UNIVERSIDAD VERACRUZANA FACULTAD DE INGENIERÍA MECÁNICA ELÉCTRICA

“SISTEMA DE ROCIO DEL NUCLEO A BAJA PRESION EN UNA CENTRAL NUCLEAR”

MONOGRAFIA Para obtener el título de:

INGENIERO MECÁNICO ELECTRICISTA Presenta:

GRAJALES AGUILAR SERGIO RAFAEL

Director de monografía: DR. RENE CROCHE BELIN

XALAPA, VER.

JULlO 2010

INDICE

Introducción

1

Justificación

3

Capitulo 1 Generación de electricidad y Energía Nuclear

4

1.1 Generación eléctrica

4

1.2 Tipos de centrales generadoras

5

1.3 Antecedentes históricos de energía nuclear

7

1.4 Estructura y partículas atómicas

12

1.5 Fisión nuclear

13

1.6 Reacción en cadena

14

1.7 Principio para la generación de electricidad por medios nucleares

15

Capitulo 2 Tecnología de reactores nucleares

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2.1 Reactor nuclear

19

2.2 Elementos del reactor

19

2.2.1 El combustible

19

2.2.2 El moderador

20

2.2.3 El refrigerante

21

2.2.4 Los elementos de control

21

2.2.5 El blindaje

21

2.2.6 Sistemas de contención

22

2.3 Tipos de reactores 2.3.1 Reactor PHWR (CANDU)

23 24

2.3.2 Reactor PWR

25

2.3.3 Reactor BWR

26

2.3.4 Reactores de enriquecimiento

27

Capitulo 3 Sistema de roció del núcleo a baja presión (L P C S)

30

3.1 Funciones del sistema (LPCS)

30

3.2 Criterios de diseño

30

3.2.1 Funcionales

30

3.2.2 De seguridad

31

3.3 Descripción general

32

3.3.1 Generalidades

32

3.3.2 Relación de componentes

32

3.3.3 Características del sistema

33

3.3.4 Descripción funcional del sistema

34

3.3.4.1 Filtro de succión

34

3.3.4.2 Válvula de succión MV-8152

35

3.3.4.3 Conexión con el lazo "A" del RHR

35

3.3.4.4 Bomba de llenado de la tubería de descarga

36

3.3.4.5 Bomba Principal (LPCS-P-001)

37

3.3.4.6 Tubería de Flujo Mínimo

38

3.3.4.7 Tubería de descarga de la bomba principal

38

3.3.4.8 Tubería de prueba a la alberca de supresión

39

3.3.4.9 Válvula de inyección de agua a la vasija MV-8166

40

3.3.4.10 Válvula check AV-8167con dispositivo de prueba 40 3.3.4.11 Anillo distribuidor

41

3.3.5 Disponibilidad de energía del LPCS

42

3.3.6 Relación con otros sistemas

43

3.3.6.1 Sistema de Despresurización Automática (ADS)

43

3.3.6.2 Sistema de Distribución Eléctrica

43

3.3.6.3 Sistema de Aire de Instrumentos de la Contención (CIA)

44

3.3.6.4 Sistema Hvac. del Edificio del Reactor (Cont. Secundario)

44

3.3.6.5 Sistema de Drenajes de Equipo Radiactivo (EDR)

44

3.3.6.6 Sistema de Detección de Fugas (LDS)

44

3.3.6.7 Alberca de Supresión

45

3.3.6.8 Sistema de Emergencia de Enfriamiento del Núcleo (ECCS)

45

3.4 Descripción de componentes

46

3.4.1 Filtros de succión (ST-001)

46

3.4.2 Bomba de llenado (P-002)

47

3.4.3 Motor de accionamiento de la bomba de llenado

47

3.4.4 Bomba principal del LPCS (P-001)

47

3.4.5 Motor de accionamiento de la bomba principal

48

3.5 Modos de operación

48

3.5.1 Modo de operación en reserva

48

3.5.2 Modo de operación en prueba

49

3.5.2.1 Prueba de flujo desde la alberca de supresión

50

3.5.2.2 Prueba de Inyección

50

3.5.3 Modo de operación en iniciación automática

51

3.5.3.1 Iniciación automática con energía normal disponible 51 3.5.3.2 Iniciación automática sin energía normal disponible (Alimentación desde el G.D. Div.I)

3.5.4 Modo de operación en iniciación manual 3.5.4.1 Iniciación manual con energía normal disponible

52

53 53

3.5.4.2 Iniciación manual sin energía normal disponible (con generador diesel Div. I)

53

Conclusiones

54

Bibliografía

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Anexos

57

INDICE DE ANEXOS

Anexo # 1 Grafica de generación por fuente en México (2008)

57

Anexo # 2 Átomo compuesto por protones, neutrones y electrones.

57

Anexo # 3 Composición de una molécula de agua

58

Anexo # 4 Fisión nuclear

58

Anexo # 5 Reacción en cadena

59

Anexo # 6 Tubo y pastillas de combustible

59

Anexo # 7 Núcleo del reactor

60

Anexo # 8 Diagrama de un Reactor (CANDU)

61

Anexo # 9 Diagrama de un Reactor PWR

62

Anexo # 10 Diagrama de un Reactor BWR

63

Anexo # 11 Diagrama de los componentes del LPCS

64

Anexo # 12 Posición y sentido de flujo de los anillos distribuidores

65

Anexo # 13 Toberas de los distribuidores de rocío

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INTRODUCCIÓN

La generación de energía eléctrica se ha vuelto cada vez mas un factor importante para el abastecimiento de energía que la humanidad necesita, la dependencia de la sociedad por la energía eléctrica no solo se presenta a nivel residencial sino también industrial y comercial de modo que se le denomina el motor principal para el desarrollo de cualquier nación.

La evolución de la humanidad depende de la utilización de la energía en sus diversas formas, con los conocimientos del hombre y los avances tecnológicos y científicos logrados han dado lugar a la creación de muchas formas de generación de electricidad.

A nivel mundial el 16% de energía eléctrica que se utiliza proviene de plantas nucleares, un 65% de centrales termoeléctricas (combustibles fósiles) y el resto, por geotérmicas, hidroeléctricas, eólicas y solares.

Debido a la escasez de los combustibles fósiles, que son los más utilizados, el hombre se ha dado a la tarea de buscar fuentes alternativas para la generación de energía eléctrica, encontrando las plantas generadoras por medio de energía nuclear como una buena alternativa para la solución del abastecimiento que la sociedad requiere.

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Las centrales nucleoeléctricas son muy rentables debido al poco combustible que utilizan como es el uranio o el plutonio, y que se cuenta con reservas grandes en la naturaleza de uranio.

Este proceso de generación tiene un grado de dificultad que es el de la radiación por lo cual no debemos de perder de vista el punto mas importante que es la seguridad, como una protección para las personas.

En este trabajo se describe un sistema de roció del núcleo a baja presión que es parte de los sistemas de seguridad de una planta nuclear así como también se mencionan los tipos de reactores que existen, los métodos de generación eléctrica y algunos de los antecedentes históricos de la energía nuclear.

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JUSTIFICACIÓN

En la ingeniería es muy importante sobre todos los aspectos siempre el factor de seguridad de cualquier sistema, planta, proceso, etc.

En esta monografía se muestra la función del sistema de seguridad y porque es uno de los principales en el proceso de generación.

La seguridad en la planta es un factor de vital importancia ya que de esta manera al tener controlado el reactor nuclear se pueden evitar accidentes como el ocurrido en 3 millas en Pensilvania, Estados Unidos de América en 1979 o como el ocurrido en la Ex Unión Soviética en Chernóbil en 1986 que dejo muerte y destrucción en una extensa zona además de un lugar inhabitable por muchos años.

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Capitulo 1 GENERACION DE ELECTRICIDAD Y ENERGÍA NUCLEAR

Actualmente la energía nuclear se ha convertido en una opción atractiva y una alternativa para generar energía eléctrica económica. Es limpia y no causa emisiones de dióxido de carbono (principal causa del efecto invernadero). Es por eso que en este capítulo empezaremos desde el principio básico de la energía nuclear.

La capacidad que poseen los cuerpos para producir trabajo se llama energía, es decir, la cantidad de energía que contienen los cuerpos se mide por el trabajo que pueden realizar.

La energía nuclear es aquella que se libera como resultado de una reacción nuclear. Se puede obtener por el proceso de Fisión Nuclear (división de núcleos atómicos pesados) o bien por Fusión Nuclear (unión de núcleos atómicos muy ligeros).

1.1 GENERACIÓN ELÉCTRICA

La generación de energía eléctrica se realiza por medio de distintas tecnologías disponibles en la actualidad, que son las centrales hidroeléctricas, termoeléctricas, eólicas, nucleares, etc.

