCLEAR DEAGUA A PRESIN PWR

Las centrales nucleares que utilizanreactores de agua a presin responden ala idea de no permitir la ebullicin delrefrigerante. En estos reactores, el aguade refrigeracin se mantiene a alta pre-sin, por encima de 150 atmsferas, deforma que se impide su ebullicin en elncleo del reactor. El agua del circuitoprimario acta como refrigerante delncleo. Este agua refrigerante entra a

una temperatura de aproximadamente290C a la vasija del reactor, fiuyendola mayor parte de la misma hacia laparte inferior entre la pared de la vasijay el barrilete del ncleo, para despusatravesar el ncleo de abajo hacia arri-ba absorbiendo el calor generado porlas reacciones de fisin y calentndosehasta aproximadamente 33O''C, que esla temperatura a la que sale de la vasi-ja; la presin en el circuito se mantienemediante el presionador a aproximada-mente 160 kg/cm-, con objeto de queno se produzca ebullicin en el circuitoprimario.

Este fluido refrigerante a tempera-tura de saturacin abandona la vasijadel reactor y se le hace circular por elinterior de los tubos, en forma de U in-vertida, de un intercambiador de calor(generador de vapor), donde cede el ca-lor acumulado al agua que circula porel lado secundario de los generadoresde vapor produciendo el vapor que hade ir a la turbina, donde tiene lugar latransformacin de energa mecnica enenerga elctrica.

El vapor, una vez que ha cedidoparte de su energa en la turbina, secondensa en otro intercambiador decalor (el condensador) y el condensadovuelve como agua de alimentacin algenerador de vapor formando un circui-to secundario cerrado y totalmente se-parado del sistema de refrigeracin delreactor. Se obtiene as un ciclo indirectoque utiliza vapor no contaminado. Laparte de obtencin de energa elctricaa partir de la turbina es convencional.

Circuito de refrigeracin extenor

1 Ncleo del reactor nuclear2 Barras de control3 Generador de vapor4 Presionador

5 Vasija del reactor6Turbinas7 Alternador8 Bomba de recirculacin

9Condensadof10 Circuito de refrigeracin extenor11 Edificio de contencin

Fig. 3: Esquema general de un reactor PWR

A la salida de la turbina, el vapor pasaa los condensadores donde cede su ca-lor de evaporacin al agua de refrige-racin exterior (torres de refrigeracin,agua del ro, agua del mar, embalses,etc.) constituyendo el sistema de aguade recirculacin o circuito terciario.Este sistema de agua de recirculacin semantiene a una presin superior a la delsistema de condensacin para evitar lasalida al exterior de agua del sistema decondensacin en caso de rotura de tubosdel condensador.

Este tipo de reactores son de los de-nominados trmicos, por lo que los neu-trones procedentes de la fisin han deser moderados hasta energas en tomo a1 MeV para que puedan ser capturadospor los ncleos de uranio enriquecido,debido a su seccin eficaz de captura re-lativamente pequea, y producir nuevasreacciones de fisin; en caso contrario(de no moderar los neutrones), las reac-ciones de fisin en cadena no podranautomantenerse.

5.1. LOS ELEMENTOS DECOMBUSTIBLE

El ncleo contiene el combustibleen el que se produce la reaccin de fi-sin. El combustible est formado porpastillas cilindricas sinterizadas de di-xido de uranio ligeramente enriquecido,entre el 3% y el 5%, introducidas envarillas de aleaciones especiales, comopor ejemplo el zircaloy. Estas varillas,denominadas vainas, contienen ademsun espacio sin combustible inicialmen-te lleno de helio, destinado a acumularproductos de fisin gaseosos. Estasvainas se hallan agrupadas en unidadesrgidas y estructuralmente independien-tes, de diferentes dimensiones segn eltipo de combustible de que se trate (porejemplo, en paquetes de 15x15 17x17vainas), que se denominan elementoscombustibles. El conjunto de elementoscombustibles forma el ncleo del reac-tor y su nmero depende de la poten-cia instalada del reactor. Algunas de lasposiciones de determinados elementoscombustibles estn ocupadas por tubosde zircaloy vacos que sirven de gua alas barras de control, o bien contienenmateriales absorbentes de neutrones quese van consumiendo a lo largo del ciclode operacin del reactor. Tpicamente,el nmero de elementos combustiblespara una central nuclear de 1000 M Wede potencia instalada es de 157.

