Tema 2

Sistemas primarios de un BWR

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2. SISTEMAS PRIMARIOS DE UN BWR (Fig. 2.1-1 y 2.1-2)

Los sistemas primarios de un BWR estn formados por la vasija que aloja el ncleo, los componentes internos que soportan y contienen el ncleo, y las tuberas y equipos que proporcionan las trayectorias de flujo necesarias para el agua y el vapor.

Otros sistemas, como el Impulsor de Barras de Control, el de Recirculacin, el de Vapor Principal, y el de Condensado y Agua de Alimentacin son considerados sistemas primarios aunque no estn completamente instalados dentro de la vasija, pero son partes integrantes del reactor. Las barras de control operan dentro del volumen del ncleo, mientras que sus mecanismos impulsores estn ubicados en la cabeza inferior de la vasija. Las bombas de chorro se localizan dentro de la vasija, pero fuera del ncleo. El Sistema de Vapor Principal constituye la trayectoria para trasladar el vapor desde el reactor hasta la turbina. Adicionalmente, sistemas como el de Limpieza de Agua del Reactor, y el de Instrumentacin de la Vasija, que no estn dentro de la vasija, tambin se clasifican como primarios. A continuacin se describen dichos sistemas primarios.

2.1 VASIJA DEL REACTOR Y ELEMENTOS INTERNOS (Fig. 2.1.3)

La vasija del reactor y sus elementos internos proporcionan soporte para el ncleo, y divisin de las trayectorias del flujo de vapor y del agua para el enfriamiento del ncleo del reactor. Los elementos internos tambin separan la mezcla de agua-vapor proveniente del ncleo, y mezclan el agua separada con el agua de alimentacin que entra a la vasija. Adems, proporcionan trayectorias adecuadas para la circulacin y distribucin de agua hacia el combustible, y realizan dos etapas de secado para reducir al mnimo la humedad en el vapor que sale de la vasija.

2.1.1 VASIJA DEL REACTOR (Fig. 2.1-4)

Es un recipiente cilndrico y vertical, con un casquete esfrico soldado en la parte inferior.

En la parte superior dispone de una brida para la instalacin de la tapa, que es semiesfrica, para hacer hermtico al conjunto.

El metal base es una aleacin de acero al carbono con trazas de manganeso y molibdeno. La pared interna de la vasija esta revestida de una capa, depositada de soldadura, de 0.5 cm. de espesor, de acero austentico, para reducir al mnimo la corrosin del acero al carbono.

La vasija del reactor est diseada para soportar presiones de 80 kg/cm2, temperaturas de 302 C y es capaz de resistir los esfuerzos originados por el sismo de mayor intensidad, que se prev pueda ocurrir en la central (Categora Ssmica I).

La tapa se instala sobre la vasija mediante un arreglo de pernos y tuercas, para asegurar la estanqueidad, se colocan dos anillos de empaque concntricos en respectivas cavidades practicadas en la brida de la tapa, estos anillos estn fabricados de inconel

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plateado y estn sostenidos mediante abrazaderas atornilladas en la brida de la tapa. Existe una instalacin para detectar fugas entre los anillos concntricos.

2.1.2 PEDESTAL DEL REACTOR (Fig. 2.1-5)

Es una estructura compuesta por acero y concreto, que proporciona soporte a la vasija. Est construido con dos superficies cilndricas concntricas de acero enlazadas diafragmas, el espacio anular entre ambas superficies esta relleno de concreto. El pedestal es parte integral de los cimientos del pozo seco. En la parte superior del pedestal se encuentran los pernos de anclaje, que se extienden a travs de una placa de apoyo para asegurar la brida del faldn de soporte a la placa de apoyo y al pedestal.

2.1.3 BLINDAJE BIOLOGICO (Fig. 2.1-5 y 2.1-6)

El blindaje biolgico es una estructura cilndrica formada por concreto de muy alta densidad, vaciado entre dos placas de acero. La base del blindaje se encuentra fija al pedestal del reactor, mientras que la parte superior de dicha pared se encuentra libre. El blindaje biolgico rodea a la vasija, y proporciona blindaje para el personal y equipo, adems reduce los niveles de radiacin fuera del pozo seco durante la operacin de la central. Adicionalmente, este muro de blindaje proporciona apoyo estructural al aislamiento trmico de la vasija, a las plataformas de acceso en el pozo seco y a otros soportes para equipo. El blindaje biolgico tiene las penetraciones necesarias para permitir el paso de las tuberas que se unen a la vasija del reactor.

2.1.4 AISLAMIENTO TERMICO DE LA VASIJA DEL REACTOR (Fig. 2.1-5 y 2.1-7)

Las prdidas de calor de la vasija, y de las boquillas de la misma, se reducen al mnimo mediante la colocacin de paneles aislantes. Los paneles de aislamiento trmico la coraza cilndrica de la vasija se mantienen en posicin mediante soportes fijos al blindaje biolgico. Algunas secciones del aislamiento trmico son removibles, con el fin de permitir el acceso para inspeccin de la vasija, y para recarga.

2.1.5 PENETRACIONES DE LA VASIJA (Fig. 2.1-8)

Las diversas penetraciones que dispone la vasija constituyen el paso de afluentes y efluentes del reactor.

Las penetraciones son toberas soldadas a la vasija donde se unen, tambin por soldadura, las tuberas que acometen al reactor. Es importante destacar que no existe ninguna penetracin en la zona donde se encuentra el combustible nuclear porque el gran flujo neutrnico existente en esta regin fragilizara la soldadura de la tobera correspondiente.

2.1.6 ELEMENTOS INTERNOS DE LA VASIJA DEL REACTOR (Fig. 2.1.9)

Los componentes de la vasija del reactor se apoyan en el casquete esfrico y en las paredes de la misma. Las principales componentes internas es la vasija del reactor son

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- Ncleo y estructura soporte del ncleo - Envolvente del ncleo - Bombas del chorro - Tubos guas de las barras de control - Pieza soporte del combustible - Separadores y secadores de vapor

2.1.6.1 NUCLEO Y ESTRUCTURA SOPORTE DEL NUCLEO

Se denomina ncleo al volumen que contiene el combustible nuclear las barras de control necesarias para variar el flujo neutrnico y consecuentemente la generacin del calor. El ncleo del reactor tiene una configuracin de un cilindro vertical que contiene una gran cantidad de elementos combustibles, esta apoyado en la placa soporte del ncleo que le sirve de gua lateral inferior y en su parte superior se afloja en una placa reticulada que le sirve de gua lateral superior.

El peso de los elementos combustibles es en realidad transmitido al faldn de la vasija mediante los tubos gua y los alojamientos de las barras de control.

2.1.6.2. ENVOLVENTE DEL NUCLEO (Fig. 2.1.9)

Su funcin principal es separar el caudal ascendente a travs del ncleo del descendente procedente del agua de alimentacin, sirve de soporte lateral a las placas guas inferior y superior del ncleo y transmite el peso del conjunto al faldn soporte de la vasija, divide en dos volmenes independientes la vasija. Esta particularidad es de gran ayuda para mitigar los efectos de un accidente de prdida de refrigerante (LOCA), ya que aunque hubiese una rotura en cizalla de la tubera de succin de un lazo de recirculacin, el volumen que comprende los 2/3 del ncleo quedara siempre inundado de agua, debido a la altura a la que se encuentra succin de las bombas a chorro.

El volumen confinado por la envolvente est caracterizado por tres regiones. La regin superior de la envolvente rodea al plenum de descarga del ncleo, el cual est limitado en su parte superior por la tapa envolvente, y en su parte inferior por la placa gua; dentro de esta regin superior, en el espacio entre la parte superior del ncleo y la base de la tapa de la envolvente, se encuentran instalados los anillos rociadores del ncleo. La regin central de la envolvente esta limitada por la gua superior y por la placa soporte del ncleo, de tal forma que la envolvente del ncleo proporciona soporte a la gua superior y a la placa soporte; por el extremo superior de esta regin central penetran tres lneas del sistema de inyeccin a baja presin (LPCI). Los rociadores del ncleo y la tubera de inyeccin del LPCI estn arreglados de tal forma que no interfieran con la instalacin o remocin del combustible en el ncleo. La regin inferior de la envolvente (el rea bajo la placa soporte del ncleo), rodea parte del plenum inferior, y est soldada a la placa deflectora.

2.1.6.3. BOMBAS DE CHORRO (Fig. 2.1-10)

Las bombas de chorro proporcionan un caudal forzado de refrigerante a travs del ncleo del reactor, para producir una mayor potencia de salida que la que sera posible obtener mediante circulacin natural. Estas bombas forman dos grupos semicirculares instalados en el espacio anular existente entre la vasija y la envolvente, con dos bombas

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de chorro alimentadas por un cabezal comn, integrando as un ensamble. Cada ensamble de bombas de chorro esta formado por un tubo ascendente del caudal de entrada con su manguito trmico; una pieza de transicin soldada en la parte superior del tubo ascendente; dos secciones de tobera; dos secciones de mezclado; y dos secciones difusoras.

Cada una de las succiones contiene un manguito trmico soldado dentro de la penetracin a la vasija. Este manguito evita sobretensiones en la boquilla de la penetracin, debida a las diferencias de temperaturas que existen entre el agua de entrada, la pared de la vasija, y la temperatura de la misma boquilla.

Las entradas de los tubos ascendentes se ubican a un nivel inferior al de la regin de combustible activo, con el fin de proteger a las soldaduras de las boquillas de la exposicin a neutrones rpidos, misma que puede cambiar adversamente las propiedades mecnicas de tales soldaduras.

El extremo superior de cada tubo ascendente recibe soporte lateral mediante unos brazos de sujecin mismos que tambin permiten la expansin diferencial vertical entre este y la vasija del reactor, manifestada durante el calentamiento y el enfriamiento. En ste extremo el tubo ascendente esta atornillado al ensamble de boquillas "cabeza de carnero"; cada una de estas boquillas est asegurada a la parte superior de la seccin de mezclado respectiva mediante una abrazadera. El ensamble de estas boquillas cambia la direccin del caudal impulsor en 180 , antes de entrar a la succin de la bomba de chorro. La boquilla de succin en realidad esta compuesta por 5 boquillas ms pequeas, equidistantes para mejorar la eficiencia.

La seccin de mezclado se acopla al interior de la seccin difusora, con cuatro aletas gua que se ajustan a la parte inferior de la seccin de mezclado. Este ajuste deslizable posibilita el cambio de las secciones mezcladoras durante los perodos de recarga, segn se requiera, y permite la expansin diferencial entre el elevador, el difusor, y la vasija del reactor.

Los ensambles mezcladores estn acoplados al tubo elevador en un nivel apenas superior al del ajuste deslizable. El anillo de acoplamiento est soldado al tubo elevador y mantiene al ensamble de mezcladores en su posicin mediante un ensamble deslizante-restrictor de cua ahusada (tobera de la bomba de chorro).