En el año 2008 en nuestro país la generación de electricidad se encontraba distribuida de la siguiente manera según el medio de la fuente de -4-

energía: las hidroeléctricas un 16.40%, termoeléctricas (carbón, geotermia, hidrocarburos) 78.98%, nucleoelectricas 4.53% y eoloelectricas 0.092% (Tomando en cuenta las termoeléctricas de los productores independientes). Ver anexo # 1

1.2 TIPOS DE CENTRALES GENERADORAS •

HIDROELÉCTRICA

Las centrales hidroeléctricas utilizan la energía potencial del agua como fuente primaria para generar electricidad. Estas plantas se localizan en sitios en donde existe una diferencia de altura entre la central eléctrica y el suministro de agua.

•

TERMOELÉCTRICA

Una central termoeléctrica es una instalación industrial en la que la energía química del combustible se transforma en energía calorífica para producir vapor; este se conduce a una turbina donde su energía cinética se convierte en energía mecánica, la que se transmite al generador, para producir energía eléctrica. Se pueden clasificar dependiendo el combustible primario para la producción de vapor, que son: a) Vapor (combustóleo, gas y diesel) b) Carboeléctrica (carbón) c) Dual (combustóleo y carbón)

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d) Geotermoeléctrica ( vapor extraído del subsuelo) e) Nucleoeléctrica (uranio enriquecido) •

EOLOELÉCTRICA

Este tipo de central convierte la energía del viento en energía eléctrica mediante una aeroturbina que hace girar un generador. La energía eólica está basada en aprovechar un flujo dinámico de duración cambiante y con desplazamiento horizontal.

•

NUCLEOELÉCTRICA

Una nucleoeléctrica es una central térmica de producción de electricidad. Su principio de funcionamiento es básicamente el mismo que el de las plantas que funcionan con carbón, combustóleo o gas: la conversión de calor en energía eléctrica. Esta conversión se realiza en tres etapas: en la primera, la energía del combustible se utiliza para producir vapor a presión y temperatura elevadas; en la segunda etapa la energía del vapor se transforma en movimiento de una turbina; en la tercera etapa, el giro del eje de la turbina se transmite a un generador, que produce la energía eléctrica.

Las centrales nucleoeléctricas se distinguen de las demás centrales térmicas solamente en la primera etapa de conversión, es decir, en la forma de producir vapor. En las centrales convencionales el vapor se produce en una caldera donde se quema carbón, combustóleo o gas natural; las centrales

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nucleoeléctricas tienen un reactor nuclear, que equivale a la caldera de las centrales convencionales.

En las centrales nucleoeléctricas el combustible que se utiliza es el uranio; el calor se obtiene a partir de la fisión del uranio, sin producir combustión.

Las centrales nucleares permiten reducir la utilización de combustible fósil insustituible, además de ser una alternativa para generar energía eléctrica limpia, ya que no se produce emanación al medio ambiente de gases.

1.3 ANTECEDENTES HISTÓRICOS DE ENERGIA NUCLEAR

Para poder comprender mejor los conceptos elementales de la energía nuclear, es importante tener una idea general de lo que se ha desarrollado históricamente respecto a la energía y la física atómica.

Aproximadamente 500 años antes de cristo, los filósofos griegos se preguntaban si la materia podía ser dividida indefinidamente o si llegaría a su punto de que tales partículas fueran indivisibles, el filósofo Demócrito formuló la teoría de que la materia se compone de partículas indivisibles, a las que llamo átomos (del griego átomos, indivisible).

Desde entonces existieron diferentes eventos importantes relacionados con lo que mas tarde se le llamaría física atómica. En 1803 el químico Ingles John Dalton propone una nueva teoría sobre la constitución de la materia.

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Según Dalton toda la materia se podía dividir en dos grandes grupos: los elementos y los compuestos.

Los elementos estarían constituidos por unidades fundamentales, que en honor a Demócrito, Dalton denominó átomos, los compuestos se constituirían de moléculas, cuya estructura viene dada por la unión de átomos en proporciones definidas y constantes. La teoría de Dalton seguía considerando el hecho de que los átomos eran partículas indivisibles. En 1808, encuentra el peso atómico, y en 1869 el químico ruso Mendeleiev clasifico los elementos, en esa época en lo que llamo la tabla periódica.

En 1897 J. J. Thomson, junto con otros investigadores, descubrió que los átomos podían ser separados en componentes más pequeños. Asimismo, descubrieron la composición de los átomos y la existencia de unas partículas que orbitaban en la zona exterior denominadas electrones, cuya masa era mucho menor que la del núcleo.

Hasta finales del siglo XIX no se descubrieron más datos sobre estos elementos, como el cálculo de su tamaño medio, que se estimo en 10-8cm de diámetro (cien millones de átomos linealmente en un centímetro). El peso se dedujo de su tamaño, auque según la materia de que se trate pueden ser muy ligeros (ejemplo del hidrógeno) o muy pesados (ejemplo de la plata); de todas formas, un átomo de la plata solo pesa 10-24 gramos (cien mil trillones de átomos en cada gramo)

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Los franceses Marie y Pierre Curie aportaron una contribución adicional sobre las sustancias “radiactivas”. El átomo consta de un núcleo de gran tamaño sobre el que flotan (orbitan) los electrones. Ernest Rutherford desarrollo en 1911 un modelo basado en un sistema solar en miniatura, en el que el núcleo era una estrella (un sol) y los electrones los planetas. Las explicación de su teoría tenia sin embargo dos errores: que los electrones emitirían energía al girar, disminuyendo su velocidad y cayendo al núcleo; erróneo porque los electrones ocupan orbitas fijas. Otro error consistía en que los electrones podían saltar de una órbita a otra cualquiera alrededor del núcleo; sin embargo se comprobó que los electrones solo podían ocupar determinadas orbitas siempre iguales. Ver anexo # 2

En 1913 Niels Bohr enunció una nueva teoría atómica para dar solución a los fallos de la teoría de Rutherford; consistía en un sistema con un pequeño núcleo alrededor del cual giraban los electrones, pero con órbitas que obedecían a ciertas reglas restrictivas. Según esas reglas, sólo podrían existir un número determinado de órbitas y cada órbita tendría un nivel de energía, por tanto el electrón que ocupase una órbita concreta poseería la energía correspondiente a esa órbita. Asimismo, un electrón no podría saltar de una órbita a otra, salvo recibiendo una energía adicional igual a la diferencia de energía de ambas órbitas; si un electrón cambiara de una órbita de energía superior a otra inferior, emitiría igual cantidad de energía en forma de onda electromagnética, que sería de espectro fijo para los mismos tipos de átomos (una especie de sello identificativo).

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La siguiente operación después de establecer el sistema de las orbitas electromagnéticas, era determinar la estructura del núcleo. En estado normal un átomo no posee carga eléctrica, sin embargo se observo que la carga del núcleo era positiva y siempre múltiplo de la carga del electrón; así pues, se concluyo que el núcleo estaba compuesto por un conjunto de partículas, cada una de ellas con igual carga que la del electrón, pero positiva; esas partículas fueron denominadas protones.

Según este planteamiento, los átomos tienen el mismo número de electrones que de protones para mantener una carga neutra, es decir, cargas negativas en los electrones iguales cargas positivas en los protones. El hidrógeno posee un electrón en su órbita, por lo tanto posee igualmente un protón en su núcleo; se dedujo así que el peso del protón era aproximadamente dos mil veces superior al del electrón; sin embargo esta medida no corresponde con la de otros elementos atómicos. La incógnita de las masas quedo despejada en 1932 cuando James Chanwick, de la Universidad de Cambridge, descubrió un nuevo elemento en el núcleo cuando estudiaba las colisiones entre partículas a alta velocidad, al que se le denomino neutrón. Quedo así definitivamente determinada la estructura del átomo.

El paso entre la determinación de la estructura de la materia y la teoría para obtención de la energía nuclear lo dio Albert Einstein. Los experimentos sobre esta teoría demostraron que el bombardear un átomo pesado con otra partícula, las diversas partes en que se separaba el núcleo tenían un conjunto masas menores que la del el núcleo original, liberándose por lo tanto una

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cantidad de energía. Si se aplicaba la formula de Einstein sobre la diferencia de masas, se observaba que los resultados eran coincidentes con los de la energía liberada.

Con el éxito de la ejecución de la teoría de Einstein se había encontrado una fuente de energía de enormes posibilidades, sin embargo en la práctica aun era inviable, el motivo era que experimentalmente siempre se consumía mayor energía que la que se producía. Estas limitaciones quedaron arrinconadas en 1939, cuando Lise Meither y Otto Hahn descubrieron la facilidad con que podía ser partido el núcleo de uranio mediante un neutrón, el cual producía además otros tres neutrones que podían dividir a su vez otros núcleos, acelerando la propia radiactividad del uranio.

