trabajo ap1000

MÁSTER EN INGENIERÍA ENERGÉTICA SOSTENIBLE

2014-2015

Financiación y Costes de la Generación Eléctrica

CENTRAL NUCLEAR AVANZADA AP1000

ACSM ADCH

IMF EZA

Máster en Ingeniería Energética Sostenible Centrales Nucleares

Central Nuclear Avanzada AP1000 |1

CONTENIDO

1. GENERALIDADES .................................................................................................................... 4

1.1 Introducción .................................................................................................................. 4

1.2 Simplificado Diseño de Plantas .................................................................................... 5

1.2.1 LA TECNOLOGÍA............................................................................................................ 5

1.2.2 ESTRUCTURA DE LA PLANTA SIMPLIFICADA ................................................................ 5

1.3 CONSTRUCCIÓN ............................................................................................................ 6

1.3.1 DISEÑO POR MÓDULOS ............................................................................................... 7

1.3.2 PROCESOS DE TRABAJO EN PARALELO EN ENTORNOS CONTROLADOS ...................... 7

1.4 BENEFICIOS ECONÓMICOS ........................................................................................... 8

1.4.1 COSTO DE CONSTRUCCIÓN .......................................................................................... 9

1.5 OPERACIONES MEJORADAS Y MÁS EFICIENTE ............................................................ 9

1.5.1 MEJORA DEL RENDIMIENTO DE LAS PLANTAS ............................................................. 9

1.5.2 OPERACIONES Y MANTENIMIENTO ............................................................................ 10

1.6 Plantas en el mundo ................................................................................................... 11

1.6.1 CONDICIONES GENERALES ......................................................................................... 11

2. SISTEMA PRIMARIO ................................................................................................................. 13

1.7 EL REACTOR ................................................................................................................. 14

2.1.1 INTERIOR DEL REACTOR ............................................................................................. 14

2.1.2 LA VASIJA DEL REACTOR ............................................................................................. 14

2.1.3 NÚCLEO DEL REACTOR ............................................................................................... 15

1.8 GENERADOR DE VAPOR ............................................................................................. 17

1.9 PRESIONADOR ............................................................................................................ 18

1.10 BOMBAS DE REFRIGERACIÓN ..................................................................................... 18

1.11 LÍNEAS PRINCIPALES DE REFRIGERANTE .................................................................... 19

1.12 CABEZAL INTEGRADO ................................................................................................. 20

1.13 SISTEMAS DE MANIPULACIÓN Y TRANSPORTE DEL COMBUSTIBLE ......................... 20

2.7.1 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE NUEVO ......................................................... 20

2.7.2 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO ..................................................... 20

1.14 SISTEMAS AUXILIARES DEL RECTOR ........................................................................... 21

2.8.1 SISTEMA DE CONTROL QUÍMICO Y VOLUMÉTRICO (SCQV) ....................................... 21

2.8.2 SISTEMA DE EXTRACCIÓN DEL CALOR RESIDUAL ....................................................... 21

2.8.3 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE LA PISCINA DE COMBUSTIBLE GASTADO .............. 22

1.15 CARACTERÍSTICAS DE OPERACIÓN ............................................................................. 23



3. SISTEMA SECUNDARIO ........................................................................................................ 24

3.1 FLUIDO DE REFRIGERACIÓN ....................................................................................... 25

3.2 GENERADOR DE VAPOR EN CIRCUITO SECUNDARIO ................................................ 25

3.3 SEPARADORES DE HUMEDAD .................................................................................... 26

3.3.1 SEPARADOR DE HUMEDAD PRIMARIO O CENTRÍFUGO ............................................. 26

3.3.2 SEPARADOR DE HUMEDAD SECUNDARIO O SECADOR .............................................. 27

3.4 ACOPLAMIENTO TURBINA-GENERADOR ................................................................... 27

3.4.1 TURBINA ..................................................................................................................... 28

3.4.2 GENERADOR ............................................................................................................... 28

3.5 SISTEMAS DE CONDENSADO Y AGUA DE ALIMENTACIÓN ........................................ 28

3.5.1. FOCO FRÍO O CONDENSADOR ................................................................................... 29

3.5.2 BOMBAS DE CONDENSADO........................................................................................ 29

3.5.3 AGUA DE ALIMENTACIÓN .......................................................................................... 29

3.6 BOMBA DE AGUA Y TANQUE DE ALIMENTACIÓN ..................................................... 30

3.7 DESAIREADOR ............................................................................................................. 30

3.8 BOMBAS DE RECIRCULACIÓN ..................................................................................... 31

3.9 SISTEMAS AUXILIARES. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS ................................ 31

3.9.1 SISTEMAS PARA DESHECHOS LÍQUIDOS..................................................................... 31

3.9.2 SISTEMA DE RESIDUOS RADIACTIVOS GASEOSOS ..................................................... 32

1.9.3 SISTEMA DE MANEJO DE RESIDUOS SÓLIDOS ............................................................ 32

4. SISTEMAS DE SEGURIDAD ................................................................................................... 33

4.1 LA SEGURIDAD EN EL AP1000 .................................................................................... 33

4.2 REQUISITOS DE SEGURIDAD Y FILOSOFÍA DE DISEÑO ............................................... 33

4.1 FUNCIONAMIENTO ESTABLE ......................................................................................... 33

4.2 LÍMITES FÍSICOS DE LA PLANTA ..................................................................................... 34

4.3 SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD PASIVA .............................................. 34

4.4 DIVERSIDAD DENTRO DE LOS SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD ........... 34

4.5 SISTEMAS DE NO SEGURIDAD ....................................................................................... 34

4.6 CONTENCIÓN DE LOS DAÑOS AL NÚCLEO .................................................................... 34

4.3 SISTEMAS DE SEGUIDAD Y CARACTERÍSTICAS (ACTIVOS, PASIVOS E INHERENTES) 35

4.3.1 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA DEL NÚCLEO ................................... 36

4.3.2 INYECCIÓN DE SEGURIDAD Y DESPRESURIZACIÓN .................................................... 36

4.3.3 REFRIGERACIÓN DE CONTENCIÓN PASIVA ................................................................ 37

4.3.4 SALA DE CONTROL PRINCIPAL DE HABITABILIDAD DE EMERGENCIA ........................ 39

4.3.5 AISLAMIENTO DE LA CONTENCIÓN ............................................................................ 39

4.3.6 MITIGACIÓN DE ACCIDENTE A LARGO PLAZO ............................................................ 39



4.4 ACCIDENTE GRAVES (más allá de los accidentes de base de diseño) ....................... 39

4.4.1 RETENCIÓN EN VASOS DE RESTOS DE NÚCLEO FUNDIDO ......................................... 39

5. BIBLIOGRAFÍA Y REFERENCIAS ............................................................................................ 41



1. GENERALIDADES

1.1 INTRODUCCIÓN

La comisión reguladora Nuclear (NRC) de EEUU aprobó en diciembre de 2005 la certificación

del diseño final para el AP1000. Por tanto ya se podría solicitar por parte de constructores

estadunidenses la construcción y la licencia de funcionamiento, que era válida solamente en si

la planta se construía tal y como se había diseñado, así que cada AP1000 debe ser idéntico.

Este diseño se corresponde al primer reactor de Generación III en recibir la aprobación del

diseño final por parte de la NRC. Se trata de un diseño mejorado y evolucionado del AP600,

pero este modelo tiene una mayor potencia ocupando una superficie parecida de terreno.

La planta de energía nuclear AP1000 es un reactor de dos lazos (2 generadores de vapor) de agua a presión (PWR) que utiliza un enfoque simplificado, innovador y eficaz para la seguridad. Tiene una potencia bruta de 3.415 megavatios térmicos (MWt) y una producción eléctrica neta nominal de 1.110 megavatios eléctricos (MWe). El AP1000 es una planta de energía nuclear bastante segura y más económica en comparación con otras plantas disponibles actualmente en el mercado comercial en todo el mundo. El diseño de esta planta ofrece tres ventajas sobre otros diseños.

Una mejora en el sistema de seguridad

Es muy competitiva económicamente

Sus Operaciones están mejoradas y son más eficientes

Entre estos componentes se incluyen los generadores de vapor, la instrumentación digital y los

controles, el combustible, todo ellos están actualmente en uso en todo el mundo y tienen

experiencia probada acerca de su fiabilidad en el funcionamiento.

El diseño también tiene ventajas en cuanto a la construcción, ya que permite ahorrar tiempo y

dinero, debido a que es una construcción acelerada.

También como innovaciones se puede destacar:

Menor utilización Válvulas de seguridad

Menor utilización de Tuberías de seguridad

Menos Cables de control

Menos bombas

Menor Volumen de construcción sísmica



1.2 SIMPLIFICADO DISEÑO DE PLANTAS

La simplificación es un objetivo importante del diseño de la planta AP1000. Las

simplificaciones en los sistemas de seguridad en general, los sistemas normales de

funcionamiento, la sala de control, técnicas de construcción y sistemas de instrumentación y

control proporcionan una planta que es más fácil y menos costoso de construir, operar y

mantener. Simplificaciones en la planta producen un menor número de componentes, cable y

volumen de construcción sísmica, todos los cuales contribuyen a un ahorro considerable en la

inversión de capital y operación más bajos y costos de mantenimiento. Al mismo tiempo, los

márgenes de seguridad de la planta AP1000 se han incrementado dramáticamente en las

plantas actualmente en funcionamiento.

1.2.1 LA TECNOLOGÍA

El PWR AP1000 está compuesto de componentes que incorporan muchas mejoras de diseño

mejoradas durante 50 años de exitosa experiencia en la operación de plantas de energía

nuclear. Los componentes internos del reactor, generador de vapor, diseños de combustible y

presurizador son versiones mejoradas de las que se encuentran en la actualidad operando en

los PWR de Westinghouse diseñados. Las bombas de refrigerante del reactor son enlatados-

motor bombas, del tipo utilizado en muchas otras aplicaciones industriales donde la fiabilidad

y larga vida son requisitos primordiales.

1.2.2 ESTRUCTURA DE LA PLANTA SIMPLIFICADA

La planta AP1000 tiene una planta más pequeña que otras centrales nucleares existentes con

las mismas capacidades de generación. La disposición de la planta proporciona una separación

entre los sistemas de relacionados con la seguridad y el resto para impedir la interacción

adversa entre los equipos de seguridad y los que no están directamente relacionados con la

seguridad.