Los difusores de las bombas de chorro estn soldados a adaptadores que a su vez estn previamente soldados a la placa que soporta a la envolvente del ncleo, facilitando el alineamiento y la soldadura de los difusores.

El diseo y disposicin de las bombas de chorro y de la envolvente del ncleo, permite la inundacin del ncleo del reactor hasta un nivel equivalente al de las succiones de las bombas de chorro (una cobertura de 2/3 del ncleo), despus de un accidente base de diseo de prdida de refrigerante.

La finalidad bsica de las bombas de chorro es incrementar la presin del refrigerante que va a circular a travs del ncleo a fin de incrementar la velocidad de paso y consecuentemente aumentar la extraccin de calor del combustible nuclear.

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2.1.6.4. TUBOS GUIA Y ALOJAMIENTO DE LAS BARRAS DE CONTROL (Fig. 2.1.11)

a) Los tubos gua de las barras de control proporcionan una gua lateral de las mismas y transmiten el peso de los elementos combustibles al faldn de la vasija a travs de los alojamientos del CRD.

En la parte superior tienen cuatro orificios que coinciden con los orificios de entrada de refrigerante de las piezas soporte de combustible.

En la parte inferior se localiza una superficie inclinada para proporcionar un buen asentamiento de la barra de control cuando sta est totalmente extrada del ncleo.

Los tubos gua se acoplan a los alojamientos de los CRD mediante un cierre de bajarieta.

b) Los alojamientos del CRD son cilindros de acero inoxidable soldado al fondo de la vasija, y constituyen en cierto modo una prolongacin de la misma.

Su funcin principal es alojar el mecanismo hidrulico que acciona las barras de control y trasmitir el peso de todos los elementos al faldn de la vasija, evitando la vibracin cuando pasa el flujo de recirculacin.

2.1.6.5. PIEZA SOPORTE DEL COMBUSTIBLE (Fig. 2.1-12)

Las piezas soporte del combustible son de acero inoxidable que se encajan en la placa inferior del ncleo. Las piezas soporte perifricas, que estn soldadas a la placa del ncleo, se localizan en la parte externa del ncleo activo y no se encuentran cerca de barras de control. Cada pieza soporte perifrica sostiene un slo ensamble de combustible y contiene un orificio calibrado diseado para asegurar un flujo adecuado de enfriador hacia su ensamble las piezas centrales tienen cuatro orificios que soportan cuatro ensambles de combustible, y poseen placas con orificios que aseguran una distribucin adecuada del flujo de refrigerante para cada ensamble de combustible. Estas piezas de cuatro orificios se apoyan en la parte superior de los tubos gua de las barras de control, y reciben soporte lateral de la placa del ncleo.

Las piezas soporte tienen practicadas ranuras en los ejes de simetra para el paso de la barra de control correspondiente.

2.1.6.6. PLACA SOPORTE DEL NUCLEO (Fig. 2.1-13)

La placa del ncleo consiste de una placa circular de acero inoxidable reforzado con una estructura de viga. Las perforaciones de la placa proporcionan gua a las barras de control, a las piezas soporte del combustible, a los tubos gua de los monitores de flujo neutrnico, y a las fuentes de neutrones. Todo este ensamble es atornillado a un bastidor de soporte, ubicada entre las partes central e inferior de la envolvente del ncleo, despus de haberlo colocado apropiadamente mediante pernos de alineamiento que se ajustan en ranuras del mismo bastidor.

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2.1.6.7 PLACA GUIA SUPERIOR DEL NUCLEO (Fig. 2.1.14)

La placa gua superior est colocada sobre una pestaa, cerca de la parte superior de la envolventes, y sujetada mediante tornillos. Est construida por una serie de placas de acero inoxidable, unidas, formando una matriz de aberturas cuadradas. En cada una de las aberturas centrales se acomodan cuatro ensambles combustibles y una barra de control, formando una celda. En la periferia se encuentran aberturas ms pequeas en las que se colocan los ensambles perifricos de combustible.

En el lado inferior de la gua superior, en algunas de las intersecciones de las placas perpendiculares, se practican cortes para proporcionar soporte a los extremos superiores de los ensambles de instrumentacin neutrnica, y a los sujetadores de las fuentes de neutrones. La gua superior proporciona soporte lateral a la parte superior de todos los ensambles combustibles, a los ensambles de instrumentacin neutrnica, y a las fuentes de neutrones instaladas.

2.1.6.8. ALOJAMIENTOS Y TUBOS GUIA PARA INSTRUMENTACION (Fig. 2.1.15)

Los alojamientos para instrumentacin en el ncleo son extensiones soldadas de la cabeza inferior de la vasija, en los que se instalan los ensambles de instrumentacin neutrnica; los monitores para el intervalo fuente (SRM), los monitores para el intervalo intermedio (IRM), y los monitores locales para el intervalo de potencia (LPRM), junto con las conexiones del cableado elctrico y de los mecanismos impulsores. Los tubos gua estn soldados en la parte superior de los alojamientos, y se extienden hasta la placa gua superior del ncleo. Estos tubos gua y los alojamientos de la instrumentacin, evitan que el caudal producido por las bombas de chorro (caudal en el ncleo) choque con los conjuntos de instrumentacin nuclear por debajo de la placa del ncleo, evitando por consiguiente daos a esta instrumentacin debidos a vibraciones.

Los alojamientos y los tubos gua estn fabricados de acero inoxidable, y tienen un dimetro aproximado de cinco centmetros. Los alojamientos se insertan desde el fondeo de la vasija, alineados con sus correspondientes aberturas en la placa del ncleo, y se soldan directamente en la cabeza inferior de la vasija. Despus de soldarlos, todos los alojamientos estn aproximadamente a la misma elevacin. Los tubos gua en el ncleo se instalan desde arriba de la vasija, y estn soldados a la parte superior de los alojamientos. El extremo superior de los tubos gua se extiende hacia arriba para terminar en una junta deslizable con la placa del ncleo, aproximadamente a 1.3 centmetros debajo de la superficie superior de dicha placa. Para mantener en su posicin a los tubos gua, se utilizan sujetadores transversales instalados por debajo de la placa del ncleo. Estos sujetadores eliminan la vibracin de los tubos gua y de los ensambles de instrumentacin nuclear. Cada tubo gua tiene cuatro perforaciones en su parte inferior, que proporcionan una trayectoria para el agua de enfriamiento de los ensambles de instrumentacin. Existen 36 alojamientos y tubos gua para acomodar 24 cordones LPRM, 8 detectores IRM, y 4 detectores SRM. Estos conjuntos de instrumentacin nuclear se instalan en los tubos gua desde arriba, y estn asegurados mediante muescas practicadas en el lado inferior de la gua superior.

2.1.6.9 ENVOLVENTE TAPA DEL NUCLEO Y ENSAMBLE DE SEPARADORES DE VAPOR (Fig. 2.1-16 y 2.1-17)

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La cabeza de la envolvente, encierra la salida del ncleo, de tal forma que todo el lquido y el vapor son forzados a travs de los separadores de vapor. Est formada por una brida y un domo en el que est soldado un conjunto de tubos verticales, con un separador de vapor ubicado encima de cada tubo vertical. La cabeza de la envolvente y el ensamble de separadores estn atornillados a la parte superior de la envolvente, formando el plenum de salida del ncleo.

El separador de vapor es la primera y ms importante etapa de eliminacin de humedad del vapor que asciende, incrementa la calidad de este desde un 13 por ciento a la salida del ncleo, hasta un 90 por ciento a la salida del separador de tipo ciclnico, constituido cada uno por su separador de vapor instalado sobre un tubo vertical.

Los tubos verticales, que estn soldados a la cabeza de la envolvente, llevan la mezcla de agua-vapor hacia los separadores de vapor. Los separadores estn soldados a los tubos verticales, y estn unidos entre s mediante sujetadores transversales para formar una estructura rgida que evite la vibracin. Cada separador es del tipo centrfugo. A medida que el vapor fluye hacia el separador, pasa junto a un labe estacionario que le imparte un movimiento rotacional a la mezcla agua-vapor, el lquido, al ser ms denso, es extrado radialmente hacia el exterior por la fuerza centrfuga. El agua as separada sale y fluye entre los tubos verticales, siendo drenada hacia la regin anular de escurrimiento para mezclarse con el caudal de agua de alimentacin.

2.1.6.10 ENSAMBLE DE SECADORES DE VAPOR (Fig. 2.1-18 y 2.1.19)

El ensamble de secado de vapor realiza la ltima etapa de eliminacin de humedad, incrementando la calidad de 90% al 99.9%. Tambin proporciona un sello entre el rea de vapor hmedo (vapor que sale de los separadores) y el vapor seco que fluye hacia las lneas de vapor principal. Tal sello est formado por un faldn sellador de ensamble de secadores de vapor que se extiende por debajo del nivel normal de agua en el reactor. Esta particularidad es de gran ayuda para mitigar los efectos de un accidente de prdida de refrigerante. Son de tipo laberntico, poseen unos paneles que fuerzan al vapor a realizar cambios bruscos de direccin, debido a la fuerza centrfuga y a la gravedad, dirigen la humedad al exterior de ellos, donde se recoge en unas bandejas colectoras y fluye hacia la regin anular.

2.1.6.11 DISTRIBUIDORES DE AGUA DE ALIMENTACION. (Fig. 2.1.20)

Los distribuidores de agua de alimentacin son cabezales perforados de acero inoxidable, localizados en el plenum de mezclado, arriba de la regin anular de escurrimiento.

Para cada una de las boquillas de agua de alimentacin se instala un distribuidor, el cual tiene una forma que sigue a la curva de la pared de la vasija. El caudal de agua de alimentacin entra a los distribuidores, para ser descargado radialmente hacia abajo y hacia arriba, y mezclar el agua de alimentacin, que se encuentra a una temperatura menor, que el caudal de escurrimiento proveniente de los separadores y secadores de vapor; antes dicho caudal entra en contacto con las paredes de la vasija. El agua de

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alimentacin tambin sirve para colapsar vacos de vapor, y para subenfriar el agua de fluye hacia las bombas de chorro y a las bombas de recirculacin.

2.1.6.12 LINEAS DE ASPERSION DEL NUCLEO Y DISTRIBUIDORES (Fig. 2.1-21)

Las lneas de aspersin del ncleo penetran a la vasija del reactor de direcciones opuestas, es decir estn separadas 180. Una lnea corresponde al sistema de aspersin a alta presin (HPCS), y la otra al sistema de aspersin a baja presin (LPCS). Cada sistema de aspersores produce un patrn de aspersin que cubre completamente la parte superior del ncleo, durante un evento de prdida de enfriador. Ya en el interior de la vasija, las dos lneas se dividen y son dirigidas 90 en cada direccin a partir del punto por el que entran a la vasija. Las lneas son dirigidas hacia abajo a travs de la regin anular de escurrimiento, y luego hacia adentro para penetrar la parte superior de la envolvente del ncleo, apenas abajo de la brida de la cabeza de la envolvente, para ser nuevamente divididas y rodear la periferia de la envolvente mediante dos cabezales semicirculares. Unas boquillas aspersoras conectadas a esos cabezales se ajustan para proporcionar una correcta distribucin de la aspersin a los ensambles combustibles.

