UNIVERSIDAD VERACRUZANA

FACULTAD DE INGENIERIA MECANICA ELECTRICA ZONA XALAPA

“SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y DE LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLES GASTADOS DE UNA CENTRAL NUCLEAR”

TESIS QUE PARA OBTENER EL TITULO DE: INGENIERO MECANICO ELECTRICISTA

PRESENTA: CARLOS DE JESÚS CASTAÑEDA HERNÁNDEZ

DIRECTOR DE TESIS: DR. RENÉ CROCHE BELÍN

XALAPA, VER., JULIO DE 2009

F UNIVERSIDAD

I M

E

VERACRUZANA

FACULTAD DE INGENIERiA

MECANICA ELECTRICA

~ XALAPA

PROGRAMA ACREDITADO POR EL CACEI CONSEJO DE ACREDITACION DE LA ENSENANZA DE LA INGENIERIA, A. C. AGOSTO DE 2007

AlC. CARLOS DE JESUS CASTANEDA PRE S E N T E.

HERNANDEZ

EN RELACION A SU SOLICITUD RELATIVA, ME ES CONTINUACION EL TEMA QUE APROBADO POR DIRECCION DE ESTA FACUL TAD QUE PROPUESTO PARA QUE LO DESARROLLE COMO TRABAJO MECANICO ELECTRICISTA.

GRATO TRANSCRIBIR A USTED A EL H. CONSEJO TECNICO Y LA POR ING. RENE CROCHE BELIN RECEPCIONAL DE INGENIERO

"SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y L1MPIEZA DE LA AlBERCA DE COMBUSTIBLES GASTADOS DE UNA CENTRAL NUCLEAR"

CAPITULO I CAPITULO II CAPITULO III CAPITULO IV

Circuito Gonzalo Aguirre Beltran SIN c.P. 91000 Zona Universitaria Xalapa, Ver.

INTRODUCCION INTRODUCCION A LA ENERGIA NUCLEAR GENERALIDADES DE LAS INSTALACIONES DE UNA CENTRAL NUCLEAR Y TIPOS DE REACTORES SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y L1MPIEZA DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO SEGURIDAD Y PROTECCION RADIOLOGICA CONCLUSIONES BIBLIOGRAFIA

Tel-Fax (228) 1 41 10 31 Directo (228) 8 42 17 57

Agradecimientos

A Dios por permitirme esta vida.

A Mi Madre por darme la vida, darme la oportunidad de estudiar, y apoyarme en todas las necesidades que he tenido.

INDICE Introducción

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Capitulo 1 Introducción a la Energía Nuclear

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1.1 Historia 1.1.1 Antecedentes 1.1.2 La Era Dorada 1.1.3 La Era Moderna 1.2 Tipos de radiación 1.2.1 Radiación Alfa 1.2.2 Radiación Beta 1.2.3 Radiación Gamma 1.3 Actividad y decaimiento radiactivo 1.3.1 Decaimiento Alfa 1.3.2 Decaimientos Beta 1.3.2.1 Decaimiento Beta Negativo 1.3.2.2 Decaimiento Beta Positivo 1.3.3 Decaimiento Gamma 1.4 Reacción en Cadena 1.5 Fisión Nuclear

Capitulo 2 Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear y Tipos de Reactores 2.1 Generalidades de las instalaciones de una central nuclear 2.1.1 Principales instalaciones 2.1.1.1 Edificio de tratamiento de residuos radiactivos 2.1.1.1 Resinas de Intercambio Iónico 2.1.1.2 Fuentes Selladas Agotadas 2.1.1.3 Almacenamiento de Residuos Radiactivos 2.1.2 Edificio de Tratamiento de Aguas 2.1.3 Edificio del Reactor 2.1.4 Contenedor primario 2.1.4.1 Vasija del reactor 2.1.4.2 Núcleo del reactor 2.1.4.3 Barras de control 2.1.4.4 Contenedor secundario 2.1.5 Edificio de Turbina 2.1.6 Edificio de Control 2.1.7 Edificio de Generador Diesel 2.2 Tipos de Reactores 2.2.1 Funcionamiento de un reactor nuclear 2.2.2 Tipos de reactores 2.2.2.1 Reactores de agua ligera y pesada 2.2.2.2 Reactores de propulsión 2.2.2.3 Reactores autoregenerativos 2.2.2.4 Reactores de investigación

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INDICE Capitulo 3 Sistema de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado

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3.0 Introducción 3.1 SECCION I: Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado 3.1.1 Funciones 3.1.2 Criterios de diseño 3.1.2.1 De seguridad 3.1.2.2 De confiabilidad 3.1.2.3 Otros criterios 3.1.3 Descripción General del Sistema de Enfriamiento de la Alberca de Combustible Gastado 3.1.3.1 Introducción 3.1.3.2 Descripción de los bastidores de almacenamiento de combustible 3.1.3.3 Relación con otros sistemas 3.1.4 Modos de Operación 3.1.4.1 Operación Normal 3.1.4.2 Operación durante la Recarga de Combustible 3.1.4.3 Operación Anormal 3.1.5 Subsistema de Enfriamiento de la Alberca de Supresión 3.1.5.1 Modo Enfriamiento 3.2 SECCION II: Subsistema de Limpieza de la Alberca 3.2.1 Funciones 3.2.2 Criterios de Diseño 3.2.2.1 De seguridad 3.2.2.2 De confiabilidad 3.2.3 Descripción General del Subsistema de Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado 3.2.3.1 Introducción 3.2.3.2 Relación con otros Sistemas 3.2.4 Modos de Operación 3.2.4.1 Dosis de Precapa 3.2.4.2 Preparación de la Precapa 3.2.4.3 Prueba de la Mezcla

Capitulo 4 Seguridad y Protección Radiológica 4.1 Filosofía y Normatividad Radiológica 4.1.1 Introducción 4.1.2 La Publicación ICRP-26 4.1.3 Sistema de Limitación de Dosis 4.1.3.1 Introducción 4.1.3.2 Descripción del Sistema de Limitación de Dosis 4.1.4 Control de la Exposición Ocupacional 4.1.4.1 Restricciones de Dosis 4.1.4.2 Límites de Dosis

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INDICE 4.1.5 El Criterio Alara 4.1.5.1 Aplicación del Criterio Alara 4.1.6 Publicación ICRP 60 4.2 Dosis y Exposición 4.2.1 Exposición 4.2.1.1 Dosis Absorbida 4.2.1.2 Equivalente de Dosis 4.2.2 Irradiación y Contaminación 4.2.2.1 Irradiación Externa a) Por Partículas α b) Por Partículas β c) Por Partículas γ 4.2.2.2 Irradiaciones Internas 4.2.3 Personal Ocupacionalmente Expuesto (POE) 4.3 Efectos Biológicos 4.3.1 Clasificación de los Efectos Biológicos 4.3.1.1 Daño Biológico por Radiaciones 4.3.1.2 Efecto de la Radiación Sobre las Células 4.3.1.3 Factores Influyentes en los Efectos Biológicos 4.3.1.4 Sensibilidad Relativa de Células y Tejidos

Conclusiones

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Bibliografía

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Introducción El presente trabajo de tesis es acerca de la importancia del Sistema de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear, o también llamada Alberca de Decaimiento, en este trabajo de tesis se presenta la historia y evolución de las investigaciones acerca de la energía nuclear, sus aplicaciones, ventajas y también los efectos que pueden tener en el ser humano, tanto efectos benignos, los cuales pueden ser de mucha ayuda, y también los efectos dañinos por exposiciones prolongadas. También se conocerán las principales instalaciones de una central nuclear, para la generación de electricidad, y también para el estudio y creación de isótopos experimentales, se conocerá como trabajan los sistemas de limpieza y de enfriamiento de la alberca de decaimiento, la importancia que tiene para la central donde estén instalados, y sus principales funciones, también trataré la importancia de la seguridad radiológica, ya que si no la tomamos en cuenta, y estamos expuestos a fuentes radiológicas, puede ser muy peligroso y en ocasiones letal. Para una mejor comprensión de este trabajo de tesis la he dividido en 4 capítulos en los cuales se tratara lo siguiente: Capitulo 1: Este capitulo trata acerca de la historia de la energía nuclear, desde sus inicios hasta lo que es hoy en día, se conocerán sus principales exponentes y pioneros de este campo, también se habla acerca de los tipos de radiación ionizante que existen, como interactúan con la materia y su utilidad en la vida cotidiana, también conoceremos lo que es el principio de la reacción en cadena de los átomos, y la importancia de saberlo, ya que con este principio se da la fisión nuclear, que es la base para la generación de energía eléctrica en plantas termonucleares. Capitulo 2: Este capítulo trata acerca de las principales instalaciones de una central nuclear, cómo es su funcionamiento y la importancia de cada una de estas partes para la central, se conocerá cuál es su tecnología, sus componentes mas importantes y su modo de operación, también conoceremos que es un reactor nuclear, las partes que lo constituyen, su funcionamiento y modos de operación de acuerdo al tipo de reactor que se trate, también se presentan los distintos tipos de reactores en existencia, a la fecha, que se utilizan para la

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Introducción generación de energía eléctrica, y por ultimo se conocerán los reactores de investigación para la producción de isótopos radiactivos. Capitulo 3: Este capitulo es la razón de la elaboración de este trabajo de tesis, en este capitulo se presenta el Sistema de Enfriamiento y el Subsistema de Limpieza de la Alberca de Combustibles Gastados, en el cual se conocerán sus principales características, sus partes principales, sus modos de operación y la relación que tiene con otros sistemas periféricos, también se resalta la importancia vital que tienen para la central estos dos sistemas. Se conocerá como es que funcionan estos equipos en distintos modos de operación, y como es el tipo de mantenimiento que lleva cada equipo. Capitulo 4: En este capitulo se aborda la importancia de la Seguridad y Protección Radiológica, este tema no es de menor importancia que los demás, ya que a las radiaciones ionizantes se les debe de tener mucho respeto, en este capitulo se conocerán las normas y su historia así como los pasos que debemos seguir para no contaminarse, también conoceremos los límites a los cuales nos podemos exponer y qué dosis recibiremos, y por último conoceremos los efectos biológicos que la radiación puede ejercer sobre nosotros.

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CAPITULO 1 INTRODUCCION A LA ENERGIA NUCLEAR

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Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear

1.1 HISTORIA Desde hace muchos siglos el hombre sospecho que el mundo físico se hallaba formado por partículas invisibles al ojo humano y, según consideraron algunos pensadores de la antigua Grecia, invisibles. Debido a esta última cualidad esas partículas recibieron el nombre de átomos, término griego que significa “lo que no se puede dividir”. Antes de entrar a los conceptos elementales de la física atómica, es importante tener una idea cronológica de lo que se ha desarrollado alrededor de esta. 1.1.1 ANTECEDENTES Los griegos (500 a.c.) Cinco siglos 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. Es así, como Democrito de Abdea, formula la teoría de que la materia se compone de partículas indivisibles, a las que llamo átomos (del griego átomos, indivisible), esto es también sostenido por Leucipo de Mileto, Epicuro, y Titus Lucrecio Carus, pero solo hasta la era moderna estas afirmaciones adquieren validez científica. John Dalton (1776 – 1844) En 1803 el químico ingles John Dalton propone una nueva teoría sobre la constitución de la materia. Según Dalton propone una nueva teoría sobre la constitución de la materia. 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 Democrito, Dalton denomino 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. 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

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Introducción a la Energía Nuclear

átomos linealmente en un centímetro). El peso se dedujo de su tamaño, aunque 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). Sir Joseph John Thomson (1856 – 1940) J. J. Thomson, junto a otros investigadores, descubrió en 1897 que los átomos no eran indivisibles como se creía, sino que 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; este, por su parte, tenia carga positiva y su peso suponía casi la totalidad del átomo en conjunto. A pesar de que no fue capaz de determinar la composición del núcleo, quedaron sentadas las bases para posteriores investigaciones, las primeras de las cuales se centraron en la estructura del átomo Y en 1869 Dmitri Ivánovich Mendeléiev publicó la mayor de sus obras, llamada, Principios de química, donde formulaba su famosa tabla periódica, traducida a multitud de lenguas y que fue libro de texto durante muchos años. En la cual clasifico los elementos en esa época. Maria Sklodowska-Curie (1867 – 1934) y Pierre Curie (1859 – 1906) El matrimonio de científicos franceses formado por Marie y Pierre Curie aporto una contribución adicional a la comprensión de esas sustancias “radiactivas”. Marie y Pierre estudiaron los materiales radiactivos, en particular el uranio en forma de pechblenda1, que tenía la curiosa propiedad de ser más radiactiva que el uranio que se extraía de ella. La explicación lógica fue suponer que la pechblenda contenía trazas de algún elemento mucho más radiactivo que el uranio. También descubren que el torio podía producir radioactividad. Tras varios años de trabajo constante, a través de la concentración de varias clases de pechblenda, aislaron dos nuevos elementos químicos. El primero, en 1898, fue nombrado como polonio en referencia a su

1 La pechblenda (o uraninita) recibe su nombre según el alemán Pechblende (Pech = una forma de alquitrán; blenden = lucir, brillar, cegar) que hace referencia al aspecto del mineral.

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país nativo. Polonia había sido particionado en el siglo XVIII entre Rusia, Prusia y Austria, y la esperanza de Sklodowska-Curie fue nombrar al elemento como su país nativo para atraer la atención hacia su pérdida de independencia. El Polonio fue el primer elemento químico nombrado por razones políticas, y el otro, también descubre el radio nombrado así debido a su intensa radiactividad. Ernest Rutherford (1871 – 1937) Se le considera el padre de la física nuclear. Estudió las emisiones radioactivas descubiertas por H. Becquerel, y logró clasificarlas en alfa, beta y gamma. Halló que la radiactividad iba acompañada por una desintegración de los elementos, lo que le valió ganar el Premio Nobel de Química en 1908. Se le debe un modelo atómico, con el que probó la existencia del núcleo atómico, en el que se reúne toda la carga positiva y casi toda la masa del átomo. 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 orbita a otra cualquiera alrededor del núcleo; sin embargo se comprobó que los electrones solo podían ocupar determinadas orbitas siempre iguales. Niels Henrik David Bohr (1885 – 1962) Basándose en las teorías de Rutherford, publicó su modelo atómico en 1913, introduciendo la teoría de las órbitas cuantificadas, que en la teoría mecánica cuántica consiste en las características que, en torno al núcleo atómico, el número de electrones en cada órbita aumenta desde el interior hacia el exterior. En su modelo, además, los electrones podían caer (pasar de una órbita a otra) desde un orbital exterior a otro interior, emitiendo un fotón de energía discreta, hecho sobre el que se sustenta la mecánica cuántica.