La Separación entre los distintos equipamientos y sistemas redundantes relacionados con la

seguridad proporciona confianza en que las funciones de diseño de seguridad del

Figura 1. Esquema sistema nuclear de suministro de vapor



reactor AP1000 se pueden llevar a cabo. En general, esta separación se consigue mediante la

partición de una zona con paredes de hormigón.

La planta AP1000 se compone de las siguientes estructuras en los edificios principales, cada

uno con su propia función:

Reactor Nuclear (el único de estructura Categoría Sísmica 1)

Edificio de la turbina

Edificio Anexo

Edificio del Generador Diesel

Edificio de Residuos radiactivos

1.3 CONSTRUCCIÓN

La construcción de esta planta se caracteriza por lo siguiente:

Programa de construcción acortado

Reducción de la mano de obra en la construcción

Aumento de la fabricación de módulos en fabrica y posterior montaje en planta

Mejora de la calidad de las pruebas previas y la inspección de los módulos previos al

ensamblaje

Reducción en la congestión de la planta

Figura 2. Esquema del reactor en AP1000 Westinghouse



1.3.1 DISEÑO POR MÓDULOS La planta AP1000 ha sido diseñada para llevar a cabo las modernas técnicas de construcción

por módulos. Este diseño incorpora paquetes de equipamiento por parte de los proveedores,

así como grandes módulos para la estructura de varias toneladas así como módulos para la

maquinaria especial. La modularización permite y facilita que las tareas de construcción que

tradicionalmente se han realizado en secuencia puedan construirse en paralelo. Los módulos

pre-fabricados se pueden instalar en el lugar en una duración programada de la construcción

de tres años antes de que se produzca la primera introducción de la carga del combustible en

el reactor.

Esta duración ha sido verificada por directivos con experiencia de construcción a través de

programas de 4D (modelos 3D más el tiempo) revisando la secuencia de construcción simulada

por ordenador.

1.3.2 PROCESOS DE TRABAJO EN PARALELO EN ENTORNOS CONTROLADOS

La Modularización de la planta AP1000 permite muchas más actividades simultaneas de

construcción para proceder en paralelo. Esto reduce el tiempo de calendario para la

construcción de la planta, lo que reduce el costo del dinero y los riesgos de exposición

asociados con la financiación de la planta. Por otra parte, la reducida cantidad de trabajo en el

lugar significa que la cantidad de trabajo de campo por parte de expertos, que es más costosa

que la mano de obra de los módulos, se reduce considerablemente.

Para lograr que las interfaces se adecuen con el resto de los sistemas y estructuras de la

planta, las tuberías que están interconectadas entre los distintos módulos, están

Figura 3. Foto de la construcción por módulos del reactor AP1000

Figura 4. Esquema de la evolución de la construcción por módulos



representadas en un modelo de diseño 3D. Esto elimina las preocupaciones de interferencia de

la instrumentación técnica típica a instalar (por ejemplo, tuberías, conductos, canales de

conducción) y de la construcción.

1.4 BENEFICIOS ECONÓMICOS

Los gastos de operación total para un PWR son dominados por los costos de construcción, que

se reducen significativamente para el AP1000. El capital abarca todos los costos relacionados

con la construcción, mano de obra y materiales, en conjunto con el costo de financiamiento

del capital, también incluye los costos para obtener las aprobaciones reguladoras y para el

trabajo específico de la ingeniería de sitio. Este elemento de costo se reduce con el número de

reactores en un programa en serie. Los costos cubren lo siguiente:

Los costos de operación y mantenimiento incluye los costos asociados a la operación general

de la planta (incluyendo costos de personal, materiales y servicios) junto con los costos de

recarga de combustible, paradas para mantenimiento y el manejo y disposición final de los

desechos de bajo y mediano nivel. También cubre los costos de seguros y la conexión a la red.

Los costos de combustible cubren los costos de obtención del uranio y del combustible

(conversión, enriquecimiento y fabricación del combustible). El manejo del combustible

gastado relaciona el almacenamiento del combustible en el sitio del reactor, el transporte al

almacenamiento interino, los costos por almacenamiento interino, acondicionamiento del

combustible para su disposición, además de la disposición final de los desechos de alto nivel

asociados. Los costos de desmantelamiento se proporcionan para cubrir el desmantelamiento

eventual del reactor, incluyendo el cuidado y mantenimiento antes de la etapa final, los costos

de la ingeniería civil y la disposición final de los desechos originados [5]. Con los componentes,

las simplificaciones, los márgenes, y las lecciones aprendidas probados del diseño, se espera

que las plantas AP1000 excedan la disponibilidad del 93% puesto que las plantas actuales en

operación están excediendo este valor.

Dos de los principales costes de la construcción de la planta son el coste de financiación

durante la fase de construcción y la gran cantidad de horas de mano de obra cualidifcada

Grafico 1. Reparto de los costes de un reactor AP1000



necesaria en el lugar de construcción. El uso de módulos en el AP1000 en la fase de

construcción de la planta mitiga ambos costes.

1.4.1 COSTO DE CONSTRUCCIÓN

Desde el principio, el AP1000 PWR fue diseñado para reducir los costos de capital y para que

sea económicamente competitiva con las centrales alimentadas con combustibles fósiles

contemporáneos. Esto requiere costos de construcción más baratos y una mayor confianza en

el programa de construcción.

La planta AP1000 reduce la cantidad de equipos de seguridad de calidad requerido por el uso

de los sistemas de seguridad pasiva. En consecuencia, se requiere menos volumen del edificio

Categoría Sísmica I para albergar el equipo de seguridad (aproximadamente un 45 por ciento

menos que un reactor típico). El Diseño de la construcción modular de la

planta AP1000 reduce aún más el tiempo y los riesgos de la construcción, pasando el trabajo a

las fábricas aportando mayor calidad y mayor control de los costes, así como los costos

laborales que son menores que los que están en el sitio de construcción.

Esto también permite que haya más trabajo para hacer en paralelo. El uso de grúas de carga

pesada permite una construcción con un enfoque desde la parte superior, que es eficaz para

reducir el tiempo de construcción.

Con las nuevas capacidades de modelado por computadora, Westinghouse es capaz de

optimizar y diseñar el plan de construcción de una unidad AP1000 previamente por

simulación. El resultado es una confianza y seguridad muy alta en la planificación de la

construcción.

El diseño simple y licenciado que utiliza componentes probados en una forma innovadora de la

seguridad, hace del AP1000 una central nuclear con un costo de kWh dentro del rango de los

costos actuales. Los cambios representan un aumento moderado en el costo de capital total de

la planta, este pequeño aumento, cuando es dividido por el gran aumento de salida de

energía, da un costo de electricidad más bajo, que se espera que sea en el rango de 3.0 a 3.5

c€/kWh.

1.5 OPERACIONES MEJORADAS Y MÁS EFICIENTE

El reactor de agua a presión AP1000 tiene varias características de diseño que mejoran la seguridad y la producción de los trabajadores, así como factores de disponibilidad y capacidad.

1.5.1 MEJORA DEL RENDIMIENTO DE LAS PLANTAS Ciclo del combustible de 18 meses para la mejora de la disponibilidad y reducir el coste

total de combustible Reducción significativa del mantenimiento, pruebas y requisitos de inspección y

reducción del personal Reducción de la Exposición a la radiación, menos residuos de la planta. 93 por ciento de disponibilidad Sesenta años de vida de diseño



1.5.2 OPERACIONES Y MANTENIMIENTO

Un aspecto importante del diseño PWR AP1000 se centra en la fase de operación de la planta y

su mantenimiento. Las características de seguridad pasiva utilizan un número mucho menor de

válvulas que los que usan los múltiples sistemas de bombas impulsadas, esto hace que haya

menos pruebas del servicio de mantenimiento a realizar. En particular, los sistemas de

seguridad simplificadas reducen los requisitos de vigilancia, lo que simplifica las

especificaciones técnicas y la reducción de la probabilidad de parada forzado. Los

requerimientos de operación y de mantenimiento son más bajos, así que hacen que el número

de personal de mantenimiento sea menor.

La velocidad variable de las bombas de refrigerante del reactor (RCP) simplifican las

operaciones de inicio y cierre de la planta, ya que son capaces, por ejemplo, de la reducción de

velocidad de las RCP durante el enfriamiento de la planta y proporciona la capacidad de variar

la velocidad RCP para una mejor transición del modo de operación del cierre de control. Los

RCP operan a una velocidad constante durante las operaciones de carga, lo que simplifica las

acciones de control durante los cambios de carga.

El diseño digital de I&C reduce significativamente las pruebas de vigilancia requerida y

simplifica la resolución de problemas, la reparación y las pruebas de mantenimiento. La planta

incluye la automatización de algunas operaciones de enfriamiento y la mejora de la circulación

de vapor y el rendimiento de baja presión. El avanzado diseño de la sala de control mejora

significativamente las conexiones entre el operador y las capacidades de operación de la

planta.

En general, la selección de componentes probados y fiables se ha destacado para asegurar un

alto grado de fiabilidad y reducir los requerimientos de mantenimiento. La estandarización de

componentes reduce los inventarios de piezas de repuesto, el mantenimiento, los

requerimientos de formación, y permite que los tiempos de mantenimiento más cortos. Las

pruebas de capacidad se proporcionalmente para los principales componentes críticos que se

incorporan en la planta.

La planta AP1000 también incorpora los principios de reducción de la exposición de la

radiación para evitar que la dosis de los trabajadores sea tan baja como sea razonablemente

posible (ALARA). Duración de la exposición, la distancia, blindaje, y la reducción de fuentes son

criterios fundamentales que se incorporan en el diseño resultando que:

Se minimizan la liberación durante la operación

Se reduce la Exposición a la radiación de trabajadores considerablemente

Se reducen Los volúmenes de residuos radiactivos totales a través de características

seguimiento de carga del boro, intercambio iónico en lugar de la evaporación, la separación

de los residuos en la fuente, la reducción al mínimo de los componentes activos, y se

garantiza la integridad en el envasado de los recipientes recipientes.

Se minimizan Otros residuos (no radiactivo) peligrosos a través de características de

una planta simplificada (por ejemplo, la eliminación de muchas bombas de aceite de

lubricación), una cuidadosa selección de los procesos (por ejemplo, laboratorio y química

turbina-lateral), y la separación de los residuos



La planta AP1000 es diseñado para una variación del rendimiento de hasta 10% de los tubos de

generador de vapor y con una temperatura máxima caliente de 321,1 °C (610 F). La planta está

diseñada para aceptar un aumento o disminución del paso de carga de un 10 % entre la

potencia 25 y 100% sin que entre en funcionamiento el sistema de actuación del reactor de

circulación de vapor, y siempre que no se exceda el nivel de potencia nominal.