2.1.6.13 LINEAS DE INYECCION DEL SISTEMA DE REMOCION DE CALOR RESIDUAL (RHR) (Fig. 2.1-21)

Las lneas de Inyeccin de enfriador a baja presin (LPCI), un modo de operacin del sistema de remocin del calor residual, penetran a la vasija en tres lugares, dos en lados opuestos (180), y la tercera separada 90 de las anteriores. Dentro de la vasija, las lneas pasan por la regin anular de escurrimiento hacia el rea central de la parte superior de la envolvente, donde son dirigidas hacia dentro de dicha envolvente mediante penetraciones soldadas. Estas lneas se usan para inyectar agua dentro de la envolvente del ncleo y proporcionar enfriamiento al combustible en el evento de un accidente de prdida de enfriador.

2.1.6.14 LINEA DEL SISTEMA DE VENENO LIQUIDO DE RESERVA (Fig. 2.1-22)

Es una lnea que penetra a la vasija por su parte inferior, anteriormente era usada para inyectar una solucin absorbedora de neutrones (pentaborato de sodio) en la corriente de enfriador. Actualmente esta lnea ya no es utilizada para inyectar el pentaborato de sodio, aunque proporciona un medio para medir la cada de presin en el ncleo del reactor.

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2.2 SISTEMA DE INSTRUMENTACIN DE LA VASIJA DEL REACTOR

La instrumentacin de la vasija del reactor proporciona al operador indicaciones suficientes sobre el flujo del refrigerante a travs del ncleo del reactor, las temperaturas, el nivel de agua la presin en la vasija debajo y sobre el ncleo, con el fin de mantener una operacin apropiada de la central. Los instrumentos proporcionan informacin suficiente para que el operador pueda arrancar, operar, apagar y dar servicio al reactor de una forma eficiente. La instrumentacin de la vasija tambin suministra parte de la informacin requerida por los sistemas de control del reactor, y sumininistra seales de disparo para acciones automticas del sistema de proteccin del reactor (RPS), del sistema de interrupcin de suministro de vapor (NSSSS), y seales de iniciacin a los sistemas de enfriamiento de emergencia del ncleo (ECCS).

2.2.1 Descripcin General

El sistema de instrumentacin de la vasija del reactor est constituido por varios subsistemas individuales que monitorean los parmetros bsicos de la vasija, tales como: a) temperatura, b) nivel de agua, c) presin y d) flujo de refrigerante. Se proporcionan indicadores de temperatura tanto para la regin metlica de la vasija, como para las regiones de flujo de fluidos, incluyendo la del casquete de la vasija. La temperatura de saturacin del refrigerante se calcula a partir de los datos obtenidos de la presin. El nivel de agua en la vasija del reactor es otro parmetro medido y mostrado al operador. El nivel de agua medido es el existente en la regin anular. Se proporcionan cinco intervalos diferentes de instrumentacin para monitorear el nivel del refrigerante, tanto para operacin normal como para transitorios y accidentes.

Puesto que la potencia de salida de la central es en teora proporcional a la capacidad para remover el calor generado, se requieren mediciones exactas del flujo para evaluar el comportamiento trmico del ncleo. Como el flujo total que pasa a travs del ncleo debe pasar tambin a travs de las bombas de chorro, se mide el flujo que pasa por cada una de estas bombas, para despus sumar todos estos datos y obtener el flujo total en el ncleo. La presin en la vasija del reactor es otra cantidad que se mide y se muestra al operador, para auxiliarlo en la operacin segura de la planta. Se proporcionan dos intervalos de medicin, el estrecho y el ancho, para cubrir la gama de presiones en operacin normal, y sobrepresiones.

2.2.2 Instrumentacin de Nivel de la Vasija (Fig. 2.2-1, a)

La figura 2.2-1 muestra los intervalos para el nivel de agua, y se identifican las diez penetraciones utilizadas por la instrumentacin correspondiente a cada uno de estos intervalos. Los instrumentos sensores de nivel son dispositivos de presin diferencial que utilizan ramales de referencia de cmaras de condensacin para proporcionar las columnas de referencia. Estos instrumentos son calibrados para ser exactos respecto a las condiciones especficas de presin y temperatura de la vasija y del pozo seco en las que tales instrumentos sern utilizados. La figura 2.2-1 tambin muestra los intervalos para la instrumentacin de nivel.

2.2.2.1 Intervalo de Nivel Durante Apagado (Fig. 2.2-1a, a)

Este intervalo se utiliza para vigilar el nivel de agua durante condiciones de apagado, cuando el sistema del reactor est inundado para mantenimiento, y la tapa de la vasija est desmontada.

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Para este intervalo, la instrumentacin est calibrada para una temperatura del moderador de 49 C, 0 kg/cm en la vasija del reactor, y 27 C en el pozo seco. La indicacin para este intervalo va desde 0 hasta 1060 cm, referidos al cero de instrumentacin, estando ste ltimo aproximadamente a 26 cm por encima del faldn de los secadores. Este intervalo slo proporciona indicacin.

2.2.2.2 Intervalo de Nivel para Transitorios (Fig. 2.2-1b, a)

Este intervalo se utiliza para el seguimiento de incrementos anormales en el nivel de agua durante condiciones transitorias. El instrumento se calibra en caliente para condiciones de vapor saturado a 71.75 kg/cm2 en la vasija del reactor, y 57.2 C en el pozo seco. La gama de indicacin va desde 0 hasta + 457 cm referidas al cero de instrumentacin. Este intervalo solamente proporciona indicacin.

2.2.2.3 Intervalo Estrecho o Banda Estrecha (Fig. 2.2-1c, a y 2.2-2)

Los instrumentos para este intervalo son utilizados para generar las seales de entrada de los sistemas de salvaguardia de ingeniera del reactor (Engineering Safety Features, ESF), y de los sistemas de control de agua de alimentacin. Los transmisores empleados se calibran para condiciones de vapor saturado y agua de 71.75 kg/cm2 en la vasija del reactor y 57.2 C en el pozo seco. La gama de indicacin de los detectores de este intervalo va de 0 a + 152 cm, referida al cero de instrumentacin. Este intervalo proporciona seales que son utilizadas por el RPS, el NSSSS, y ciertos ECCS, y adicionalmente, al sistema de Control de Agua de Alimentacin (FWCS).

2.2.2.4 Intervalo Extendido o Banda Ancha (Fig. 2.2-1d, a y 2.2-3)

Los instrumentos del intervalo extendido son utilizados durante situaciones de prdida del agua de alimentacin y del inventario de la vasija, cuando el nivel en sta es significativamente menor que el normal, y para iniciar la operacin de los sistemas de enfriamiento de emergencia del ncleo. Los transmisores de este intervalo estn calibrados para agua y vapor saturados a 71.75 kg/cm2 en la vasija del reactor, y 57.2 C en el pozo seco. La gama de indicacin para estos detectores va desde -381 cm hasta + 152 cm, referida al cero de instrumentacin.

2.2.2.5 Intervalo para la Zona del Combustible (Fig. 2.2-1e, a y 2.2-4)

La instrumentacin para el intervalo de la zona de combustible se utiliza para vigilar el nivel de agua durante accidentes por prdida de enfriador (LOCA). Los instrumentos estn calibrados para unas condiciones de vapor saturado a 100 C en la vasija y pozo seco, sin flujo en las bombas de chorro. La banda de indicacin para este intervalo va desde -381 cm hasta + 127 cm, referida a la parte superior del combustible activo (904.4 cm por encima del nivel cero de la vasija). Este intervalo solamente proporciona indicacin.

2.2.2.6 Bases de las acciones automticas de la Instrumentacin de Nivel de la Vasija (Tabla 2.2-1 y 2.2.2) (Fig. 2.2-5, 2.2-6, 2.2-7 y 2.2-8)

La instrumentacin de nivel utilizada para iniciar el funcionamiento de los sistemas de seguridad, proporciona seales de disparo, y seales de entrada para los sistemas de control, tal como se lista en la tabla 2.2-1. Los instrumentos para nivel de agua utilizados para

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proporcionar seales de iniciacin y control, se disponen de acuerdo a varios niveles de disparo como se muestra en la tabla 2.2-2. Las consideraciones de diseo para fijar tales niveles de disparo son las siguientes:

Nivel 8 (+143.5 cm)

El disparo de la turbina principal tiene como fin protegerla de un arrastre de gotas de agua en el vapor (humedad),a los labes. Las bombas de agua de alimentacin, y para evitar un sobrellenado de la vasija del reactor. La turbina del RCIC se asla, y la vlvula de inyeccin del sistema HPCS se cierra, en el evento de que esos sistemas sean activados para evitar tambin el sobrellenado de la vasija del reactor, y la inundacin de la lnea de vapor de la turbina del RCIC.

Nivel 7 (+109 cm)

La alarma de alto nivel anuncia un nivel de agua en la vasija del reactor, por encima del cual ocurrir un aumento a una rapidez significativa en el acarreo de humedad en el vapor, mientras se opera a plena potencia, para advertir al operador sobre esta situacin potencial indeseable.

Nivel 5 (96.52 cm) (nivel normal)

El Sistema de Control de Agua de Alimentacin es operado normalmente para mantener el nivel de agua cerca de este punto, con el fin de hacer mnimo el acarreo de humedad en el vapor (moisture carryover) y el acarreo de vapor en el lquido (steam carryunder). El nivel de agua en la vasija del reactor debe mantenerse por encima del nivel 4 y por debajo del nivel 7.

Nivel 4 (85 cm) (Bajo nivel, Alarma)

La alarma de bajo nivel indica que abajo de ste, puede ocurrir arrastre de vapor en el agua y que se pueden ver afectadas significativamente las bombas del sistema de recirculacin. La seal de disminucin de flujo al sistema de recirculacin (con prdida de una turbobomba de agua de alimentacin), protege a las bombas de chorro contra la cavitacin que se podra presentar con el arrastre de vapor en el agua o contra un NPSH insuficiente de las bombas de recirculacin. Si el nivel se mantiene arriba de este ajuste, se garantiza que el transitorio de nivel producido por el disparo de una TBAAR no alcanzar el nivel de SCRAM del reactor (nivel 3).

Nivel 3 (31.8 cm) SCRAM

Este nivel esta arriba de la parte inferior del faldn de los secadores de vapor. La cantidad de refrigerante de reserva entre este nivel y la parte superior de la parte activa del combustible es suficiente para evitar que se alcancen los niveles 2 y 1 durante transitorios en la planta, que iniciaran los sistemas de emergencia (ECCS). Esta cantidad de reserva seleccionada asume que el sistema RCIC est proporcionando el caudal establecido por diseo. Un decremento del inventario de la vasija hasta este nivel tambin provoca el cierre de las vlvulas de aislamiento, para el modo de enfriamiento en parada del RHR, con el propsito de evitar la prdida de refrigerante del reactor, por ser esta una trayectoria de posible fuga. Este nivel da un permisivo de actuacin para la bomba de recirculacin es transferida a baja velocidad, para evitar cavitacin en la bomba debida a una NPSH inadecuada por el nivel disminuido.