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Introducción a la Energía Nuclear

Niels Bohr anuncio 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 orbitas que obedecían a ciertas reglas restrictivas. Según esas reglas, solo podían existir un numero determinado de orbitas y cada orbita tendría un nivel de energía, por tanto el electrón que ocupase una orbita concreta poseería la energía correspondiente a esa orbita. Asimismo un electrón no podría saltar de una orbita a otra, salvo recibiendo una energía adicional igual a la diferencia de energía de ambas orbitas; si un electrón cambiara de una orbita de energía superior a otra inferior, emitiría igual cantidad de energía en forma de onda electromagnética, que seria de aspecto fijo para los mismos tipos de átomos (una especie de sello identificativo). La teoría de Bohr, a pesar de los adelantos en las explicaciones sobre la estructura de la materia también contenía errores, aunque hoy es aceptada en líneas generales. Los electrones deberían emitir energía al girar alrededor del núcleo, invalidando que las orbitas fueran de energía constante. La teoría de la mecánica cuántica vino a solucionar estas interrogantes, mediante la enunciación del principio de la dualidad onda-partícula, por la cual toda partícula puede comportarse igualmente como una onda. 1.1.2 LA ERA DORADA 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 y de protones para mantener una carga neutra, es decir, cargas negativas en los electrones y cargas positivas en los protones. Por ejemplo el hidrógeno posee un electrón en su orbita, 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 se corresponde con la de otros elementos atómicos. 7

Sistemas de Limpieza y Enfriamiento de la Alberca de Combustibles Gastados en una Central Nuclear

Sir James Chadwick (1891 – 1974) La incógnita de las masas quedo despejada en 1932 cuando James Chadwick, de la Universidad de Cambridge, descubrió un nuevo elemento en el núcleo cuando estudiaba las colisiones entre partículas a alta velocidad, al realizó una serie de experimentos de los que obtuvo unos resultados que no concordaban con los que predecían las fórmulas físicas, ya que la energía producida por la radiación era muy superior y en los choques no se conservaba el momento. Para explicar tales resultados, era necesario optar por una de las siguientes hipótesis: se aceptaba la no conservación del momento en las colisiones, o se afirmaba la naturaleza corpuscular de la radiación. Como la primera hipótesis contradecía las leyes de la física, se optó por la segunda. Con ésta, los resultados obtenidos quedaban explicados pero era necesario aceptar que las partículas que formaban la radiación no tenían carga eléctrica. Tales partículas tenían una masa muy semejante a la del protón, pero sin carga eléctrica, por lo que se pensó que eran el resultado de la unión de un protón y un electrón formando una especie de dipolo eléctrico. Posteriores experimentos descartaron la idea del dipolo y se conoció la naturaleza de los neutrones. De esta forma, Chadwick allanó el camino hacia la fisión del uranio 235 y hacia la creación de la bomba atómica. al que se le denomino neutrón. Quedo así definitivamente determinada la estructura del átomo. Albert Einstein (1879 – 1955) y La teoría de fusión El paso entre la determinación de la estructura de la materia y la teoría para obtención de la energía nuclear por fusión 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 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.

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Introducción a la Energía Nuclear

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 practica 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. Enrico Fermin (1901 – 1954) Superadas las limitaciones para generar energía nuclear aprovechable, Fermi condujo la construcción de la primera pila nuclear logrando, en diciembre de 1942, la primera reacción en cadena controlada de fisión nuclear, en la Universidad de Chicago. Durante el resto de la Segunda Guerra Mundial participó en el desarrollo de la bomba atómica en los laboratorios de Los Álamos, Nuevo México, dentro del Proyecto Manhattan. Con posterioridad se opuso al desarrollo de la bomba de hidrógeno por razones éticas. A finales de 1950 comenzaría una utilización práctica de esta energía para producir electricidad, con las primeras centrales nucleares de fisión. Julius Robert Oppenheimer (1904 – 1967) y El Proyecto Manhattan Conocido coloquialmente como "El padre de la bomba atómica" pese a que comparte ese mérito con su principal mentor, Enrico Fermi, Oppenheimer expresó su pesar por el fallecimiento de víctimas inocentes cuando las bombas nucleares fueron lanzadas contra los japoneses en Hiroshima y Nagasaki. La poca destreza de Oppenheimer en el laboratorio lo hizo comprender que su fuerte era la física teórica, no la experimental En 1943 se funda el Proyecto Manhattan que era el nombre en clave de un proyecto de investigación llevado a cabo durante la Segunda Guerra Mundial por los Estados Unidos con ayuda parcial del Reino Unido y Canadá. Cuyo objetivo final del proyecto era el desarrollo de la primera bomba atómica. La investigación científica fue dirigida por el físico Robert Oppenheimer.

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El proyecto agrupó a una gran cantidad de eminencias científicas (física, química, ciencias informáticas). Dado que tras los experimentos en Alemania previos a la guerra se sabía que la fusión del átomo era posible y de que los nazis estaban ya trabajando en su propio programa nuclear no costó reunir a todas aquellas mentes brillantes que eran también pacifistas e izquierdistas en su mayoría. Exiliados judíos muchos de ellos, hicieron causa común de la lucha contra el fascismo aportando su grano de arena a la causa: conseguir la bomba antes que los alemanes. El primer ensayo atómico exitoso ocurrió en el desierto de Alamagordo, en Nuevo México. El artefacto se llamó Trinity y se trataba de una bomba-A de plutonio del mismo tipo que Fat Man que sería lanzada sobre Nagasaki días después. En la actualidad este lugar está marcado por un monolito cónico negro de silicio resultado de la fusión de la arena bajo el efecto del calor provocado por la explosión. 1.1.3 LA ERA MODERNA En el periodo 1935-1954 se desarrollan las primeras investigaciones sobre la fusión nuclear controlada. En 1955 se desarrolla en Ginebra, Suiza la primer conferencia internacional sobre el empleo pacifico de la energía atómica. En el periodo 1955-1956 se descubren las antipartículas, antiprotones y antineutrones en Berkeley Universidad de California, Estados Unidos. La Primer Planta Termonuclear de Producción Eléctrica El centro de Sellafield se construyó en terrenos que anteriormente formaban parte del Centro Nuclear Windscale. Con dos reactores Windscale2 refrigerados por aire y regulados por grafito constituyeron la primera factoría británica de plutonio 239 con concentración para armas, construidos para el programa británico de los últimos años 40 y 50. De acuerdo con la decisión tomada en enero de 1947 para que el Reino Unido tuviera un disuasor nuclear independiente, se eligió Sellafield para la localización de la planta de producción de plutonio, empezando en julio de 1950 la carga de combustible nuclear en las pilas Windscale. En julio de 1952 la planta de separación se empezó a utilizar para separar el plutonio y el uranio del combustible gastado. 2 Tomaba su nombre de una población cercana, Windscale fue propiedad de la United Kingdom Atomic Energy Authority, pero cuando parte de ella fue transferida a British Nuclear Fuels plc (Combustibles Nucleares de Gran Bretaña), la parte transferida se redenominó "Sellafield". El resto del centro sigue en manos de la UKAEA y sigue llamándose Windscale.

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Introducción a la Energía Nuclear

Calder Hall fue la primera estación de energía nuclear comercial en el mundo. La primera conexión a la red se realizó el 27 de agosto de 1956, y la planta fue inaugurada oficialmente por la Reina Elizabeth II el 17 de octubre de 1956. Cuando la estación fue clausurada, el 31 de marzo de 2003, su primer reactor había estado en funcionamiento durante cerca de 47 años. Calder Hall tenía 4 reactores Magnox con capacidad para generar 50 MW de energía cada uno. No obstante, inicialmente, fue utilizada básicamente para producir plutonio para fines militares, con dos cargas anuales de combustible, y la producción de electricidad constituía una actividad secundaria. Desde 1964 aunque después fue principalmente utilizada con ciclos de combustible con fines comerciales, no fue hasta abril de 1995 cuando el gobierno del Reino Unido anunció que toda la producción de plutonio con fines militares había finalizado. Los Quarks En 1960 se descubren los quarks, fuentes de radiación del cosmos. En física de partículas, los quarks, junto con los leptones, son los constituyentes fundamentales de la materia y las partículas más pequeñas que el hombre ha logrado identificar. Varias especies de quarks se combinan de manera específica para formar partículas tales como protones y neutrones. En 1964 se construye el primer motor iónico, en 1967 se descubren los pulsares, radio fuentes pulsadores en el espacio y entra en servicio al acelerador de partículas mas grandes del mundo en Serpunkhov, Rusia. En 1968 se obtienen la primera fusión nuclear controlada por rayos láser en Limeil, Francia. En la actualidad, que forma parte de la historia mas recientes, se continúa con la investigación sobre la fusión nuclear y cuanto a la fisión, en el caso de las aplicaciones para generación de energía eléctrica, se continúa haciendo distintos países con variación en el tipo de reactor nuclear.

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1.2 TIPOS DE RADIACIÓN El fenómeno de la radiación consiste en la propagación de energía en forma de ondas electromagnéticas o partículas subatómicas a través del vacío o de un medio material. La radiación propagada en forma de ondas electromagnéticas (Rayos X, Rayos UV, etc.) se llama radiación electromagnética, mientras que la radiación corpuscular es la radiación transmitida en forma de partículas subatómicas (partículas α, neutrones, etc.) que se mueven a gran velocidad en un medio o el vacío, con apreciable transporte de energía. Sí la radiación transporta energía suficiente como para provocar ionización en el medio que atraviesa, se dice que es una radiación ionizante. En caso contrario se habla de radiación no ionizante. El carácter ionizante o no ionizante de la radiación es independiente de su naturaleza corpuscular u ondulatoria. Son radiaciones ionizantes los Rayos X, Rayos γ, y Partículas α, entre otros. Por otro lado, radiaciones como los Rayos UV y las ondas de radio, TV o de telefonía móvil, son algunos ejemplos de radiaciones no ionizantes.

En general son radioactivas las sustancias que presentan un exceso de protones o neutrones. Cuando el número de neutrones no es igual que el número de protones se hace más difícil que la fuerza nuclear fuerte debida al efecto del intercambio de iones pueda mantenerlos unidos. Eventualmente el desequilibrio se corrige mediante la liberación del exceso de neutrones o protones, en forma de partículas α que son realmente núcleos de Helio, partículas ß que pueden ser electrones o positrones. Estas emisiones llevan a dos tipos de radiactividad:

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Introducción a la Energía Nuclear

1.2.1 Radiación α, Son núcleos completamente ionizados de Helio-4 (4He). Es decir, sin su envoltura de electrones correspondiente. Estos núcleos están formados por dos protones y dos neutrones. Se generan habitualmente en reacciones nucleares o desintegración radiactiva de otros núclidos que se transmutan en elementos más ligeros mediante la emisión de dichas partículas. Su capacidad de penetración es pequeña, en la atmósfera pierden rápidamente su energía cinética, porque interaccionan fuertemente con otras moléculas debido a su gran masa y carga eléctrica, generando una cantidad considerable de iones por centímetro de longitud recorrida. En general no pueden atravesar espesores de varias hojas de papel

1.2.2 Radiación ß, Es cuando un electrón que sale despedido de un suceso radiactivo. Por la ley de Fajans, sí un átomo emite una partícula beta, su carga eléctrica aumenta en una unidad positiva y el número de masa no varía. Ello es debido a que la masa del electrón es despreciable frente a la masa total del átomo. En cambio, al ser emitida una carga negativa, el átomo queda con una carga positiva más, para compensar el total de la carga eléctrica, con lo cual el número de electrones disminuye. Este proceso es debido a la desintegración de un neutrón en un protón y un electrón. Además existe un tercer tipo de radiación en que simplemente se emiten fotones de alta frecuencia, llamada:

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1.2.3 Radiación γ, Este es un tipo de radiación electromagnética, y por tanto formada por fotones, producida generalmente por elementos radioactivos o procesos subatómicos como la aniquilación de un par positrón-electrón. Este tipo de radiación de tal magnitud también es producida en fenómenos astrofísicos de gran violencia.

Debido a las altas energías que poseen, los rayos gamma constituyen un tipo de radiación ionizante capaz de penetrar en la materia más profundamente que la radiación alfa o beta. Dada su alta energía pueden causar grave daño al núcleo de las células, por lo que son usados para esterilizar equipos médicos y alimentos. La radiación es potencialmente dañina para los organismos vivos y para los materiales, sin embargo, con la apropiada aplicación, la radiación también puede ser extremadamente útil para los materiales y para los organismos vivientes. Poder de penetración La radiación alfa está compuesta por un núcleo de helio y puede ser detenida por una hoja de papel. La radiación beta, compuesta por electrones, es detenida por una hoja de papel de aluminio. La radiación gamma es absorbida cuando penetra en un material denso, aproximadamente 4 metros de agua, o un metro de hormigón armado.

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Introducción a la Energía Nuclear

1.3 ACTIVIDAD Y DECAIMIENTO RADIACTIVO En la naturaleza, casi todos los núcleos atómicos son inestables. De las más de dos mil variedades que se conocen, el 90 por ciento decae o se desintegra, y en ese proceso emiten algún tipo de radiación, que conforme ha avanzado el conocimiento se le ha clasificado, por ejemplo, en radiación alfa, beta o gamma. El decaimiento radiactivo es la manera en que un núcleo emite radiación de cualquier tipo, principalmente en forma de partículas, y se transforma en otro diferente. Esta radiación es la que los físicos registran y analizan, y gracias a su estudio se conocen detalles finos de los núcleos atómicos y se avanza en el conocimiento acerca de la estructura atómica y nuclear. Desde el descubrimiento de la radiactividad alcanzada hace poco más de un siglo por Bequerel y los esposos Pierre y Marie Curie, se conoce la desintegración del núcleo de ciertos elementos con emisión de radiación, que forman otro elemento. Las primeras producciones de isótopos radiactivos involucran generalmente el uso de algunas clases de maquinas para disparar partículas contra los átomos de varios elementos. El ciclotrón fue el primer dispositivo empleado para tal fin a altas velocidades, las partículas por lo general proyectadas fueron deuterones, protones y partículas alfa. Actualmente, la mayoría de los radioisótopos son producidos en un reactor nuclear. La absorción de neutrones es un proceso que frecuentemente produce isótopos radiactivos, por ejemplo el isótopo estable convertir en un

60

27Co

59 27Co

(Cobalto natural) puede capturar un neutrón para

(Cobalto radiactivo). Esto se logra colocando dentro del reactor y

bombardeándolo con neutrones

59 1 60 Co + n ======= > Co + Energía 27 0 27 Cuando el núcleo captura un neutrón, empieza inmediatamente el decaimiento. El aumento del número de núcleos radiactivos continua hasta que la velocidad de formación y la velocidad de decaimiento se igualan. Los decaimientos provocan las radiaciones alfa, beta y gamma, todas estas provenientes del núcleo radiactivo. 15

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1.3.1 DECAIMIENTO ALFA La desintegración alfa es una forma de desintegración radiactiva donde un núcleo atómico emite una partícula alfa y se transforma en un núcleo con 4 unidades menos de número másico y dos unidades menos de número atómico. Puede ser considerada como la emisión espontánea de núcleos de helio (ahora llamadas partículas α) 24 He 2 + a partir de núcleos de átomos más pesados, mediante un procedimiento de fisión nuclear espontánea. Este tipo de desintegración es típica únicamente de los núcleos atómicos más pesados, siendo el telurio 106 el isótopo más ligero que experimenta la desintegración alfa. Este fenómeno se representa con la siguiente ecuación:

A z

X → ZA −−42Y + 24He 2 + → ZA −−42Y + α

Donde: X: Es una partícula que bombardea a un átomo. Y: Es un átomo de núcleo atómico pesado.