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5.2. LAS BARRAS DE CONTROLLas barras de control constituyen

el sistema de control de la reactividad.Cuando se introducen en el ncleo cap-turan neutrones de la reaccin de fisiny causan un descenso de potencia ycuando se extraen del ncleo se pro-duce un aumento de la reactividad. Seconstruyen con una aleacin de plata-indio-cadmio y se envainan en tubos deacero inoxidable que se deslizan por losalojamientos de zircaloy existentes enlos elementos combustibles. Todas lasvarillas absorbentes correspondientes aun nico elemento combustible, tpica-mente 24, forman un conjunto solidario,movido por un nico mecanismo, y re-cibe el nombre de barra de control. Seinsertan por la parte superior del ncleo,a travs de las penetraciones practica-das en la tapa de la vasija del reactor.Los mecanismos de accionamiento delas barras de control son normalmentede tipo magntico y mueven las barraspaso a paso. En caso de prdida de ali-mentacin a los mecanismos, las barrasse desenganchan y caen por gravedad,introducindose en el ncleo y parandoinstantneamente la reaccin en cade-na. En las centrales de agua a presin,adems de controlarse el reactor por elmovimiento de las barras de control, secontrola tambin por medio de un ab-sorbente de neutrones soluble (cidobrico), cuya concentracin se ajustadurante la vida del ncleo para compen-sar los efectos de consumo de combus-tible y de la acumulacin de productosde fisin.

5.3. EL SISTEMA DEREFRIGERACIN DEL REACTOR

El sistema primario o sistema nu-clear de suministro de vapor {NuclearSteam Suplier System, NSSS en sus si-glas en ingls) consta fundamentalmen-te de los siguientes elementos:

5.3.1. La vasija del reactorLa vasija es como la carcasa del

ncleo y acta adems como barrerade presin y proteccin del refrigeran-te del reactor. Aloja en su interior loselementos combustibles que componenel ncleo, las estructuras soporte delmismo, los haces de barras de control,el blindaje trmico y otros componen-tes internos relacionados directamentecon el ncleo. La vasija tiene un cuerpocilindrico rematado en ambos extremos

por casquetes semiesfricos, siendo elsuperior desmontable, al disponer deuna brida con pernos que la une con elcuerpo cilindrico de la misma, permi-tiendo as la retirada de los elementoscombustibles gastados y la colocacinde combustible nuevo durante las para-das de recarga de combustible. El sella-do hermtico entre esta tapa desmonta-ble y el cuerpo de la vasija se consiguecon dos juntas toroidales.

A travs de la tapa de la vasija en-tran los mecanismos de accionamientode las barras de control asi como lostermopares para medida de tempera-turas en el ncleo. Por la zona inferiorde la vasija penetra la instrumentacinnuclear. Las penetraciones de entrada ysalida del agua de refrigeracin (tobe-ras) estn situadas en la parte cilindrica.La vasija de un reactor de tres lazos derefrigeracin dispone de tres toberas deentrada y de tres toberas de salida delrefrigerante. Mide unos 13 metros dealtura y unos 4 metros de dimetro.

Fig. 4: Vasija de presin de un recetor PWR

La vasija est diseada segn losrequisitos de la Seccin III del CdigoASME y en particular segn la Sub-seccin NB que aplica a componentesde clase nuclear 1. Este diseo inclu-ye la consideracin de cargas estticascomo el peso del refrigerante y el delcombustible y cargas dinmicas debi-das al ujo del refrigerante o a posibles

sismos, y cargas trmicas. Es de aceroal carbono con un espesor de unos 25cm y dispone de un recubrimiento in-terno de acero inoxidable austentico,depositado por soldadura, al que se ledenomina cladding, para evitar el efec-to altamente corrosivo que el agua derefrigeracin tendra sobre el acero alcarbono. Las penetraciones tanto de lasbarras de control situadas en la partesuperior como las de instrumentacin,situadas en la parte inferior, suelen serde una aleacin de base nquel denomi-nada Inconel.