2.2-31

Nivel 2(-90.2 cm)

El punto de ajuste para el nivel 2 fue seleccionado lo suficientemente bajo, (con referencia al cero de instrumentacin), de tal forma que los sistemas RCIC y HPCS no sean iniciados despus de un apagado sbito del reactor, (SCRAM), durante la operacin a potencia, debido a un bajo nivel en la vasija del reactor, considerando que el flujo de agua de alimentacin no se ha interrumpido. Ms an, el punto de ajuste se selecciona lo suficientemente alto, (con referencia al cero de instrumentacin), para qu en caso de una prdida total de flujo de agua de alimentacin, el flujo de diseo del RCIC, tomando en cuenta el tiempo de arranque de este sistema, ser suficiente para restaurar el nivel de agua en la vasija y evitar una disminucin hasta el nivel 1, y la subsecuente iniciacin de los sistemas de emergencia. Los mltiples aislamientos del sistema existen para evitar o limitar la prdida de enfriador del reactor, y la liberacin de productos radiactivos hacia la atmsfera asumiendo que el nivel de agua en la vasija disminuye como consecuencia de una fuga en uno o ms de los sistemas afectados. Las bombas de recirculacin son disparados en el nivel 2 para insertar reactividad negativa mediante la subsecuente formacin de vacos, en el poco probable evento de que el reactor no se apague en el nivel 3.

Nivel 1(-313.7 cm)

El punto de ajuste para este nivel se selecciona lo suficientemente por encima de la parte superior del combustible activo, para iniciar la operacin de los ECCS, y permitir el tiempo suficiente para que stos sistemas inicien un adecuado enfriamiento del combustible y no se excedan los lmites de diseo del combustible.

2.2.3 Instrumentacin de Presin de la Vasija (Fig. 2.2-9) y tabla 2.2-2

Los sensores de presin de la vasija del reactor estn instala dos en el rea del domo de vapor, y utilizan la misma tubera que existe para la instrumentacin de nivel. Los instrumentos de presin de la vasija del reactor contienen numerosos transmisores de presin, que envan informacin a interruptores de presin, a interruptores-indicadores de presin registradores e indicadores.

Durante operacin normal a potencia, la vasija del reactor es un sistema con vapor saturado. Para cada presin de operacin., existe una temperatura de saturacin para el contenido de agua y vapor en la vasija. Ya que la temperatura del moderador no es medida directamente, algunos medios convenientes para determinar la temperatura interna de saturacin partiendo de la presin, son el empleo de las tablas de vapor, de un diagrama de Mollier, o realizando clculos similares efectuados por la computadora de proceso.

2.2.4 Instrumentacin de Temperatura de la Vasija (Fig. 2.2-10 y 2.2-11)

La temperatura del metal de la vasija es medida mediante seis termopares, instalados por pares en: (1) la brida de la tapa de la vasija; (2) la brida de la vasija; y (3) la regin del casquete de la vasija. Todos los cables de los termopares pasan a travs del pozo seco y de la contencin, para terminar en la caja de empalme de termopares. Tres de estos termopares (uno para cada posicin), mas uno instalado en la lnea de drenado de la vasija, proporcionan las entradas para un registrador de temperatura en el cuarto de control.

2.2-32

Los termopares de la vasija del reactor proporcionan un muestreo representativo en varios puntos de la superficie de la vasija. De esta manera se dispone de suficientes datos sobre la temperatura, para verificar que los lmites sobre la temperatura de transicin no son excedidos. Las indicaciones de temperatura tambin son tiles en la vigilancia de las diferencias o gradientes a travs del metal de la vasija. Como consecuencia de los diferentes espesores de la vasija y de la tapa de la misma, cualquier cambio en la temperatura del enfriador provoca esfuerzos trmicos entre porciones de la vasija. Los termopares de la brida de la tapa de la vasija deben desmontarse durante la remocin de la misma en cada parada para recarga y para facilitar el desmontaje, los termopares se mantienen en su lugar mediante un sujetador magntico. Los dems termopares se colocan mediante un tornillo opresor a una almohadilla soldada a la vasija.

2.2.5 Instrumentacin para el Flujo en el Ncleo (Fig. 2.2-11, 2.2-12 y 2.2-13)

Con el fin de evaluar las caractersticas trmicas y el nivel de potencia del ncleo del reactor, se requieren mediciones precisas del caudal que pasa a travs de las bombas de chorro, el flujo a travs de cada bomba de chorro se mide y se suma para obtener el flujo total en el ncleo. Para proporcionar exactitud en las mediciones de flujo, cuatro de las bombas de chorro se calibran en una instalacin de pruebas antes de ser montadas en la vasija del reactor. Estas cuatro bombas son numeradas como 5, 10, 15 y 20, localizadas cada de ellas en un cuadrante de la vasija del reactor. Las restantes bombas de chorro se calibran confrontndolas con las cuatro bombas calibradas. En las cuatro bombas calibradas o instrumentadas, el flujo es medido mediante tomas de presin localizadas en las secciones de estrangulacin y difusin de la bomba. La seal de la presin diferencial de cada bomba de chorro es procesada por un convertidor de raz cuadrada, el cual convierte la seal de presin diferencial en una seal de flujo. Las veinte bombas de chorro tienen una toma de presin en la garganta de la bomba. Esta presin es comparada con la presin comn a la descarga de las bombas de chorro, detectada en el rea del plenum de entrada al ncleo, mediante la lnea de inyeccin del sistema de veneno lquido de reserva (SLC). La raz cuadrada de esta presin diferencial da una seal que representa el flujo a travs de la bomba de chorro. La seal de flujo de las veinte bombas de chorro se enva a un panel en el cuarto de control (como presin diferencial) y a la computadora de proceso (como flujo). Las seales de flujo de la bomba de chorro tambin proporcionan seales de entrada a una serie de redes sumadoras. Los flujos de las diez bombas de chorro de cada lazo de recirculacin son sumados para obtener una seal de flujo de cada lazo, sumando el caudal de ambos lazos para obtener el flujo total en el ncleo. Durante la operacin normal de la central, con ambos lazos de recirculacin operando los flujos de los lazos simplemente son sumados en una red sumadora. Sin embargo, si se pierde una de las bombas de recirculacin mientras que la otra est operando, el lazo inactivo desarrollar un flujo en sentido opuesto. Los transmisores de flujo de las bombas de chorro no distinguen el flujo inverso del flujo normal. Considerando esto, un sistema de lgica basado en relevadores detectar el estado de la bomba de recirculacin para sustraer el flujo en el lazo inactivo del flujo en el lazo inactivo, para proporcionar una seal exacta del flujo en el ncleo. En cualquier caso, la seal del flujo total en el ncleo es enviada a la computadora de proceso, y a un registrador de dos plumas, junto con la presin diferencial en la placa soporte del ncleo.

2.2-33

2.2.6 Presin debajo de la Placa del Ncleo (Fig. 2.2-9)

2.3-34

La presin en el plenum de entrada al ncleo, debajo de la placa soporte, es medida utilizando la lnea de inyeccin del sistema de veneno lquido de reserva (SLC). Esta presin se utiliza como la presin comn a la descarga de las bombas de chorro, para medir el flujo tal y como se discuti previamente. Esta presin tambin es comparada con la presin obtenida por encima de la placa soporte para obtener la presin diferencial en dicha placa. Esta indicacin es transmitida al PMS y registrada paralelamente con el flujo total en el ncleo. Adems, el Sistema de Limpieza del Agua del Reactor (RWCU) utiliza la presin bajo la placa soporte como presin a la entrada de dicho sistema, para medir el caudal que pasa por la lnea de drenado del fondo de la vasija.

2.2.7 Presin por Encima de la Placa del Ncleo (Fig. 2.2-10)

La presin por encima de la placa soporte del ncleo se utiliza para vigilar la presin diferencial en dicha placa, tal como se discuti previamente. Esta presin tambin se utiliza como una indicacin de la presin en la vasija para el Sistema Hidrulico Impulsor de Barras de Control. (CRDH). La presin del reactor es comparada con la presin de impulso del CRDH y con la presin del agua de enfriamiento. Estas presiones diferenciales son indicadas al operador en el cuarto de control. Vase el pargrafo correspondiente al sistema CRDH para detalles sobre esta medicin de presin. Por ltimo, la presin por encima de la placa soporte del ncleo es utilizada por un sistema de deteccin de fugas para determinar si existe una ruptura en la tubera interna del sistema HPCS.

2.3-35

FIG. 2.2-1, a, b, c, d, e Niveles y Rangos

2.3-36

FIG. 2.2-1 a, a, b, c, d, f Instrumentacin de Nivel

2.3-37

FIG. 2.2-2 Instrumentacin de Nivel de Banda Estrecha Rango = 0.0in. (Instrumentacin) a +143,5 cm (+0" a + 60"); Funciones de disparo: 8, 7, 4 y 3. Lecturas referidas al cero de Instrumentacin.

2.3-38

FIG. 2.2-3 Instrumentacin de Nivel de Banda Ancha Rango = +152,4 a -381cm. (+60" a -150"), Funciones de Disparo 2 y 1. Lecturas Referidas al cero de Instrumentacin.

2.3-39

FIG. 2.2-4 Instrumentacin de Nivel de Zona de Combustible Rango = +127cm a -381cm (+50" a -150") con cero Referidos al TAF Funciones de Disparo: Ninguna

2.3-40

FIG. 2.2-5 Disposicin Tpica de las Tomas de Instrumentacin en un BWR.

2.3-41

FIG. 2.2-6 Efecto del Flujo de Vapor en el Nivel de la Vasija del Reactor

2.3-42

FIG. 2.2-7 Error de la Instrumentacin de Nivel en Funcin del Nivel de Potencia.

2.3-43

FIG. 2.2-8 Capacidad de Inundabilidad del Ncleo despus de un DBA

2.3-44

FIG. 2.2-9, a Instrumentacin de Presin de la Vasija del Reactor.

2.3-45

FIG. 2.2-10, a Disposicin de la Instrumentacin de Temperatura de la Vasija

2.3-46

FIG. 2.2-11, a Instrumentacin de Medida de Flujo de los Lazos de Recirculacin.

2.3-47

2.3 COMBUSTIBLE Y BARRAS DE CONTROL (Fig. 2.3-1, 2.3-2 y 2.3-4)

El ncleo del reactor en un arreglo de ensambles de combustible que contienen, a su vez, un cierto nmero de elementos combustibles. Estos elementos combustibles contienen el uranio que, al fisionarse, genera la energa necesaria para producir vapor en los BWRs. El combustible esta acomodado en el ncleo formando arreglos de cuatro ensambles y una barra de control; a cada uno de estos arreglos se le llama "celda de combustible".