Con el uranio, por ejemplo:

4 2+ U → 234 Th + He 90 2

238 92

Puede parecer que la primera ecuación no esté equilibrada eléctricamente pero, en realidad, el núcleo resultante después del proceso rápidamente pierde dos electrones en favor de la partícula alfa formando un átomo de helio neutro. 16

Introducción a la Energía Nuclear

Esta es una radiación característica de isótopos de número atómico elevado, tales como los del uranio, torio, plutonio, radio, etc. Dada la elevada masa de estas partículas y que se emiten a gran velocidad por los núcleos, que al chocar con la materia pierde gradualmente su energía ionizando los átomos y se frenan muy rápidamente, por lo que quedan detenidas con tan solo unos cm de aire o unas milésimas de mm de agua. En su interacción con el cuerpo humano no son capaces de atravesar la piel. Así pues, tienen poco poder de penetración siendo absorbidos totalmente por una lámina de aluminio de 0.1 mm de espesor o una simple hoja de papel. El proceso de desintegración alfa va acompañado de la emisión de una gran cantidad de energía procedente del efecto másico producido. Por lo que la partícula alfa adquiere gran velocidad, del orden de 107m/s. 1.3.2 DECAIMIENTO BETA La desintegración beta, emisión beta o decaimiento beta es un proceso mediante el cual un nucleido inestable emite una partícula beta para optimizar la relación N/Z (neutrones/protones) del núcleo. La partícula beta puede ser un electrón, escribiéndose β-, o un positrón, β+. En la emisión beta, varían el número de protones y el de neutrones del núcleo resultante, mientras que la suma de ambos (el número másico) permanece constante. La diferencia fundamental entre un electrón o positrón y la partícula beta correspondiente es su origen nuclear: no se trata de un electrón ordinario arrancado de un orbital atómico. Una reacción alternativa que hace que un núcleo con exceso de protones se vuelva más estable es la captura electrónica. Las partículas beta son electrones emitidos a grandes velocidades próximas a la de la luz, debido a que tiene menor masa que la radiación alfa, tienen mas poder de penetración que las partículas alfa siendo absorbidas por una lamina de aluminio de 0.5 mm de espesor y quedan frenadas en algunos metros de aire, o por 1 cm de agua. En el cuerpo humano, pueden llegar a traspasar la piel, pero no sobrepasan el tejido subcutáneo. Los positrones son partículas con masas despreciables y carga equivalente a la de un neutrón.

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1.3.2.1 Decaimiento Beta Negativo Cuando un núcleo emite partículas beta negativas (electrón), su numero másico pertenece invariable y su numero atómico aumenta en una unidad. Este proceso permanece invariable y su número atómico aumenta en una unidad. Este proceso se da en núcleos que presentan un exceso de neutrones, por lo que un neutrón se trasforma en un protón y en un electrón (partícula beta) que es emitido. Como en la ecuación: A Z

X → Z +A1Y + e − + antineutrino→ Z +A1Y + β − + antineutrino

La partícula que se emite es un electrón, con su correspondiente carga y masa, indistinguible de los electrones de las capas atómicas. Como los núcleos no tienen electrones, la explicación de este proceso es que un neutrón del núcleo se convierte en un protón y un electrón. El protón resultante permanece en el núcleo y el electrón escapa como partícula beta. El número másico del núcleo resultante se mantiene, pero el número atómico aumenta en una unidad. Como por ejemplo los siguientes decaimientos: 14 6

C →147 N + β − + antineutrino

66 29 3 1

Cu → 3066 Zn + β − + antineutrino

H → 23 He + β − + antineutrino 18

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1.3.2.2 Decaimiento Beta Positivo Cuando un núcleo emite una partícula beta positiva, denominada positrones, que tienen la misma masa que los electrones y carga electrónica positiva (+e). Este proceso se da en núcleos que presentan un exceso de protones, por lo que un protón se transforma en un neutrón y en un positrón. Los positrones se crean cuando en el núcleo un protón se convierte en un neutrón, que permanece en el núcleo emitiéndose el positrón formado. El número atómico del núcleo disminuye en una unidad, manteniéndose el mismo número másico. La siguiente ecuación lo describe: A Z

X → Z −A1Y + e + + neutrino→ Z +A1Y + β + + neutrino

Esta reacción está prohibida para protones libres, pues implicaría una violación del principio de conservación de la energía, ya que la suma de las energías de los productos resultantes sería mayor que la del protón. Sin embargo, para protones ligados (formando parte de un núcleo), puede ocurrir que la diferencia de energías entre el núcleo final y el inicial sea suficiente para crear las partículas resultantes, en cuyo caso la reacción está permitida. Por ejemplo los siguientes decaimientos 30 15

P →1430 Si + β + + neutrino

40 19

40 K →18 Ar + β + + neutrino

53 26

Fe → 2553 Mn + β + + neutrino 19

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1.3.3 DECAIMIENTO GAMMA Las partículas gamma son radiaciones electromagnéticas de la misma naturaleza que los rayos X pero de menor longitud de onda. Su poder de penetración es muy elevado frente a las partículas alfa o beta, pudiendo atravesar el cuerpo humano. Quedan frenadas con un espesor de 4 metros de agua, 1 m de hormigón armado o unos pocos cm de plomo, por lo que cuando se utilizan fuentes radiactivas que emiten este tipo de radiación, hay que utilizar blindajes adecuados. La radiación gamma se manifiesta en los procesos radiactivos como consecuencia de la desexcitación de un núcleo, que previamente haya sido excitado. Por tanto, los procesos donde se produce emisión de partículas alfa o beta, van acompañados de emisiones de radiación electromagnética en forma de fotones que son las partículas gamma.

Z

X * A + e− →Z Y A + γ

Las posibles formas de radiación electromagnética son los rayos gamma, los rayos X, la luz visible y los rayos UV (UVA y UVB, siendo éstos últimos más energéticos). La única diferencia entre ellos es la frecuencia y por lo tanto, la energía de los fotones, siendo los rayos gamma los más energéticos. Un ejemplo de producción de rayos gamma seria. Primero 60Co se descompone en 60Ni excitado: 60

Co → 60 Ni * + e − + neutrino

Entonces el 60Ni cae a su estado fundamental emitiendo dos rayos gamma seguidos uno del otro. 60

Ni * → 60 Ni + γ

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Algunos isótopos en particular el uranio 235 y varios isótopos de los elementos transuránicos, producidos artificialmente, pueden desintegrarse mediante un proceso de fisión espontánea en el que el núcleo se divide en dos fragmentos. A mediados de 1980, se observo una forma de desintegración única en el que los isótopos de radio 222, 223 y 224 emiten núcleos de carbono 14 en lugar de desintegrarse como emisores alfa. Las fuentes mayores de radiactividad natural se encuentran en los minerales de uranio y torio. Estos minerales presentan una serie de nucleidos radiactivos ya que los nucleidos iniciales U-235, U-238 y Th-232, tienen unos valores de vida media muy grandes y al desintegrarse se transmutan en otros nucleidos también radiactivos, prosiguiendo este proceso en desintegraciones sucesivas hasta llegar a un nucleido estable. Cuando el uranio-238, se desintegra por emisión alfa, se forma torio-234 que es un emisor beta y se desintegra para formar protactinio-234, que a su vez emite radiaciones beta formando un nuevo isótopo del uranio, el uranio-234. Este isótopo se desintegra mediante emisión alfa para formar torio-230 que es un emisor alfa y forma el radio-226. La serie continua de forma similar con otras cinco emisiones alfa y otras cuatro emisiones beta hasta llegar al producto final, un isótopo estable del plomo, el plomo-286. Un proceso similar ocurre con las otras tres series.

1.4 REACCIÓN EN CADENA Una reacción en cadena, es un proceso de fisiones nucleares sucesivas en las que todos o parte de los neutrones en cadena fisión originan nuevas fisiones, y así sucesivamente. El uranio presente en la naturaleza solo contiene un 0,71% de uranio 235; el resto corresponde al isótopo no fisible, el uranio 238. Por lo tanto una masa de uranio natural, por muy grande que sea, no puede mantener una reacción en cadena, porque solo el uranio 235 es fácil de fisionar. 21

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Es muy improbable que un neutrón producido por fisión, pero esta probabilidad puede aumentar cientos de veces si se frena el neutrón a través de una serie de colisiones elásticas con núcleos ligeros como hidrógeno, deuterio o carbono. En ello se basa el diseño de los reactores de fisión empleados para producir energía. Cuando Enrico Fermi logro producir la primera reacción nuclear en cadena. Empleo un conjunto de bloques e uranio natural distribuidos dentro de una gran masa de grafito puro. En la “pila” o reactor nuclear de Fermi el “moderador” de grafito frenaba los neutrones y hacia posible la reacción en cadena. Para conocer en que condiciones puede tener lugar la reacción de fisión nuclear en cadena, es preciso estudiar los acontecimientos que siguen los neutrones producidos en la fisión. Si imaginamos un neutrón que reacciona con un núcleo de uranio 235, dará lugar a su fisión, proceso en el que como promedio se liberan 2,5 neutrones. Una parte de los neutrones producidos dará lugar a nuevas fisiones, otra parte será absorbida por núcleos de otros elementos presentes en el sistema sin dar lugar a fisiones, una última parte escapara al exterior sin que tampoco origine nuevas fisiones. Si el numero de neutrones del primer grupo es igual a la unidad se habrá obtenido una reacción autosostenida y con un numero constante de fisiones por unidad de tiempo, ya que cada neutrón que produjo inicialmente una fusión dará lugar a otro neutrón útil para continuar el proceso. Se dice entonces que el sistema forma un conjunto crítico. Si el número de neutrones útiles para producir nuevas fisiones fuera mayores que la unidad, el número de fisiones por unidad de tiempo seria creciente y tendríamos un conjunto hipercrítico. Si por el contrario, fuera menor que la unidad la reacción decrecería con el tiempo y acabaría deteniéndose y el conjunto recibiría el nombre de subcritico.

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Introducción a la Energía Nuclear

1.5 FISIÓN NUCLEAR La fisión es una reacción nuclear, lo que significa que tiene lugar en el núcleo del átomo. La fisión ocurre cuando un núcleo se divide en dos o más núcleos pequeños, más algunos

subproductos.

Estos

subproductos

incluyen

neutrones libres, fotones (generalmente rayos gamma) y otros fragmentos del núcleo como partículas alfa (núcleos de helio) y beta (electrones y positrones de alta energía). La fisión de núcleos pesados es un proceso exotérmico lo que supone que se liberan cantidades sustanciales de energía. El proceso genera mucha más energía que la liberada en las reacciones químicas; la energía se emite, tanto en forma de radiación gamma como de energía cinética de los fragmentos de la fusión, que calentarán a la materia que se encuentre alrededor del espacio donde se produzca la fisión. El físico estadounidense de origen italiano Enrico Fermi logro realizar la fisión en 1934, pero la reacción no se reconoció como tal hasta 1939, cuando los científicos alemanes Otto Hahn y Fritz Strassman anunciaron que habían fisionado núcleos de uranio bombardeándolos con neutrones. En la explosión de una bomba atómica se produce una reacción en cadena incontrolada. Las reacciones controladas, por parte, pueden utilizarse para producir calor y generar así energía eléctrica como ocurre en los reactores nucleares. Las dos características fundamentales de la fisión nuclear en cuanto a la producción práctica de energía nuclear. En primer lugar la energía liberada por la fisión es muy grande. La fisión de 1 kg de uranio 235 libera 18,7 millones de kilovatios hora en forma de calor. En segundo lugar, el proceso de fisión iniciado por la absorción de un neutrón en el uranio 235 libera un promedio de 2,5 neutrones en los núcleos fisionados. Estos neutrones provocan rápidamente la fisión de varios núcleos mas, con lo que inicia una serie de fisiones nucleares auto sostenidas, esto es una reacción en cadena que lleva a la liberación continua de energía nuclear. 23

CAPITULO 2 GENERALIDADES DE LAS INSTALACIONES DE UNA CENTRAL NUCLEAR Y TIPOS DE REACTORES

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2.1 GENERALIDADES DE LAS INSTALACIONES DE UN CENTRAL NUCLEAR 2.1.1 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS El principio que rige el tratamiento de residuos radiactivos en una forma que garantice un confinamiento seguro, así como lograr la reducción de su volumen hasta donde sea posible, y en diversas formas para su tratamiento: 2.1.1.1 Resinas de Intercambio Iónico Estas resinas que resultan de la descontaminación del sistema primario del reactor, luego de agotarse son inmovilizadas mezclándolas con concreto en una máquina mezcladora o adicionando porciones de resinas durante el acondicionamiento de residuos radiactivos líquidos de naturaleza orgánica o lodos resultantes en la precipitación química. 2.1.1.2 Fuentes Selladas Agotadas En este caso las fuentes selladas, sin retirarlas de su blindaje original, son acondicionadas con concreto de forma tal que no puedan ser removidas nunca más. Los embalajes tendrán diferentes tamaños, dependiendo del volumen del bulto conteniendo el material radiactivo. 2.1.1.3 Almacenamiento de Residuos Radiactivos Este es un almacén temporal. Su piso tiene una cubierta de material fácilmente descontaminable. Sólo se almacenan en este ambiente, los residuos acondicionados en cilindros. Asimismo, sirve como un lugar de almacenamiento intermedio para permitir el decaimiento del residuo y su posterior enterramiento en un repositorio a nivel de superficie, este edificio solo se ocupa para materiales de medio y bajo nivel de radiactividad. 2.1.2 EDIFICIO DE TRATAMIENTO DE AGUAS En el edificio de tratamiento de agua se alojan los sistemas necesarios para tratar químicamente el agua (que se extrae de pozos de agua dulce, o pozos profundos cercanos), para obtener agua de excelente calidad sin minerales ni elementos extraños.

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Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear

Este líquido es enviado a los sistemas de agua de alimentación del reactor y agua de enfriamiento nuclear entre otros sistemas.

2.1.3 EDIFICIO DEL REACTOR Es una estructura con dimensiones de 42 x 40 m de base y de 74 m de altura (los más altos de las unidades).Está constituido por 2 secciones: contenedores primario y secundario. El contenedor primario es de forma cilíndrica-cónica dividida en dos partes, constituida por una pared de concreto de 1.5 m de espesor, reforzada por 10 capas de varillas de 2 ¼ pulgadas de diámetro, y recubierta interiormente con una placa de acero de 1 cm. de espesor (Numero 3 de la figura), que garantiza su hermeticidad. La parte inferior llamada alberca de supresión de presión, contiene un inventario constante de 3000 metros cúbicos de agua desmineralizada que servirá para aliviar excesos de presión de la vasija del reactor (Numero 2 de la figura), así como ser la primera fuente de abastecimiento de agua de enfriamiento al núcleo para los sistemas de emergencia. El contenedor secundario (Numero 5 de la figura), es una estructura que envuelve al contenedor, también se conoce como edificio del reactor. Está formado por paredes de concreto y varillas de acero, el espesor del muro es de 60 cm. a partir del nivel del suelo hacia arriba y de 1.20 m en la parte subterránea; la presión en su interior se mantiene siempre inferior a la atmosférica, por el sistema de ventilación y aire acondicionado de la

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central, con la finalidad de mantener una integridad de la contención y evitar la fuga del aire al ambiente. En esta contención se albergan los sistemas auxiliares y equipos de seguridad de la central, la plataforma de recambio de combustible y la alberca de almacenamiento de combustible gastado.

2.1.4 CONTENEDOR PRIMARIO Estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes de concreto de 1.5 m de espesor. En la parte interna de esta estructura esta cubierta con una placa de acero de 6 mm de espesor. La contención primaria esta dividida en dos partes; la parte superior llamada Pozo seco que contiene fundamentalmente a la vasija del reactor, la tubería de los sistemas de vapor principal, agua de alimentación de recirculación; además de los sistemas auxiliares, controles e instrumentos necesarios de acuerdo con el diseño. La parte inferior llamada alberca de Supresión de Presión, es utilizada para aliviar excesos de presión y tuberías del sistema de vapor principal. 2.1.4.1 VASIJA DEL REACTOR Es un recipiente cilíndrico de aproximadamente 20 m de longitud, diseñado y fabricado con acero de baja aleación, recubierto internamente con acero inoxidable. El núcleo del reactor, es alojado en el interior y es aquí donde tiene lugar la fisión nuclear del átomo que permitirá la producción de vapor nuclear el cual es enviado directamente al grupo turbogenerador.