Un estudio independiente realizado por el Instituto de Operaciones de Energía Nuclear (INPO)

determinó que un reactor pasivo de agua ligera maduro y avanzado requeriría alrededor de un

tercio menos personal de operación y mantenimiento que las plantas nucleares que hay en

funcionamiento actualmente. Por tanto este reactor AP1000 supone un acercamiento y un

avance en la tecnología hacía la consecución de reactores más avanzados.

1.6 PLANTAS EN EL MUNDO

1.6.1 CONDICIONES GENERALES Hoy en día, Wastinghouse, ha comenzado con sus ocho plantas AP1000 en construcción en

China y Estados Unidos, y es así el nuevo líder en el nuevo mercado de plantas nucleares.

Esta construcción comenzó en 2009 por parte de China, con el Sanmen 1 y Haiyang 1 y

Sanmen 2 posteriormente. En el 2011 EEUU también se declinó por estos reactores

comenzando por los Vogtle y V C Summer. Aunque la construcción de todos estos reactores

aún no ha finalizado, EEUU ya tiene planeado la construcción de otros dos en los próximos

años.

Se espera que la unidad de Sanmen 1 entre en funcionamiento en un periodo de tiempo no

muy largo ya que a pesar de que en un primer momento se había planteado la puesta en

funcionamiento del reactor en 2013, el fallo en el reactor de Fukushima hizo que la NRC

incluirá mayores pruebas del sistema de seguridad. Esto ha hecho que se vaya a alargar el

tiempo para la puesta en marcha de los primeros reactores AP1000.

Figura 5. Reducción de la cantidad de materiales utilizados



Figura 6. Planificación de los reactores AP1000



2. SISTEMA PRIMARIO

El circuito primario del reactor AP1000 es muy similar al circuito primario de las actuales

centrales PWR. Si bien es cierto, que con vistas a mejorar la seguridad y facilitar el

mantenimiento, se incluyen una serie de mejoras. Por ejemplo, la estructura que soporta estos

sistemas primarios reduce las inspecciones durante el servicio y facilita la accesibilidad para el

mantenimiento.

A grandes rasgos se puede decir que el sistema primario consta de dos circuitos de

transferencia de calor, cada uno de ellos compuesto de:

Un generador de vapor

Una rama caliente

Dos ramas frías

Dos bombas de refrigeración, instaladas directamente en el generador de vapor;

eliminando de esta manera la tubería principal entre bombas y generadores de vapor.

En la siguiente figura se muestra el NSSS1 del AP1000 y se señalan los elementos más

representativos del mismo que pasan a ser descritos a continuación.

1 NSSS, Nuclear Steam Supply System: Sistema nuclear de suministro de vapor

GENERADO

R DE

VAPOR I

GENERADOR DE

VAPOR II

VASIJA DEL REACTOR

PRESIONADO

R

BOMBAS DE

REFRIGERACIÓ

N

RAMAS

FRÍAS RAMA

CALIENTE

CABEZAL

INTEGRADO

Figura 7. Esquema sistema nuclear de suministro de vapor



1.7 EL REACTOR

El interior del reactor, la vasija y el núcleo del AP1000 son muy similares a los diseños PWR

convencionales de Westinghouse. Si bien es cierto que se han incorporado ciertas mejoras,

todas ellas basadas en tecnología ya existente, y se ha conseguido optimizar de esta manera

las características de funcionamiento del diseño.

Alguna de las mejoras que incorpora el diseño del núcleo del AP1000 es que el núcleo tiene un

bajo contenido en boro, lo que permite incrementar los márgenes de seguridad en escenarios

de accidentes como en el caso de un transitorio anticipado sin parada de emergencia. También

se han incluido mejoras en los elementos combustibles, que han perfeccionado sus

características de quemado, incluyendo mallas de ZIRLO y toberas superiores extraíbles.

2.1.1 INTERIOR DEL REACTOR Como ya se ha mencionado anteriormente, el interior del reactor junto con las estructuras de

soporte y el revestimiento del núcleo, la bajante y la disposición de la estructura de guiado del

flujo, así como el equipamiento y las estructuras externas al núcleo, guardan muchas

similitudes con las plantas a presión actuales.

Así, el interior del reactor proporciona la protección, el alineamiento y el soporte para el

núcleo, las barras de control y las barras grises necesarias para proporcionar una operación del

reactor segura y fiable. En el interior del reactor pueden distinguirse dos ensamblajes

principales:

Ensamblaje interior inferior

Ensamblaje interiores superiores

2.1.2 LA VASIJA DEL REACTOR La vasija del reactor es el componente que se encuentra a alta presión y que sostiene y

encierra el núcleo del reactor.

Tiene una geometría cilíndrica, con un cabezal inferior y otro superior, ambos semiesféricos y

extraíbles. La vasija del reactor mide aproximadamente 12m de largo, tiene un diámetro

interior en la región del núcleo de casi 4m y está diseñada para soportar 17,1MPa y 343ºC

durante una vida útil de 60 años.

Las superficies que pueden humedecerse, bien durante la operación o bien durante el

repostaje, están cubiertas por un revestimiento de acero inoxidable.

La vasija incorpora una serie de mejoras de seguridad. La primera de ellas consiste en la

imposibilidad de que se produzcan penetraciones en la vasija del reactor por debajo de la

parte superior del núcleo. Este hecho elimina la posibilidad de accidente de pérdida de

refrigerante por fuga desde la vasija del reactor (SBLOCA, Small Break Loss of Coolant

Accident), que podría conllevar un descubrimiento del núcleo. Otra de las mejoras de

seguridad consiste en situar al núcleo en la zona más baja de la vasija. Con ello se consigue por

un lado, minimizar el tiempo de inundación del núcleo tan bajo como es posible dentro de la

vasija para limitar el tiempo de inundación en situaciones de accidente; y por otro lado,

facilitar la retención de los restos del núcleo tras su fusión.



Figura 8. Vasija a presión del reactor AP1000

2.1.3 NÚCLEO DEL REACTOR Las barras de combustible del reactor AP1000 consisten en unos tubos cilíndricos fabricados a

partir de aleación a base de circonio en cuyo interior contienen las pastillas de combustible

UO2.

Cada elemento de combustible (EC) está compuesto por un conjunto de 17x17 varillas, de las

cuales:

264 son barras de combustible

24 son de control

1 es de instrumentación



En cuanto al núcleo del reactor, está compuesto

por 157 elementos combustibles de tres enriquecimientos diferentes, estableciendo de esta

manera una distribución de potencia radial favorable. La siguiente figura muestra el patrón de

carga inicial de combustible del núcleo, modelizado con MCNP2.

Así se distinguen, por un lado dos regiones de enriquecimientos menores que se entremezclan

para formar un patrón de tablero de ajedrez en la porción central del núcleo. Por otro lado, se

encuentra la tercera región, que está dispuesta alrededor de la periferia del núcleo y contiene

los elementos combustibles de mayor enriquecimiento.

La altura total del EC es de 426,7 cm y está compuesto UO2 de 10,476 g/cm³ de densidad de

masa en la carga del núcleo inicial. El núcleo está rodeado por el barril que tiene 10,16 cm de

espesor y un radio interior de 339,725 cm. De esta manera, el agua borada fluye entre la

región de montaje de combustible y el barril del núcleo.

Para controlar adecuadamente la reactividad y la distribución de energía en todo el ciclo de

funcionamiento del reactor, se incluyen una serie de absorbentes:

Absorbentes consumibles de combustible discretos (PYREX). Los tubos guía de cada EC

se reservan para este fin y consisten principalmente en varillas de sílice y óxido de

boro.

Absorbentes consumibles de combustible integrales (IFBA, Integrated Fuel Burnable

Absorbers). Se tratan de unas varillas que tienen una capa de recubrimiento de boro y

se encuentran dentro de cada EC con 5 configuraciones diferentes.

Absorbedor de neutrones soluble. Utilizado para compensar los cambios de

reactividad producidos por el combustible quemado, el envenenamiento por

productos de fisión, el agotamiento del absorbedor consumible y el cambio de

temperatura del moderador frío a operar.

2 MCNP, Monte Carlo N-Particle: Se trata de un código utilizado para el transporte de fotones, neutrones, electrones o el conjunto de los mismos.

Figura 9. Elemento combustible con matriz 17x17

Figura 10. Configuración inicial del núcleo de un reactor AP1000



1.8 GENERADOR DE VAPOR

El generador de vapor AP1000 consiste en una concha vertical y un evaporador tubular en

forma de U que contiene un equipo separador de humedad.

La función principal del generador de vapor es transferir el calor a través de los tubos del

intercambiador en forma de U desde el agua de refrigeración del reactor que tiene una única

fase, hasta la mezcla de vapor bifásica existente en la ebullición en el lado secundario del

generador de vapor. Éste separa el vapor saturado seco de la mezcla de ebullición, y entrega el

vapor a una boquilla que lo suministra a la turbina. El sistema de agua de alimentación repone

el inventario de agua del generador de vapor a través de una boquilla de entrada de agua de

alimentación.

Además de su función básica, el lado secundario del generador de vapor proporciona un

inventario de agua que está disponible para hacer frente a transitorios de alta temperatura.

Figura 11. Generador de vapor del reactor AP1000



En la central AP1000 se emplean dos modelos de generadores de vapor Delta-125. Se tratan

de unos generadores de vapor muy fiables que fundamentan su diseño en generadores de

vapor ya probados a los que se les incluyen una serie de mejoras. Entre las mejoras incluidas,

cabe destacar:

Expansión hidráulica de altura total de los tubos en las placas

Tubos de Aleación 690 de níquel-cromo-hierro en disposición triangular tratados

térmicamente

Placas de soporte de tubos taladradas

Barras antivibración mejoradas

Separadores de humedad renovados entre el primario y el secundario

Diseño innovador del cabezal del canal del circuito primario que permite un fácil

acceso y mantenimiento mediante herramientas robóticas.