5.3.2. Los lazos de refrigeracinLa extraccin de calor del ncleo se

lleva a cabo con agua que circula porel denominado sistema de refrigeracindel reactor, que consiste en varios cir-cuitos similares de refrigeracin, o la-zos, conectados en paralelo con la vasi-ja del reactor. Estos lazos son idnticosentre s, salvo por las tuberas que losconectan a otros sistemas, que puedenvariar de un lazo a otro. Por ejemplo, elpresionador est conectado a uno de loslazos, pero no a los dems, y as sucedecon otros sistemas conectados al pri-mario. En general, cada lazo empiezaen una tobera de salida de la vasija, vahasta el generador de vapor y vuelve denuevo a la vasija. Cada lazo dispone deuna bomba, denominada bomba princi-pal, que es la encargada de hacer circu-lar el re-igerante, y de un generador devapor que es el componente en el que secede el calor al agua que circula por elcircuito secundario.

El sistema consta tambin de un pre-sionador, las tuberas de conexin nece-sarias, las vlvulas de alivio y seguridaddel presionador y un tanque de alivio (alque descargan las vlvulas anterioresen caso de que tengan que actuar). Lastuberas que constituyen estos lazos derefrigeracin son generalmente de ace-ro inoxidable, aunque en algunos dise-os se construyen de acero al carbonocon un recubrimiento interno de aceroinoxidable para evitar la corrosin delacero al carbono.

5.3.3. Los generadores de vaporEl generador de vapor es un inter-

cambiador de calor. Las centrales deagua a presin disponen de generadoresde vapor del tipo de tubos en U inverti-da. En estos generadores, que producenvapor saturado, se pueden distinguir dos

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zonas: la zona de intercambio de calor,con el haz tubular, y la zona de sepa-racin y secado del vapor. El agua delcircuito primario que proviene de la va-sija del reactor llega a la caja de aguasy recorre el interior del haz tubular, ce-diendo su calor al agua del sistema dealimentacin que circula por el ladosecundario del generador de vapor, con-virtindola en vapor. Este vapor pasaprimero a travs de unos separadores dehumedad y despus a travs de unos se-cadores situados en la parte superior delgenerador de vapor. As se obtiene unvapor saturado y seco que se conduce alas turbinas.

El haz de tubos est soldado a unaplaca, denominada placa tubular, so-portado, segn asciende el haz tubular,por varias placas horizontales perfora-das para el paso de los tubos y disponeasimismo de barras antivibratorias en suparte superior que evitan oscilacionesque deterioraran los tubos.

El haz tubular consta de cerca de5.000 tubos, fabricados de una aleacinespecial (inconel, incoloy, etc.) para evi-tar su corrosin por el agua del circuitoprimario. La placa tubular, de ms de 50cm de espesor, constituye, junto con elhaz de tubos, la separacin entre el pri-mario y el secundario del generador devapor. Es de acero for-jado recubierto de unaaleacin de inconel.La cabeza semiesfri-ca inferior, situada pordebajo de la placa tu-bular, est dividida endos mediante una pla-ca de ineonel, consti-tuyendo las cmarasde entrada y salida delrefrigerante.

Las dimensionesde un generador de va-por son unos 22 m dealto y entre 3 m y 5 mde dimetro en la parteinferior o la superior,

PUlyPSHARrespectivamente. ^debbaitH

del reactor, con el fin de disipar el calorgenerado en el ncleo y transportarlo alos generadores de vapor. Estas bombasse encuentran ubicadas en la rama fradel circuito primario y recogen el refri-gerante ya enfriado procedente de losgeneradores de vapor y lo introducen denuevo en la vasija del reactor.

Cada lazo de refrigeracin disponede una bomba, que suele ser centrfugade tipo vertical de una sola etapa, dise-ada para bombear grandes caudales delrefrigerante a presiones y temperaturasmuy altas. Es conveniente destacar eneste componente la importancia de queno existan fugas del fluido o de que s-tas estn controladas, por lo que dispo-ne de un sistema de sellado por mediode agua a alta presin que garantiza unaiga controlada y dirigida.