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Generalidades de las Instalaciones de una Central Nuclear

La vasija y sus componentes, tales como: soportes de la coraza del núcleo, pernos, tubos de alojamiento de los sistemas impulsores de las barras de control, tubos de refuerzo y tubos de instrumentación; cumplen con el criterio general de diseño; “prevención de Fractura en Frontera de Presión del Enfriador del Reactor”. El criterio general de diseño, requiere que la frontera de Presión sea diseñada con un margen suficiente, para asegurar los esfuerzos durante condiciones de operación, mantenimiento y pruebas no originaran una probabilidad inaceptable de propagación de fractura rápida. La construcción de la frontera de presión del enfriador del reactor de la CLV se utilizaron los mejores materiales, fabricados con técnicas mas avanzadas en su momento, y se efectuaron los exámenes no destructivos que exige la normativa correspondiente.

2.1.4.2 NÚCLEO DEL REACTOR El combustible nuclear se encuentra alejado en pequeñas pastillas cilíndricas de 1.25 cm de diámetro y 1 cm de altura, introducidas a su vez en tubos construidos de zircaloy-21, con una longitud aproximada de 4 m. a las que se les denominan barras de combustible, el arreglo de 62 de estas barras, mas dos barras huecas por donde circula agua, formando ensamble de combustible. Este constituido por 444 ensambles de combustible que contiene cerca de 31 toneladas de uranio en 109 barras de control y agua utilizada como refrigerante y moderador. 1

Zircaloy-2 consiste en una aleación de 98.25% de Zirconio con 1.45% de titanio, 0.10% cromo, 0.135% acero, 0.055% níquel y 0.01% de hafnio. Esta aleación es muy resistente a temperaturas extremadamente altas.

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2.1.4.3 BARRAS DE CONTROL Son unas barras de unos 4m de longitud hechas normalmente de boro absorbe neutrones o de una aleación de plata, indio y cadmio que también tiene gran capacidad de absorción de neutrones. Se usa para controlar la reacción de fisión nuclear del U-235 en las centrales nucleares. Para ello se introducen por unos huecos entre las baínas del combustible nuclear de un reactor, de esta forma se consiguen absorber muchos neutrones y así detener el reactor. En los antiguos reactores de tipo RBMK, las barras de control tardaban y tardan (porque aún queda algún reactor de este tipo por el mundo funcionando) 20 segundos en bajarse completamente, lo que es un grave problema de seguridad. Pero en los reactores más modernos, el mecanismo de bajada de estas barras tarda 1 segundo en detener la reacción en cadena del núcleo. Estas

barras

son

operadas

mediante

mecanismos

hidráulicos y están situadas en la parte inferior de la vasija. Las barras de control son desplazadas verticalmente en el núcleo del reactor con la finalidad de controlar la fusión nuclear. 2.1.4.4 CONTENEDOR SECUNDARIO El contenedor secundario esta construido con paredes de concreto de 0.5 m de espesor, estando en la cota 49.90 el piso superior o de carga de combustible, en este nivel se encuentran las albercas de combustible nuevo y gastado, y la cavidad del reactor. Cabe destacar que la contención secundaria siempre se mantiene a una presión menor a la exterior; con lo que impide en todo momento la salida de gases si esto se presenta.

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2.1.5 EDIFICIO DE LA TURBINA En este edificio se ubica el equipo del turbo-generador que tiene como función convertir la energía térmica del vapor de agua proveniente del reactor, en energía mecánica a través de la turbina. Esta energía es convertida posteriormente en energía eléctrica en el generador principal. 2.1.6 EDIFICIO DE CONTROL El edificio de control de 5 niveles o pisos, siendo el mas relevante o principal el nivel 25.10, ya que en el se ubica el cuarto de control. Es aquí donde, por medio de consolas y tableros de control se recibe las señales. Personal altamente capacitado vigila y opera el funcionamiento de los sistemas computarizados, que forman parte del sistema integral de información de proceso (SIIP), que sirve de apoyo a los operadores para obtener información exacta y oportuna del funcionamiento de los elementos de los sistemas que intervienen en el proceso operativo de cada unidad generadora.

2.1.7 EDIFICIO DE GENERADOR DIESEL Este edificio esta construido con paredes de concreto de 0.5 m de espesor que alojan a tres generadores diesel de 4160 volts de corriente alterna, así como los diversos sistemas auxiliares o de apoyo. La función principal de estos generadores es proporcionar una fuente auxiliar de energía eléctrica a lo equipos esenciales de seguridad del reactor.

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2.2 REACTORES NUCLEARES Para aprovechar y controlar la reacción en cadena se emplea un sistema llamado reactor nuclear, que consiste en una vasija en cuyo interior se encuentra el material capaz de producir y sostener la reacción en cadena, llamada combustible nuclear. El reactor nuclear es un recipiente de presión cilíndrico vertical, con casquete esférico soldado en su parte inferior y superior. Los primeros reactores nucleares ha gran escala se construyeron en 1944 en Hanford en el estado de Washington (EEUU), para la producción de material para armas nucleares. El combustible era uranio natural y el moderador grafito. Estas plantas producían plutonio mediante la absorción de neutrones por parte del uranio 238; el calor generado no se aprovechaba, años después este calor seria aprovechado en el proceso para la generación de electricidad. 2.2.1 FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR Una nucleoeléctrica es una central térmica de producción de electricidad. Su principio de funcionamiento es esencialmente el mismo que el de las plantas que funcionan con combustibles fósiles como: carbón, combustóleo o gas, para la conversión de calor en energía eléctrica. La conversión se realiza en tres etapas: En la primera, la energía del combustible se usa para producir vapor a elevada presión y temperatura. En la segunda etapa, la energía del reactor se transforma en movimiento de una turbina. En la tercera, el giro del eje de la turbina se transmite a un generador que produce energía eléctrica. La transformación de energía térmica en otro tipo de energía tiene un rendimiento limitado por el “segundo principio de la termodinámica”. Esto quiere decir que por cada unidad de energía producida por el combustible, sola la tercera parte se convierte en trabajo mecánico y ceden al medio ambiente las dos terceras partes en forma de calor.

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Tipos de Reactores

Las centrales nucleoeléctrica se diferencian de las demás centrales térmica solamente en la primera etapa de conversación, es decir, en la forma de producir vapor. En las centrales convencionales el vapor se produce en una caldera donde se quema de una forma continua combustibles fósiles como: carbón, combustóleo o gas natural. Las centrales nucleares tienen un reactor nuclear, que equivale a la caldera de las centrales termoeléctricas convencionales y su principio de funcionamiento es el siguiente: Como ya sabemos los núcleos atómicos están formados por protones y neutrones, la fuerza nuclear hace que estas partículas elementales se atraigan y se mantengan unidas formando el núcleo. Los neutrones no portan carga eléctrica, pero los protones están cargados positivamente y en tal virtud se repelen unos a otros. Así, las partículas que forman el núcleo están sujetas al mismo tiempo a fuerza de atracción o repulsión. En la mayoría de los casos ambas fuerza se equilibran, dando como resultado la estabilidad. Sin embargo, en los núcleos pesados formados por el elevado número de neutrones y de protones, como es el caso del uranio, del plutonio, etc., la acumulación de las cargas positivas que llevan los protones, da como resultado fuerzas de repulsión lo suficientemente grandes como para crear una cierta inestabilidad. Si intentáramos introducir un protón mas dentro de un núcleo así, la posibilidad de éxito seria muy reducida debido a que la carga de los protones que ya se encuentran en el interior se repelería fuertemente. En cambio los neutrones carecen de carga eléctrica y por lo tanto, al no ser repelidos por la carga positiva de los protones pueden penetrar en el núcleo si tanta dificultad. Utilizando métodos generalmente complejos, podemos lograr que una partícula como el neutrón choque contra el núcleo de un átomo. Al chocar, el núcleo se excita debido a que su estructura se altera, pudiendo llegar con esta excitación a dividir el núcleo en dos mas pequeños. Este proceso de división del núcleo es la fisión. Cuando ciertos núcleos, como el átomo del isótopo 235 del uranio se fusionan, además de dividirse el núcleo en dos más pequeñas, aparecen otros neutrones libres.

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Si en las aproximaciones del núcleo hay más núcleos de uranio estos neutrones libres producirán a su vez más fisiones (reacción en cadena), con los que se volverán a generar nuevos neutrones. Así en poco tiempo, el numero de fisiones puede aumentar demasiado, dando lugar a una reacción en cadena, misma que ya fue explicada anteriormente. Para controlar y aprovechar la reacción en cadena se emplea un reactor nuclear, que consiste de tres elementos esenciales: combustible nuclear, el moderador y el fluido refrigerante. 2.2.2 TIPOS DE REACTORES Como ya sabemos los tres elementos fundamentales que constituyen un reactor nuclear son el combustible, el moderador, y el refrigerante. La industria nuclear en el mundo ha desarrollado diversas combinaciones de estos elementos que han dado como resultado diferentes modelos de reactores. Así, por ejemplo, tenemos reactores enfriados por agua y moderados por grafito, reactores que usan agua pesada como moderador y como refrigerante, reactores que usan agua ligera en ambos elementos, reactores que usan uranio natural como combustible y reactores que usan uranio enriquecido, etc. 2.2.2.1 REACTORES DE AGUA LIGERA Y PESADA En todo el mundo se han construido diferentes tipos de reactores (caracterizados por el combustible, moderador y refrigerante empleados) para la producción de energía eléctrica. Por ejemplo, en Estados Unidos, con pocas excepciones, los reactores para la producción de energía emplean como combustible nuclear óxido de uranio isotópicamente enriquecido, con un 3% de uranio 235. Como moderador y refrigerante se emplea agua normal muy purificada. Un reactor de este tipo se denomina reactor de agua ligera. En el reactor de agua a presión (PWR) (Pressurized Water Reactor), siendo este un reactor de agua ligera, el refrigerante es agua a una presión de unas 150 atmósferas. El agua se bombea a través del núcleo del reactor, donde se calienta hasta unos 325 C. El agua sobrecalentada se bombea a su vez hasta un generador de vapor, donde a través de intercambiadores de calor calienta un circuito secundario de agua, que se convierte en vapor. Este vapor propulsa uno o más generadores de turbinas que producen energía eléctrica, se condensa, y es bombeado de nuevo al generador de vapor.

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Tipos de Reactores

El circuito secundario está aislado del agua del núcleo del reactor, por lo que no es radiactivo. Para condensar el vapor se emplea un tercer circuito de agua, procedente de un lago, un río o una torre de refrigeración. La vasija presurizada de un reactor típico tiene unos 15 m de altura y 5 m de diámetro, con paredes de 25 cm de espesor. El núcleo alberga unas 80 toneladas de óxido de uranio, contenidas en tubos delgados resistentes a la corrosión y agrupados en un haz de combustible. En el reactor de agua en ebullición (BWR) (Boiling Water Reactor), otro tipo de reactor de agua ligera, el agua de refrigeración se mantiene a una presión algo menor, por lo que hierve dentro del núcleo (aprox. 75 atmósferas). El vapor producido en la vasija presurizada del reactor se dirige directamente al generador de turbinas, se condensa y se bombea de vuelta al reactor. Aunque el vapor es radiactivo, no existe un intercambiador de calor entre el reactor y la turbina, con el fin de aumentar la eficiencia. Igual que en el PWR, el agua de refrigeración del condensador proviene de una fuente independiente como un lago o un rió. El nivel de potencia de un reactor en funcionamiento se mide constantemente con una serie de instrumentos térmicos, nucleares y de flujo. La producción de energía se controla insertando o retirando del núcleo un grupo de barras de control que absorben neutrones. La posición de estas barras determina el nivel de potencia en el cual la reacción en cadena se limita a auto sostenerse. Durante el funcionamiento, e incluso después de su desconexión, un reactor grande de 1.000 megavatios (MW) contiene una radiactividad de millones de becquerelios. La radiación emitida por el reactor durante su funcionamiento y por los productos de la fisión después de la desconexión se absorbe mediante blindajes de hormigón de gran espesor situados alrededor del reactor y del sistema primario de refrigeración. Otros sistemas de seguridad son los sistemas de emergencia para refrigeración de este último, que impiden el sobrecalentamiento del núcleo en caso de que no funcionen los sistemas de refrigeración principales. En la mayoría de los países también existe un gran edificio de contención de acero y hormigón para impedir la salida al exterior de elementos radiactivos que pudieran escapar en caso de una fuga.

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Aunque al principio de la década de 1980 había 100 centrales nucleares en funcionamiento o en construcción en Estados Unidos, tras el accidente de Three Mile Island, la preocupación por la seguridad y los factores económicos se combinaron para bloquear el crecimiento de la energía nuclear. Desde 1979, no se han encargado nuevas centrales nucleares en Estados Unidos y no se ha permitido el funcionamiento de algunas centrales ya terminadas. En 1990, alrededor del 20% de la energía eléctrica generada en Estados Unidos procedía de centrales nucleares, mientras que en este porcentaje es casi de 75% en Francia. En el periodo inicial del desarrollo de la energía nuclear, en los primeros años de la década de 1950, sólo disponían de uranio enriquecido Estados Unidos y la antigua Unión de Repúblicas Socialistas Soviéticas (URSS), ahora Rusia. Por ello, los programas de energía nuclear de Canadá, Francia y Gran Bretaña se centraron en reactores de uranio natural, donde no puede emplearse como moderador agua normal porque absorbe demasiados neutrones. Esta limitación llevó a los ingenieros canadienses a desarrollar un reactor enfriado y moderado por óxido de deuterio (D2O ó 2H2O), también llamado agua pesada. El sistema de reactores canadienses de deuterio-uranio (CANDU), estos reactores del tipo PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor por sus siglas en ingles) empleado en 20 reactores, ha funcionado satisfactoriamente, y se han construido centrales similares en la India, Argentina y otros países. En Gran Bretaña y Francia, los primeros reactores de generación de energía a gran escala utilizaban como combustible barras de metal de uranio natural, moderadas por grafito y refrigeradas por dióxido de carbono (CO2) gaseoso a presión. En Gran Bretaña, este diseño inicial fue sustituido por un sistema que emplea como combustible uranio enriquecido. Más tarde se introdujo un diseño mejorado de reactor, el llamado reactor avanzado refrigerado por gas (AGR, acrónimo de Advanced Gas cooled Reactor en inglés). En la actualidad, la energía nuclear representa casi una cuarta parte de la generación de electricidad en el Reino Unido.

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Tipos de Reactores

En Francia, el tipo inicial de reactor se reemplazó por el reactor de agua pesada de diseño estadounidense cuando las plantas francesas de enriquecimiento isotópico empezaron a proporcionar uranio enriquecido. Rusia y los otros Estados de la antigua URSS tienen un amplio programa nuclear, con sistemas moderados por grafito y reactores de agua pesada. A principios de la década de 1990, estaban en construcción en todo el mundo más de 120 nuevas centrales nucleares. En España, la tecnología adoptada en los reactores de las centrales nucleares es del tipo de agua ligera; solo la central de Vandellos tiene reactor de grafito refrigerado por CO2. 2.2.2.2 REACTORES DE PROPULSIÓN Para la propulsión de grandes buques de superficie, como el portaaviones estadounidense Nimitz, se emplean reactores nucleares similares a los de agua pesada. La tecnología básica del sistema de reactores de agua pesada, fue desarrollada por primera vez en el programa estadounidense de reactores navales dirigido por el almirante Hyman George Rickover. Los reactores para propulsión de submarinos suelen ser más pequeños y emplean uranio muy enriquecido para que el núcleo pueda ser más compacto. Estados Unidos, Gran Bretaña, Rusia y Francia disponen de submarinos nucleares equipados con este tipo de reactores. Estados Unidos, Alemania y Japón utilizaron durante periodos limitados tres cargueros oceánicos experimentales con propulsión nuclear. Aunque tuvieron éxito desde el punto de vista técnico, las condiciones económicas y las estrictas normas portuarias obligaron a suspender dichos proyectos. Los soviéticos construyeron el primer rompehielos nuclear, el Lenin, para emplearlo en la limpieza de los pasos navegables del Ártico.