Superadas las limitaciones para generar energía nuclear aprovechable, en 1942 comenzó a funcionar en la Universidad de Chicago el primer prototipo de reactor nuclear, construido por Enrico Fermi. A finales de 1950 comenzaría una utilización práctica de esta energía para producir electricidad, con las primeras centrales nucleares de fisión.

En 1943 se funda en forma secreta el laboratorio de los álamos, en Estados Unidos, para la producción de la bomba atómica bajo la dirección del físico Oppenheimer.

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En 1945 se realiza la primera explosión nuclear en Álamo gordo, Estados Unidos y la muy lamentable explosión de la bomba atómica sobre las ciudades de Hiroshima y Nagasaki (Japón).

1.4 ESTRUCTURA Y PARTICULAS ATOMICAS

Los cuerpos están formados por átomos, la parte más pequeña que podemos ver a través del microscopio de cualquier sustancia está formada por millones de pequeñas partículas que se llaman moléculas. Ver anexo # 3

Estas moléculas, están formadas por uno o más átomos, que contienen partículas aún más pequeñas llamadas electrones, protones y neutrones.

Los átomos se pueden imaginar como sistemas solares en miniatura. En su centro se encuentran los protones y los neutrones firmemente unidos formando el núcleo atómico. Alrededor de este núcleo, como si fuesen pequeños planetas girando alrededor del Sol, se encuentran los electrones.

No todos los átomos son iguales, como no son iguales las sustancias que resultan cuando se agrupan estos átomos.

Los elementos se diferencian por el número de protones que contienen en su núcleo. Así todos los átomos de azufre tienen en su núcleo 16 protones, los de cobre 29, los de oro 79, etc. Los átomos de un mismo elemento pueden ser diferentes entre sí por contener diferente número de neutrones en su núcleo. Estos átomos se llaman isótopos.

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Mediante métodos generalmente complejos podemos lograr que una partícula como el neutrón, choque contra el núcleo de un átomo. Al chocar contra él, el núcleo se excita debido a que su estructura se altera, pudiendo llegar esta excitación a partir el núcleo en dos núcleos más pequeños. Este proceso de división del núcleo se llama fisión.

1.5 FISION NUCLEAR

En cada una de las fisiones se produce una pequeña cantidad de energía en forma de calor; al producirse la reacción en cadena se suman las energías producidas en cada fisión y se puede obtener con este proceso una cantidad de energía considerable, este es el origen de la energía nuclear. Ver anexo # 4

Para que se produzca energía mediante la fisión del núcleo, se precisa no obstante que se cumpla una condición: que las masas resultantes de la división sean inferiores a la masa inicial del átomo, en caso contrario la reacción no se producirá porque necesita absorber una gran cantidad de energía.

El uranio o el plutonio son los materiales utilizados generalmente en una central nuclear. La razón de esto es su número atómico elevado, que permite la generación de energía al realizarse la división del núcleo. El uranio contiene isótopos, es decir, átomos con el mismo número de protones pero no de neutrones.

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El uranio natural consta de 92 protones y tres isótopos distintos con 142, 143 y 146 neutrones. Para distinguir los diferentes tipos de isótopos se nombran por la suma de neutrones y protones de su núcleo; así, los diferentes isótopos del uranio natural se denominan uranio 234, 235 o 238. De los tres isótopos sólo el 235 es fisible, debiendo ser separado de los demás para utilizarlo como combustible nuclear. Por su parte, el uranio 238, una vez bombardeado con neutrones se transforma en plutonio 239, que sí es fisible.

Para fisionar el uranio se bombardea el núcleo con un neutrón, produciéndose cesio 140, rubidio 93 y 3 neutrones. Para que la reacción nuclear se mantenga, es preciso que la cantidad de átomos de uranio y su concentración sean superiores a cierto límite, a partir del cual se produce lo que se conoce como reacción en cadena. Esa cantidad y concentración mínima de átomos de uranio necesarios para que la reacción no se detenga se denomina masa crítica. Por encima de esta masa crítica se producen más neutrones de los que se necesitan, y por tanto la reacción se mantiene.

1.6 REACCION EN CADENA

Una reacción en cadena es cualquier proceso en el cual todos los pasos del proceso producen los pasos que le siguen. Si cada paso produce una sucesión de pasos idénticos a si mismos, tendremos una serie infinita de eventos idénticos. Esto es una reacción en cadena como se aplica a la fisión nuclear. Ver anexo # 5

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Una reacción nuclear en cadena es una sucesión de fisiones nucleares que ocurren en forma casi simultánea, en la cual los neutrones constituyen los eslabones de dicha cadena. Supongamos que en una fisión nuclear se liberan 2 neutrones. Estos neutrones que se han liberado pueden fisionar 2 nuevos núcleos atómicos, de donde se liberan 4 nuevos neutrones, los que a su vez harán impacto sobre 4 núcleos atómicos y así sucesivamente. Ver anexo # 3

Cuando se fisionan ciertos núcleos como los del isótopo 235 del uranio, aparecen otros neutrones libres. Si en las proximidades del núcleo hay más núcleos de uranio, estos neutrones libres producirán a su vez más fisiones. Así, en poco tiempo, el número de fisiones puede aumentar mucho, dando lugar a lo que se llama una reacción en cadena.

El proceso de fisión da como resultado la liberación de una gran cantidad de energía, la cual es posible convertir en trabajo útil. Un factor importante que hace al proceso de fisión una fuente práctica de energía son los neutrones adicionales que se producen y que habilita el proceso para que sea continuo.

Los reactores se construyen de tal forma que garanticen la continuidad de una reacción en cadena. Ver anexo # 4

1.7 PRINCIPIO PARA LA GENERACION DE ELECTRICIDAD POR MEDIOS NUCLEARES

Una central núcleo eléctrica es una instalación industrial donde se logra transformar mediante varios procesos la energía contenida en los núcleos de

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los átomos, en energía eléctrica utilizable. Es similar a una central termoeléctrica convencional; la diferencia estriba en la forma de obtener el calor para la producción de vapor. Mientras que en una termoeléctrica el calor se obtiene quemando combustibles fósiles o extrayendo vapor natural del subsuelo, en una nucleoeléctrica el calor se obtiene a partir de la fisión nuclear en un reactor. La reacción de fisión se produce al partir los núcleos atómicos de algún elemento como el uranio 235 o el plutonio 239, mediante un bombardeo de los mismos con pequeñísimas partículas denominadas neutrones.

Esencialmente un reactor nuclear es un enorme recipiente dentro del cual se está efectuando una reacción de fisión en cadena de manera controlada; está colocado en el centro de un gran edificio de gruesas paredes de concreto, que protegen al personal que lo opera y al público de la radiactividad que produce.

El combustible nuclear más utilizado es el uranio y puede utilizarse de dos maneras:

Natural, que contiene 0.7% de uranio 235 y 99.3% de uranio 238 el cual no se fisiona, colocándose en los reactores en forma metálica o de dióxido de uranio (UO2). Enriquecido, al que artificialmente se eleva la concentración del uranio 235 hasta un 3 ó 4% disminuyéndose la del 238 a 97%.

El mineral se somete a diferentes procesos para lograr que llegue a contener aproximadamente 3% de núcleos de uranio 235, que son los que dan lugar a la reacción en cadena.

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El combustible nuclear se prepara en forma de pastillas. Estas pastillas se colocan en unos tubos de material inoxidable.

Los tubos se agrupan en haces que se llaman elementos combustibles. Estos elementos combustibles se colocan en el núcleo del reactor. Ver anexo # 6.

El poder energético de una pastilla de combustible cuyo peso sea de 10 gramos equivale al de 3.9 barriles de combustóleo. (620 litros)

En el reactor se tienen los elementos llamados barras de control, que se encargan de mantener la intensidad de la reacción en cadena que ocurre en su interior dentro de los límites deseados y de conformidad con la cantidad de energía térmica que se quiera producir. Las barras de control contienen carburo de boro, mismo que tiene la propiedad de capturar neutrones y, debido a esto, se establece la función de control. Si se desea disminuir la intensidad de la reacción nuclear que ocurre dentro del reactor, basta con insertar las barras de control entre los ensambles de combustible del núcleo, en la medida de la disminución deseada. Las barras se encargan de capturar gran parte de los neutrones libres, reduciéndose la cantidad de fisiones y por lo tanto la energía térmica producida por el reactor. En caso de querer subir la potencia del reactor (aumentar la intensidad de la reacción nuclear) sólo hay que extraer las barras de control, hasta lograr la potencia deseada.

El calor obtenido es utilizado para calentar agua en el interior del reactor, produciéndose así el vapor que es utilizado para hacer girar una turbina, que no es más que un conjunto de discos provistos de álabes o paletas. Este

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movimiento será transmitido al generador, el cual producirá la electricidad (La energía eléctrica producida por la fisión de 1 Kg. de uranio 235, es de aproximadamente 18.7 millones de kilowatts-hora).