Accesibilidad de todos los tubos del generador de vapor

1.9 PRESIONADOR

El presionador del AP1000 tiene un volumen de casi 60 m3. Su gran tamaño, está pensado para

facilitar la operación de la planta durante los transitorios, ya que permite incrementar los

márgenes de operación. Así, se consigue una planta más fiable con menos oscilaciones del

reactor. También elimina la necesidad de válvulas de alivio eléctricas de acción rápida, que

pueden dar lugar a fugas e incrementar el mantenimiento del sistema de refrigeración del

reactor.

1.10 BOMBAS DE REFRIGERACIÓN

Las bombas de refrigeración del AP1000 se basan en las bombas-motor encapsuladas

diseñadas y verificadas para el AP600, predecesor del AP1000, y pensadas para proporcionar

un mayor flujo, altura y una deceleración del flujo más duradera. Tienen una altura de 6,7 m y

un peso de 84 ton.

Se tratan de bombas de motor blindado herméticamente selladas, de alta inercia, gran

fiabilidad y bajo mantenimiento. Se encargan de recircular el refrigerante del reactor por el

núcleo, el lazo de tubos y los generadores de vapor.

Las bombas utilizan un volante para incrementar su inercia de rotación. Este incremento

proporciona una deceleración más lenta del flujo para mejorar los márgenes térmicos del

núcleo tras una pérdida de energía eléctrica.

El tamaño del motor se ha minimizado mediante el uso de un controlador de velocidad

variable. Así, trabajaran a velocidades bajas cuando la planta se encuentre fría minimizando de

esta manera los requerimientos de potencia. La velocidad se va ajustando durante las

operaciones de calentamiento y será constante cuando los interruptores de disparo del reactor

estén cerrados.

Las dos bombas se montan directamente en el cabezal de canal de cada generador de vapor.

Esta configuración trae consigo una serie de ventajas:



Eliminación el cruce de los tubos del lazo de refrigerante

Reducción de la caída de presión del lazo

Simplificación el sistema de cimentación y soporte del generador de vapor, de las

bombas y de las tuberías

Reducción del potencial de descubrimiento del núcleo, por la eliminación de la

necesidad de limpieza del sello del lazo durante un pequeño accidente por pérdida de

refrigerante.

Además de las ventajas enunciadas, cabe mencionar que estas bombas no tienen sello, y por lo

tanto no hay posibilidad de fugas de sellado, lo que mejora significativamente la seguridad y

reduce el mantenimiento.

1.11 LÍNEAS PRINCIPALES DE REFRIGERANTE

Las tuberías del sistema de refrigeración del reactor están configuradas en dos lazos

principales de refrigeración idénticos, que contienen:

Un tubo de rama caliente de 790 mm de diámetro interior para transportar el

refrigerante del reactor al generador de vapor.

Dos toberas de succión de bomba de refrigerante del reactor, que están soldadas

directamente a las toberas de salida de la parte inferior del generador de vapor.

Dos tubos de rama fría de 560 mm de diámetro interior que transportan el refrigerante

del generador de vapor de nuevo a la vasija del reactor, completando el circuito.

Las características de la disposición del lazo de refrigeración proporcionan un diseño

significativamente simplificado y más seguro en comparación con los actuales reactores a

presión. Por ejemplo, las bombas se montan directamente en cada generador de vapor, lo que

permite utilizar una misma estructura, simplificando el sistema de soporte y proporcionando

más espacio para mantenimiento de las bombas y los generadores de vapor. Además, el

soporte vertical que contiene al generador de vapor y a las bombas de refrigeración se trata de

una única columna fijada, que se extiende desde el suelo hasta la parte inferior del cabezal del

generador de vapor. Este cabezal se trata de una sola pieza de forja, que tiene una serie de

ventajas en cuanto a la fabricación, la revisión y la inspección frente a los componentes

multipiezas soldados.

Por otro lado, está la eliminación del cruce de tubos del lazo de refrigerante, característico de

las actuales centrales PWR, que evita el posible descubrimiento del núcleo debido a ventilación

del sello del lazo durante un pequeño accidente de pérdida de refrigerante.

Las dos vías frías de los dos lazos de refrigeración principales son idénticas, exceptuando la

instrumentación y pequeñas conexiones de líneas, e incluyen recodos para proporcionar un

camino de flujo de baja resistencia y flexibilidad lo que permite adaptar la diferencia de

expansión entre las vías frías y calientes.

En la fabricación de las tuberías, éstas se forjan y después se curvan, lo que permite reducir

costes y requerimientos de inspección en servicio.



1.12 CABEZAL INTEGRADO

Se trata de un elemento que integra varios componentes en un ensamblaje con vistas a

simplificar el repostaje del reactor. Los elementos más destacados del cabezal integrado son:

Plataforma de elevación, que eleva conjuntamente tapa de la vasija del reactor y el

cabezal integrado como una unidad.

Estructura de soporte de mecanismo de accionamiento sísmica barra de control

Apoyo para la tubería de ventilación superior del reactor

Cables de alimentación y conductos para la instrumentación en el núcleo

El sistema de refrigeración

Este cabezal integrado proporciona la capacidad de desconectar rápidamente los cables de

alimentación, de indicación de la posición de barras y de instrumentación, y el sistema de

venteo superior del reactor.

Este elemento permite de mover estos componentes como un solo conjunto para permitir su

elevación y eliminación de la parte superior de la vasija del reactor. Además de proporcionar

un soporte para la parte superior del reactor durante el repostaje.

1.13 SISTEMAS DE MANIPULACIÓN Y TRANSPORTE DEL COMBUSTIBLE

El repostaje del reactor se lleva a cabo de la misma manera que en las plantas actuales.

Después de extraer el cabezal de la vasija, la manipulación del combustible se realiza desde

arriba, utilizando la máquina de repostaje que configura el núcleo para el siguiente ciclo.

2.7.1 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE NUEVO El combustible nuevo se almacena en una rejilla de alta densidad, denominada rejilla de

combustible nuevo, que está hecha de un material absorbedor de neutrones, manteniendo de

esta manera el grado requerido de subcriticidad. Esta rejilla dispone de hasta 72 ubicaciones

para almacenar combustible nuevo con el máximo enriquecimiento de diseño. La separación

entre elementos de combustible adyacentes es suficiente como para mantener una matriz en

estado subcrítico, incluso en el caso de que el edificio se inunde con agua sin boro o durante

cualquier evento de base del diseño.

2.7.2 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO El combustible gastado se almacena en las rejillas de combustible gastado, que disponen de

ubicaciones para el almacenado de 884 elementos de combustible y cinco ubicaciones

destinadas a elementos de combustible defectuosos. El diseño de la rejilla es tal que un

elemento de combustible no puede ser insertado en una ubicación distinta a la diseñada para

ese elemento combustible.



1.14 SISTEMAS AUXILIARES DEL RECTOR

2.8.1 SISTEMA DE CONTROL QUÍMICO Y VOLUMÉTRICO (SCQV) El sistema de control químico y volumétrico está compuesto por intercambiadores de calor

regenerativos y de bajada, desmineralizadores y filtros, bombas de ajuste, tanques, y las

válvulas, tuberías e instrumentación asociadas.

Este sistema desempeña las siguientes funciones principales:

Purificación. Mantiene la pureza y el nivel de actividad del refrigerante del reactor

dentro de unos límites aceptables.

Control y ajuste del inventario del sistema de refrigeración del reactor. Controla la

cantidad de refrigerante requerida en el sistema de refrigeración y mantiene el nivel

de agua presurizada programada durante la operación normal de la planta.

Corrección y control químico. Conserva las características químicas del refrigerante

durante los arranques de planta, la disolución para compensar el agotamiento de

combustible y la boración de apagado; y además, proporciona los medios necesarios

para llevar a cabo el control del pH del sistema de refrigeración del reactor.

Control de oxígeno. Se encarga de conservar el nivel apropiado de hidrógeno disuelto

en el refrigerante durante la operación y de alcanzar el nivel de oxígeno apropiado

antes del arranque después de cada apagado.

Control de presión y de llenado del sistema de refrigeración del reactor. El SCQV no

realiza pruebas hidrostáticas del sistema de refrigeración del reactor, pero

proporciona las conexiones necesarias para una bomba de ensayos.

Ajuste de boro en los equipos auxiliares. Proporciona el ajuste a los sistemas que

requieren agua borada.

Rociadores auxiliares del presionador. Favorecen la despresurización del presionador a

través de la aportación de agua mediante unos rociadores.

2.8.2 SISTEMA DE EXTRACCIÓN DEL CALOR RESIDUAL El sistema de extracción del calor residual normal compuesto por dos trenes mecánicos de

equipamiento, compuestos cada uno de ellos por:

Una bomba

Un intercambiador de calor

Los dos trenes de equipamiento comparten una línea de succión desde el sistema de

refrigeración del reactor y un cabezal de descarga.

Este sistema cumple varias funciones, entre las que se pueden destacar:

Extracción de calor en parada. Eliminación del calor residual y sensible del núcleo y del

sistema de refrigeración del reactor durante las operaciones de enfriado y parada de la

planta. Proporciona un enfriamiento de 177 a 48,9ºC en unas 96 horas después de la

parada, manteniendo el refrigerante a esa temperatura o incluso menos durante la

parada de la planta.

Purificación en parada. Se produce durante las operaciones de repostaje y consiste en

suministrar un flujo de purificación al sistema de refrigeración del reactor, a la cavidad

de repostaje un flujo de purificación y al SCQV.



Refrigeración del IRWST3. Porciona refrigeración al IRWST para mantener la

temperatura del agua por debajo de los 100ºC durante la operación del sistema de

extracción de calor residual pasivo; y por debajo de los 48,9ºC durante la operación

normal.

Refrigeración y ajuste del sistema de refrigeración del reactor de baja presión. Ajusta la

presión baja al sistema de refrigeración, proporcionando un margen adicional para la

refrigeración del núcleo.

Protección de sobrepresión en baja temperatura. Actúa durante las operaciones de

repostaje, puesta en marcha y parada, protegiendo al sistema de refrigeración de

sobrepresiones indeseadas.

Ajuste del paso de flujo de inventario de contención post-accidente, a largo plazo. Bajo

la suposición de que se han producido fugas en el edificio de contención, se ajusta el

inventario de la contención mediante una vía de flujo en una situación de post

accidente a largo plazo.

Recuperación post-accidente. Extrae el calor del núcleo y del sistema de refrigeración

del reactor mediante el sistema de refrigeración del núcleo pasivo.