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2.2.2.3 REACTORES AUTORREGENERATIVOS Existen yacimientos de uranio, la materia prima en la que se basa la energía nuclear, en diversas regiones del mundo. No se conoce con exactitud sus reservas totales, pero podrían ser limitadas a no ser que se empleen fuentes de muy baja concentración, como granitos y esquistos. Un sistema ordinario de energía nuclear tiene un periodo de vida relativamente breve debido a su muy baja eficiencia en el uso del uranio: sólo aprovecha aproximadamente el 1% del contenido energético del uranio. El reactor RBKM (Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny por sus siglas en ingles) o también llamado reactor de canales de alta potencia: su principal función es la producción de plutonio, y como subproducto genera energía eléctrica. Utiliza grafito como moderador y agua como refrigerante. Uranio enriquecido como combustible. Puede recargarse en marcha. Tiene un coeficiente de reactividad positivo. El reactor de Chernóbil era de este tipo. Existían 12 en funcionamiento en el 2007. La característica fundamental de un “reactor autoregenerativo” es que produce más combustible del que consume. Lo consigue fomentando la absorción de los neutrones sobrantes por un llamado material fértil. Existen varios sistemas de reactor autoregenerativo técnicamente factibles. El que más interés ha suscitado en todo el mundo emplea uranio 238 como material fértil. Cuando el uranio 238 absorbe neutrones en el reactor, se convierte en un nuevo material fisionable, el plutonio, a través de un proceso nuclear conocido como desintegración . La secuencia de las reacciones nucleares es la siguiente: En la desintegración beta, un neutrón del núcleo se desintegra para dar lugar a un protón y una partícula beta.

238 92

239 239 U + 01n→ 239 U  → N  → 92 93 P 94 Pu β β

Cuando el plutonio 239 absorbe un neutrón, puede producirse su fisión, y se libera un promedio de unos 2,8 neutrones. En un reactor en funcionamiento, uno de esos neutrones se necesita para producir la siguiente fisión y mantener en marcha la reacción en cadena.

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El sistema autoregenerativo a cuyo desarrollo se ha dedicado más esfuerzo es el llamado reactor autoregenerativo rápido de metal líquido (RARML). Para maximizar la producción de plutonio 239, la velocidad de los neutrones que causan la fisión debe mantenerse alta, con una energía igual o muy poco menor que la que tenían al ser liberados. El reactor no puede contener ningún material moderador, como el agua, que pueda frenar los neutrones. El líquido refrigerante preferido es un metal fundido como el sodio líquido. El sodio tiene muy buenas propiedades de transferencia de calor, funde a unos 100 °C y no hierve hasta unos 900°C. Sus principales desventajas son su reactividad química con el aire y el agua y el elevado nivel de radiactividad que se induce en el sodio dentro del reactor. En Estados Unidos, el desarrollo del sistema RARML comenzó antes de 1950, con la construcción del primer reactor autoregenerativo experimental, el llamado EBR-1. Un programa estadounidense más amplio en el río Clinch fue cancelado en 1983, y sólo se ha continuado el trabajo experimental. En Gran Bretaña, Francia, Rusia y otros Estados de la antigua URSS funcionan reactores autoregenerativo, y en Alemania y Japón prosiguen los trabajos experimentales. En uno de los diseños para una central RARML de gran tamaño, el núcleo del reactor está formado por miles de tubos delgados de acero inoxidable que contienen un combustible compuesto por una mezcla de óxido de plutonio y uranio: un 15 o un 20% de plutonio 239 y el resto uranio. El núcleo está rodeado por una zona llamada capa fértil, que contiene barras similares llenas exclusivamente de óxido de uranio. Todo el conjunto de núcleo y capa fértil mide unos 3 m de alto por unos 5 m de diámetro, y está montado en una gran vasija que contiene sodio líquido que sale del reactor a unos 500 °C. Esta vasija también contiene las bombas y los intercambiadores de calor que ayudan a eliminar calor del núcleo. El vapor se genera en un circuito secundario de sodio, separado del circuito de refrigeración del reactor (radiactivo) por los intercambiadores de calor intermedios de la vasija del reactor. Todo el sistema del reactor nuclear está situado dentro de un gran edificio de contención de acero y hormigón.

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La primera central a gran escala de este tipo empleada para la generación de electricidad, la llamada Super-Phénix, comenzó a funcionar en Francia en 1984. En las costas del mar Caspio se ha construido una central de escala media, la BN-600, para producción de energía y desalinización de agua. En Escocia existe un prototipo de gran tamaño con 250 megavatios. El RARML produce aproximadamente un 20% más de combustible del que consume. En un reactor grande, a lo largo de 20 años se produce suficiente combustible para cargar otro reactor de energía similar. En el sistema RARML se aprovecha aproximadamente el 75% de la energía contenida en el uranio natural, frente al 1% del RAL. 2.2.2.4 REACTORES DE INVESTIGACIÓN En muchos países se han construido diversos reactores nucleares de pequeño tamaño para su empleo en formación, investigación o producción de isótopos radiactivos. Estos reactores suelen funcionar con niveles de potencia del orden de 1 MW, y es más fácil conectarlos y desconectarlos que los reactores más grandes utilizados para la producción de energía. Una variedad muy empleada es el llamado reactor de piscina. El núcleo está formado por material parcial o totalmente enriquecido en uranio 235, contenido en placas de aleación de aluminio y sumergido en una gran piscina de agua que sirve al mismo tiempo de refrigerante y de moderador. Pueden colocarse sustancias directamente en el núcleo del reactor o cerca de éste para ser irradiadas con neutrones. Con este reactor pueden producirse diversos isótopos radiactivos para su empleo en medicina, investigación e industria. También pueden extraerse neutrones del núcleo del reactor mediante tubos de haces, para utilizarlos en experimentos. TRIGA Es un tipo de pequeño reactor nuclear diseñado y fabricado por General Atomics de Estados Unidos. TRIGA es el acrónimo de "Training, Research, Isotopes, General Atomics". El equipo de diseño del TRIGA fue dirigido por el físico Freeman Dyson.

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TRIGA es un reactor de tipo estanque que se puede instalar sin necesidad de estructura de contención, y está diseñado para su uso por instituciones científicas y universidades con fines tales como la enseñanza para licenciaturas, investigación comercial privada, pruebas no destructivas y producción de isótopos. El reactor TRIGA utiliza como combustible el hidruro de uranio-zirconio (UZrH) y su diseño tiene un coeficiente rápido de temperatura negativo, en el sentido de que a medida que la temperatura del núcleo sube, la eficiencia del reactor disminuye – de tal modo que resulta imposible que se produzca su fusión. Inicialmente, TRIGA se diseñó para funcionar con uranio altamente enriquecido, pero en 1978 el Departamento USA de Energía, lanzó su programa de Enriquecimiento Reducido para los Reactores de Prueba para Investigación, que motivó la conversión del reactor al combustible de uranio de bajo enriquecimiento. El prototipo del reactor nuclear TRIGA (TRIGA Mark I) fue autorizado el 3 de mayo de 1958 en San Diego y funcionó hasta su apagado en 1997. Se le ha considerado como un hito en la historia nuclear por la American Nuclear Society. Mark II, Mark III y otras versiones del diseño del TRIGA se han fabricado posteriormente. Se han instalado un total de 35 reactores TRIGA en diversas localidades de Estados Unidos. Y otros 35 reactores se han instalado en otros países. Muchas de estas instalaciones fueron promovidas por la política de "Átomos para la paz 1953 del Presidente Eisenhower 1953, que buscaba extender el acceso a la física nuclear a países en el ámbito de influencia americana. En consecuencia, se pueden encontrar reactores TRIGA en países tan diversos como Austria, Eslovenia, Italia, Japón, Congo, Colombia, Brasil, Vietnam, Irán, y México.

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CAPITULO 3 SISTEMA DE ENFRIAMIENTO Y LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO

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3.0 INTRODUCCION El Sistema de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado tiene por objeto extraer el calor de decaimiento del combustible irradiado que se almacena en la alberca, mantener la temperatura y el nivel del agua de la alberca a valores específicos, así como de someter el agua a un proceso de purificación a través de un proceso de filtración y de desmineralización. Para una mejor presentación y comprensión se ha dividido este tema en dos secciones: Sección I: Alberca de combustible, en lo cual se tratará principalmente el proceso de enfriamiento del agua de la alberca. Sección II: Subsistema de limpieza, enfocado al proceso de purificación del agua de la alberca. Sin embargo a pesar de las conexiones físicas y de la interdependencia de los dos subsistemas, una sección puede tratar de un componente del otro subsistema y viceversa.

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3.1 SECCIÓN I: SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO 3.1.1 FUNCIONES Su principal función es remover en forma continua el calor de decaimiento de la alberca de combustible gastado, de la cavidad del secador y del separador de humedad y de la cavidad del reactor durante la recarga de combustible. Remover el calor de la alberca de supresión durante la operación normal de la Central. Mantener el nivel de agua en la cavidad del reactor, en la cavidad de almacenamiento de los secadores y separadores de vapor y la alberca de combustible gastado para asegurar un enfriamiento y blindaje adecuado durante la recarga de combustible. Mantener la calidad del agua en la cavidad del Reactor, en la cavidad de almacenamiento de los secadores y separadores de vapor y la alberca de combustible gastado dentro de unos valores especificados durante la recarga de combustible. Mantener la calidad del agua de la alberca de combustible gastado y alberca de supresión, dentro de unos valores específicos durante la operación normal de la central. Proporcionar un blindaje para el personal que labora en la parte superior del Pozo Seco durante la recarga de combustible al colocar el escudo protector (CATTLE - CHUTE). Además el escudo protector (CATTLE - CHUTE) proporciona una protección al fuelle de recarga en el evento de una caída de un ensamble de combustible. 3.1.2 CRITERIOS DE DISEÑO 3.1.2.1 DE SEGURIDAD El sistema está diseñado para remover el calor de decaimiento generado por el combustible gastado y mantener la temperatura de la alberca de combustible, para prevenir daño al mismo por sobrecalentamiento.

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Monitorear el nivel de la alberca de combustible y proporcionar agua de repuesto según se requiera para mantener un adecuado inventario para enfriamiento y blindaje. No existe conexión a la alberca de combustible que permita drenarla más abajo de la compuerta con la cavidad del reactor. Todas las tuberías sumergidas en la alberca de combustible tienen orificios antisifón 61 cm por debajo del nivel normal para evitar drenar la alberca. Los estantes de almacenamiento de combustible gastado están diseñados y deberán ser mantenidos con una Keff1 equivalente a un valor menor que o igual a 0.95 cuando se inunde con agua. En el caso de inhabitabilidad del cuarto de control principal, se puede operar desde el cuarto de parada remota. 3.1.2.2 DE CONFIABILIDAD Se requiere que el sistema esté operable en el caso de pérdida de energía exterior, por lo que se dispone de alimentación desde buses críticos para bombas, válvulas y controles. Se requiere que los componentes relacionados con el enfriamiento estén operables en el caso del fallo de desmineralizadores que no son diseñados sísmicamente. El subsistema de limpieza del sistema FPCC puede ser aislado sin afectar su capacidad de enfriamiento. Se requiere que el sistema esté operable en el caso de pérdida de suministro de condensado. Se dispone de suministro de repuesto alternativo desde el sistema RHR y suministro de emergencia desde el Sistema de Agua de Servicio Nuclear (NSW). Para asegurar que el sistema pueda operar cuando se requiera se dispone de dos lazos del 100 % de redundancia que incluye: bombas, válvulas, intercambiadores de calor, suministro de energía eléctrica y tuberías necesarias.

1

Keff: Es el factor de multiplicación efectivo de neutrones, sus aplicaciones pueden ser muy variadas: seguridad nuclear, calculo de blindajes, análisis y diseño de detectores, dosimetría personal, etc.

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3.1.2.3 OTROS CRITERIOS DE DISEÑO Originalmente el FPCC se diseño para mantener la temperatura de la alberca de combustible a menos de 51.67°C (125°F) con una carga de combustible gastado siguiente: 111 ensambles de combustible 25% que tengan 150 horas decayendo y 5 lotes de 111 ensambles cada uno que tengan decayendo en la alberca 1, 2, 3, 4 y 5 años respectivamente. El FPCC esta ahora diseñado para almacenar hasta 3187 ensambles de combustible sin exceder la temperatura de 51.67 °C, lo que extenderá la fecha de pérdida de la capacidad de descarga del núcleo completo hasta aproximadamente el año 2020. Se diseña el sistema para acomodar cargas térmicas mayores que las normales disponiendo de apoyo del Sistema de Remoción de Calor Residual (RHR). El enfriamiento de la alberca de supresión se diseña para proporcionar un cambio del agua total cada 24 horas. 3.1.3 DESCRIPCIÓN GENERAL DEL SISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO 3.1.3.1 INTRODUCCION El FPCC consiste de alberca de almacenamiento de combustible gastado (alberca de combustible), dos tanques de derrame, dos bombas de enfriamiento y limpieza, dos intercambiadores de calor, válvulas, líneas de instrumentación necesaria para remover el exceso de agua que derrama desde la alberca de combustible hasta los tanques de derrame, enfriar el agua, limpiar el agua y regresarla a la alberca de combustible. Se dispone de conexiones entre los lazos de enfriamiento con el subsistema de limpieza para tratamiento del agua de alberca de combustible. El enfriamiento de la alberca de combustible esta normalmente en operación para remover el calor de decaimiento de los elementos de combustible almacenados. También se dispone de conexiones para enfriar el agua de la cavidad del reactor, separadores y secadores de vapor durante la recarga.

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El subsistema de enfriamiento y limpieza del agua de la alberca de supresión consiste de una bomba de enfriamiento y limpieza, un intercambiador de calor, válvulas e instrumentación necesarios para succionar, enfriar, limpiar y retornar el agua. Se dispone de conexiones con el subsistema de limpieza para tratamiento del agua de la alberca de supresión. El subsistema de enfriamiento de la alberca de supresión está normalmente en operación cuando las pérdidas ambientales desde el reactor, u otras fuentes de energía hacen que aumente la temperatura del agua. También se puede utilizar éste subsistema para drenar la alberca de combustible, la alberca de supresión al tanque de almacenamiento de condensado ó al sistema de desechos radiactivos vía el subsistema de limpieza. Al terminar la recarga de combustible se drenan al condensador por gravedad las cavidades del Reactor y de los separadores, secadores de vapor, se puede drenar por este medio la alberca de combustible. 3.1.3.2 DESCRIPCION DE LOS BASTIDORES DE ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE. Conforme a la política de poder almacenar todo el combustible gastado del reactor a lo largo de un periodo importante de su operación se ha tomado la decisión de modificar los bastidores de almacenamiento de la alberca de combustible gastado. La capacidad total de almacenamiento ha sido extendida hasta 3187 ensambles de combustible. El nuevo diseño permite una autosuficiencia hasta aproximadamente el año 2020. Los nuevos bastidores consisten en celdas individuales de 15.57 cm x 15.57 cm (dimensiones interiores). Cada celda recibe un ensamble de combustible. Cada bastidor esta constituido de varias celdas y es soportado por 4 soportes ajustables. Por razones neutrónicas cada doble pared de las celdas de combustible contiene un veneno Boral absorbente de neutrones. Existen varios bastidores de combustible en la alberca de capacidad diferente según el tamaño (desde 144 ensambles hasta 240 ensambles).