El objetivo de todo este proceso no es otro mas que el de producir energía eléctrica, la cual será posteriormente distribuida hacia las industrias, hogares, talleres, etcétera.

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Capitulo 2 TECNOLOGIAS DE REACTORES NUCLEARES

2.1 EL REACTOR NUCLEAR

Un reactor nuclear es una instalación capaz de iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión en cadena, con los medios adecuados para extraer el calor generado. Esta constituido por las barras de combustible. El núcleo posee una forma geométrica que le es característica, refrigerado por un fluido generalmente agua. En algunos reactores el núcleo se ubica en el interior de una piscina con agua a unos 10 o 12 metros de profundidad, o bien al interior de una vasija de presión construida de acero. Ver anexo # 7

2.2 ELEMENTOS DEL REACTOR

Un reactor nuclear consta de varios elementos, que tienen cada uno un papel importante en la generación de calor. Estos elementos son: el combustible, el moderador, el refrigerante, los elementos de control, el blindaje y sistemas de contención.

2.2.1 EL COMBUSTIBLE

Formado por un material fisionable, generalmente un compuesto de uranio, en el que tienen lugar las reacciones de fisión, y por tanto es la fuente

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de generación de calor. El uranio es el comúnmente utilizado y puede ser en dos formas.

Natural, que contiene 0.72% de uranio 235 y 99.3% de uranio 238, el cual no se fisiona. El natural se coloca en los reactores en forma de uranio metálico o dióxido de uranio (UO2), dispuesto en varillas compactadas o tubos de un poco más de un centímetro de diámetro y varios metros de longitud.

Enriquecido, al que artificialmente se eleva la concentración del uranio 235 hasta un 3 o 4% disminuyéndose la del 238 al 97% y 96% respectivamente. Se utiliza en forma de dióxido de uranio (UO2), con el que se fabrican pequeñas pastillas cilíndricas, normalmente de un poco más de un centímetro de diámetro y longitud, mismas que se encapsulan en un tubo de aleaciones especiales de circonio perfectamente hermético, que tiene la función de contener los productos formados en la fisión, además de proteger las pastillas de la corrosión y la erosión del fluido refrigerante.

2.2.2 EL MODERADOR

Es el que hace disminuir la velocidad de los neutrones rápidos, llevándolos a neutrones lentos o térmicos. Este elemento no existe en los reactores denominados rápidos. Se emplean como materiales moderadores el agua, el grafito y el agua pesada.

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2.2.3 EL REFRIGERANTE

El fluido refrigerante tiene en los reactores nucleares la misma función que el agua que circula por una caldera convencional: evacuar el calor producido por el combustible, para producir vapor. El refrigerante circula entre los ensambles de combustible impulsado por una bomba y debe reunir características para que pueda cumplir su función en forma satisfactoria, no debe capturar neutrones, no debe ser corrosivo para los tubos y demás elementos del reactor.

El fluido refrigerante, tras circular alrededor del combustible se calienta, y es conducido en un intercambiador de calor en el que cede el calor extraído del reactor a otro circuito de agua, produciéndose así el vapor. En los reactores de tipo agua en ebullición (BWR), el vapor se produce directamente en el reactor.

2.2.4 LOS ELEMENTOS DE CONTROL

Son los que actúan como absorbentes de neutrones, permiten controlar en todo momento la población de neutrones y, por tanto, la actividad del reactor, haciendo que sea crítico durante su funcionamiento y subcrítico durante las paradas. Los elementos de control tienen forma de barras, aunque también puede encontrarse diluido en el refrigerante.

2.2.5 EL BLINDAJE

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En un reactor se produce una gran cantidad de todo tipo de radiaciones, las cuales se distribuyen en todas direcciones. Para evitar que los operarios del reactor y el medio externo sean sometidos indebidamente a tales radiaciones, se utiliza un adecuado “Blindaje Biológico” que rodea el reactor. Los materiales usados en la construcción de blindajes para un reactor son el agua, el plomo y el hormigón de alta densidad por lo menos 1.5 metros de espesor.

2.2.6 SISTEMAS DE CONTENCION

Constituido por una serie de barreras múltiples que impiden el escape de la radiación y de los productos radiactivos. La primera barrera, las pastillas de combustible, fabricadas de una manera especial para soportar altas temperaturas, en cierto tipo de reactores, es un material cerámico que recubre al uranio utilizado como combustible. La segunda barrera los tubos herméticos de algún material especial (zircaloy), que encapsulan las pastillas de combustible.

La tercera barrera es la vasija del reactor, es el recipiente de acero, que contiene al combustible. En los reactores de potencia se denomina vasija de presión y se construye de un acero especial con un revestimiento interior de acero inoxidable.

La cuarta barrera, la constituye el contenedor primario, edificio hermético que rodea a la vasija del reactor, construido en concreto fuertemente armado con varillas de 2 ¼” de diámetro. Sus paredes miden 1.5 m de espesor,

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forradas internamente con una placa de acero de aproximadamente 1cm de espesor que garantiza hermeticidad absoluta. La posibilidad de que el material radiactivo pudiese saltar esta barrera es ya muy pequeña.

La quinta barrera, la constituye el contenedor secundario, también llamado edificio del reactor, está diseñado para rodear al contenedor primario y a todos los equipos relacionados con la operación segura del reactor. Es una construcción de concreto armado cuyas paredes tienen 0.60 a 1.2 m de espesor.

2.3 TIPOS DE REACTORES

Los reactores nucleares se clasifican, de acuerdo con la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión, en: reactores rápidos y reactores térmicos. Por tanto las centrales nucleoeléctricas existentes tendrán: un reactor rápido o un reactor térmico.

Casi todos los neutrones liberados por fisión poseen energías elevadas y, por tanto, de no existir un moderador en el núcleo, la mayoría de las fisiones serán producidas por neutrones rápidos. El reactor nuclear que corresponde a este caso recibe el nombre de reactor rápido.

A su vez, los reactores térmicos se clasifican, de acuerdo con el tipo de moderador empleado, en: reactores de agua ligera, reactores de agua pesada

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y reactores de grafito. Con cada uno de estos reactores está asociado generalmente el tipo de combustible usado, así como el refrigerante empleado.

2.3.1 REACTOR PHWR (CANDU)

Las principales características de este reactor, desarrollado en Canadá, consisten en que utiliza uranio natural como combustible y agua pesada como moderador y enfriador.

El núcleo del reactor se encuentra dentro de un cilindro llamado calandria, atravesado axialmente por tubos de pared relativamente gruesa llamados tubos de presión, en cuyo interior se alojan los elementos combustibles. Ver anexo # 8

En el tambor se encuentran también otro tipo de conductos, mediante los cuales se pueden introducir varillas de control que absorben neutrones (los frenan), permitiendo actuar sobre la reacción en el supuesto de que se produjese una pérdida de líquido refrigerante. En este tipo de reactor la pérdida de refrigerante no implica pérdida de moderador, por lo que el mantenimiento de la reacción llegaría a sobrecalentar el núcleo finalizando en su destrucción, motivo por el que se disponen las varillas de control de emergencia.

Por dentro de los tubos de presión, bañando los elementos combustibles, también circula agua pesada refrigerando dichos elementos, lo

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cual hace que su temperatura se eleve sin llegar a entrar en ebullición, debido a que la presión en el interior de los tubos es muy alta.

El agua pesada caliente pasa a continuación al generador de vapor en el que transfiere su energía térmica a un circuito de agua natural y la hace hervir.

El vapor, así generado, mueve al turbogenerador para producir energía eléctrica después de lo cual es condensado y regresado nuevamente al generador de vapor.

Por su parte, el agua pesada, después de transferir su calor al agua natural, regresa al reactor para continuar refrigerando a los elementos combustibles.

2.3.2 REACTOR PWR

En este tipo de reactor los elementos combustibles se encuentran dentro de una gran vasija a presión llena de agua ligera que desempeña el papel tanto de moderador como de refrigerante. Como en el caso del reactor CANDU, el agua no hierve debido precisamente a la presión interna de la vasija.

El agua transmite su energía térmica con posterioridad a otro circuito de agua ligera y la hace entrar en ebullición, fenómeno que tiene lugar en el generador de vapor; dicho vapor se utiliza para mover el turbogenerador,

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después de lo cual es condensado y regresado de nueva cuenta al generador de vapor.

Por su parte, el agua a presión, después de haberse desprendido de su calor, es reintegrada al reactor para repetir su ciclo. Ver anexo # 9

Este tipo de reactores utiliza como combustible uranio enriquecido que, como se mencionó anteriormente, es el combustible en el cual la proporción del isótopo U235 es aumentada desde un 0.7% que es la proporción que se tiene en el uranio natural hasta un 3%.