El diseo mecnico de los elementos combustibles asegura una retencin adecuada de los productos de fisin durante cualquier condicin de operacin y proporciona la integridad estructural necesaria para evitar su deterioro durante operacin.

El diseo nuclear del combustible es tal que la retroalimentacin de reactividad es lo suficientemente negativa para que en combinacin con otros sistemas de la planta, eviten el dao al combustible que podra provocarse durante algn transitorio operacional anormal. El ncleo se disea, adems, con caractersticas nucleares que aseguran que el sistema es estable y que no tiene tendencia a presentar oscilaciones divergentes o en caso de que stas se presenten sean detectadas y eliminadas fcilmente.

El diseo termohidrulico del ncleo permite alcanzar la potencia trmica nominal y sostenerla a lo largo de la vida del ncleo, sin fallas importantes del envainado del combustible, con la posibilidad de ajustar la potencia trmica segn se requiera. Las barras de control auxilian en el control de la potencia del reactor, y son un medio para adecuar la forma de la distribucin del flujo neutrnico tanto axial como radialmente, con el fin de lograr un comportamiento y quemados ptimos del ncleo. Las barras de control proporcionan un exceso de reactividad negativa suficiente para apagar el reactor en condiciones normales o de accidente en el momento de la vida del ncleo en el que ste se encuentra ms reactivo.

2.3.1 Ensamble Combustible (Fig. 2.3-7)

Un ensamble combustible esta formado por un manojo de barras de combustible colocado dentro de un canal. Los ensambles se acomodan en el ncleo del reactor de forma que el conjunto total asemeja un cilindro. Cada ensamble se soporta vertical y lateralmente en la gua superior. El ensamble seco tiene un peso aproximado de 715 libras y mide 176 pulgadas.

2.3.1.1 Manojo de Barras de Combustible (Fig. 2.3-8)

El combustible est constituido por pequeas pastillas cilndricas de UO2 sinterizado, de un centmetro de dimetro por uno de altura, que estn hermticamente encapsuladas en tubos de zircaloy de 4 metros de longitud (barras de combustible). Un manojo de barras de combustible (ensamble de combustible sin canal) consta de un arreglo de 8 X 8 barras de combustible, de las cuales slo 62 contienen xido de uranio y las dos restantes estn vacas y por ellas fluye refrigerante.

2.3.1.2 Placa de Sujecin Inferior (Fig. 2.3-5)

La placa de sujecin fabricada en acero inoxidable, posiciona lateralmente los elementos combustibles y transfiere las cargas verticales (el peso del ensamble) a la pieza soporte. La parte inferior de la placa de sujecin se acopla a la pieza soporte y dirige el flujo de refrigerante

2.3-48

hacia el ensamble combustible. La parte inferior de la placa de sujecin posee un par de orificios para proveer una cantidad de flujo hacia la regin del ncleo entre los ensambles de combustible, la cual enfra la instrumentacin que se encuentra dentro del ncleo.

2.3.1.3 Placa de Sujecin Superior (Fig. 2.3-6)

La placa de sujecin superior, fabricada en acero inoxidable, alinea y soporta las barras de combustible por la parte alta del manojo. Las orillas de la placa de sujecin poseen protuberancias de alineamiento que proporcionan una superficie de contacto para el canal. Poseen adems postes que se sitan verticalmente en cada esquina; uno de estos postes est perforado y posee cuerda para fijar con tornillo el fleje de sujecin. La placa de sujecin posee tambin una asa utilizada para mover y transportar el manojo de barras durante la carga inicial o la recarga del ncleo.

2.3.1.4 Barras de Combustible (Fig. 2.3-11)

Existen tres tipos de barras de combustible en un ensamble: barras estndar, barras de sujecin y barras de agua. Cada ensamble contiene 54 barras estndar, ocho barras de sujecin y dos barras de agua.

2.3.1.4.1 Barras de Sujecin.

Estas barras mantienen unido el manojo de combustible y soportan el peso del conjunto durante operaciones de manejo de combustible en las que el ensamble cuelga sostenido de su asa. El tapn inferior de estas barras, a diferencia de las estndar, es roscado y se fija a la placa inferior. Los tapones superiores tambin estn roscados, penetran la placa de sujecin superior y se fijan a sta mediante tuercas. Las barras tercera y sexta en cada lado del conjunto son barras de sujecin y nicamente los tapones permiten distinguir a stas barras de las estndar, pues el material de construccin es el mismo.

2.3.1.4.2 Barras Estndar.

Las barras estndar tienen una longitud total de 160 pulgadas y una longitud activa de 150 pulgadas. Las primeras 6 pulgadas en la parte superior e inferior de la longitud activa del combustible son de uranio natural; el resto de las pastillas son de uranio enriquecido, y algunas de stas contienen xido de gadolinio adems del uranio. En la parte superior del interior de la barra existe un espacio llamado plenum, de aproximadamente 10 pulgadas, y un pequeo recipiente que contiene circonio en polvo que elimina al hidrgeno que pudiera generarse en el interior de la barra. Los productos de fisin gaseosos liberados por las pastillas de combustible quedarn atrapados en el plenum y el espacio entre el encamisado (o vaina) y las pastillas. En esencia, la barra de combustible es una pequea vasija de presin diseada para soportar presiones de hasta 1800 psia y operar en un ambiente con presiones externas del orden de 1000 a 1100 psig.

El resorte del plenum oprime a las pastillas de combustible para mantenerlas en contacto unas con otras. El eliminador de hidrgeno se coloca en el plenum para eliminar humedad o cualquier material hidrogenado dentro del encamisado.

Los tapones en los extremos de las barras estndar poseen un remate redondeado que encaja

2.3-49

en las placas de sujecin superior e inferior. Para mantener las barras asentadas en la placa de sujecin inferior, se coloca un resorte sobre el tapn superior de la barra, permitiendo la expansin axial independiente de cada barra mediante el deslizamiento a travs de los orificios de la placa de sujecin superior. El resorte est fabricado de inconel. Las barras de combustible estn constituidas por tubos huecos de zircaloy-2, mismos que integran el encamisado. Dentro de tales tubos se apilan las pastillas de xido de uranio de alta densidad (95% de la densidad terica). Posteriormente a la carga de las pastillas dentro del encamisado, la barra de combustible se calienta y evacua mediante una bomba de vaco. Despus, se llena con gas helio a una presin que va de una a tres atmsferas, dependiendo del tipo de combustible. Este procedimiento de extraer el gas caliente de la barra, para luego rellenarla con helio, reduce la cantidad de material hidrogenado (agua, lubricantes a base de petrleo, etc.) que pudieran haber contaminado las pastillas de combustible, o la barra durante el proceso de manufactura. Los contaminantes hidrogenados pueden tener un efecto perjudicial sobre el encamisado de zircaloy, a travs de una reaccin conocida como hidruracin. Despus del procedimiento de evacuacin y relleno, los tapones de los extremos, los cuales tambin son de zircaloy, se soldan en los extremos de la barra para sellarla.

2.3.1.4.3 Barras de Agua

En cada ensamble de combustible se instalan dos barras que contienen agua en lugar de pastillas de uranio. Una de stas dos barras sirve para dar soporte axial a siete espaciadores de barras de combustible (vase la Fig. 2.3-3). El dimetro exterior de estas barras de agua es ligeramente mayor que el de las barras estndar y que el de las barras de sujecin. A travs de la pared del tubo se perforan varios orificios, en la parte superior e inferior de la barra de agua, para permitir que el enfriador fluya libremente a travs de la misma.

La barra de agua que mantiene en su posicin a los espaciadores del combustible, tiene unos topes soldados a intervalos de 21 pulgadas aproximadamente. La barra de agua se acopla a cada una de las celdas de los espaciadores, deslizndola a travs de dichas celdas, con los topes orientados hacia la esquina de la celda del espaciador, para posteriormente girarla de tal forma que los topes se acoplen entre los elementos de la estructura del espaciador, asegurando as al espaciador en la posicin axial requerida.

Para evitar que estas barras de agua giren y liberen a los espaciadores, se acoplan sus tapones inferiores, que son cuadrados, en orificios cuadrados de la placa de sujecin inferior. Esto tambin garantiza que las barras de agua no se coloquen inadvertidamente en una posicin radial equivocada. El tapn del extremo superior est redondeado, y es ms largo que los tapones de las barras estndar, lo que tambin ayuda en confirmar la correcta orientacin de las barras de agua en el manojo de combustible.

2.3.1.5 Espaciadores del Combustible.

Los espaciadores del combustible estn fabricados de hojas metlicas de zircaloy-4. Esta aleacin fue seleccionada como material de construccin en virtud de sus caractersticas de baja absorcin de neutrones. El espaciador del combustible proporciona soporte radial a las barras de combustible, de tal forma que se mantiene un espacio ptimo entre ellas. La construccin de los espaciadores recuerda a la de un "empaque de huevos" (vase la Fig 2.3-3). Se forma un soporte slido para cada barra mediante resortes de inconel dispuestos en forma de X, que mantienen a cada barra en su posicin dentro de la matriz del espaciador. Los

2.3-50

espaciadores tambin proporcionan el soporte posteriormente requerido para suprimir la vibracin de las barras de combustible, y evitar el desgaste de las mismas provocado por la vibracin.

2.3.1.6 Canal del Combustible (Fig. 2.3-9)

El canal del combustible que encierra al manojo de combustible est fabricado con zircaloy-4. Estos canales proveen una barrera para separar dos trayectorias paralelas de flujo. Aproximadamente el 90% del enfriador fluye dentro del canal de combustible para extraer el calor de las barras, y el 10% restante suministra flujo de enfriamiento para la regin existente entre ensambles. El canal tambin acta como gua y superficie de apoyo para las hojas de las barras de control. Adems mejora la rigidez del manojo de combustible y protege a las barras durante operaciones de manipulacin del combustible. El espaciamiento entre canales se logra mediante botones espaciadores localizados en la parte superior de cada canal, permitiendo as el libre paso de las hojas de las barras de control.