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ARREGLO DE BASTIDORES DENTRO DE LA ALBERCA

3.1.3.3 RELACION CON OTROS SISTEMAS. Circuito Cerrado de Enfriamiento Nuclear (NCCW) proporciona agua de enfriamiento para los intercambiadores de calor FPCC-HX-001.

INTERCAMBIADOR DE CALOR FPCC-HX-001

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Sistema de Remoción de Calor Residual (RHR) proporciona capacidad adicional de remoción de calor y agua de repuesto alternativo al FPCC. Sistema de Suministro de Condensado (CS) proporciona agua de repuesto normal al FPCC. Sistema de Condensado proporciona una vía para drenar el FPCC al condensador. Sistema de Desechos Radiactivos Líquidos proporciona una vía alternativa para drenar el sistema. Sistema de Agua de Servicio Nuclear (NSW), proporciona suministro de agua de repuesto de emergencia a la alberca de combustible gastado. HVAC del edificio del Reactor. El agua enfriada del HVAC del edificio del reactor proporciona enfriamiento al intercambiador de calor FPCC-HX-002.

INTERCAMBIADOR DE CALOR FPCC-HX-002

Sistema de Detección de Fugas (LDS) (Leakage Detection System) proporciona un monitoreo continuo de fugas en diferentes puntos del sistema. Sistema de detección de fugas de las cavidades de almacenamiento del secador y separador de humedad y de la alberca de combustible y de la cavidad del reactor.

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Subsistema de Limpieza de la Alberca de Combustible gastado proporciona un método para remover los productos de corrosión y otras impurezas del agua de la alberca de combustible. Sistema de aire de servicio. Proporciona aire a presión para la operación de válvulas y tener presurizado el tanque acumulador de aire para retrolavado de filtros. 3.1.4 MODOS DE OPERACION 3.1.4.1 OPERACION NORMAL La FPCC está normalmente en servicio para todos los modos de operación de la Central, la trayectoria de flujo es desde los tanques de derrame hacia las bombas e intercambiadores de calor y los filtros desmineralizadores, estando en servicio una división, retornando el agua enfriada, filtrada y desmineralizada a la alberca de combustible. El subsistema de enfriamiento y limpieza de la alberca de supresión está en servicio normalmente cuando el reactor está a potencia. La trayectoria normal del flujo es desde la alberca de supresión a la bomba, intercambiador de calor FPCC-HX-002 y retornando el agua enfriada a la alberca de supresión. Cuando este subsistema se pone en su modo de limpieza, el modo de limpieza de la alberca de combustible queda fuera de servicio y viceversa. Cuando el reactor no está a potencia, las pérdidas ambientales a la alberca de supresión son despreciables por lo que el subsistema de enfriamiento de la alberca de supresión no se requiere para mantener la temperatura a menos de 35°C. El FPCC proporciona la capacidad de remoción de calor necesaria para mantener la temperatura de la alberca de supresión a menos de 35°C. Cuando las condiciones químicas ó la claridad del agua salen de los límites normales, se puede usar el subsistema de limpieza para clarificar y tratar el agua de la alberca de supresión. La operación de este sistema deja fuera de servicio al sistema de limpieza de la alberca de combustible gastado.

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Se dispone de una capacidad de remoción de calor adicional para grandes lotes de combustible gastado proporcionado por la división (I ó II) del FPCC que está de reserva. Durante estas condiciones el RHR sirve como un respaldo al FPCC, siempre y cuando ninguno de los 5 modos de operación del RHR sea requerido en la operación de la Central. 3.1.4.2 OPERACION DURANTE RECARGA DE COMBUSTIBLE. Antes de retirar los separadores de humedad se llena de agua la cavidad del reactor, del separador-secador y la compuerta de recarga, con un nivel mínimo de 685.8 cm por encima de la brida de la vasija durante el manejo de barras de control o ensambles de combustible dentro de la vasija. También se coloca el ESCUDO PROTECTOR PARA RECARGA (CATTLE CHUTE) en el canal de transferencia. El método preferido para llenar esas áreas es llenar el condensador a un alto nivel desde el sistema de transferencia de condensado y reciclar el agua a través del Condemin hasta tener las condiciones de agua requeridas para el reactor. Enviar agua a través de las bombas de condensado, e inyectarla al reactor, baipasando las turbobombas usando la válvula controladora de nivel en arranques. Un método alternativo para llenar la cavidad del reactor es usando el suministro de repuesto del FPCC desde el sistema de transferencia de condensado. El primer método se prefiere debido al gran volumen de agua requerida y por ser agua de más calidad. Una vez que se ha llenado de agua la cavidad del reactor y la del separador-secador de vapor, se abren las válvulas de las tuberías de drenaje al cabezal de drenes y desde éste al cabezal de succión de las bombas del FPCC. 3.1.4.3 OPERACION ANORMAL En el caso de in operabilidad de una bomba se dispone de las válvulas manuales que interconectan ambos lazos del FPCC. También existe una tubería de interconexión con válvulas manuales a la descarga de las bombas para interconectar ambas divisiones ante la in operabilidad de un intercambiador de calor.

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3.1.5 SUBSISTEMA DE ENFRIAMIENTO DE LA ALBERCA DE SUPRESION 3.1.5.1 Modo Enfriamiento La bomba del sistema de enfriamiento succiona desde la alberca de supresión a través de las válvulas de aislamiento, enviando su descarga al intercambiador de calor FPCC-HX002 a través de la válvula check. Desde el intercambiador de calor se envía el agua a la alberca de supresión a través de una válvula de aislamiento. Por señal de aislamiento cierran las válvulas motorizadas de descarga, y de succión, y así esta en modo de enfriamiento.

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3.2 SECCIÓN II: SUBSISTEMA DE LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO Parte integrante del sistema FPCC, es este subsistema se encarga del proceso de limpieza y de purificación del agua de la alberca de combustible gastado. Considerando las

funciones del sistema FPCC con respecto al almacenamiento

el combustible

gastado es necesario mantener el agua de la alberca con una calidad adecuada. 3.2.1 FUNCIONES Mantener la Claridad y Calidad Química del agua enfriada por los subsistemas de enfriamiento de la alberca de combustible y de la alberca de supresión. Minimizar la formación y acumulación de productos de corrosión y controlar la claridad del agua de la alberca de combustible para obtener un manejo de combustible más eficiente durante la recarga de combustible. Minimizar la concentración de productos de fisión en la alberca de combustible gastado para evitar su potencial liberación al edificio del reactor. 3.2.2 CRITERIOS DE DISEÑO 3.2.2.1 DE SEGURIDAD. Todos los componentes del subsistema de limpieza son clasificados como de no categoría sísmica y no son relacionados con Seguridad. 3.2.2.2 DE CONFIABILIDAD. Se dispone de dos filtros desmineralizadores de 100 % de capacidad para garantizar que se puede operar el subsistema de limpieza cuando se necesite. Se dispone de una bomba de sostén de precapa para cada filtro desmineralizador para garantizar que las resinas permanecen en su lugar cuando estén fuera de servicio. Los filtros desmineralizadores mantienen un total de elementos pesados (Fe, Cu, Ni etc.) de 0.1 ppm o menor y con un PH de 5.3 a 7.5.

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3.2.3 DESCRIPCION GENERAL DEL SUBSISTEMA DE LIMPIEZA DE LA ALBERCA DE COMBUSTIBLE GASTADO 3.2.3.1 INTRODUCCION. El subsistema de limpieza consiste en dos Filtro Desmineralizadores (DM) asociados cada uno con: Trampa de Resinas, Bomba sostenedora; un tanque de precapa y una bomba de precapa además, tuberías, válvulas e instrumentos para realizar la limpieza de la alberca de combustible, alberca de supresión y el servicio propio para los filtros desmineralizadores. Los DM son unidades de precapa a presión que utiliza una fina mezcla de resinas catiónicas y aniónicas para remover impurezas solubles y no solubles del agua de la alberca de combustible gastado o de la alberca de supresión. Las bombas de la alberca de combustible o la de la alberca de supresión transfieren el agua al DM que está en servicio llevándole a un contacto directo a través de las resinas de intercambio iónico donde las impurezas formadas en el agua se remueven por filtración, adsorción o intercambio iónico. Cada DM tiene válvulas operadas por aire para proporcionar trayectoria de flujo durante operación o el aislamiento del DM cuando las resinas estén agotadas. Se dispone de una bomba sostenedora para cada DM para mantener la precapa en caso de bajo flujo ó aislamiento. Cuando las resinas se agotan, se pone fuera de servicio el DM y se hace un retrolavado para enviar las resinas al tanque de desechos químicos. Se aplica una precapa nueva y se pone en servicio nuevamente o se deja en reserva. Se dispone de un tanque de precapa que se usa para preparar la mezcla de resinas, y una bomba de precapa con la que se aplica la mezcla de resinas a los elementos de los DM. El subsistema de limpieza no esta normalmente en operación y no se requiere en condiciones de emergencia o de operación anormal de la Central. Cuando está en operación un DM el otro esta en reserva.

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3.2.3.2 RELACION CON OTROS SISTEMAS. Sistema de suministro de condensado. Para llenar el tanque de precapa y preparar la mezcla de las resinas. También para enviar el agua ya procesada en el DM que proviene desde la alberca de supresión o la alberca de combustible gastado hacia los tanques de almacenamiento de condensado. Sistema de aire de servicio de la Central. Suministra aire para retrolavado del DM a través del tanque acumulador de aire, además también para accionamiento de válvulas automáticas. Con sistema de distribución de 480 Vca para alimentar la bomba de precapa y las bombas sostenedoras. Con el sistema de Drenes de piso radiactivos (FDR), Comparten el tanque acumulador de aire. 3.2.4 MODOS DE OPERACION DOSIS, PREPARACION Y PRUEBAS DE LA MEZCLA DE PRECAPA 3.2.4.1 Dosis de precapa. La precapa es una mezcla de resinas catiónicas y aniónicas. La relación catión/anión usada para preparar la mezcla dependen de los contaminantes que serán removidos y de la calidad deseada del agua tratada. La característica de resinas catiónica aniónica es que forman grumos de apariencia porosa, esta característica permite que los DM puedan trabajar con un alto flujo por unidad de área, con una pequeña caída de presión y con una eficiente remoción de contaminantes disueltos o en suspensión. Las resinas usadas son la catiónica en forma de hidrógeno y la aniónica en forma de hidróxido. La dosis de precapa se calcula en base al peso de resinas secas. El rango de dosis es de 0.15 hasta 0.3 libras de mezcla de resinas por pie cuadrado de área de filtrado.

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Si lo que se quiere controlar son sólidos disueltos se debe usar la más alta dosis (0.2 a 0.3), si son sólidos en suspensión se usa la dosis más baja (0.15 a 0.2). Las dosis menores a 0.15 lbs/ft2 nunca se deben usar a menos que sea autorizado por el fabricante.

DOSIS

lb/ft²

Precapa mínima

0.15

Precapa normal

0.15 - 0.20

Precapa máxima

0.30

Condición de Relación Operación

Dosis

Catión/Anión

Operación Normal

0.15 - 0.20

C/A = 2

Operación en Arranque

0-20 - 0.30

C/A = 1

La concentración normal de la mezcla debe ser de 3 a 7 % basado en paso total de la mezcla en seco. La relación V/V será de 30 a 70 % usando una dosis de 0.2 lb/ft. 3.2.4.2 Preparación de la precapa. La mezcla se debe preparar 30 minutos antes de introducir la precapa al DM. El tanque de precapa debe estar totalmente libre de materias extrañas, polvo u oxidación. Llenar el tanque de precapa hasta 6" antes del nivel de derrame, el agua debe estar a menos de 48°C para no dañar las resinas. Arrancar el mezclador y verificar que éste no introduce burbujas en el agua, agregar la resina aniónica requerida y mezcla durante cinco minutos, tener precaución de no introducir materias extrañas al tanque. Comprobar que la resina se mezcla y se humedece completamente hasta alcanzar una apariencia lechosa amarillenta.

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Agregar la resina catiónica lentamente para que se disperse rápidamente. Comprobar que al agregar la resina catiónica ocurre un cambio en la apariencia de la mezcla comenzando la formación de grumos que aumentarán de tamaño conforme se agrega la resina catiónica. Cuando toda la resina se ha vaciado al tanque se debe continuar con el mezclado durante diez minutos, después de este período las resinas han completado su interacción y tendrá una apariencia de grumos de 3/16 a 1/4 de pulgada. 3.2.4.3 Pruebas de la mezcla Volumen de asentamiento de la mezcla de resinas. Esta prueba determina si la mezcla puede ser utilizada y si los "finos" (resinas que no formaron grumos) existentes podrán ensuciar los elementos de los DM y aumentar la caída de presión en corto tiempo. La prueba se realiza cuando se esta en el mezclado final de las resinas, se toma una muestra del tanque de precapa en un litro graduado, se deja asentar durante 10 minutos y se mide el volumen de resinas como un porcentaje del volumen total de la muestra. El rango aceptable es de 30 a 70 % Volumen de resina/Volumen total de la muestra (V/V= 30-70). Claridad del Sobrenadante. Después de asentada la mezcla en la prueba anterior (V/V) se debe realizar la prueba del liquido de la parte superior de la muestra (sobrenadante), considerándose como un valor aceptable una turbidez de 30 ppm o que las letras impresas en el litro donde se tiene la muestra se pueden ver a través del cristal y del sobrenadante. Si esto no se cumple es indicación de que existen muchos finos que pudieran obstruir los elementos del FD.

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CAPITULO 4 SEGURIDAD Y PROTECCION RADIOLOGICA

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4.1 FILOSOFÍA Y NORMATIVIDAD RADIOLÓGICA 4.1.1 INTRODUCCIÓN Antes de 1920 se hizo conocido que la dosis de radiación recibida por un individuo tenia que ser limitada para prevenir lesiones. En 1928 se formo una comisión internacional, para hacer recomendaciones con respeto a la protección de radiación. Este Comité fue reorganizado en 1950. El nombre fue cambiado a la Comisión Internacional sobre la Protección Radiológica, mundialmente abreviado al ICRP por sus siglas en ingles. La Comisión es compuesta de un presidente y no más de 12 miembros escogidos sobre la base de su maestría aprobada en la protección de radiación y campos relacionados, sin ver la nacionalidad de ellos. El ICRP extensamente es reconocido hoy como la autoridad principal en la protección de los efectos dañinos de radiación ionizante y tiene la responsabilidad de presentar recomendaciones sobre todos los aspectos de este sujeto. Estas recomendaciones por lo general son adoptadas sin el cambio significativo por la mayor parte de países y son incorporadas en sus leyes. 4.1.2 LA PUBLICACIÓN ICRP-26 En 1977 ICRP público el ICRP 26, describe el sistema ICRP de limitación de dosis. El ICRP divide los efectos somáticos sobre efectos estocásticos o no estocásticos. Estocástico "proviniendo de posibilidad; implicación de probabilidad". Los efectos estocásticos son aquéllos cuya probabilidad de ocurrencia se incrementa con la dosis recibida, así como con el tiempo de exposición. La protección radiológica trata de limitar en lo posible los efectos estocásticos, manteniendo las dosis lo más bajas posible. En los efectos no estocásticos la severidad aumenta con la dosis, y se produce a partir de una dosis umbral. Para estos casos la protección consiste en prevenir los efectos, no excediendo los umbrales definidos en cada caso.