Por otra parte, las sustancias que sirven de moderadores absorben cierta cantidad de neutrones en menor o mayor grado, según sea el moderador; el agua ligera absorbe más neutrones que el agua pesada y para compensar el efecto que esta disminución de neutrones tiene sobre el número de fisiones, hay necesidad de aumentar el número de U235 enriquecido al combustible.

2.3.3 REACTOR BWR

Se asemeja mucho al PWR, ya que también utiliza agua ligera como moderador y enfriador y uranio enriquecido como combustible. La diferencia está en que en el BWR el agua sí entra en ebullición dentro de la vasija, gracias a que la presión interior es menor que en el PWR, y se produce así directamente el vapor que se utiliza para mover el turbogenerador.

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Como en los casos anteriores, después de efectuar esta operación, el vapor es condensado y regresado al reactor para repetir el ciclo. Ver anexo # 10

La sencillez de este reactor lo hace el de menor costo y la ausencia del generador de vapor determina que su eficiencia sea un poco más elevada que la del PWR. Ambos integran la familia de los LWR (Reactor de agua ligera) que domina ampliamente el mercado de la industria nucleoeléctrica ya que las 250 unidades que existían en operación a fines de 1980, aproximadamente 80% son de algunos de este tipo, proporción que se sostiene en los 275 reactores en etapa de construcción a la fecha.

2.3.4 REACTORES DE ENRIQUECIMIENTO

Un reactor de enriquecimiento no se utiliza básicamente para generar energía con destino al consumo. El objetivo principal es el de producir combustible que pueda ser utilizado en otros reactores.

El combustible utilizado en estos reactores es uranio 238. Se trata de un isótopo del uranio no fisionable, al contrario del uranio 235 que sí se utiliza en los reactores convencionales.

El plutonio 239 es un material fisionable. Se obtiene bombardeando el átomo de uranio 238 con un neutrón, que al descomponerse (debido a su inestabilidad) se desprende de un electrón, transformándose en plutonio 239. A su vez, una parte del plutonio generado se fisiona al recibir el impacto de un

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neutrón, que a su vez origina otros tres neutrones. Una cantidad de ese plutonio es conservado como combustible para su utilización por otras centrales nucleares.

Estructuralmente, la central posee un núcleo de uranio y plutonio enriquecidos, que generan los neutrones para bombardear los átomos de uranio 238. Éste último se encuentra situado alrededor del núcleo del reactor en forma de varillas, y es el material que se enriquecerá absorbiendo neutrones, para posteriormente convertirse en el combustible útil.

Este tipo de reactores se denominan de neutrones rápidos, debido a que no disponen de moderador. Los neutrones a alta velocidad tienen mayor dificultad para producir fisiones, por este motivo es necesario concentrar mucha más cantidad de material para que se produzca la reacción; sin embargo tienen la ventaja de incrementar la producción de plutonio 239, que es la razón de funcionamiento de este tipo de reactores.

Un reactor de enriquecimiento produce temperaturas de funcionamiento de unos 500 grados centígrados, muy superior al de otras centrales nucleares, por ello precisa disponer de un sistema de absorción del calor, que a su vez no absorba neutrones, con objeto de no actuar como moderador (del que no dispone). Para ello se emplea sodio, que es sólido a temperatura ambiente, pero que se torna líquido a la temperatura de trabajo. En un tanque de sodio actuando como refrigerante se halla sumergido todo el bloque; el sodio cede su calor a un intercambiador de calor que también contiene sodio (el motivo de

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aislarlos es que el sodio explota con el agua) y de ahí se transfiere finalmente a un circuito de vapor de agua para su aprovechamiento.

El núcleo del reactor dispone de unos agujeros por donde se pueden introducir varillas de control, con objeto de detenerlo si fuera preciso.

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Capitulo 3 SISTEMA DE ROCIO DEL NUCLEO A BAJA PRESION (L P C S)

El Sistema de Rocío del Núcleo a Baja Presión (LPCS) es uno de los cuatro sistemas de emergencia de enfriamiento del núcleo y forma parte de las salvaguardias de ingeniería de la Central. Su objetivo es el enfriamiento del núcleo del reactor, a baja presión, independientemente de la actuación de cualquier otro sistema. El sistema LPCS consta principalmente de una bomba principal, bomba de llenado, tuberías, válvulas, controles e instrumentación asociada. Lo constituye un solo lazo y su fuente de agua es la alberca de supresión.

3.1 FUNCIONES DEL SISTEMA DE ROCÍO DEL NÚCLEO A BAJA PRESIÓN

a. Inyectar agua en forma de rocío en el reactor, desde la alberca de supresión bajo condiciones de emergencia, teniendo capacidad por sí solo, para cubrir grandes roturas de tuberías y en combinación con el ADS para roturas intermedias y pequeñas roturas. b. Evitar, ante una gran pérdida de inventario de refrigerante, temperaturas excesivas en las vainas de combustible (> 1204°C).

3.2 CRITERIOS DE DISEÑO

3.2.1 FUNCIONALES

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Suministrar un adecuado enfriamiento del núcleo solamente cuando la presión del reactor es baja (por grandes roturas de tubería). Asimismo el LPCS opera conjuntamente con el Sistema de Despresurización Automática (ADS) y extiende su capacidad de enfriamiento para cualquier tamaño de roturas.

3.2.2 DE SEGURIDAD

a) Las tuberías, válvulas, bombas y módulos eléctricos del sistema LPCS, están diseñados con categoría sísmica I.

b) Mantener la temperatura de las vainas de combustible por debajo de 1204 °C (2200°F) después de un accidente postulado

de pérdida de

refrigerante (LOCA).

Una temperatura excesivamente grande provocaría: a. Aumento en la fragilidad de las vainas del combustible. b. Fusión de las mismas. c. Pérdida de la geometría del núcleo. d. Imposibilidad para enfriar el núcleo.

c) El sistema esta diseñado para estar operable en el caso de pérdida de potencia externa ya que se alimenta del bus crítico 1A1, de 4160 Vca. alimentado por el generador diesel Div. I.

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d) Se podrá probar el funcionamiento de cada componente activo, así como la del sistema completo, durante el paro u operación normal de la Central.

3.3 DESCRIPCION GENERAL

3.3.1 GENERALIDADES

El sistema LPCS, esencialmente constituido por un lazo principal mediante el cual succiona agua desde la alberca de supresión y la inyecta a la vasija del reactor, a través de un anillo distribuidor, así como de un lazo secundario que, partiendo de la tubería de descarga de la bomba principal, permite realizar la prueba de flujo del sistema en condiciones normales de funcionamiento de la Central.

El flujo del sistema se controla por válvulas motorizadas las cuales junto con la bomba principal son actuadas automáticamente cuando se produce una señal de iniciación. También pueden ser actuadas manualmente desde el Cuarto de Control con el fin de realizar pruebas del sistema.

3.3.2 RELACION DE COMPONENTES

Los principales componentes del sistema en el sentido de flujo son: - Filtro de succión de la alberca de supresión (ST-001). - Válvulas de succión MV-8152 desde la alberca de supresión.

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- Bomba de llenado P-002. - Válvula MV-8163 de flujo mínimo de la bomba de llenado. - Bomba principal del sistema (P-001). - Válvula MV-8161 de flujo mínimo. - Válvula MV-8162 de prueba. - Válvula MV-8166 de inyección. - Válvula check AV-8167 con dispositivo de prueba. - Anillo distribuidor dentro de la vasija.

Los elementos de control y señalización del sistema están situados en el panel BB-9, mientras que los circuitos lógicos están localizados en el Panel trasero VB-32 ambos en el Cuarto de Control Principal.

3.3.3 CARACTERISTICAS DEL SISTEMA

El sistema es del 100% de capacidad de inyección y su succión normal es desde la alberca de supresión.

Dispone de una alimentación alternativa desde el lazo "A" del RHR, a través de un carrete desmontable que se utiliza para la prueba de flujo máximo del sistema durante los períodos en que la Central está parada. En operación normal esta conexión no está colocada y la tubería de succión se encuentra tapada con brida ciega.

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La bomba es tipo centrífuga vertical de gran capacidad, con baja presión de descarga y su accionamiento es por un motor de corriente alterna, el cual puede ser alimentado desde la alimentación normal exterior (transformador normal de auxiliares T-11 o transformador de reserva T-12), desde la alimentación de respaldo exterior (transformador de respaldo T-5) o por la alimentación de emergencia (Generador Diesel Div. I).

El sistema descarga a un anillo distribuidor situado en la parte superior de la envolvente del núcleo, independiente del distribuidor del HPCS.

El sistema puede ser probado durante la operación normal del reactor y tiene un sistema auxiliar para mantener llena de agua la tubería de descarga de la bomba principal.