5.3.5. El presionadorEl presionador es una vasija cilindri-

ca de acero al carbono con revestimien-to de acero inoxidable austentico situa-do verticalmente y con cabezas superiore inferior semisfricas. Es el compo-nente del sistema primario en el que semantiene en equilibrio la fase liquida yla fase vapor en condiciones de satura-cin con el fin de controlar la presin.En condiciones normales de operacin.

el volumen del presionador est ocupa-do por un 60% de agua y un 40% devapor. El agua se encuentra unos 25Cpor encima de la temperatura del aguade la vasija. En una central PWR hay unsolo presionador.

La parte inferior del presionadorest conectada a una de las ramas ca-lientes del primario a travs de una tu-bera que se denomina lnea de compen-sacin del presionador. El presionadordispone de calentadores elctricos deinmersin en la parte inferior cuya fun-cin es mantener el agua a la tempera-tura de saturacin correspondiente a lapresin de operacin y de unos rocia-dores en su parte superior, cuya entradade agua proviene de la rama fria, quepermiten reducir el exceso de presinen caso de producirse. Conjugando laaccin de estos elementos, es decir, va-porizando agua mediante los calentado-res o condensando vapor mediante losrociadores, se consigue mantener la pre-sin constante. Si los rociadores no fue-ran capaces de amortiguar un aumentode presin, el presionador dispone devlvulas de alivio y de seguridad, quepermiten la salida de vapor hacia el tan-que de alivio del presionador. Las vl-vulas de alivio, que pueden ser actuadastambin manualmente desde la sala de

MAMSIiAMUNEUtiM de npor pnna|Ml

MAINFHOWATERAgua de amentadn

principal

5.3.4. Las bombasprincipales

La funcin quecumplen estas bombases la de establecer unacirculacin forzadadel fluido refrigerantea travs de la vasija

STLAM DRYERSieador de vapor

MANHOLEAgero de hombre

REACTOaCOOtANIPUMPBornfa de fefngerane del reactor

PUMPIMKtiRImpubor de Uborrba

Fig. 5: Circuito primario de un reactor PWR

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control, abren automticamente cuandola presin del presionador aumenta porencima de un valor de consigna progra-mado. Las vlvulas de seguridad actana una presin superior a las de alivio yuna vez que stas han abierto totalmen-te. Durante la operacin estable partede los calentadores estn conectados, yse mantiene un leve rociado de formacontinua.

5.3.6. El sistema de vapor principalDurante la operacin de la central,

los generadores de vapor son los encar-gados de la produccin de vapor a partirde la energa trmica generada por elreactor y transportada hasta ellos por elsistema de refrigeracin. La mayor par-te de este vapor es conducido a la tur-bina principal, que convierte la energatrmica en energa mecnica de rotacinque se convierte en energa elctrica enel generador principal. La turbina prin-cipal consta de un cuerpo de alta pre-sin y dos cuerpos de baja presin. Elvapor principal, una vez expansionadoen la turbina de alta presin, se enva alos separadores de humedad recalenta-dores y de stos a las turbinas de bajapresin, recogindose la descarga en elcondensador principal. El condensadoes impulsado de nuevo hacia el genera-dor de vapor, una vez recalentado, comoagua de alimentacin. Esta es la funcindel sistema de vapor principal en cuantoa la produccin de energa elctrica.

Adems, este sistema realiza fun-ciones de seguridad, como pueden serenviar el vapor producido por el NSSSal condensador, mediante el baips deturbina, cuando sea necesario para com-pensar grandes reducciones de carga enla turbina principal y poder controlar elenfriamiento del primario al ir a para-da fra; disipar el calor producido en elprimario cuando no estn disponibles nila turbina ni el condensador; proporcio-nar control de la temperatura del aguadel primario despus de un disparo delreactor; servir como elemento separa-dor entre los sistemas de fluido radiacti-vo y no radiactivo; y suministrar vapora ciertos servicios de la central.

En cada lnea de vapor principal seencuentran situadas una vlvula de ali-vio, cinco vlvulas de seguridad y unade aislamiento. Las vlvulas de alivioson capaces de disipar el calor residualdel reactor cuando la turbina o el con-densador no estn en servicio, las de

seguridad protegen a los generadoresde vapor contra las sobrepresiones ylas de aislamiento consiguen un cierrehermtico aislando perfectamente lacontencin.