2.3.1.7 Pastillas de Combustible

Las pastillas de combustible (Fig. 2.3-13), presentes en cada una de las barras son de xido de uranio de alta densidad (95% de la densidad terica). Las pastillas se elaboran a partir de xido de uranio en polvo, compactado para formar pastillas que tienen la forma de un cilindro circular recto. Estas pastillas se sinterizan (mantenindolas a temperaturas elevadas) a 1600-1700 F durante varias horas, para formar un material cermico. El xido de uranio cermico es qumicamente inerte a las temperaturas de operacin del material del encamisado. Al ser un material cermico, las pastillas de UO2 son resistentes a la interaccin con el agua y pueden soportar temperaturas relativamente altas (hasta 4530 F como mximo). La pastilla de combustible, en su forma final (despus del sinterizado), es de un centmetro de alto, y un centmetro de dimetro. Las aristas se biselan para reducir cualquier interaccin entre las pastillas y el encamisado, dados en parmetros de operacin normales. Existen tres tipos de pastillas de combustible, diferentes entre s nicamente por el contenido isotpico. Algunas de las pastillas se fabrican nicamente con uranio natural, el cual tiene una concentracin de U235 tal como se encuentra en el mineral extrado del yacimiento (0.711% en peso). El U235 es el istopo de uranio en el cual la reaccin de fisin nuclear trmica tiene lugar. El istopo ms abundante del uranio es el U235, mismo que no es capaz de manifestar fisin trmica. Ya que el U235 es el istopo principal en el que se lleva a cabo la reaccin de fisin trmica (la fuente primaria en la produccin de calor), la energa producida en cada pastilla de combustible es proporcional a su contenido de U235. Por lo tanto, la mayora de las pastillas de combustible estn enriquecidas en U235. El enriquecimiento de estas pastillas vara desde un 1.53 hasta un 2.4 por ciento en peso. Vase la figura 2.3-3a y 2.3-3b que muestran una distribucin tpica del enriquecimiento.

Para cada ensamble de combustible existen hasta cinco barras de combustible cargadas con pastillas hechas con una mezcla de UO2 enriquecido y xido de gadolinio (1-7% Gd203 en peso). El gadolinio, y en particular aquellos istopos con un peso atmico de 155 a 157, se emplean en las pastillas de combustible para permitir la carga de una mayor cantidad de material fisionable (mayor porcentaje en peso), y mejorar la distribucin axial y radial de la potencia en cada ensamble de combustible. El gadolinio acta como un veneno para la reaccin de fisin en el U235, absorbiendo los neutrones que de otra forma provocaran la fisin en el U235, y se agota o quema a medida que se expone al flujo de neutrones en el ncleo. La

2.3-51

mezcla U02-Gd203 es una solucin slida. Muy similar a una solucin lquida de sal y agua, las pastillas cermicas se mezclan en forma homognea con el Gd203 uniformemente disperso en la pastilla. Las pastillas se cargan en las barras de combustible, apiladas una sobre otra. Para los ensambles de la parte externa del ncleo, las cuatro pulgadas de la parte inferior de las barras se llenan con pastillas de UO2 natural; la parte central del ensamble tiene 140 pulgadas con pastillas de UO2 enriquecido o U02-Gd203 enriquecido, y las 6 pulgadas restantes de la parte superior se llenan con pastillas de UO2 natural. Se utilizan pastillas de uranio natural en la parte inferior y superior de los ensambles de combustible de la parte central del ncleo, y en toda la longitud de los ensambles perifricos, para que funcionen como reflector de neutrones en la frontera del ncleo.

Las barras de combustible que tienen varios enriquecimientos se distinguen fcilmente por medio del dimetro de sus tapones superiores. Para asegurar la apropiada orientacin radial en el ensamble, las barras de combustible que contienen pastillas con alto enriquecimiento tienen tapones de mayor dimetro, haciendo imposible el colocar estas barras en posiciones designadas para barras de bajo enriquecimiento.

Las barras de uranio-gadolinio (Fig. 2.3-12) tienen tapones superiores que se extienden a travs de la placa de sujecin superior. Adems del dimetro del tapn superior, los tapones de los extremos de los barras que contienen gadolinio son de diferentes formas, las cuales definen la longitud y localizacin axial de la carga de pastillas de UO2-Gd2O3 en la barra de combustible.

2.3.1.8 Orientacin del Ensamble de Combustible (Fig. 2.3-15)

El ensamble de combustible debe estar apropiadamente orientado en cada una de las celdas, para asegurar que se logra la adecuada distribucin de potencia en el manojo de combustible, como consecuencia de los patrones de enriquecimiento. Existen cinco formas por las que puede verificarse la orientacin de un ensamble: (1) el sujetador del canal, localizado en una de las esquinas de cada ensamble, debe estar adyacente al centro de la celda; (2) la identificacin en la agarradera del ensamble debe apuntar hacia el centro de la celda y hacia la barra de control; (3) Los botones espaciadores de los canales deben estar uno frente a otro, y adyacentes al rea de paso de la barra de control; (4) los nmeros de identificacin del ensamble, grabados en la agarradera del mismo, deben leerse desde el centro de la celda; y (5) la duplicacin celda a celda formada, por la disposicin de las agarraderas, formando un patrn cuadriculado, debe ocurrir en todo el ncleo; la figura 2.3-15 ilustra lo descrito anteriormente.

2.3.2 Barras de Control

Las barras de control consisten de arreglos cruciformes revestidos, de tubos de acero inoxidable llenos de polvo de carburo de boro (B4C). Las barras de control desempean la doble funcin de controlar la reactividad y conformar la potencia. Tales funciones son llevadas a cabo mediante el uso del boro (5B10) contenido por los tubos de acero. El boro tiene una seccin transversal de absorcin trmica de 3.84X103 barns(1barn=10-24cm2). El boro experimenta la siguiente reaccin:

5B10 + 0n1 ------------- 3Li7 + 2He4

Cada barra de control est rodeada por cuatro ensambles combustibles. Mediante la manipulacin de estas barras se controla la distribucin de la potencia en el ncleo, al alcanzar

2.3-52

patrones de barras seleccionados. Las barras de control se encuentran uniformemente separadas a travs del ncleo, con un paso de 12 pulgadas (distancia entre el centro de una barra y el centro de otra barra). La figura 2.3-16 muestra una barra de control.

Se utilizan barras de control que entran por la parte inferior de la vasija por las siguientes razones: (1) se requiere menos tiempo durante paradas para recarga en el desmontaje de la tapa de la vasija y su reinstalacin, ya que los mecanismos impulsores de las barras de control no influyen en el tiempo que toman las operaciones de recarga como ocurre en los reactores de agua a presin (PWR); (2) las barras de control continan operables an cuando la tapa de la vasija est desmontada; (3) la remocin interna de humedad y la separacin de vapor pueden llevarse a cabo ms fcilmente sin la interferencia de las barras de control; (4) en un BWR existe un gran porcentaje de vacos en la parte superior del ncleo, lo que reduce significativamente la potencia en esta rea, por lo que si se insertaran parcialmente desde arriba las barras de control, stas provocaran una severa depresin del flujo en la parte superior del ncleo; (5) las barras de control tambin se utilizan para conformar axialmente la potencia, dejando algunas de ellas parcialmente insertadas en la parte inferior del ncleo, lo que ayuda a controlar picos del flujo en reas locales y permite un quemado ptimo del combustible; y (6) la entrada de las barras de control por la parte inferior de la vasija permite el uso de un mximo volumen como blindaje contra neutrones, protegiendo as los mecanismos impulsores de las barras de control.

2.3.2.1 Hoja de la Barra de Control

La hoja de una barra de control est constituida por un arreglo cruciforme revestido de barras absorbedoras verticales, con un claro de hoja de 9.75 pulgadas. Las principales componentes estructurales de una barra de control estn hechos de acero inoxidable. La barra de control consiste de una agarradera en la parte superior, y una pieza inferior, ambas piezas de fundicin. En la parte media de la barra se encuentra un poste central cruciforme vertical, y cuatro revestimientos en U.

Las piezas de fundicin de los extremos de la barra (la agarradera superior y la pieza inferior), y el poste central, estn soldadas y forman una sola estructura (esqueleto de la barra). Los revestimientos en U estn soldados al poste central y a las piezas de fundicin de los extremos, para formar un alojamiento estructuralmente rgido. Estos revestimiento se extienden a todo lo largo de la barra, y proporcionan una hoja de superficie contnua. Una serie de agujeros en el revestimiento de la hoja permiten la libre circulacin de enfriador alrededor de las barras absorbedoras, proporcionando enfriamiento a los tubos de B4C.

2.3.2.2 Barras Absorbedoras

Las barras absorbedoras son tubos pequeos de acero inoxidable llenos con polvo de carburo de boro (B4C) compactado por vibracin hasta un 70% de su densidad terica. El carburo de boro contiene un mnimo del 76.5% en peso de boro, el cual a su vez se encuentra enriquecido en un mnimo del 18% de boro-10(5B10) en peso. Los tubos absorbedores estn hechos de acero inoxidable con un dimetro exterior de 0.188 pulgadas, y un espesor de pared de 0.025 pulgadas. Los tubos se sellan con tapones soldados en cada extremo. Para evitar una formacin de vacos que pueda generarse por el asentamiento del polvo de B4C, se colocan balines de acero inoxidable separados 16 pulgadas, en las paredes del tubo. Como el carburo de boro tiende a compactarse an ms, los balines de acero distribuyen los vacos resultantes

2.3-53

en toda la longitud del tubo absorbedor.

2.3.2.3 Rodillos de las Barras de Control

Para cada una de las hojas de la barra de control, se instalan cuatro rodillos esfricos en la pieza de fundicin superior, mismos que le proporcionan soporte lateral al apoyarse en los canales de combustible circundantes. El extremo inferior de la barra de control tambin lo soportan cuatro rodillos esfricos que hacen contacto con la superficie interna de los tubos gua del mecanismo impulsor. Estos rodillos son parte integrante de la pieza de fundicin inferior y disminuyen la resistencia al movimiento de la barra de control.

2.3.2.4 Limitador de Velocidad de la Barra de Control

El limitador de velocidad de la barra de control es una parte integrante de la pieza de fundicin inferior. El limitador de velocidad es una salvaguardia de ingeniera diseado para limitar la velocidad, en el evento de un accidente de cada de la barra de control, a menos de 3.11 pies por segundo, lo que a su vez limita la rapidez de insercin de reactividad que pudiera ocurrir. Este limitador tiene la forma de dos elementos cnicos ajustados que actan como un pistn de gran rea dentro del tubo gua de la barra (Vase la figura 2.3-18a). El limitador de velocidad posee un perfil hidrodinmico respecto a la direccin de insercin de la barra, limitando as la velocidad de la misma en caso de cada, pero no durante un "scram". Cuando la barra de control se inserta sbitamente ("scram"), el agua fluye sobre la superficie suave del elemento cnico superior hacia el anillo existente entre el limitador y el tubo gua. Sin embargo, en direccin de la cada, el agua es atrapada por el elemento cnico inferior y descargada a travs del anillo existente entre ambas barras cnicas. Ya que el agua es dirigida hacia el interior del anillo, se genera una turbulencia considerable lo que en consecuencia frena el descenso del ensamble de la barra de control a menos de 3.11 pies por segundo.