3.3.4 DESCRIPCION FUNCIONAL DEL SISTEMA

3.3.4.1 Filtro de succión.

El sistema LPCS, succiona de la alberca de supresión a través de un filtro (ST-001). El filtro está constituido por malla metálica que impide el paso de partículas mayores 0.3 cm. para evitar que se obstruyan los difusores del anillo de rocío y el separador ciclónico de agua de enfriamiento de sellos de la bomba.

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La superficie total de filtrado está dimensionada de tal forma que permite el flujo nominal de la bomba aunque el filtro esté obstruido en un 50%.

3.3.4.2 Válvula de succión MV-8152

Después de los filtros y fuera ya de la contención primaria se encuentra la válvula MV-8152, a través de la cual succiona la bomba principal desde la alberca de supresión. Esta válvula permanece normalmente abierta, excepto, cuando se realiza la prueba de flujo máximo del LPCS, en la cual, la bomba succiona del lazo "A" del RHR. El motor de ésta válvula se alimenta desde el MCC-1A1-BA, Div. I de 480 Vca. y se controla mediante un conmutador de mando con llave desde el panel BB-9 del Cuarto de Control Principal (CCP). (El cierre manual de esta válvula supone dejar el sistema LPCS fuera de servicio).

3.3.4.3 Conexión con el lazo "A" del RHR.

Después de la válvula de succión MV-8152 se encuentra una línea que conecta el sistema RHR (lazo A) con el LPCS. Esta conexión se utiliza para realizar la prueba de inyección de flujo máximo del sistema, ya que, para la misma, el agua debe tener una pureza como la del agua del reactor y la de la alberca de supresión no la posee. De esta manera y por medio del RHR se logra succionar agua del reactor e inyectarla al mismo.

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La conexión se realiza a través de un carrete desmontable que normalmente estará retirado y las terminales tendrán bridas ciegas, excepto cuando se realice la prueba. La prueba se realiza durante los períodos en que la Central se encuentra parada.

3.3.4.4 Bomba de llenado de la tubería de descarga

De la tubería de succión de la bomba principal, parte la tubería de succión de la bomba de llenado P-002 que es de baja presión y bajo flujo. La función de la bomba de llenado es mantener, en todo momento, la tubería de descarga de la bomba principal llena de agua y presurizada a 4.6 Kg/cm² con lo que se consigue: a. Ante una señal de iniciación, se inyecte el agua en la vasija del reactor en el tiempo más corto posible (t ≤ 37 seg) para minimizar los efectos de un LOCA. b. Evitar el golpe de ariete cuando arranca la bomba principal, protegiendo la integridad de las tuberías y de la válvula de inyección.

Esta bomba suministra también agua de llenado al lazo "A" del RHR con los mismos propósitos. En la línea de succión de la bomba de llenado se encuentra la válvula de alivio RV-2 la cual tiene su punto de ajuste en 7 Kg/cm² (con una capacidad de 38 lt/min) para proteger a la tubería de succión contra sobrepresiones, descargando al sistema EDR.

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En la descarga dispone de una tubería de recirculación con orificio restrictor, con el fin de mantener un flujo mínimo a través de la bomba y evitar así un sobrecalentamiento de la misma. Después del orificio restrictor cuenta con la válvula MV- 8163, con descarga hacia la línea de prueba para descargar posteriormente a la alberca de supresión. El motor de la bomba de llenado se alimenta del MCC-1A1-C (crítico) de 480Vca. y se actúa con su conmutador de mando desde el panel BB-9 del Cuarto de Control Principal.

3.3.4.5 Bomba Principal (LPCS-P-001).

Está situada a un nivel más bajo que el nivel mínimo que puede alcanzar el agua en la alberca de supresión con el fin de tener en todo momento una altura neta de succión positiva (NPSH). Suministra un flujo máximo de (315.41 lt/seg.) Los sellos de la bomba son enfriados y lubricados por recirculación de una pequeña cantidad de agua de su descarga, esto se logra mediante un separador ciclónico el cual recibe agua de la descarga de la bomba y proporciona agua limpia a los sellos. Las impurezas son descargadas por el separador ciclónico a la succión de la bomba LPCS. El motor de la bomba del LPCS, está alimentado del bus, crítico 1A1 de 4160 Vca.

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Agua abajo de la bomba principal (P-001) sobre la descarga de la misma, existe dos interruptores de presión (PS-N009 y PISN001), que una vez que se alcanzan los 10.2 Kg/cm2 de presión de descarga envían señal a la lógica del ADS Div. I, como permisivo (indicando que existe suficiente presión del LPCS) para su actuación.

3.3.4.6 Tubería de Flujo Mínimo

De la tubería de descarga de la bomba principal y antes de la válvula check V1, parte la tubería de flujo mínimo, ésta dispone de un orificio restrictor, y de una válvula motorizada MV-8161 que descarga a la alberca de supresión a través de la línea de prueba del sistema, protege a la bomba de daños por sobrecalentamiento en condiciones de bajo flujo.

El accionamiento automático de la válvula MV-8161 está controlado por la instrumentación de flujo (FIS-N004) de la línea de descarga de la bomba, aguas abajo de la válvula V-1, la cual da orden de apertura o cierre a la válvula cuando el flujo es menor o mayor de 39.4 lt/seg. respectivamente, si la bomba principal está en operación. El motor de esta válvula está alimentado del MCC-1A1-BA (crítico) de 480 Vca. En el Panel BB-9 del Cuarto de Control Principal se dispone de luces de señalización de posición y conmutador de mando para esta válvula.

3.3.4.7 Tubería de descarga de la bomba principal

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La válvula check (V-1) permite que la tubería de descarga entre dicha válvula y la válvula de inyección MV-8166, se mantenga llena de agua y presurizada por la bomba de llenado. La válvula check V-1 tiene un bypass con válvula manual (V-10) que permite realizar el lavado a contraflujo o drenado del sistema y permanece cerrada durante todos los modos de operación. A continuación de la válvula check V-1 está conectada la válvula de alivio RV-1 la cual protege la tubería de descarga de sobrepresiones en caso de fuga de la vasija del reactor cuando se alcance una presión de 38.7 Kg/cm² (capacidad de 379 lt/min), descargando al sistema EDR. Aguas abajo de la conexión de la descarga de la bomba de llenado está dispuesta la instrumentación de flujo (FIS N004) para la actuación de la válvula MV-8161 de flujo mínimo e indicación de flujo del sistema, el cual es monitoreado en el BB-9 del Cuarto de Control Principal.

3.3.4.8 Tubería de prueba a la alberca de supresión.

Después de la instrumentación de flujo, existe un bypass hacia la alberca de supresión (línea de prueba), que dispone de una válvula motorizada posicionable MV-8162. Esta válvula puede adoptar posiciones intermedias con objeto de simular todo el rango de presiones en el que debe ser capaz de funcionar la bomba principal. Esta línea se utiliza para la prueba funcional del flujo de diseño del sistema, recirculando agua desde y hacia la alberca de supresión, estando la Central en operación normal.

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La válvula MV-8166 permanece cerrada durante la prueba, así la operación del reactor no sufre ninguna alteración. El motor de la válvula MV-8162, está alimentada desde el MCC-1A1-BA, (crítico) de 480 Vca. y cuenta con conmutador de mando en el panel BB-9 del Cuarto de Control Principal.

3.3.4.9 Válvula de inyección de agua a la vasija MV-8166

Después de la conexión de donde parte la línea de prueba existe un orificio restrictor el cual asegura un flujo máximo del sistema con la vasija despresurizada, de 18,925 lt/min, (315.41 lt/seg.) para evitar la sobrecarga de la bomba principal. Aguas abajo del orificio restrictor se encuentra la válvula de inyección MV8166. Esta válvula recibe orden de apertura automática cuando están presentes una o más de las señales de iniciación del sistema. Esta válvula dispone de una instrumentación de presión diferencial que impedirá su apertura cuando la presión diferencial a través de ella sea mayor de 49.2 Kg/cm², cuando la válvula se abra manual o automáticamente permanecerá abierta y se tendrá que cerrar manualmente por el operador cuando las condiciones de operación lo permitan. El motor de la válvula está alimentado del MCC-1A1-C (crítico) de 480 Vca. y cuenta con su conmutador de mando y luces de señalización en el panel BB-9 del Cuarto de Control Principal.