Refrigeración de la piscina de combustible gastado. Se trata de un sistema de respaldo

para refrigerar la piscina de combustible gastado.

2.8.3 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE LA PISCINA DE COMBUSTIBLE GASTADO La función principal del sistema de refrigeración de la piscina de combustible gastado es

extraer el calor residual generado por los elementos de combustible almacenados en la piscina

de combustible gastado. Para ello, se hace pasar el agua que se encuentra a alta temperatura

por un intercambiador de calor; y una vez enfriada, se devuelve a la piscina manteniendo de

esta manera la temperatura del agua dentro de unos límites aceptables.

A parte de mantener una temperatura de agua adecuada en la piscina de combustible gastado,

cuenta con otras funciones secundarias, entre las que destacan: clarificar y purificar el agua de

la piscina de combustible gastado y del canal de transferencia y el agua de repostaje. Las

principales funciones del sistema son:

Purificación y clarificación del agua de la piscina de combustible gastado durante la

operación.

Purificación de la cavidad de repostaje durante operaciones de repostaje.

Transferencias de agua entre el IRWST y la cavidad de repostaje durante las

operaciones de repostaje.

Purificación y refrigeración del IRWST durante la operación normal.

3 IRWST, In-containment Refuelling Water Storage Tank: tanque de almacenamiento de agua de repostaje dentro de contención.



1.15 CARACTERÍSTICAS DE OPERACIÓN

El control de la planta se basa en que “el reactor sigue las cargas de la planta”. Es decir, una

fluctuación de la red puede compensarse mediante las válvulas de control de la turbina;

mientras que un decrecimiento en la presión de la turbina requeriría un incremento en la

potencia del reactor.

El AP1000 está diseñado para soportar una serie de situaciones sin necesidad de que dispare el

reactor o de que entren en acción los sistemas de seguridad pasiva. De esta manera, la lógica y

los puntos de consigna de los sistemas de control del sistema de suministro de vapor del

AP1000 están desarrollados para cumplir una serie de transitorios operacionales, entre los que

se pueden destacar:

Variaciones de carga:

En rampa de ± 5% por minuto entre el 15% y el 100% de potencia

En escalón de ± 10% entre el 15% y el 100% de potencia

Rechazo del 100% de la carga del generador

Carga diaria de nivel de potencia 100-50-100% durante más del 90% del ciclo de vida

del combustible.

Cambios de frecuencia de red equivalentes al 10% de variaciones de potencia pico a

pico a una tasa de 2% por minuto

Escalón de potencia del ±20% en 10 minutos

Pérdida de una bomba de alimentación de agua



3. SISTEMA SECUNDARIO

El diseño y el funcionamiento de los equipos del circuito de refrigeración secundario son

similares a los existentes en las demás centrales de tipo térmico convencional.

En la fisión del combustible se genera una gran cantidad de energía térmica, la cual es extraída

mediante la utilización de un fluido de refrigeración primario, el cual, posteriormente pasará a

formar parte del circuito de refrigeración secundario.

En donde, el vapor producido en los generadores de vapor, gracias a la turbina se transforma

la energía térmica en energía mecánica. La rotación de la turbina acciona directamente el

alternador de la central y produce energía eléctrica.

El circuito de refrigeración secundario incluye todos los sistemas y componentes por los que

circula el refrigerante secundario, constituido principalmente por: una conexión caliente y dos

conexiones frías para la circulación de refrigerante entre el reactor y los generadores de vapor,

las líneas de vapor y válvulas asociadas, un separador de humedad, un sistema turbina

generador, un sistema condensado agua de alimentación, los calentadores, un desaireador,

bombas de circulación y por las tuberías asociadas.

A continuación se muestra un esquema de un reactor AP1000.

Figura 12: Esquema reactor AP1000.

Figura 13: Ampliación detalle Circuito Secundario reactor AP1000.



A continuación se procede a realizar una breve descripción del circuito de refrigeración

secundario y de los elementos constituyentes, y de su función dentro del mismo.

3.1 FLUIDO DE REFRIGERACIÓN

Para que un fluido sea buen refrigerante debe no ser corrosivo para las vainas de los

elementos combustibles ni para otras partes del reactor con las que esté en contacto; tener

gran capacidad calorífica; y, tener una sección de captura neutrónica relativamente baja. Los

materiales más utilizados como refrigerantes son el agua ligera, el agua pesada y el anhídrido

carbónico.

El fluido de refrigeración secundario consiste en una mezcla de agua/vapor no radiactiva, la

cual utiliza la energía térmica generada en el circuito primario para generar vapor en el lado

del circuito secundario de la carcasa del intercambiador de calor.

Dicho vapor será sometido a un proceso de expansión posterior en una turbina, cuyo eje

estará unido a un alternador eléctrico. Mediante este proceso, en la turbina se produce la

conversión de la energía térmica en energía mecánica, la cual moverá el generador eléctrico,

generando finalmente energía eléctrica que será vertida a la red eléctrica.

A diferencia de lo que sucede en el circuito primario, el agua del circuito secundario no está

nunca en contacto directo con los elementos combustibles.

3.2 GENERADOR DE VAPOR EN CIRCUITO SECUNDARIO

El generador de vapor es el componente principal del sistema secundario, en él se absorbe el

calor proveniente del fluido refrigerante primario, el cual es empleado para llevar a ebullición

el agua, y producir el vapor que moverá los álabes de la turbina de vapor.

El generador de vapor del reactor AP1000, como se ha comentado en la descripción en el

apartado del circuito primario, consiste en una serie de tubos que tienen un diseño vertical en

forma de "U" invertida con una separación triangular entre los centros de los tubos llamado

Delta 125.

El agua de alimentación del circuito primario es introducida por una bomba de alimentación al

circuito secundario a través de una boquilla conectada a una línea hidráulica de fluido, ubicada

por debajo del conjunto de tubos de transferencia de calor.

Posteriormente, el fluido pasa a una sección cilíndrica conectada a una serie de tubos, los

cuales permiten el acceso del refrigerante primario a cada uno de los tubos de intercambio de

calor, cuya forma es de U invertida. Es en esta zona donde se produce la transferencia de calor

del refrigerante primario hacia el lado del circuito de refrigeración secundario, convirtiéndose

en vapor saturado, mediante la actividad del generador de vapor.

El refrigerante primario retorna posteriormente hacia el sistema primario a través de dos

boquillas de salida de líquido frío. Mientras que el fluido secundario pasará a un anillo de

alimentación y luego a una zona entre la carcasa y la cobertura o envoltorio del generador, a

través del cual desciende a la sección inferior, desde la cual se inyecta, dirigiéndose hacia el



centro del paquete de tubos, en donde se produce un cambio de estado al aumentar la

temperatura, generándose vapor en la zona de la carcasa.

La mezcla de vapor/agua fluye hacia la parte superior del generador, pasando a través del

conjunto de tubos.

3.3 SEPARADORES DE HUMEDAD

Los separadores de humedad son trampas que sirven para eliminar el agua saturada que

acompaña al vapor que se introducirá en la turbina. Son empleados para el cercionamiento de

la eliminación completa de cualquier posible humedad que contenga el vapor, ya que

cualquier pequeña gotita de agua que pudiera llegar a la turbina agujerearía los álabes de la

misma disminuyendo su rendimiento.

Debido a esta labor tan delicada, existen dos tipos de separadores de humedad ubicados de

forma correlativa en el sistema:

3.3.1 SEPARADOR DE HUMEDAD PRIMARIO O CENTRÍFUGO Los separadores de humedad primarios o centrífugos son utilizados para eliminar la humedad

de las líneas de vapor o aire comprimido. En ellos se le extrae el vapor el agua remanente de

tal forma que éste sea vapor seco, con el objetivo disminuir su porcentaje de humedad.

El vapor o el aire comprimido pasa por el separador y como resultado de las fuerzas

centrífugas, el impacto y los efectos de turbulencia, se logra separar las partículas más pesadas

como gotas de agua o de aceite, la humedad en suspensión y la suciedad.

El agua saturada extraída del vapor en el separador centrífugo es reutilizada, se mezcla con

agua de alimentación, justo después de pasar por la zona de alimentación, recirculando a

través del generador de vapor.

Figura 14. Ejemplo de un separador

centrifugo



3.3.2 SEPARADOR DE HUMEDAD SECUNDARIO O SECADOR Una vez pasado el vapor por el separador de humedad primario, para asegurarnos de la

eliminación completa de la humedad, se le hace pasar por un separador de humedad

secundario o secador, donde se aumenta su título hasta un porcentaje de diseño igual a 99.75

%, para finalmente salir a través de una boquilla superior.

Son dispositivos que eliminan el exceso de gotas de agua, dejando el vapor libre de estas antes

de ser mandado a la turbina.

3.4 ACOPLAMIENTO TURBINA-GENERADOR

A continuación, el vapor es dirigido a través de líneas de vapor hasta el conjunto turbina-

generador donde es expandido, generando electricidad mediante el generador eléctrico.

El agua de alimentación del sistema secundario de refrigeración ingresa al generador de vapor

a través de una boquilla ubicada sobre la parte más elevada del conjunto de tubos en forma de

U invertida.

La turbina-generador y las tuberías asociadas, las válvulas y los controles se encuentran

completamente fuera del interior de la turbina. No existen sistemas o componentes

relacionados con la seguridad situados en el interior de la turbina. La probabilidad de que se

dé la condición de destrucción por sobrevelocidad y generación de misiles, asumiendo la

frecuencia de inspección recomendada, es inferior a 1'105 por año.

La orientación de la turbina minimiza el potencial de interacción entre los misiles de la turbina

y las estructuras y componentes relacionados con la seguridad. Los componentes de la turbina

y la instrumentación asociada con la protección de sobrevelocidad, son accesibles en

condiciones de funcionamiento.

Otros componentes del sistema relacionados con la turbina-generador, incluyen un completo

sistema de lubricación por aceite de los cojinetes, un sistema digital de control

electrohidráulico (DEH) con la instrumentación de control, un sistema de sellado de la turbina

de vapor, dispositivos de protección en caso de sobrevelocidad, engranaje giratorios, un

sistema de generación de hidrógeno y aceite de foca, un sistema de generación de CO2, un

refrigerador del inductor, una sección de rectificación, un inductor, y un regulador de tensión.

Existe una conducción directa (by-pass) que conduce el agua desde la entrada a la turbina de

alta presión y hasta el condensador. Permite, cuando se desconecta el turbogrupo de la red

eléctrica exterior, conducir el vapor para su condensación, en tanto se reduce la producción de

calor en el reactor.