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El objetivo de la protección radiológica debería ser prevenir efectos perjudiciales no estocásticos y limitar la probabilidad de efectos estocásticos a niveles más bajos o aceptables. Los efectos no estocásticos pueden ser prevenidos poniendo la dosis anual limita muy abajo de modo que ninguna dosis de umbral alguna vez fuera alcanzada durante la vida de una persona. Los efectos estocásticos son limitados aplicando los límites de dosis anuales que, mas tarde sea asentaron en el ICRP 60, donde definen la frontera entre inaceptable y tolerable. Esto es un cambio muy grande de ICRP 26, en el que se pensó en dosis solamente debajo del límite que representara a un nivel de riesgo que no era mayor que los riesgos de otras ocupaciones con las altas normas de seguridad. Los rasgos principales de las recomendaciones ICRP son lo siguiente: (a) Ninguna práctica será adoptada a no ser que su introducción produzca una ventaja positiva neta. (Esto elimina el empleo "frívolo" de radiación). (b) Todas las exposiciones serán mantenidas tan bajas como factores razonablemente logrables, económicos y sociales siendo tenidos en cuenta. Se conoce esta declaración como el principio ALARA, significa “Tan Bajo Como Razonablemente Lograble”, del ingles (As Low As Reasonably Achievable). El principio ALARA quiere decir que nosotros deberíamos hacer todos los esfuerzos razonables para mantener nuestras dosis de radiación tan abajo como podemos, al mismo tiempo gastando cantidades importantes de dinero para cumplir el criterio. ALARA pide el juicio y el sentido común. (c) La dosis a individuos no excederá los límites recomendados para circunstancias apropiadas por la Comisión.

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4.1.3 SISTEMA DE LIMITACIÓN DE DOSIS 4.1.3.1 INTRODUCCIÓN El sistema de limitación de dosis recomendado por la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP, en inglés) para las prácticas, en curso o previstas, está basado en los tres principios siguientes: • Justificación de la práctica. • Optimización de la protección. • Límites individuales de dosis y de riesgo. Estos principios básicos deben ser tratados como un sistema coherente y ninguna parte del mismo debería ser considerada en forma aislada. En particular el mero hecho de cumplir con los límites de dosis no es una demostración suficiente de cumplimiento satisfactorio con las normas. Si los procedimientos de justificación de las prácticas y de la optimización de la protección se han realizado en forma efectiva, serán pocos los casos en los que se tengan que aplicar los límites a las dosis individuales. 4.1.3.2 DESCRIPCIÓN DEL SISTEMA DE LIMITACIÓN DE DOSIS La ICRP ha recomendado límites de dosis con el objetivo principal de asegurar una protección adecuada aún para los individuos más expuestos. Una práctica con exposición de trabajadores y miembros del público produce una distribución de dosis, por lo tanto de deterioro, y una distribución de beneficios. En general estas dos distribuciones son muy diferentes y, por lo tanto, la distribución de beneficios puede ser usada para justificar el deterioro sólo si el deterioro de cada individuo es pequeño, y no excede niveles aceptados normalmente en la vida diaria. Los límites de dosis se aplican a exposiciones (o variación de exposiciones) que son el resultado de decisiones del hombre y que se distribuyen en la población de manera distinta que los beneficios de dichas decisiones. Por lo tanto, no se aplican a las exposiciones no modificadas, a fuentes naturales de radiación, o a las exposiciones recibidas como paciente en la práctica médica.

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En la práctica, han surgido varias interpretaciones erróneas acerca de la definición y función de los límites de dosis. En primer lugar, el límite de dosis se considera muy a menudo, pero erróneamente, como una línea divisoria entre lo “seguro” y lo “peligroso”. En segundo lugar es considerado, también en forma amplia, pero equivocada, como la forma más sencilla y efectiva de mantener las exposiciones a niveles bajos. En tercer lugar, se lo suele considerar como la única medida de la rigurosidad de un sistema de protección. Dada esta situación, no resulta sorprendente que aún hoy las autoridades regulatorias y los gobiernos se dediquen erróneamente a aplicar límites de dosis siempre que sea posible, incluso cuando las fuentes de radiación estén parcial, o hasta totalmente, fuera de su control y aún cuando la optimización de la protección resultase la medida más apropiada. 4.1.4 CONTROL DE LA EXPOSICIÓN OCUPACIONAL 4.1.4.1 RESTRICCIONES DE DOSIS Las restricciones de dosis (dose constraint) son valores de dosis individual relacionados con la fuente, los cuales se utilizan para limitar el espectro de opciones consideradas en el proceso de optimización. En muchas actividades se puede establecer con certeza los valores de dosis individuales que recibirán los trabajadores en operaciones bien definidas; en estos casos es posible establecer restricciones de dosis que se aplicarían a la actividad laboral en cuestión. 4.1.4.2 LÍMITES DE DOSIS La ICRP recomienda un límite de dosis efectiva de 20 mSv en un año, promediado a lo largo de 5 años (100 mSv en 5 años), con el requisito adicional que la dosis no supere 50 mSv en un año cualquiera. Queda implícito en estos límites, que cualquier restricción de dosis utilizado para la optimización no debería superar 20 mSv en un año cualquiera.

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El cumplimiento del límite de dosis efectiva ocupacional es suficiente para asegurar la ausencia de efectos determinísticos en todos los órganos y tejidos del cuerpo excepto en el cristalino, que contribuye en forma insignificante a la dosis efectiva, y la piel que puede estar sujeta a exposiciones localizadas. Los límites de dosis para estos tejidos están dados en términos de dosis equivalente y son 150 mSv para el cristalino y 500 mSv para la piel, promediada sobre un área de 1 cm2. Los límites se aplican siempre a la suma de las dosis debidas a la exposición externa durante el periodo considerado y de la dosis comprometida en 50 años por las incorporaciones durante ese mismo periodo. Para la exposición interna, los límites de incorporación anual se basan en una dosis efectiva comprometida de 20 mSv. Estos límites se aplican a la dosis que ha sido comprometida durante un año de trabajo. 4.1.5 EL CRITERIO ALARA El criterio ALARA se estableció desde 1977 en el ICRP 26. Este se aplica para optimizar la protección radiológica, es enfocado a los trabajadores expuestos a radiaciones ionizantes. 4.1.5.1 APLICACIÓN DEL CRITERIO ALARA El principio de la optimización de la protección radiológica, o principio ALARA, por el que las dosis recibidas por los trabajadores profesionalmente expuestos a radiaciones ionizantes deben mantenerse tan bajas como razonablemente sea posible y siempre por debajo de los límites de dosis establecidos en la legislación. La aplicación de este principio requiere, entre otros muchos aspectos, prestar una especial atención a todas y cada una de las medidas de protección radiológica encaminadas a la prevención de la exposición a radiaciones que, fundamentalmente, se basan en:


La evaluación (previa a su puesta en práctica) del riesgo radiológico asociado a toda actividad que implique el uso de radiaciones ionizantes.

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La clasificación radiológica de los trabajadores involucrados en función del riesgo radiológico inherente al trabajo a desarrollar como parte de esa actividad.




La clasificación radiológica de los lugares de trabajo en función de los niveles de radiación y de contaminación previsibles como consecuencia de esa actividad.




La aplicación de normas y medidas de control adecuadas a las distintas categorías de trabajadores profesionalmente expuestos y a los distintos lugares de trabajo.

En las evaluaciones e inspecciones relacionadas con la protección radiológica de los trabajadores que se llevan a cabo por el CSN se presta una especial atención a los trabajos, procedimientos, métodos, esfuerzos y recursos orientados a la prevención de las exposiciones ocupacionales de forma que, dentro de lo razonablemente posible, se minimice el riesgo inherente a dichas exposiciones. Todo trabajador, antes de comenzar a trabajar con radiaciones ionizantes, debe someterse a un reconocimiento médico y obtener un certificado de "apto médico para realizar trabajos con radiaciones ionizantes", y renovarlo cada año. 4.1.6 PUBLICACIÓN ICRP 60 La publicación tiene 7 capítulos y varios anexos técnicos referidos a la información básica que fue utilizada para establecer las recomendaciones. Las anteriores publicaciones del ICRP tenían un lenguaje más bien críptico y no daban los fundamentos de algunas recomendaciones lo que generó algunas críticas. El ICRP-60 es un documento mucho más claro y didáctico que contiene no solo las recomendaciones sino también todos los fundamentos y las bases filosóficas de las recomendaciones que se hacen. Además en los anexos se pueden encontrar los datos estadísticos y los resultados experimentales, así como los modelos matemáticos utilizados y las referencias sobre el origen de toda la información utilizada.

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Los criterios del ICRP han ido evolucionando a través del tiempo al considerar siempre la información más reciente a medida que esta es actualizada con nueva información estadística o con datos experimentales sobre personas y animales, por ejemplo: Las hipótesis dosimétricas originales de los más importantes grupos de estudio de Hiroshima y Nagasaky no consideraron inicialmente algunos elementos trascendentes como ser la gran humedad presente en el momento de la explosión. Además con el transcurrir del tiempo, se comenzó a observar un aumento en la frecuencia de algunos tipos de cánceres que, dada su escasa frecuencia, no eran fáciles de evidenciar en un principio (efectos tardíos). La aparición de esta nueva información experimental y los cambios observados determinaron que el ICRP decidiera recomendar a varios grupos de estudio una nueva reevaluación de la situación fin de considerar la información actualizada. El resultado de dicho trabajo son las nuevas recomendaciones aparecidas en el ICRP-60. El lenguaje y la forma de presentación se han pulido a fin de lograr un documento de uso práctico, efectivo y de fácil comprensión. Algunos nuevos conceptos se definen con mayor claridad: la inequidad, los riesgos potenciales, el detrimento global, los modelos de efectos aditivo, multiplicativo y combinado, la dosis efectiva que reemplaza a la efectancia, la dosis equivalente que ahora es una magnitud extensiva que se puede sumar, etc.

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Dosis y Exposición

4.2 DOSIS Y EXPOSICIÓN Los trabajos de investigación realizados en las décadas del ’50 y del ’60 hicieron posible obtener el conocimiento y la experiencia necesarios para definir, desde el punto de vista radiológico, una política de protección para los trabajadores, el público y el ambiente, mucho antes de que se utilizaran cantidades apreciables de material radiactivo. Los criterios que sustentan esa política han seguido la evolución de los conocimientos en materia de seguridad radiológica y en particular, las recomendaciones de las Comisión Internacional de Protección Radiológica (en inglés, ICRP). Todo tipo de radiación ionizante transfiere energía al interaccionar con la materia, produciendo ionización en ella, a través de diferentes mecanismos como se vio anteriormente. De la interacción de la radiación con la materia y con las células vivas se generan una serie de conceptos y definiciones que a continuación explicaremos. 4.2.1 EXPOSICIÓN Se define como la cantidad de carga eléctrica que la radiación electromagnética produce en una unidad de masa de aire, cuando todos los electrones y positrones, liberados por los fotones incidentes, se frenan completamente en la masa de aire. Las unidades para medir la exposición son los Roentgen (R), se define como la cantidad de radiación electromagnética que en 1 cm3 de aire (con una densidad de 0.0012393 g cm-3 en condiciones normales de presión temperatura), produce una unidad electrostática de carga. R = 2.58 x10 −4 C ⋅ Kg −1 La rapidez de exposición consiste en la rapidez con la que la radiación electromagnética produce cargas en el aire. Entonces las unidades de rapidez de exposición son roentgen por hora, miliroentgen por minuto, etc.

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4.2.1.1 DOSIS ABSORBIDA La dosis absorbida (D) se refiere a la energía promedio d E que absorbe un material al ser expuesto a cualquier tipo de radiación electromagnética, las unidades de medición son los greys (Gy) y se calcula bajo la siguiente ecuación: D=

dE dm

El “rad” es una unidad especial para medir la dosis absorbida, la cual se define como la cantidad de 100 erg depositada en 1 gr. Tiene la siguiente relación con los greys: 1Gy = 100 rad La rapidez de dosis absorbida es aquella con que la radiación de cualquier tipo deposita su energía en cualquier material expuesto. ∗

D=

dD dt

Las unidades empleadas para la rapidez de dosis son:

rad ⋅ h −1 rad por hora mrad ⋅ h −1 milirad por hora mrad ⋅ min −1 milirad por minuto 4.2.1.2 EQUIVALENTE DE DOSIS El equivalente de dosis (H) es la magnitud que correlaciona la dosis absorbida con los efectos deletéreos más importantes de la exposición a la radiación, en particular con los efectos estocásticos tardíos. H = DQN

[Sv ]

Donde: Q= factor de calidad N= producto de los demás factores. Conforme al Reglamento de Seguridad Radiológica N=1

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Dosis y Exposición

El factor de calidad (Q), representa el daño que cualquier tipo de radiación causa en relación al daño causado por la radiación gamma, en la tabla, se presentan los valores de Q establecidos en la norma mexicana NOM-001-NUCL-1994. Tipo de radiación Q Fotones (rayos X y radiación gamma) con energías menores a 30 keV 1 Electrones con energías mayores a 30 keV 1 Partículas β del tritio 2 Partículas α, protones e iones pesados 20 Neutrones con energía Menores a 10 keV 5 Entre 10 keV y 100 keV 10 Entre 100 keV y2 MeV 20 Entre 2 MeV y 20 MeV 10 Mayores de 20 MeV 5 El equivalente de dosis se mide con una unidad llamada rem, de la relación anterior, cuando Q=1: 1rem = 1 rad La relación entre el sievert (Sv) y el rem es la siguiente: 1Sv = 100 rems La rapidez con la que la radiación deposita energía en el tejido dañado se conoce como rapidez de equivalente de dosis y está dada en Sv o rem por unidad de tiempo. 4.2.2 IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN Para explicar los conceptos de contaminación e irradiación es necesario retomar el concepto de radiación ionizante; la cual es toda radiación electromagnética o corpuscular capaz de producir iones, directa o indirectamente, debido a su interacción con la materia. Con el concepto de irradiación nos referimos, a la radiación ionizante que se recibe de una fuente de radiación ya sea interna o externa del organismo. En la irradiación externa se expone a la radiación pero no se tiene contacto directo con el material. La irradiación interna implica que el material emisor está contenido en el cuerpo, lo que involucra contaminación, para no confundir términos nos referiremos a esta como contaminación interna.

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4.2.2.1 IRRADIACIÓN EXTERNA Aunque en este tipo de irradiación no se tiene contacto con el material que emite la radiación, si se recibe una dosis, la cual depende del tipo de radiación, tiempo de exposición y de su energía. Debido a esto no tiene el mismo efecto exponerse a una fuente de radiación alfa que una gamma. a) Por partículas α Debido al corto alcance de las partículas alfa, éstas no representan un riesgo. La capa muerta de la piel tiene un grosor de de 70 µm por lo que estas partículas quedan absorbidas completamente por esta capa. b) Por partículas β Las partículas β son más energéticas y menos másicas que las α por lo que tienen un mayor alcance y por consecuente algunas de ellas pueden representar un riesgo, dependiendo de su energía. Estas partículas con energías mayores a 70 keV son capaces de penetrar la capa muerta de la piel, 7 mg cm-2 o las células vivas. La energía promedio de las partículas β es aproximadamente igual a 1/3 EMAX c) Por partículas γ La irradiación externa con radiación gamma puede representar un riesgo, debido a que un mayor alcance y puede penetrar lo suficiente en el organismo. En este caso es importante conocer la rapidez de exposición de una fuente de radiación γ en R·h-1.