3.3.4.10 Válvula de check AV-8167 con dispositivo de prueba.

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Dentro de la contención primaria se encuentra la válvula check AV-8167 con dispositivo de prueba y la válvula manual V-2, así como la tubería perteneciente al sistema de detección de fugas (LDS). La válvula AV-8167, está situada lo más cerca posible de la vasija, ya que tiene por misión evitar que, ante una rotura en la tubería de inyección, dé lugar a una pérdida de refrigerante fuera del pozo seco. La válvula check (AV-8167) con dispositivo de prueba puede ser probada desde el Cuarto de Control Principal por medio de botones que permiten verificar su funcionamiento durante la operación normal de la Central, el dispositivo de prueba no impide el funcionamiento normal de la válvula. En posición normal, tanto el disco como el actuador de la válvula permanecen cerrados, al oprimir el pulsador el solenoide piloto situado en la válvula se energizará produciendo la apertura del actuador que, a su vez, abre el disco de la válvula, tanto el actuador como el disco tienen luz de señalización en el panel BB-9. Al soltar el botón, se desenergizará la solenoide piloto, originando el cierre, tanto del actuador como del disco. El actuador neumático de la válvula se alimenta con aire de instrumentos de la contención (CIA). Con el objeto de poder realizar el mantenimiento de la válvula check AV-8167, además de proporcionar aislamiento de la vasija, se encuentra la válvula manual V-2 que durante la operación normal de la Central se encuentra bloqueada abierta, teniendo indicación de posición en el Cuarto de Control en el Panel BB-9.

3.3.4.11 Anillo distribuidor

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Dentro de la vasija la tubería de inyección del sistema se une a un anillo distribuidor constituido por dos secciones semicirculares de tubería, situadas en la parte superior interna de la envolvente del núcleo. A todo lo largo del anillo distribuidor están situados los difusores que efectúan el rociado del núcleo. Un interruptor de presión diferencial (dPIS-N029A) conectado por un lado a la tubería de inyección del sistema LPCS y, por otro lado a la tubería de inyección del lazo "A" del sistema RHR vigila la integridad de esta tubería dentro de la vasija. En caso de rotura de alguna de ellas, el dPIS mandaría una señal de alarma de alta presión diferencial (± 0.07 Kg/cm²) al Cuarto de Control Principal.

3.3.5 DISPONIBILIAD DE ENERGIA DEL LPCS

La

alimentación

eléctrica

requerida

por

el

sistema

LPCS,

es

proporcionada por los diferentes sistemas críticos de distribución de potencia de la División I, la cual cuenta con las fuentes de alimentación de potencia externa (normal de auxiliares o reserva), de respaldo (T-5) o de emergencia (Generador Diesel Div. I). Los diferentes voltajes requeridos por el LPCS, los proporciona la División I de la siguiente manera.

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Equipo

Voltaje

Bomba principal

4.16 KV

Bomba de llenado

480 Vca

Motor de válvula MV-8166

480 Vca

Motor de válvula MV-8152

480 Vca

Motor de válvula MV-8161

480 Vca

Motor de válvula MV-8162

480 Vca

Motor de válvula MV-8163

480 Vca

Solenoide de la válvula AV-8167

120 Vca

Lógica, controles y relés de protección del sistema

125 Vcd

3.3.6 RELACION CON OTROS SISTEMAS

3.3.6.1 Sistema de Despresurización Automática (ADS).

Reduce la presión del reactor de forma tal que el flujo del LPCS pueda inyectarse a la vasija a tiempo, para enfriamiento del núcleo. La señal de presión de descarga de la bomba LPCS-P-001 (10.2 Kg/cm2) es permisivo para la actuación ADS, DIV. I.

3.3.6.2 Sistema de Distribución Eléctrica.

a. Bus crítico (Div. I) de 4160 Vca. Proporciona alimentación eléctrica de 4.16 KV al motor de la bomba principal (P-001) del LPCS. b. MCC-1A1 (Div. I) de 480 Vca. (Crítico). Proporciona alimentación eléctrica a

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los motores de las válvulas y bomba de llenado (P-002) del LPCS. c. Bus A de 125 Vcd. (Crítico). Proporciona alimentación eléctrica a los contactos, relevadores y controles de la lógica del LPCS a través del VB-32. d. Bus A de 120 Vca. para instrumentos. Proporciona alimentación eléctrica a la solenoide de la válvula check AV-8167 del LPCS.

3.3.6.3 Sistema de Aire de Instrumentos de la Contención (CIA).

Proporciona el aire necesario para probarla operación de la válvula check AV8167.

3.3.6.4 Sistema Hvac. del Edificio del Reactor (Cont. Secundario).

Proporciona un área adecuada de enfriamiento para el motor de la bomba principal (P-001) por medio del ventilador enfriador de aire RRA-FC003-I.

3.3.6.5 Sistema de Drenajes de Equipo Radiactivo (EDR).

Proporciona una ruta adecuada para los drenes y descarga de las válvulas de alivio del sistema LPCS.

3.3.6.6 Sistema de Detección de Fugas (LDS).

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Proporciona alarmas e indicaciones de que alguna línea del LPCS (dentro del contenedor) se ha roto o bien que la válvula check con dispositivo a prueba (AV-8167) está fugando excesivamente dentro de la contención primaria.

3.3.6.7 Alberca de Supresión.

Proporciona al LPCS la cantidad de agua necesaria para la succión de la bomba principal (P-001) de tal manera que se asegura el adecuado enfriamiento del núcleo, así como agua suficiente a la succión de la bomba de llenado (P-002), adicionalmente asegura el adecuado NPSH para la succión de las bombas mencionadas.

3.3.6.8 Sistema de Emergencia de Enfriamiento del Núcleo (ECCS).

El ECCS (División I) consiste de: a. Sistema LPCS en condiciones operables con un patrón de flujo capaz de succionar desde la alberca de supresión y descargar el agua dentro de la vasija del reactor a través del anillo distribuidor del sistema. b. Sistema RHR (Lazo "A"), subsistema o modo LPCI (Low Pressure Coolant Injection) en condiciones operables con un patrón de flujo capaz de succionar desde la alberca de supresión y llevar al agua hasta la vasija del reactor.

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c. 5 (cinco) válvulas "SRV" del sistema ADS en condiciones operables.

En el caso de producirse un LOCA, se pueden distinguir dos casos: a. Roturas grandes o intermedias. En este caso, la vasija del reactor se despresuriza rápidamente, con lo que el LPCS puede inyectar lo suficientemente pronto como para cumplir su función independientemente de la actuación de los restantes ECCS. b. Roturas pequeñas. La despresurización de la vasija es mucho mas lenta (suponiendo que el agua de alimentación se pierde), por lo que el LPCS no puede inyectar lo suficientemente pronto como para cumplir su función, sino que el HPCS, será el más adecuado. El HPCS actuará para mantener el nivel. Si es necesario el ADS despresurizará la vasija rápidamente, para permitir al LPCS y RHR (modo LPCI) inyectar agua a la vasija.

3.4 DESCRIPCION DE COMPONENTES

3.4.1 Filtros de succión (ST-001) Tipo

Malla metálica

Número/capacidad

1/100%

Tamaño mínimo de partículas

0.3 cm.

Característica especial

El filtro está localizado en la alberca de supresión lejos de la zona de los quenchers

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3.4.2 Bomba de llenado (P-002) Tipo

Centrífuga, horizontal, 1 etapa.

Número/capacidad

1/100%

NPSH requerido

0.85 m.

Presión de descarga

4.6 Kg/cm²

Flujo de descarga

37.8 lt/min.(0.63 lt/seg)

Velocidad

3,500 rpm

3.4.3 MOTOR DE ACCIONAMIENTO DE LA BOMBA DE LLENADO Tipo

Inducción

Potencia

7.5 HP

Voltaje

480 Volts

Frecuencia

60 Hz

Fases

3

Velocidad

3500 rpm

3.4.4 BOMBA PRINCIPAL DEL LPCS (P-001) Tipo

Centrífuga, vertical, 3 etapas

Número/capacidad

1/100%

Presión succión

0.366 Kg/cm²

Presión descarga

21.3 Kg/cm²

Flujo nominal

17,412 lt/min.(290.2 lt/seg)

Flujo máximo

18,925 lt/min.(315.41 lt/seg)

Temperatura diseño succión

100°C

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Características especiales

Auto enfriada y lubricada por medio del separador ciclónico.

3.4.5 MOTOR DE ACCIONAMIENTO DE LA BOMBA PRINCIPAL

Tipo

Inducción autoventilado

Potencia

1250 HP

Voltaje

4160 Volts

Frecuencia

60 Hz

Fases

3

Velocidad

1800 rpm

3.5 MODOS DE OPERACIÓN

El sistema LPCS puede funcionar en cuatro modos básicos, según las condiciones del reactor o de las acciones del Operador. Estos modos son: - Reserva. - Prueba. - Iniciación Automática. - Iniciación Manual.

3.5.1 MODO DE OPERACION EN RESERVA.

Es como se encuentra el Sistema durante la operación normal de la Central, los componentes se encuentran de la siguiente forma:

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-Durante este modo de operación, la válvula MV-8152 de succión desde la alberca de supresión se encuentra abierta con lo que, al estar la bomba principal (P-001) del LPCS a un nivel inferior la tubería de succión se encontrará llena de agua.