2.3.2.5 Acoplamiento de la Hoja de la Barra de Control (Fig. 2.3-19)

Este acoplamiento esta constituido por un cople hembra que forma parte de la pieza de fundicin inferior de la barra de control, y de un cople macho practicado en el extremo superior del mecanismo impulsor, en el que se encuentran varios dedos de sujecin. En el extremo inferior de la manija liberadora se localiza un cilindro el cual es empujado hacia abajo mediante un resorte. Este cilindro mantiene a los dedos de sujecin del cople macho en contacto con la superficie interna del cople hembra, y evita que el cople macho se separe una vez que el acoplamiento se ha realizado. Para acoplar la hoja al impulsor, solamente es necesario elevar ligeramente a ste ltimo. El cople macho entra al cople hembra, y empuja al cilindro hacia arriba. Una vez que el cople macho se encuentra en la posicin vertical correcta, los dedos se abren, permitiendo que el cilindro baje. El cilindro est conectado a la manija liberadora mediante una flecha, para permitir el desacoplamiento de la hoja al impulsor desde arriba del ncleo.

2.3.2.6 Tubo Gua de la Barra de Control

El tubo gua de la barra de control tiene un dimetro de 11 pulgadas, y algo ms de 13 pies de longitud (Vase la Fig. 2.3-20). La parte superior tiene cuatro orificios de 3 pulgadas de dimetro cada uno, que dirigen el flujo desde la parte inferior de la placa soporte del ncleo hacia los ensambles de combustible, a travs de los orificios de flujo de la pieza soporte del

2.3-54

combustible. El extremo inferior del tubo gua est maquinado para ajustarse con el alojamiento del mecanismo impulsor, y es asegurado en su posicin en la parte superior de dicho alojamiento, mediante el manguito trmico del mecanismo impulsor (CRD).

El tubo gua desempea las siguientes funciones: gua al extremo inferior de la barra de control durante el movimiento de la barra; forma un cilindro alrededor del limitador de velocidad de la barra de control, de tal forma que puede retardar la cada libre de la barra bajo ciertas condiciones de accidente; soporta y mantiene en posicin a la pieza soporte de combustible, la que a su vez soporta a los ensambles (el peso de todas estas barras se transmite hacia la parte inferior de la vasija mediante el alojamiento del mecanismo impulsor) y proporciona un paso para el enfriador dentro de la pieza soporte del combustible. El tubo gua de la barra de control se baja a travs de la placa soporte del ncleo, desde la parte superior de la vasija. Despus de que dicho tubo gua se ajusta al correspondiente alojamiento del CRD, se inserta un manguito trmico en el alojamiento, hacia arriba, desde abajo de la vasija, enganchado en el tubo gua, y girado para asegurar al tubo gua en su posicin con un acoplamiento tipo bayoneta colocado entre el tubo gua y el alojamiento del CRD. Para evitar que el manguito trmico gire y libere al tubo gua, se inserta una chaveta- seguro.

2.3.2.7 Mecanismo Impulsor de las Barras de Control (Fig. 2.3-23)

2.4-55

Los alojamientos de las barras de control son extensiones de la vasija del reactor que permiten la instalacin de los mecanismos impulsores. Estos alojamientos tienen aproximadamente 14 pies de longitud, y proporcionan soporte horizontal y vertical a los impulsores de las barras de control. Los alojamientos tambin transmiten el peso del combustible, de las piezas soporte del combustible, y de los tubos gua de las barras de control, hacia la parte inferior de la vasija (Fig.2.3-21). Los alojamientos de los CRD se insertan desde la parte inferior de la vasija, tienen bridas en su parte inferior para atornillar los mecanismos del CRD, y para instalar permanentemente las lneas de insercin y extraccin del CRD. Cada alojamiento se inserta a travs de la parte inferior de la vasija, alineando pticamente con su apertura correspondiente en la placa soporte del ncleo, y es soldado en la cabeza inferior de la vasija en su parte interior.

2.3.2.8 Soporte de los Alojamientos de los Impulsores de las Barras de Control

Localizada por debajo de la vasija del reactor, se encuentra una estructura de soporte de los alojamientos (Vase la Fig. 2.3-22) misma que evita la expulsin de la barra de control en el poco probable evento de que falle uno de los alojamientos como consecuencia de la presurizacin del reactor. Esta estructura consiste de vigas de soporte colocadas dentro del pedestal del reactor, con barras colgantes y arandelas suspendidas de las vigas. Para soportar verticalmente los alojamientos y los impulsores de barras de control, se atornilla una parrilla con barras colgantes de soporte a las vigas antes mencionadas, de tal forma que el extremo inferior de cada alojamiento e impulsor es sostenido por una posicin de la barra de soporte. Esta instalacin proporciona un espacio de aproximadamente una pulgada entre el extremo del impulsor y el soporte de acero cuando el reactor est fro. Cuando el reactor est caliente, tal espacio se reduce a un cuarto de pulgada, porque el CRD se expande hacia abajo mientras que el faldn de soporte de la vasija se expande hacia arriba. Si uno de los alojamientos del CRD fallara, este sistema de soporte limitara el viaje del alojamiento y de la correspondiente barra de control, hacia afuera.

2.4-56

FIG. 2.3-1 Ncleo del Reactor

2.4-57

FIG. 2.3-2 Celda de Combustible

2.4-58

FIG. 2.3-4 , 2.3-16 Barra de Control

2.4-59

FIG. 2.3-7 Ensamble de Combustible

2.4-60

FIG. 2.3-3, 2.3-8 , 2.3-9 Elemento Combustible (8 x 8)

2.4-61

FIG. 2.3-5 Placa de Sujecin Inferior

2.4-62

FIG. 2.3-6 Placa de Sujecin Superior

2.4-63

FIG. 2.3-11 , 2.3-13 Varilla de Combustible

2.4-64

FIG. 3.3-3 a Diferentes Tipos de Enriquecimiento de Combustible

2.4-65

FIG. 3.3-3b Diferentes Tipos de Enriquecimiento de Combustible

2.4-66

FIG. 2.3-12 Detalle de la Placa de Sujecin Superior y Tapones de Varilla de Gadolineo

2.4-67

FIG. 2.3-15 Orientacin del Elemento Combustible

2.4-68

FIG. 2.3-19 Acoplamiento de la Barra de Control

2.4-69

FIG. 2.3-20 Tubo Gua, Tubo Guarda, Manga Trmica y Brida del Tubo Guarda

2.4-70

FIG. 2.3-21 Conjunto del Mecanismo de Accionamiento y Barra de Control

2.4-71

FIG. 2.3-22 Estructura Soporte de los Alojamientos de los CRDs

2.4-72

FIG. 2.3-23 Mecanismo Impulsor de la Barra de Control

2.4-73

2.4 SISTEMA IMPULSOR DE LAS BARRAS DE CONTROL Y CRDH

Cada barra de control se mueve individualmente a una rapidez nominal de 7.62 cms por minuto, por medio de un impulsor montado en un alojamiento ubicado en la parte inferior de la vasija. Este impulsor (CRD) es en esencia un pistn de doble accin conectado a la barra de control. Para realizar movimientos de insercin y extraccin, se dispone de un sistema hidrulico que proporciona agua a presin para operar el pistn. En esta seccin se describen los mecanismos impulsores y su fuente de potencia hidrulica, el Sistema Hidrulico para los Impulsores de las Barras de Control (CRDH).

2.4.1 Sistema Hidrulico para los CRDs (CRDH) (Fig. 2.4-1)

En la figura 2.4-1 se muestra un diagrama simplificado del CRDH. Para la CNLV, este sistema toma agua desde el cabezal del condemin y como sistema alterno se tiene el Tanque de Almacenamiento de Condensado (TAC) a travs de filtros instalados en la succin de la bombas centrfugas. Las bombas desarrollan presiones de descarga y flujos suficientes para satisfacer los diversos requerimientos del sistema.

El sistema CRDH puede dividirse en tres subsistemas bsicos:

1. Subsistema Hidrulico del accionamiento de las barras de control. 2. Subsistema de Control Hidrulico (HCU). 3. Subsistema de Volumen de descarga de SCRAM y volumen instrumentado.

El sistema tiene cinco cabezales comunes para todas las unidades de control hidrulico que son:

a) De carga b) De accionamiento c) De enfriamiento d) De escape y e) De descarga de SCRAM

Para la CNLV existen 109 unidades de control hidrulico (HCU), cada una de ellas est conectada a su correspondiente accionador por dos tuberas, una de insercin y otra de extraccin, el movimiento se realiza por medio de cuatro vlvulas direccionales (120, 121, 122 y 123).

El CRDH est normalmente en operacin, proporcionando agua a cada una de las HCU para mantener presurizados los acumuladores a 102.2 kg/cm2 aproximadamente y agua de enfriamiento a los accionadores.

2.4.1.1 Subsistema Hidrulico del Accionamiento de las Barras de Control (Fig. 2.4-2 y 2.4-3)

El CRDH establece un caudal de agua constante que se inyecta a la vasija y permite obtener las diferentes presiones para: la carga, el accionamiento y el enfriamiento de los accionadores. Las etapas de que consta el CRDH de la CNLV, ordenados en el sentido de flujo son:

1.- Suministro de agua desmineralizada.

2.4-74

2.- Prefiltro. 3.- Bombas. 4.- Filtrado y tubera de purga de los sellos de las bombas de recirculacin. 5.- Lnea de carga de acumuladores. 6.- Estacin controladora de flujo. 7.- Lneas de accionamiento y estacin controladora de presin de agua de accionamiento y enfriamiento. 8.- Estacin estabilizada. 9.- Lnea de enfriamiento.

2.4.1.1.1 Suministro de Agua Desmineralizada (Fig. 2.4-2a)

En operacin normal el CRDH se alimenta desde el cabezal del condemin, cuando este est fuera de servicio, el CRDH se alimenta desde los tanques de almacenamiento de condensado (TAC).

2.4.1.1.2 Prefiltro CRD-FU-001 (Fig. 2.4-2d)

Filtra partculas mayores de 25 micras, aguas arriba de ste, esta instalado un filtro tipo "Y" CRD-FU-002, el cual filtra partculas mayores de 50 micras, el objetivo de dichos filtros es evitar daos a las bombas del sistema.

2.4.1.1.3 Bombas CRD-P-001 A/B (Fig. 2.4-2b)

La presin en el sistema la suministran dos bombas del 100% de capacidad c/u, estando una en operacin normal y la otra en reserva. El caudal nominal de la bomba es de 254 lt/min con una presin mnima de 102.6 kg/cm2 y potencia de 200 Hp. Despus de un SCRAM, el flujo nominal es de 757 lt/min con una presin de 82 kg/cm2 y potencia de 250 HP.

El NCCW suministra agua de enfriamiento al cojinete de empuje y al enfriador de aceite de la caja de engranes de cada bomba, el caudal de esta agua es de 95 lt/min. Los sellos de cada bomba se conectan entre si por una lnea de presin de sellos derivada del propio sistema. Existe una lnea de mnimo flujo a la descarga de cada bomba, hacia el TAC, con un caudal de 76 lt/min. Para evitar el calentamiento de la bomba en caso del cierre de la vlvula de descarga. Las bombas son centrfugas de 10 pasos.