3.4.1 TURBINA Se trata de un sistema de conversión de energía, diseñado para transformar la energía térmica

del vapor fluyente, en trabajo mecánico de rotación de los álabes de la misma, cuyo eje está

conectado al generador eléctrico y le hace girar, proporcionando energía eléctrica.

La turbina AP1000 está dividida en dos partes fundamentales: de alta y de baja presión. Consta

de un cilindro a alta presión de doble flujo y tres cilindros a baja presión de doble flujo que

conducen los gases a un condensador individual. El condensador es del tipo tándem

compuesto, de seis flujos, de 1.800 rpm (1.500 rpm para aplicaciones a 50 HZ).

El diseño mecánico de la turbina y los brazos adjuntos al rotor utilizan un optimizado contorno

para reducir de manera significativa las tensiones del funcionamiento.

El flujo de vapor a la turbina de alta presión está controlado por dos distribuidores de vapor

montados en el suelo. Cada uno contiene dos válvulas de cierre, y dos válvulas de regulación

de carga.

3.4.2 GENERADOR Es una máquina eléctrica rotativa destinada a convertir la energía mecánica producida en la

turbina en energía eléctrica. Una parte de la energía eléctrica generada será empleada para

auto-abastecimiento de la central, y la sobrante será vertida a la red eléctrica, para satisfacer

la demanda de los usuarios.

De este modo, la energía contenida en el vapor de agua se transforma en energía mecánica

mediante la rotación de los álabes, que impulsan el generador al que se encuentra acoplado.

Esta transformación se logra gracias a la interacción de los dos elementos principales que lo

componen: la parte móvil llamada rotor, y la parte estática que se denomina estátor.

El generador de la turbina está diseñada para operación de carga base, pero también tiene

mayor capacidad de carga, y generalmente es de tipo impulsión directa.

El generador de impulsión directa está refrigerado por gas y agua, y varia de una potencia de

1.250 MVA a 24 kV, con un factor de potencia de 0,9.

3.5 SISTEMAS DE CONDENSADO Y AGUA DE ALIMENTACIÓN

El sistema de condensador y agua de alimentación suministra el vapor a los generadores. En

esta fase se incorporan varios procesos de precalentamiento para optimizar el rendimiento

termodinámico. El agua de alimentación es calentada en un ciclo cerrado de vapor de agua,

utilizando un sistema de calentamiento regenerativo.

El condensador y sistema de agua de alimentación está compuesto por el sistema de

condensado, el sistema principal y de arranque del agua de alimentación, y partes del sistema

de generación de vapor. El sistema de condensado acumula vapor condensado procedente del

condensador y lo bombea hacia el desaireador. El sistema de agua de alimentación aspira del

desaireador y bombea el agua de alimentación hacia el sistema generador de vapor utilizando

las bombas principales de alta presión. El sistema generador de vapor contiene las tuberías

relacionadas con la seguridad, y las válvulas que ofrecen agua de alimentación a los

generadores de vapor. Los sistemas de condensado y de agua de alimentación están situados

dentro de la estructura de la turbina y el sistema de generación de vapor se encuentra en el

edificio auxiliar y de contención.



3.5.1. FOCO FRÍO O CONDENSADOR Una vez el vapor de agua ha pasado por la turbina, el vapor producido en los generadores se

envía al foco frío o condensador de vapor, el cual es un intercambiador de calor cuya función

es de actuar como foco frío o sumidero de calor. Se trata de un dispositivo diseñado para

transferir de manera eficiente el calor de un fluido a otro. Ambos fluidos se encuentran

separados por un medio físico.

Mediante el uso de condensadores se pretende que el vapor de agua que recorre su interior

cambie de fase gaseosa a fase líquida a través el intercambio o cesión de calor con otro medio.

Es decir, su objetivo es enfriar el vapor a la salida de la turbina de vapor y condensarlo

mediante la utilización de un refrigerante terciario, el agua de mar o de un río próximo a la

central o mediante torres de enfriamiento, para devolverlo al estado líquido.

El agua líquida que sale del condensador retornará, mediante el uso combinado de las bombas

de condensado y de agua de alimentación, al generador de vapor para reiniciar el proceso.

El calor residual en el secundario se refrigera en las torres de refrigeración, que no chimeneas,

donde el agua cae en forma de ducha y se evapora, transfiriendo el calor latente de

vaporización al agua y por tanto refrigerando el agua restante.

El condensador y los sistemas de circulación de agua se han optimizado con respecto a los

reactores AP600. El condensador es una unidad de 3 armazones, con una turbina a baja

presión de doble flujo en la parte superior de cada armazón.

3.5.2 BOMBAS DE CONDENSADO El vapor es condensado en los intercambiadores de calor y el condensado que es más pesado

fluye de regreso al reactor para completar el ciclo de enfriamiento por acción de las bombas

de condensado. Gracias a estas bombas, el refrigerante del reactor es reciclado a través de

este proceso de flujo para proporcionar una refrigeración continua y un reabastecimiento de

agua para el núcleo del reactor.

3.5.3 AGUA DE ALIMENTACIÓN El sistema principal de agua de alimentación incluye 3 motores, de una sola velocidad

impulsados por el agua de alimentación bombeada, que funcionan en paralelo y aspiran el

agua de alimentación asociado de las bombas de refuerzo. La descarga de agua de

alimentación procedente de las bombas principales, se suministra al calentador de agua de

alimentación a alta presión y luego al sistema generador de vapor.

El ciclo del agua de alimentación consta de seis etapas de calentamiento con tres cadenas en

paralelo para optimizar el rendimiento termodinámico. Etapas 1 y 2, los calentadores de agua

de alimentación a baja presión ubicados en el cuello del condensador. Etapas 3 y 4,

calentadores de baja presión, desaireador. Las dos últimas etapas, calentadores de alta presión

situados en la estructura de la turbina. El pozo caliente del condensador y la capacidad de

almacenamiento del desaireador permiten cierto margen en el diseño. Este margen, junto con

tres bombas de condensado, proporcionan una mayor flexibilidad y la capacidad para que un

operador pueda controlar el agua de alimentación y los transitorios de condensado.

El sistema de abastecimiento de vapor del reactor se encuentra ubicado dentro del

contenedor del reactor, en un edificio de características antisísmicas.



3.6 BOMBA DE AGUA Y TANQUE DE ALIMENTACIÓN

El vapor que sale de la turbina pasa por un condensador donde sufre un cambio de fase de

vapor a líquido y el agua que sale del condensador atraviesa una serie de filtros para después

ser nuevamente inyectada a la vasija del reactor por la acción de una bomba de alimentación,

comenzando nuevamente el ciclo.

Si la cantidad de agua no fuera suficiente, a causa de las posibles pérdidas, la bomba de agua

de alimentación captará agua del tanque de alimentación para lograr un flujo de refrigeración

adecuado para el núcleo del reactor.

El tanque de agua de alimentación es empleado para almacenar agua de refrigeración

procedente del mar o rió próximo a la central. Cuya función es la disponibilidad del sistema.

3.7 DESAIREADOR

Tiene como principal objetivo la retirada de los gases presentes en el refrigerante. Es

aconsejable extraer el aire debido a que su presencia durante el tratamiento actuaría como

una resistencia térmica adicional, absorbiendo una fracción de calor, disminuyendo de esta

forma la eficacia del intercambio térmico.

Por otra parte, la presencia de aire en la mezcla favorece la aparición de procesos oxidativos

los cuales dañarían seriamente los circuitos.

El sistema de extracción de aire está formado por un depósito bajo vacío para retirar el aire y

los compuestos volátiles por aspiración. El vacío se genera con una bomba de anillo líquido y

se controla utilizando una sonda de presión.

El depósito desaireador cuenta con una válvula de entrada para el refrigerante y para la salida

de los gases, un sensor de nivel mínimo y otro de nivel proporcional mediante presión

diferencial. En la parte superior del depósito desaireador se sitúa un condensador, formado

por un intercambiador de calor refrigerado con agua.

El tanque desaireador también realiza la función de regulación, mantiene una cantidad mínima

de refrigerante y regular así la entrada en la sección de refrigeración.

La salida del depósito está dotada de una bomba para impulsar el refrigerante, un manómetro,

un termómetro, una válvula de seguridad para evitar la sobrepresión en la línea y se emplea un

caudalímetro para regular el flujo.



3.8 BOMBAS DE RECIRCULACIÓN

El sistema de recirculación lo conforman dos circuitos de bombas de recirculación exteriores a

la vasija del reactor.

Son un tipo de bombas centrífugas verticales de velocidad constante que forman parte del

sistema de recirculación del agua, conduciendo el caudal de agua hacia las bombas de chorro

interiores a la vasija.

Mediante este sistema de recirculación, el agua líquida retorna al generador de vapor para

reiniciar el ciclo, mediante la acción de las bombas de circulación. Las cuales están movidas

mediante pequeñas turbinas de vapor, dependientes de las mismas.

La potencia del reactor puede variarse en un intervalo de potencia de hasta un 40%

aproximadamente, variando con ello el caudal de recirculación del reactor, y por tanto el

caudal del núcleo.

Un cambio en el caudal altera el contenido de huecos en el núcleo y por tanto varía la potencia

(un cambio en la proporción de huecos implica una variación de volumen en el moderador).

3.9 SISTEMAS AUXILIARES. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS

Los sistemas de gestión de residuos radiactivos incluyen sistemas, referentes a residuos

líquidos, gases y sólidos, que puede contener material radiactivo.

3.9.1 SISTEMAS PARA DESHECHOS LÍQUIDOS

Sistema de procesamiento de purga del generador de vapor

El sistema de drenaje de residuos radiactivos

El sistema de residuos radiactivos líquidos

Los sistemas de tratamiento de residuos están estrechamente relacionados con el sistema

químico y de control de volumen (CVS).

La purga, mantiene la generación de vapor del ciclo secundario, normalmente se recicla en el

condensador a través de un sistema electrónico de intercambio de iones para procesar y

descargar todos los desechos desde el sistema de refrigeración del reactor, pero en caso de

alta radiación, se dirige al sistema de residuos radiactivos líquidos (WLS). Permitiendo una gran

simplificación en el sistema de purga sin un aumento en la cantidad de equipo WLS.