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Dosis y Exposición

4.2.2.2 IRRADIACIÓN INTERNA La irradiación interna es aquella que recibe el organismo cuando las fuentes de radiación se encuentran dentro del mismo, la incorporación del material radiactivo al organismo se puede llevar a cabo mediante diferentes mecanismos, como: inhalación, ingestión, absorción a través de la piel o por la sangre por alguna herida. Esto se considera como contaminación interna del organismo. Al igual que en la irradiación externa la dosis recibida depende del tipo de radiación, su energía, del tiempo de irradiación, pero además también depende de la vida media del núclido y del comportamiento en el organismo de la sustancia que contenga el núclido. Una vez que el radionúclido se ha incorporado al organismo, buscara el camino biocinético o metabólico de acuerdo con sus propiedades químicas o bioquímicas. De esta forma quedará determinado el órgano o tejido en el que se depositará la sustancia radiactiva el mayor tiempo dentro del organismo. El órgano o tejido afectado se denomina órgano/tejido de referencia o crítico. La vida media biológica del radionúclido se define como el tiempo necesario para que la mitad de la cantidad de una sustancia incorporada sea excretada del cuerpo, un órgano o de un tejido. 4.2.3 EL PERSONAL OCUPACIONALMENTE EXPUESTO Es aquella persona que en el ejercicio y con motivo de su ocupación está expuesto a la radiación ionizante o a la incorporación de material radiactivo. Quedan excluidos los trabajadores que ocasionalmente en el curso de su trabajo puedan estar expuestos a este tipo de radiación, siempre que el equivalente de dosis efectivo anual que reciban no exceda el límite establecido en el RGSR para el público. En los artículos 27 al 33 del RGSR se establecen condiciones para POE’s mujeres y estudiantes. No pueden ser POE menores de 18 años. Los límites se refieren al hombre de referencia de acuerdo al ICRP 26, en el cual se establece al hombre estándar con un peso de 70 kg y a la mujer estándar con 58 kg.

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4.3 EFECTOS BIOLOGICOS Poco después de que se inventara el tubo de rayos X, es decir, desde las primeras experiencias con las radiaciones, las personas que trabajaban en ellas observaron lesiones en la piel de las manos. Varios científicos se irradiaron la piel a propósito para obtener más datos, y averiguaron que una fuerte exposición podía causar enrojecimiento o quemaduras varias semanas después del contacto. Se constató que una exposición muy fuerte podía incluso provocar heridas abiertas (úlceras en la piel) y caída temporal de cabello. Asimismo vieron que un tejido expuesto y curado inicialmente podía desarrollar cáncer años después. Desde entonces, el conocimiento de los efectos biológicos de la radiación se ha desarrollado en paralelo al de sus aplicaciones, tratando de encontrar el justo equilibrio entre ventajas e inconvenientes. Muchas incógnitas iniciales están resueltas, pero otras siguen investigándose ya que la interacción con la materia viva se rige por mecanismos complejos en los que intervienen otros muchos factores. A diferencia de otras formas de radiación, la radiación ionizante es capaz de depositar suficiente energía localizada para arrancar electrones de los átomos con los que interactúa. Así, cuando la radiación colisiona al azar con átomos y moléculas al atravesar células vivas, da lugar a iones y radicales libres que rompen los enlaces químicos y provoca otros cambios moleculares que dañan las células afectadas. Se ha establecido que, por lo que respecta a la salud humana, los tipos más importantes de radiaciones son las ionizantes. Si una radiación ionizante penetra en un tejido vivo, los iones producidos pueden afectar a los procesos biológicos normales. Por consiguiente, el contacto con cualquiera de los tipos habituales de radiación ionizante (alfa, beta, gamma, rayos X y neutrones) puede tener repercusiones sobre la salud. Se sabe, también, que los efectos de cada tipo de radiación ionizante son distintos. Por ejemplo, un rayo gamma sólo provoca lesiones en puntos concretos, de forma que el tejido puede soportarlo razonablemente bien e incluso puede reparar las lesiones causadas. Por el contrario, una partícula alfa, pesada y relativamente grande, provoca grandes daños en un área pequeña y es más perjudicial para el tejido vivo.

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Efectos Biológicos

La relación entre radiación y cáncer sigue siendo un asunto muy debatido. La investigación sobre los mecanismos que pueden explicar una relación causa-efecto entre una y otro, ha establecido la necesidad de considerar, por un lado, la cantidad y la calidad de la dosis recibida, y por otro lado, el tipo de tejido afectado junto a su capacidad de recuperación. En el extremo opuesto se encuentran las llamadas bajas dosis, que sí pueden ser recibidas de forma habitual por determinados colectivos de personas. El debate sobre sus efectos dista mucho de estar resuelto, ya que la investigación no ha podido establecer los mecanismos, ni los límites de dosis a partir de los cuales se desencadenan, dado el elevado número de factores que intervienen en el desarrollo de un proceso cancerígeno. Una de las realidades consideradas en este debate es que la frecuencia del cáncer no es más elevada en áreas donde la radiación de fondo es muy superior a la media. En esta línea, algunos investigadores apoyan la teoría de la hómesis para explicar, incluso, que en las poblaciones que viven en regiones de montaña, a grandes alturas y con niveles de radiación elevados, se dan menos casos de cáncer, al generar una especie de autodefensa, como en la homeopatía. Esto puede ser estadísticamente correcto, pero la conclusión no es necesariamente acertada, ya que, como se ha indicado, el cáncer tiene muchas causas. 4.3.1 CLASIFICACIÓN DE LOS EFECTOS BIOLÓGICOS Como muchos otros agentes físicos, químicos o biológicos, las radiaciones ionizantes son capaces de producir daños orgánicos. Esto es en virtud de que la radiación interacciona con los átomos de la materia viva, provocando en ellos principalmente el fenómeno de ionización. Luego esto da lugar a cambios importantes en células, tejidos, órganos, y en el individuo en su totalidad. El tipo y la magnitud del daño dependen del tipo de radiación, de su energía, de la dosis absorbida (energía depositada), de la zona afectada, y del tiempo de exposición. Así como en cualquier otro tipo de lesión, este daño orgánico en ciertos casos puede recuperarse. Esto dependerá de la severidad del caso, de la parte afectada, y del poder de recuperación del individuo. En la posible recuperación, la edad y el estado general de salud del individuo serán factores importantes.

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4.3.1.1 DAÑO BIOLÓGICO POR RADIACIONES Para los agentes farmacológicos en general es válida la regla de que, para obtener un efecto biológico dado, se requiere dar una determinada dosis mayor que la dosis umbral. La dosis umbral es aquella que marca el límite arriba del cual se presenta un efecto, y debajo del cual no hay efecto. Algunos de los efectos de la radiación caen en este caso, los no estocásticos. Otras sustancias no tienen una respuesta de este tipo, es decir no tienen umbral, por lo tanto no hay una dosis mínima para producir un efecto. Consecuentemente, cualquier dosis dada produce un efecto; para obtener un efecto cero se requiere una dosis cero. Los efectos estocásticos de la radiación se comportan de esta manera. La rapidez con la cual se absorbe la radiación es importante en la determinación de los efectos. Una dosis dada producirá menos efecto si se suministra fraccionada, en un lapso mayor, que si se aplica en una sola exposición. Esto se debe al poder de restauración del organismo; sin embargo hay que tomar en cuenta que esta recuperación no es total y siempre queda un daño acumulativo. El lapso entre el instante de radiación y la manifestación de los efectos se conoce como periodo latente. Con base en esto se pueden clasificar los daños biológicos como agudos (a corto plazo), que aparecen en unos minutos, días o semanas, y diferidos (largo plazo), que aparecen después de años, décadas y a veces en generaciones posteriores. El daño biológico tendrá diferentes manifestaciones en función de la dosis. A bajas dosis (menos de 100 mSv o 10 rem) no se espera observar ninguna respuesta clínica. Al aumentar a dosis mayores, el organismo va presentando diferentes manifestaciones hasta llegar a la muerte. La dosis letal media, aquella a la cual 50% de los individuos irradiados mueren, es de 4 Sv (400 rem). Ordinariamente, cuando se hace referencia a dosis equivalentes, se quiere indicar una dosis promedio al cuerpo total. Esto es importante ya que en ocasiones pueden aplicarse grandes dosis de radiación a áreas limitadas (como en radioterapia) con un daño local. Si estas mismas dosis se aplican a todo el cuerpo pueden ser letales. Por ejemplo, una persona

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Efectos Biológicos

podría recibir 10 Sv (1 000 rem) en un brazo y experimentar una lesión local, pero esa misma dosis a cuerpo entero le causaría inexorablemente la muerte.

Dosis agudas

Efecto probable

0 – 25 rems

(0 – 0.25 Sv)

25 – 50 rems

(0.25 – 0.50 Sv)

50 – 100 rems

(0.5 – 1 Sv)

Ninguna lesión evidente

Posibles alteraciones en la sangre, pero ninguna lesión grave. Alteraciones de las células sanguíneas. Alguna lesión. Ninguna incapacitación.

100 – 200 rems

(1 – 2 Sv)

Lesión. Posible incapacitación.

200 – 400 rems

(2 – 4 Sv)

Certeza de lesión e incapacitación. Probabilidad de defunción.

400 rems

600 ó más rems

(4 Sv)

(6 Sv)

Cincuenta por ciento de mortalidad.

Muy probablemente mortal.

4.3.1.2 EFECTOS DE LA RADIACIÓN EN LAS CÉLULAS Cuando la radiación ionizante incide sobre un organismo vivo, la interacción a nivel celular se puede llevar a cabo en las membranas, el citoplasma, y el núcleo. Si la interacción sucede en alguna de las membranas se producen alteraciones de permeabilidad, lo que hace que puedan intercambiar fluidos en cantidades mayores que las normales. En ambos casos la célula no muere, pero sus funciones de multiplicación no se llevan a cabo. En el caso en que el daño es generalizado la célula puede morir. En el caso en que la interacción sucede en el citoplasma, cuya principal sustancia es el agua, al ser ésta ionizada se forman radicales químicamente inestables. Algunos de estos radicales tenderán a unirse para formar moléculas de agua y moléculas de hidrógeno (H+), las cuales no son nocivas para el citoplasma. Otros se combinan para formar peróxido de hidrógeno (H2O2), el cual sí produce alteraciones en el funcionamiento de las células. La situación más crítica se presenta cuando se forma el hidronio (HO-), el cual produce envenenamiento. 73

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Cuando la radiación ionizante llega hasta el núcleo de la célula, puede producir alteraciones de los genes e inclusive rompimiento de los cromosomas, provocando que cuando la célula se divida lo haga con características diferentes a la célula original. Esto se conoce como daño genético de la radiación ionizante, que si se lleva a cabo en una célula germinal (espermatozoide u óvulo) podrá manifestarse en individuos de futuras generaciones. Por lo expuesto, vemos que la radiación ionizante puede producir en las células: aumento o disminución de volumen, muerte, un estado latente, y mutaciones genéticas. Vale la pena mencionar que estas propiedades destructivas de la radiación se pueden transformar en un beneficio. La radioterapia busca eliminar tejidos malignos en el cuerpo aplicándoles altas dosis de radiación. Sin embargo, por la naturaleza de la radiación, es inevitable afectar otros órganos sanos cercanos. En un buen tratamiento de radioterapia se proporciona la dosis letal al tumor, tratando de que sea mínima la exposición de otras partes del cuerpo. 4.3.1.3 FACTORES INFLUYENTES EN LOS EFECTOS BIOLÓGICOS Existen diversas causas por las cuales los efectos biológicos producidos por la radiación ionizante pueden ser más o menos severos, los cuales se agrupan en tres clases: físicos, fisiológicos y ambientales. Físicos Dependen de las características de la radiación incidente, entre éstos se tienen: la dosis total, distribución de dosis en el tejido, tipo de radiación, dosis por exposición, rapidez de dosis e intervalo entre las irradiaciones. Fisiológicos Estos dependen del individuo irradiado: edad, constitución genética, sexo, metabolismo, nivel de respuesta a la tensión nerviosa, entre otros. Ambientales El que se identifica a la fecha es la presión ambiental de oxígeno en estudios “in vitro”.

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Efectos Biológicos

4.3.1.4 SENSIBILIDAD RELATIVA DE CÉLULAS Y TEJIDOS Aparentemente la amplia variación entre especies, está asociada con el metabolismo total de la especie individual, ya que sin tener en cuenta la especie comprometida, los cambios histológicos reflejan la dosis con bastante precisión. Por ejemplo, si se dieran a cobayos y conejos 250 R, de rayos X de 200 kV, serían evidentes los mismos cambios histológicos en los tejidos de ambas especies y aun cuando esta dosis podría matar al 50 % de los cobayos, sólo produciría una enfermedad pasajera en los conejos. Parece que no todas las células y tejidos son igualmente sensibles o vulnerables a las radiaciones. Existen varias generalizaciones que nos permiten predecir el grado de radiosensibilidad de un tipo particular de célula o tejido. Las células más activas y que crecen con mayor rapidez, tienden a ser las más radiosensibles en un tejido cualquiera. Los tejidos y células que son menos especializados o menos diferenciados, tienden a ser más vulnerables a la radiación. En general, el núcleo de una célula es más radiosensible que el citoplasma; de aquí que una célula con bastante citoplasma no sea tan afectada como aquella que contiene más material en el núcleo. Observaciones experimentales sustentan estas generalizaciones. Sobre la base de estas generalizaciones, puede aceptarse la siguiente lista de células comunes y/o tejidos, agrupados de acuerdo a un orden decreciente de radiosensibilidad: Los tejidos muy jóvenes o en pleno crecimiento, son más sensibles a la radiación, que los tejidos adultos o inactivos

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Conclusiones Del presente trabajo recepcional, puedo decir que conforme a los resultados obtenidos, puedo concluir que obtuve un conocimiento a fondo de la importancia que tienen los Sistemas de Enfriamiento y Limpieza de la Alberca de Combustible Gastado de una Central Nuclear. Destacando que se requieren conocimientos previos acerca de la energía nuclear, como es: conocer su historia, su interacción con la materia, como es que se producen estas radiaciones y cuales son las instalaciones necesarias para su aprovechamiento. Otro punto importante a resaltar es conocer, que es una central nucleoeléctrica, los componentes que la constituyen, y el funcionamiento de los principales sistemas que operan para la generación y producción de energía eléctrica. Del Sistema de Enfriamiento puedo decir que es de vital importancia que la alberca de decaimiento mantenga una temperatura constante, ya que el combustible en decaimiento al seguir proporcionando calor, no podría ser controlado ni manipulado, sin este sistema. El Subsistema de Limpieza es muy importante no solo para la Alberca de Decaimiento sino también para todos los sistemas de la central que requieren un abastecimiento de agua purificada para el reactor, ya que el agua que ingresa al reactor debe de ser de alto grado de purificación. Hay que destacar la importancia de la Seguridad y Protección Radiológica, porque al estar expuestos a radiaciones ionizantes, se pone en riesgo la integridad física de los que manipulen estas. Con este trabajo presentado obtuve un alto grado de conocimiento acerca de la energía nuclear, sus aplicaciones y los daños que pueden tener en los seres humanos.

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