2.4.1.1.4 Filtros de Agua de Accionamiento y Lnea de Purga a los Sellos de las Bombas de Recirculacin (Fig. 2.4-2c)

A la descarga existen dos filtros del 100% de capacidad en paralelo, impiden el paso de partculas superiores a 50 micras. Para prevenir la entrada de impurezas a las HCU. Aproximadamente 38 lt/min es derivado a los sellos de las bombas de recirculacin para enfriarlos y limpiarlos; tambin se tiene una lnea que va al RWCU.

2.4.1.1.5 Lnea de Carga de Acumuladores (Fig. 2.4-3a)

Se utiliza para suministrar agua de carga a los acumuladores de los HCU, mantenindolos a una presin de 102.2 kg/cm2 y cargarlos despus de un SCRAM. En caso de falla de las bombas, los acumuladores se mantienen cargados ya que tienen una vlvula de retencin que

2.4-75

evita un contra flujo desde el HCU hacia el CRDH. Durante un SCRAM, se evita una sobrecarga de la bomba, mediante un orificio restrictor en la lnea de carga de acumuladores, que limita el caudal a 757 lt/min.

2.4.1.1.6 Estacin Controladora de Flujo (Fig. 2.4-3b)

Durante operacin normal, no hay flujo en el cabezal de agua de carga y el flujo es dirigido a travs de las vlvulas de control de flujo operadas por aire (CRD-FCV-7013-A/B), para mantener un flujo constante de 150 lt/min, para ello se dispone de una estacin controladora de flujo compuesta por:

- Un elemento medidor de flujo. - Un controlador de flujo. - Dos estaciones locales de control MANUAL/AUTO. - Dos vlvulas controladoras de flujo, en paralelo, del 100%de capacidad (CRD-FCV-7013A/7013B) operada neumticamente.

El controlador de flujo, se acta desde el panel BB-11 del cuatro de control principal, con la estacin local MANUAL/AUTO en la posicin AUTOMATICO.

En el modo manual la posicin de la vlvula es ajustada slo en respuesta a la demanda del operador manteniendo una apertura constante, sta se logra con los botones pulsadores dispuestos sobre el controlador. En el modo automtico el operador ajusta el punto de ajuste del controlador de flujo, la seal del transmisor de flujo se compara con sta, y la seal de error originada en el controlador posiciona las vlvulas para mantener el flujo de referencia.

El transmisor de flujo est colocado antes de la tubera de carga de los acumuladores, por lo que cuando se precisa cargarlos, la lectura del medidor ser el flujo de la tubera de carga, 757 lt/min ms el correspondiente al de la lnea principal.

Como el punto de ajuste del controlador de flujo es de 104 lt/min, el controlador tiende a mantenerlo, cerrando las vlvulas controladoras. Dichas vlvulas A/B tienen un tope mecnico para impedir su cierre total, para mantener un pequeo flujo de 57 lt/min, hacia el cabezal de agua de enfriamiento.

2.4.1.1.7 Lnea de accionamiento y estacin controladora de presin de agua de accionamiento/enfriamiento (Fig. 2.4-3c)

La presin nominal del agua de accionamiento es de 18.2 kg/cm2 arriba de la presin del reactor, el caudal, durante una insercin de barra de control es de aproximadamente 15 lts/min y de 7.6 lts/min durante una extraccin. Dicha presin y caudal de accionamiento/enfriamiento son mantenidas por la operacin combinada de la vlvula de control de presin y de las vlvulas estabilizadoras. La vlvula de presin, mantiene la presin del cabezal de enfriamiento a 2.1 kg/cm2 mayor que la presin del reactor.

2.4.1.1.8 Estaciones Estabilizadoras (CRD-SV-7026 1, 2/3, 4) (Fig. 2.4-3d)

El objeto de la estacin estabilizadora es evitar las oscilaciones de flujo y presin al insertar o extraer una barra de control. Las vlvulas estabilizadoras operan en paralelo con la lnea de

2.4-76

flujo de la vlvula de control de presin. Una porcin del flujo es derivado hacia el conjunto de vlvulas estabilizadoras en servicio. Hay dos conjuntos de vlvulas estabilizadoras que consisten de dos vlvulas operadas por solenoide, una en servicio y otra en reserva. Estas vlvulas responden a una seal del sistema de control manual del Reactor, para mantener la presin del cabezal de agua de accionamiento constante durante el movimiento normal de las barras de control, minimizando el transitorio de caudal en el cabezal arriba mencionado. El caudal es a travs de las dos vlvulas solenoides cuando hay una insercin (CRD-SV-7026-1 y 2), y cuando hay una extraccin el caudal es a travs de una vlvula solenoide (CRD-SV-7026-1).

El caudal a travs de las vlvulas estabilizadoras, disminuye, cerrndose estas, para compensar el flujo que pasa a travs de la HCU durante el tiempo que dure la insercin o extraccin de la barra de control, de esta manera el flujo a travs de la vlvula controladora de presin permanece constante.

2.1.1.9. Cabezal de Agua de Enfriamiento y Vlvulas Igualadoras de Presin (Fig. 2.4-3e)

El agua de enfriamiento mantiene los accionadores de las barras de control a una temperatura inferior a la nominal del Reactor, para proteger y aumentar la vida operacional de los sellos de los accionadores del CRD.

El cabezal de agua de enfriamiento, se une al de escape a travs de dos vlvulas igualadoras de presin CRD-V-150 A/B, conectadas en paralelo pero ajustadas para abrir a diferentes valores de presin diferencial con el objeto de disponer de redundancia. La presin en el cabezal de agua de enfriamiento es mantenida entre 1.1 y 2.1 kg/cm2 mayor que la presin del Reactor, sto se logra ajustando la vlvula de control de presin CRD-MV-7020.

El caudal de enfriamiento para cada mecanismo es de 1.3 lt/min, el flujo de agua de enfriamiento es provisto en todos los accionadores del CRD, excepto en el accionador que est en movimiento.

2.4.2 Unidad de Control Hidrulico (HCU) (Fig. 2.4-4)

Los principales componentes de los HCU son:

a) Lneas hidrulicas b) Distribuidor y vlvulas direccionales de control (120, 121, 122, 123) c) Vlvulas de SCRAM de entrada y salida (126 y 127) y las vlvulas piloto operadas por solenoide asociados (117 y 118) d) Acumulador e) Volmenes de Nitrgeno

2.4.2.1 Conjunto de Lneas de las HCU (Fig. 2.4-5)

Para cada HCU, existen siete diferentes lneas de estas, cinco son comunes a cada unidad. Las cinco lneas son:

1.- Lnea para carga de acumuladores 2.- Lnea de descarga de SCRAM

2.4-77

3.- Agua de enfriamiento 4.- Lnea de agua de accionamiento 5.- Lnea de agua de escape

Las dos lneas exclusivas para cada HCU son:

a) Lnea de extraccin b) Lnea de insercin

2.4.2.2 Distribuidor

El distribuidor, por medio de orificios internos, dirigen el agua entre los cuerpos de las vlvulas: de SCRAM (126 y 127) y direccionales: Los elevadores de agua de escape y agua de accionamiento, estos elevadores estn directamente conectados al distribuidor.

2.4.2.3 Componentes de la Unidad de Control Hidrulico (Fig. 2.4-4a)

De acuerdo con su funcin cada HCU se divide en tres secciones:

a) Seccin de agua de accionamiento, b) Seccin de agua de enfriamiento y c) Seccin de SCRAM

a) El movimiento de las barras de control se consigue por medio de cuatro vlvulas direccionales de control operadas por solenoide 120, 121, 122 y 123, donde las impares son las vlvulas de insercin y las pares son las vlvulas de extraccin.

1.- Operacin de insercin

i) El agua de accionamiento pasa a la parte inferior del pistn de accionamiento por la vlvula 123 ii) El agua de la parte superior del pistn es desalojada hacia el cabezal de agua de escape a travs de la vlvula 121.

2.- Operacin de Extraccin

i) Se realiza una pequea insercin para liberar los dedos del collar ii) El agua pasa a la parte superior del pistn a travs de la vlvula 122 iii) El agua en la parte inferior es desalojada hacia el cabezal de agua de escape a travs de la vlvula 120.

b). La seccin de agua de enfriamiento consiste en una lnea con vlvula manual y vlvula de retencin, el agua fluye constantemente desde la lnea del agua de enfriamiento hasta la zona inferior del pistn de accionamiento, enfra los sellos del accionador y se mezcla con el caudal del reactor; esta agua fluir siempre que la barra de control est inmvil. Si la barra se est insertando, el tramo de la lnea de enfriamiento desde la vlvula de accionamiento y la parte inferior del pistn, estarn a la presin de accionamiento, que es mayor a la de enfriamiento y la vlvula de retencin (138) estar cerrada.

2.4-78

El agua de enfriamiento recircula a la lnea de escape durante los perodos de asentamiento y de extraccin, por ser su presin menor que la presin de enfriamiento.

c). La seccin de SCRAM, (Fig. 2.4-5a), se compone de los siguientes elementos:

1) Vlvulas de SCRAM. En un SCRAM, la vlvula de salida se abre ligeramente ms rpido que la vlvula de entrada, para evitar presiones excesivas en la zona superior del pistn de accionamiento, este adelanto se consigue con una longitud menor en la lnea de venteo y una mayor tensin en el muelle de apertura.

2) Acumulador de SCRAM Es una fuente de energa para iniciar la insercin rpida del accionador asociado, bajo seal de disparo del reactor. Es un recipiente cilndrico con un pistn en su interior, el pistn separa la seccin de agua de la seccin de nitrgeno.

2.4.3. Volmenes de Descarga de SCRAM (VDS) y Volumen Instrumentado (Fig. 2.4-7)

2.4.3.1 Volumen de Descarga de SCRAM (VDS)

Es el volumen de la tubera y tanque a los que estn conectadas las HCU's, tienen las dimensiones adecuadas para contener toda el agua descargada por los accionadores de las barras de control durante un SCRAM, la capacidad del VDS es de 12.64 lt por cada accionador, el VDS drena libremente al volumen instrumentado.

2.4.3.2 Volumen Instrumentado

Es una prolongacin del VDS y esta provisto de instrumentacin de nivel que da la indicacin del contenido de agua en el VDS, y dependiendo de la situacin, proporciona seales de alarma, bloqueo y/o SCRAM, para proporcionar la disponibilidad de VDS en todo momento.

2.4.4. Circuito Neumtico Asociado a las Vlvulas de SCRAM y a las Vlvulas de Venteo y Drenaje del VDS (Fig. 2.4-8)

2.4.4.1 Vlvulas Piloto de SCRAM del VDS

Son dos vlvulas de tres vas, controladas por dos vlvulas solenoides, cuando ambas solenoides se desenergizan, las vlvulas piloto cambian de posicin, cortando el aire a las vlvulas de venteo y drenaje del VDS y venteando el aire, con lo que se cierran las vlvulas de venteo y drenaje por la accin del resorte de dichas vlvul