Para mejorar el rendimiento de intercambio iónico, el WLS está dividido en dos trenes de

reprocesamiento para separar el refrigerante con boro del reactor de los residuos líquidos

mixtos.

No se requieren evaporadores gracias a los niveles conservadores de defecto de combustible y

el rendimiento de intercambio iónico.

El sistema de tratamiento de residuos líquidos (SRTL) se utiliza para recoger, separar y, si es

necesario, procesar los efluentes líquidos de la planta para su reciclado, descarga, o

encapsulación final. La resina gastada de los desmineralizadores del sistema primario se trata a

través de un subsistema.



3.9.2 SISTEMA DE RESIDUOS RADIACTIVOS GASEOSOS El sistema de tratamiento de residuos gaseosos elimina los gases de fisión de los fluidos

contaminados confinándolos indefinidamente; así se elimina la necesidad de descarga de

gases radiactivos que no sean los de la purga de la contención. Puesto que el sistema reduce la

concentración de los gases de fisión en el agua de refrigeraron del reactor a un nivel bajo,

también se reduce el escape de gases radiactivos durante las operaciones de mantenimiento o

a través de fugas imprevistas del equipo.

Es recirculativo y se realiza a temperatura controlada. Consiste en una olla de drenaje, un

enfriador de gas, un separador de humedad, un lecho de protección, dos lechos de retardo

para el carbón vegetal activado, un subsistema de analizador de oxígeno, un subsistema de

muestreo de gases y un desgasificador de residuos radiactivos líquidos, que extrae los gases

radiactivos de la fisión, tanto el hidrógeno y nitrógeno.

1.9.3 SISTEMA DE MANEJO DE RESIDUOS SÓLIDOS Diseñado para recoger y acumular iones gastados mediante resinas y medios de filtración de

lecho profundo, cartuchos de filtro gastados, los desechos activos secos y los residuos

mezclados generados como resultado de la operación normal de la planta. El sistema se

encuentra en los edificios auxiliares y de residuos radiactivos, donde se realiza el procesado y

envasado de los residuos, que posteriormente se almacenan en anexos, auxiliares y edificios

para residuos radiactivos hasta que se envían fuera de la central a una instalación de

eliminación autorizada.

NO SE SI ES MEJOR ESTA IMAGEN O LAS IMÁGENES 12 Y 13, NO

TENGO REFERENCIA

Figura 15



4. SISTEMAS DE SEGURIDAD

4.1 LA SEGURIDAD EN EL AP1000

El AP1000 ha sido diseñado para alcanzar altos registros en seguridad y funcionamiento. Está

conservadoramente basado en tecnología PWR probada, pero con énfasis en las características

de seguridad que recaen en fuerzas naturales. Los sistemas de seguridad emplean fuerzas

motrices naturales como gas presurizado, flujo por gravedad, flujo por circulación natural, y

convección. Dichos sistemas no utilizan componentes activos (como bombas, ventiladores o

generadores diésel) y están diseñados para funcionar sin sistemas de apoyo (como corriente

AC, agua de refrigeración de componentes, agua de servicio o climatización). El número y

complejidad de acciones de operación requeridas para controlar los sistemas de seguridad han

sido minimizadas; la meta es eliminar las acciones de operación en vez de automatizarlas.

El AP1000 está diseñado para cumplir los criterios deterministas de seguridad y los criterios

probabilísticos de riesgos del US NRC con amplios márgenes. El análisis de seguridad ha sido

completado y documentado en el Documento de Control de Diseño (DCD) y en Análisis

Probabilístico de Riesgos (PRA). El extenso programa de ensayos del AP600, que es aplicable al

AP1000, verifica que las innovadoras características de la planta se comportarán tal y como

han sido diseñadas y analizadas. Los resultados del PRA muestran una muy baja frecuencia de

daños en el núcleo, que cumple los objetivos establecidos para diseños de reactores

avanzados, y una baja frecuencia de fuga, debido a mejores de aislamiento y refrigeración de

la estructura de contención.

4.2 REQUISITOS DE SEGURIDAD Y FILOSOFÍA DE DISEÑO

El diseño AP1000 ofrece múltiples niveles de defensa para la reducción de accidentes,

conocida como “defensa en profundidad”, debido a dichos niveles de defensa las

probabilidades de daño al núcleo serán extremadamente bajos y se reducirán al mínimo los

casos de inundación de contención, la presurización, y de calentamiento. La defensa en

profundidad es parte integral del diseño del reactor AP1000, con una multitud de

características de planta individual capaces de proporcionar un cierto grado de defensa de la

seguridad de la planta. Seis aspectos importantes del diseño del reactor contribuyen a la

defensa en profundidad sea llevada de manera apropiada:

4.1 FUNCIONAMIENTO ESTABLE En funcionamiento normal, el nivel más fundamental de defensa en profundidad asegura que

la planta pueda ser operada de forma estable y fiable. Esto se logra mediante:

La selección de materiales

La garantía de calidad durante los procesos de diseño y construcción,

Los operadores bien entrenados y una cualificación adecuada

Un avanzado sistema de control

Un diseño de planta que proporcione un margen sustancial para el funcionamiento de

la planta antes de acercarse a los límites de seguridad



4.2 LÍMITES FÍSICOS DE LA PLANTA Uno de los aspectos más reconocibles de defensa en profundidad es la protección de la

seguridad pública a través de los límites de la planta física. Las emisiones de radiación son

directamente impedidas por el revestimiento del combustible, el límite de presión del reactor,

y la barrera contención de presión.

4.3 SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD PASIVA Los sistemas y equipos pasivos relacionados con la seguridad del reactor AP1000 son

suficientes para establecer automáticamente y mantener la refrigeración del núcleo y la

integridad de la contención para un período indefinido de tiempo siguiendo las bases del

diseño, asumiendo el fallo más limitante, sin actividad de los operadores y sin fuentes de

alimentación de CA en el sitio y fuera del sitio.

4.4 DIVERSIDAD DENTRO DE LOS SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD Un nivel adicional de defensa se proporciona a través de las diversas funciones de mitigación

dentro de los sistemas de seguridad pasiva. Esta diversidad existe, por ejemplo, en la función

de eliminación de calor residual. El PRHR HX es un elemento de seguridad pasivo que se

encarga de eliminar el calor de desintegración durante un transitorio. En caso de múltiples

fallos en el PRHR HX, la defensa en profundidad es proporcionada por los sistemas de

inyección de seguridad pasiva y de funciones de despresurización automática (alimentación

pasiva y purga) del sistema de refrigeración del núcleo pasivo.

4.5 SISTEMAS DE NO SEGURIDAD El siguiente nivel de defensa en profundidad dispone de determinados sistemas de no

seguridad para reducir el potencial de eventos que pueden conducir a daños en el núcleo. Para

los eventos más probables, estos sistemas altamente fiables de no seguridad se accionan

automáticamente para proporcionar un primer nivel de defensa para reducir la probabilidad

de una actuación innecesaria y el funcionamiento de los sistemas relacionados con la

seguridad.

4.6 CONTENCIÓN DE LOS DAÑOS AL NÚCLEO El diseño AP1000 ofrece a los operadores la capacidad de drenar el agua del IRWST en la

cavidad del reactor en el caso de que el núcleo quede al descubierto y se esté derritiendo. Esto

evita el fallo de la vasija del reactor y el posterior traslado de los restos del núcleo fundido en

la contención. La retención de los residuos en la vasija reduce significativamente la

incertidumbre en la evaluación de fallo de la contención y la liberación radiactiva al medio

ambiente.

Las características de defensa en profundidad del AP1000 mejoran la seguridad de tal manera

que no hay liberación grave de productos de fisión que se prevén que se produzcan a partir de

una contención inicialmente intacta durante más de 100 horas después de la aparición de

daños en el núcleo, suponiendo que no hay acciones de repetición. Esta cantidad de tiempo

prevé el desarrollo de las acciones de gestión de accidentes para mitigar el accidente y evitar el

fallo de la contención La frecuencia de la liberación severa como se predijo por PRA es 1.95 x

10-8 por año reactor, que es mucho menor que para las plantas convencionales.



4.3 SISTEMAS DE SEGUIDAD Y CARACTERÍSTICAS (ACTIVOS, PASIVOS E

INHERENTES)

El AP1000 utiliza sistemas de seguridad pasiva para mejorar la seguridad de la planta y para

satisfacer los criterios de seguridad de las autoridades reguladoras. El uso de los sistemas de

seguridad pasiva proporciona mejoras significativas sobre diseños de plantas convencionales a

través de mejoras reseñables y cuantificables, como por ejemplo, la simplificación de la planta,

la seguridad, la fiabilidad y la protección de la inversión. Los sistemas de seguridad pasiva no

requieren de acciones del operador para mitigar los accidentes de base de diseño. Estos

sistemas utilizan sólo fuerzas naturales tales como la gravedad, la circulación natural, y el gas

comprimido para hacer el trabajo de los sistemas. No se usan bombas, ventiladores, motores

diesel, enfriadores, u otro tipo de maquinaria activa. Unas válvulas simples se alinean y

automáticamente accionan los sistemas de seguridad pasiva. Para proporcionar una alta

fiabilidad, estas válvulas están diseñadas para ser accionadas a sus posiciones de salvaguardia

en caso de pérdida de poder o al recibir una señal de actuación. Cuentan con el apoyo de

múltiples y confiables fuentes de energía, para evitar actuaciones innecesarias.

Los sistemas de seguridad pasiva no requieren la gran red de los sistemas de apoyo de

seguridad activa (alimentación de corriente alterna, sistemas de climatización, agua de

refrigeración, y los edificios sísmicos asociados para albergar estos componentes) que se

necesitan en las típicas plantas nucleares. Como resultado, los sistemas de apoyo ya no

pertenecen a la clase de seguridad, y se simplifican o se eliminan. En la siguiente imagen se

puede apreciar cómo se ha disminuido notoriamente el volumen de la instalación.

Los sistemas de seguridad pasivos del reactor AP1000 incluyen:

El sistema de refrigeración del núcleo pasivo (PXS)

El sistema de refrigeración de contención pasiva (PCS)

Figura 16. La simplificación de los sistemas de seguridad reduce drásticamente los volúmenes de construcción



La sala de control principal del sistema de habitabilidad de emergencia (VES)

Aislamiento de la contención

Estos sistemas de seguridad pasiva proporcionan una importante mejora en la seguridad de la

planta y una protección a la inversión en comparación con las plantas convencionales.