-La bomba principal (P-001) del LPCS estará parada.

-La bomba de llenado (P-002) del LPCS estará en funcionamiento para mantener la tubería de descarga del sistema presurizada y llena. Una vez llena esta tubería, la bomba recirculará hacia la alberca de supresión por medio de un orificio restrictor y la válvula MV-8163.

-Las válvulas de inyección MV-8166 y de prueba MV-8162 estarán cerradas. La válvula MV-8161 de flujo mínimo estará cerrada.

-La válvula check AV-8167 con dispositivo de prueba se mantendrá cerrada debido a la presión que tiene el reactor en funcionamiento normal.

-La válvula manual V-2 estará bloqueada abierta. NOTA: Esta válvula permanecerá así en todo momento, excepto durante los paros de la central cuando sea necesario aislar la vasija del Reactor.

3.5.2 MODO DE OPERACION EN PRUEBA

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3.5.2.1 Prueba de flujo desde la alberca de supresión.

a. Las válvulas y la bomba se controlan manualmente desde el Cuarto de Control Principal. b. Se arranca la bomba principal (P-001) del LPCS. c. Se abre la válvula de prueba de flujo MV-8162 con lo que la bomba descarga a la alberca de supresión. Esta válvula, por ser de regulación permite situarla en posiciones intermedias, con lo que se pueden simular distintas presiones del reactor y verificar la curva de operación de la bomba y obtener el flujo nominal del sistema. d. La válvula de inyección MV-8166 permanece cerrada. e. La válvula de flujo mínimo MV-8161 estará abierta hasta que el flujo sea mayor de 39.4 lt/seg., esta señal la envía el FIS-N004, situado a la descarga de la bomba; cuando el flujo aumente de este valor, la válvula cerrará. f. Los circuitos de control y sincronización del Generador Diesel 1ª Div. I deben estar disponibles, de forma que dicho generador pueda utilizarse para efectuar la prueba del mismo o de la bomba principal del LPCS.

3.5.2.2 Prueba de Inyección.

a. Este modo de operación debe ser utilizado unicamente con el reactor parado, usando agua de la misma pureza que la del agua del reactor. b. La válvula de succión desde la alberca de supresión MV-8152, debe estar cerrada. c. El carrete debe estar conectado y el alineamiento de válvulas dispuesto

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para que el LPCS succione del lazo "A" del RHR. d. La válvula de prueba MV-8162 permanecerá cerrada. e. La válvula de flujo mínimo cerrará cuando se superen los 39.4 lt/seg. En la descarga de la bomba del LPCS. f. Se arranca la bomba principal y se abre manualmente desde el cuarto de control la válvula de inyección MV-8166.

3.5.3 MODO DE OPERACION EN INICIACION AUTOMATICA

3.5.3.1 Iniciación automática con energía normal disponible Al producirse una señal de iniciación automática por alta presión en el pozo seco o bajo nivel en la vasija: a. El Generador Diesel Div. I arranca, pero no cierra su interruptor de salida. b. La válvula de succión MV-8152 debe estar abierta ya que no recibe señal de apertura automática. c. El interruptor de la bomba principal del LPCS cierra y ésta arrancará automáticamente, recirculando agua a la alberca de supresión a través de la válvula de flujo mínimo MV-8161, mientras no esté abierta la válvula de inyección MV-8166. d. Arranca la unidad ventilador-enfriador de aire RRA-FC-003-I, para enfriar el área del cuarto donde se encuentra la bomba principal del LPCS. e. La válvula de prueba MV-8162 cerrará si estaba abierta. f. La bomba de llenado continuará funcionando a menos que se pare manualmente. g. La válvula de inyección MV-8166 recibe señal de apertura automática.

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h. A medida que el reactor se despresuriza, aumenta el flujo de inyección a la vasija. El sistema continuará en funcionamiento hasta que hayan desaparecido las señales que lo iniciaron y, una vez restablecida la lógica, el Operador pare manualmente la bomba principal desde el Cuarto de Control, colocando su maneta de control en posición "PARO" y ponga el sistema en modo de reserva. En previsión de que la señal de iniciación fuera espúrea, el Operador puede parar la bomba incluso con señal de iniciación presente, colocando la maneta de control en posición "PARO", con lo cual encenderá una luz de señalización BLANCA que indica que se está sobre pasando la lógica de iniciación.

3.5.3.2 Iniciación automática sin energía normal disponible (Alimentación desde el G.D. Div.I) a. Arranque del Generador Diesel. 1. Al producirse una señal de iniciación automática y de bajo voltaje en el bus crítico 1A1, el generador diesel Div. I arrancará y cerrará su interruptor de alimentación al bus 1A1, con lo que suministrará la energía necesaria para el funcionamiento del sistema. b. Desde el momento de producirse la iniciación del LPCS, coincidente con pérdida de energía exterior hasta el instante de arranque de la bomba transcurrirán 13 seg. necesarios para el arranque y puesta a tensión nominal del generador diesel. c. La secuencia de apertura y cierre de las válvulas para inyectar agua a la vasija es igual a la indicada en 3.5.3.1

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3.5.4 MODO DE OPERACION EN INICIACION MANUAL

3.5.4.1 Iniciación manual con energía normal disponible. a. En este modo, el Operador deberá girar el collar del botón pulsador de iniciación a la posición "ARMADO", y presionar dicho botón en el Panel BB-9 del Cuarto de Control, con lo que se activan los relevadores de iniciación automática del sistema. b. La secuencia de la lógica de actuación del sistema es igual a la indicada en 3.5.3.1.

3.5.4.2 Iniciación manual sin energía normal disponible (con generador diesel Div. I). a. La iniciación se efectúa de igual forma que en 3.5.4.1. b. La secuencia de la lógica de actuación del sistema es igual a la indicada en 3.5.3.2.

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CONCLUSIONES

Al término de esta investigación podemos darnos cuenta de que existen diversos métodos para la producción de energía eléctrica en México, pasando por las centrales termoeléctricas que son muy contaminantes, hasta la generación de energía por medios nucleares, la cual es una energía más limpia.

Pero, como podemos darnos cuenta en esta época, el problema de generación de energía es común en todos los países debido a la gran demanda de la sociedad actual, ya que con el paso del tiempo y, especialmente, con el desarrollo de la industria y la tecnología, la energía cada vez se vuelve más indispensable.

Es por eso que la energía nuclear es una opción que ayudará a solucionar problemas energéticos en el desarrollo de los países y en la conservación del medio ambiente. Por tal motivo, el empleo de este tipo de tecnologías se ha vuelto tan importante en la actualidad; y es que el uso racional y eficiente de la energía nuclear puede determinar y prolongar la vida del planeta.

Sin embargo, la idea que se percibe comúnmente de ella es de que puede causar daño, es propio aclarar que dentro de las plantas nucleares son muy importantes los sistemas de seguridad, y como ya hemos visto el sistema de rocío del núcleo a baja presión en una central nuclear, es muy importante

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para prevenir algún tipo de accidente, debido a que evita un calentamiento dentro del reactor y permite que los procesos que se llevan a cabo dentro de las instalaciones se realicen mediante normas y parámetros controlados de calidad.

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BIBLIOGRAFIA •

R. Lozano G., R Croche B., CENTRALES GENERADORAS DE ELECTRICIDAD. F.I.M.E., UNIVERSIDAD VERACRUZANA, Textos Universitarios; 2004

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Robert L. Mott. , MECANICA DE FLUIDOS, Sexta Edición, Editorial: Pearson Pretince Hall.

•

Informe final de seguridad de la central laguna verde

•

Manual de procedimiento de operación del sistema LPCS

•

Fidel Castro Díaz, ENERGIA NUCLEAR, Editorial Balart.

•

Vicente Xocolostli M., R. Croche B., NOTAS DEL CURSO EN SEGURIDAD Y PROTECCION RADIOLOGICA; 2008

REFERENCIAS ELECTRONICAS

http://www.wikipedia.com.mx

http://www.energia.gob.mx.

http://www.cfe.gob.mx/

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Anexo # 1 Grafica de generación por fuente en México (2008)

Anexo # 2 Átomo compuesto por protones, neutrones y electrones girando a su alrededor

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Anexo # 3 Composición de una molécula de agua

Anexo # 4 Fisión nuclear

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Anexo # 5 Reacción en cadena

Anexo # 6 Tubo y pastillas de combustible

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Anexo # 7 Núcleo del reactor

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Anexo # 8 Diagrama de un Reactor (CANDU)

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Anexo # 9 Diagrama de un Reactor PWR

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Anexo # 10 Diagrama de un Reactor BWR

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Anexo # 11 Diagrama de los componentes del LPCS

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Anexo # 12 Posición y sentido de flujo de los anillos distribuidores

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Anexo # 13 Toberas de los distribuidores de rocío

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