5.4. LA CONTENCINLas centrales nucleares estn pro-

vistas de un recinto de contencin quealberga el sistema de refrigeracin delreactor y diversos sistemas auxiliares,suministrando cimentaciones y apoyospara dichos equipos. Sirve de blindajeen operacin normal e impide las fugasde productos contaminantes al exterior.El recinto de contencin tiene la respon-sabilidad funcional, junto eon los otrossistemas de salvaguardias, de impedir laliberacin, en ltimo trmino, de pro-ductos de fisin a la atmsfera en casode accidente.

El diseo ms extendido de conten-cin en reactores PWR es el denomina-do "contencin de presin". Est dise-ada para contener la masa y energaprovenientes de un accidente con prdi-da de refrigerante con gran rotura de lalnea principal de refrigeracin. La con-tencin consta de la losa de cimentaciny sumidero del reactor, el cilindro verti-cal, la cpula, el revestimiento metlicoy las estructuras internas. La losa de ci-mentacin y el sumidero del reactor sonde hormign armado, con un espesor deunos 6 metros. El cilindro vertical es dehormign postensado con un espesorde entre 100 cm y 150 cm, as como lacpula que tiene forma elipsoidal o se-miesfrica. El revestimiento metlico,denominado liner es de acero al car-bono de unos 6 mm de espesor, y ase-gura la estanqueidad de la contencin.Las estructuras internas incluyen, entreotras, la cavidad del reactor y pared deblindaje primario, la pared de blindajesecundario que envuelve los comparti-mentos de los generadores de vapor ypresionador, la cavidad de recarga y laplataforma de operacin. En el caso deque se produjese un accidente, la mayorparte del agua proveniente de la roturao de las vlvulas de alivio del presiona-dor o de la descarga de los sistemas desalvaguardias, se recoge en el sumiderode la contencin. El vapor liberado a lacontencin puede condensar en las es-tructuras internas o por la actuacin delsistema de rociado, recogindose en elsumidero de la contencin.

La contencin constituye la ltima

barrera de los productos de fisin frentea las personas y el medio ambiente encaso de accidente.

5.5. OTROS SISTEMASAdems de los sistemas descritos

en los apartados anteriores, una centralnuclear consta de otros muchos siste-mas necesarios para su funcionamiento.Pueden destacarse sistemas auxiliarescomo el sistema de control qumico yvolumtrico, el sistema de aportacin decido brico y el sistema de extraccindel ealor residual. Tambin el sistemade instrumentacin nuclear, el sistemade proteccin del reactor, el sistema deagua de refrigeracin de componentes,el sistema de agua de servicios esencia-les, el sistema de salvaguardias tecno-lgicas, el sistema de agua de alimenta-cin, el sistema de agua de alimentacinauxiliar y el sistema de tratamiento deresiduos radiactivos.

Una central nuclear cuenta ademscon los sistemas elctricos necesariospara el funcionamiento de los sistemasque mueven fuidos, tanto en operacinnormal como en caso de accidente, ycon los sistemas de instrumentaciny control necesarios para conocer losparmetros de funcionamiento de lossistemas de la central y poder tomaracciones por parte de los operadores enfuncin de los mismos, tanto en la con-dicin de operacin normal como en lade parada, y en la hiptesis de situacinaccidental.

PARA SABER MAS: Reactores Nucleares. J.M. Martnez-Val y

M. Piera. ETSI Industriales-UPM. Madrid,1997

Foro de la Industria Nuclear Espaolawww.foronuclear.org

Reactor Concepts Manual. Boiling WaterReactor Systems. United States NuclearRegulatory Commission http;//l.usa.gov/gZODKS

Reactor Concepts Manual. PressurizedWater Reactor Systems. United StatesNuclear Regulatory Commission http://bit.ly/Y8neV

Westinghouse AP-1000 Nuclear Reactorhttp://bit.ly/jfiGza

General Electric ABWR Nuclear Reactorhttp://bit.ly/l54AIYq

Areva EPR Nuclear Reactor http://bit.ly/15ufRcV

Generation IV International Forum http://www.gen-4.org/

INPRO-OIEA http://www.iaea.org/INPRO/

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