Establecen y mantienen la refrigeración del núcleo y la integridad de la contención de forma

indefinida, sin necesidad de operadores y ni de requerimientos de corriente alterna. Los

sistemas pasivos están diseñados para satisfacer los criterios de fallo único, y el análisis

probabilístico de riesgo (PRA) se utilizan para verificar su fiabilidad.

Los sistemas de seguridad pasiva del AP1000 son significativamente más simple que los

sistemas de seguridad PWR típico ya que contienen significativamente menos componentes,

reduciendo la pruebas necesarias, inspecciones y mantenimiento. Estos no requieren sistemas

de asistencia activos, y su disposición se controla fácilmente.

4.3.1 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA DEL NÚCLEO El sistema de refrigeración del núcleo pasivo (PXS) (Imagen 2) protege la planta contra las

fugas el sistema de refrigerante del reactor (RCS) y rupturas de diversos tamaños y

ubicaciones. El PXS proporciona funciones de seguridad para la eliminación de calor residual

del núcleo, inyección de seguridad y despresurización. Los análisis de seguridad (utilizando los

códigos aprobados por la NRC de EE.UU.) demuestran la eficacia de los PXS en la protección

del núcleo después de varios fenómenos de rotura RCS, incluso para rupturas tan graves como

las líneas de inyección de los vasos de 8 pulgadas (200 mm). El PXS ofrece aproximadamente

un margen para el pico máximo de 76 ° F (42,2 ° C), que es el límite de temperatura para la

ruptura de los dos extremos de una tubería principal de refrigeración del reactor.

4.3.2 INYECCIÓN DE SEGURIDAD Y DESPRESURIZACIÓN El PXS utiliza tres fuentes pasivas de agua para mantener la refrigeración del núcleo a través de

la inyección de seguridad. Estas fuentes incluyen la inyección de los tanques de relleno del

núcleo (CMT), los acumuladores y el IRWST. Estas fuentes de inyección están directamente

conectadas a dos boquillas en la vasija del reactor de modo que no haya posibilidad de que el

flujo de inyección pueda ser derramado en los casos de rotura de tuberías de refrigeración del

reactor principal.

El agua de inyección a largo plazo es suministrado por gravedad desde el IRWST, que se

encuentra en el confinamiento justo encima de los lazos de RCS. Normalmente, el IRWST está

aislado de la RCS por válvulas squib. El tanque está diseñado para la presión atmosférica, y por

lo tanto, la RCS debe ser despresurizada antes de que ocurra la inyección.

La despresurización de la RCS se controla automáticamente para reducir la presión a

aproximadamente 12 psig (0,18 MPa), que permite la inyección del IRWST. El PXS proporciona

para la despresurización el uso de las cuatro etapas de la ADS, para permitir una reducción

relativamente lenta y controlada la presión de la RCS.

El PXS incluye un intercambiador con una capacidad del 100% para la eliminación de calor

residual pasivo (PRHR HX). El PRHR HX está conectado a través de líneas de entrada y salida al

lazo 1 del RCS. El PRHR HX protege a la planta contra transitorios que afectan al vapor del

agua de alimentación del generador y los sistemas de vapor. El PRHR HX satisface los criterios

de seguridad para la pérdida de agua de alimentación, la ruptura las líneas de alimentación de

agua, y las rupturas de las líneas de vapor.



El IRWST ofrece el sumidero de calor para el PRHR HX. El volumen de agua del IRWST es

suficiente para absorber el calor de desintegración durante más de 1 hora antes de que el agua

comienza a hervir. Una vez que empiece a hervir, el vapor pasa a la contención. Este vapor se

condensa en la vasija de contención de acero y, después de la recogida, es drenado por

gravedad de nuevo al IRWST. El PRHR HX y el sistema de refrigeración de contención pasiva

proporcionan una capacidad de eliminación de calor de desintegración indefinida sin una

acción requerida del operador.

4.3.3 REFRIGERACIÓN DE CONTENCIÓN PASIVA El sistema de refrigeración de contención pasiva (PCS) (Imagen 3) proporciona el sumidero

final de calor relacionado con la seguridad de la planta. Como se ha demostrado por análisis

realizados por ordenador y por extensos programas de prueba, el PCS enfría eficazmente la

contención después de un accidente tal que la presión se reduce rápidamente y no se supera

la presión de diseño.

Figura 17. Sistema de refrigeración del núcleo pasivo del AP1000



La vasija de contención de acero proporciona la superficie de transferencia de calor que

elimina el calor desde interior de la contención y la rechaza a la atmósfera. El calor se elimina

de la vasija de contención por el flujo de circulación natural continua de aire. Durante un

accidente, el enfriamiento del aire se completa por la evaporación del agua. El agua se drena

por gravedad desde un depósito situado en la parte superior del edificio de protección de

contención.

Los cálculos han mostrado que el AP1000 tiene una frecuencia de apertura grande reducido

significativamente después de un escenario de accidente grave de daño al núcleo. Con sólo el

enfriamiento normal por aire PCS, la contención se mantiene muy por debajo de la presión de

fallo prevista durante al menos 24 horas. Otros factores incluyen aislamiento de la contención

mejorada y la reducción potencial de LOCAs fuera de la contención. Esta mejorada actuación

de contención apoya la base técnica para la simplificación de la planificación de emergencia

fuera del lugar de operación.

Figura 18. Sistema de refrigeración de contención pasiva del AP1000



4.3.4 SALA DE CONTROL PRINCIPAL DE HABITABILIDAD DE EMERGENCIA La sala de principal control del sistema habitabilidad de emergencia (VES) proporciona aire

fresco, enfriamiento, y presurización a la sala de control principal (MCR) después de un

accidente en una planta. El funcionamiento de la VES se inicia automáticamente tras la

recepción de una señal de alta de radiación MCR, que aísla la trayectoria de ventilación de la

sala de control e inicia la presurización. Tras la actuación del sistema, todas las funciones son

completamente pasivas. El suministro de aire VES está contenida en un conjunto de tanques

de almacenamiento de aire comprimido. El VES también mantiene el MCR a una presión

ligeramente positiva, para minimizar la infiltración de contaminantes al aire de las áreas

circundantes.

4.3.5 AISLAMIENTO DE LA CONTENCIÓN El aislamiento de la contención del reactor AP1000 se ha mejorado considerablemente

respecto al de los de los PWR convencionales. Una mejora importante es la gran reducción en

el número de penetraciones. Además, el número de penetraciones normalmente abiertas se

reduce en un 60 por ciento. No hay necesidad de penetraciones para apoyar las funciones de

mitigación después de un accidente (las bombas de refrigeración del motor del reactor

enlatado no requieren inyección de sello, y la eliminación del calor residual pasivo y las

características de inyección de seguridad pasiva se encuentran completamente dentro de la

contención).

4.3.6 MITIGACIÓN DE ACCIDENTE A LARGO PLAZO Una importante ventaja de seguridad del reactor AP1000 frente a los actuales PWR es que se

mantenga la mitigación de accidentes a largo plazo por los sistemas de seguridad pasiva, sin la

acción del operador y sin dependencia de las fuentes de alimentación de CA fuera del sitio o en

el sitio. Para la limitación de accidentes de base de diseño, el inventario de refrigerante del

núcleo en la contención para la recirculación de la refrigeración del núcleo es suficiente para

durar por lo menos 30 días, incluso si el inventario se pierde en la base de la tasa de fugas de

contención de diseño.

4.4 ACCIDENTE GRAVES (MÁS ALLÁ DE LOS ACCIDENTES DE BASE DE DISEÑO)

4.4.1 RETENCIÓN EN VASOS DE RESTOS DE NÚCLEO FUNDIDO En los vasos de retención (IVR) de restos del núcleo fundido a través de la refrigeración por

agua de la superficie externa de la vasija del reactor es una función de gestión inherente de

accidentes graves de administración de la planta pasiva AP1000. Durante accidentes graves, la

estrategia de gestión de accidente seguida es la de inundar la cavidad del reactor con agua del

tanque de almacenamiento de recarga en la contención (IRWST), y a continuación se sumerge

la vasija del reactor, acreditado por el análisis de riesgo probabilística AP1000 (PRA), para

prevenir el fallo del mismo. El agua enfría la superficie externa de la vasija y evita que los

residuos fundidos de la cabeza más baja caigan a la pared del vaso y reubicarse en la

contención. Reteniendo los residuos en la vasija del reactor, se protege la integridad de la

contención mediante la prevención de los accidentes graves, como la explosión de vapor en

muelle y la interacción núcleo de hormigón, los cuales aportan grandes incertidumbres con

respecto a integridad de la contención.



Figura 19. Configuración del AP1000 para promover la IVR de los residuos del núcleo fundido

El sistema fiable de múltiples etapas de refrigeración del reactor (RCS), despresuriza en

baja tensiones en la pared del vaso después de que la presión se reduce.

La cabeza del recipiente inferior no tiene penetraciones en los vasos para proporcionar

un modo de fallo para la vasija, diferente al de la insuficiencia de fluencia de la pared

misma.

La cavidad del reactor puede ser inundado para sumergir el recipiente por encima del

circuito de refrigerante con agua drenada intencionadamente desde el tanque de

almacenamiento de agua de recarga en la contención.

El concepto de diseño del aislamiento de vasija del reactor proporciona una vía de

ingeniería para la refrigeración por agua del recipiente y para ventilar el vapor de la

cavidad del reactor.

Los resultados del análisis del IVR del AP1000 muestran que, con el aislamiento del AP1000

diseñado para aumentar la limitación de enfriamiento en la superficie inferior de la cabeza y la

cavidad inundada adecuadamente, el AP1000 ofrece margen hasta el fallo significativo del IVR

a través del enfriamiento externo de la vasija del reactor.



5. BIBLIOGRAFÍA Y REFERENCIAS

http://slideplayer.es/slide/2736310/

http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/073/36073989.pdf

The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant- Plant Description

Página Westinghouse: http://www.westinghousenuclear.com/New-Plants/AP1000-

PWR/Safety

http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html

A Neutronic Feasibility Study of the AP1000 Design Loaded with Fully Ceramic Micro-

Encapsulated Fuel

AP1000 Itegrated Head Package (Technical Report 61)

AP1000 Fuel Design & Core Operations (LAS/ANS Conference, June 2010. Sumit Ray,

Director New Reactor Fuel Engineering Westinghouse Electric Company Pittsburgh, PA,

USA)

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trabajo ap1000

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