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Central Nuclear Atucha

Enviado por ezequieln



CENTRAL NUCLEAR ATUCHA I

Ubicación y reseña :

Esta central nuclear se encuentra ubicada en Lima, provincia de Buenos Aires, en el partido de Zárate, está ciudad, está entre la autopista Buenos Aires-Rosario y el majestuoso Paraná de las Palmas. Fue fundada el 24 de junio de 1888, fecha en la cual el Dr. Alsina pone en remate los solares y quintas que habían pertenecido a la familia Lima, (de allí su nombre) lindantes con la estación de ferrocarril.

Contaba en ese entonces con unas 300 casa pertenecientes, la mayoría, a colonos de origen suizos, italiano y vasco.

Luego de 100 años, Lima es comunidad de mas de 7000 habitantes con ansias de progreso.

Su principal característica es la conservación de la imagen de un típico pueblo de la provincia de Buenos Aires.

Aún hoy se puede observar gente a caballo con la arraigada costumbre de ser hospitalarios, solidarios y cordiales.

Su paisaje rural, muestra plantaciones, quintas de hortalizas y árboles frutales, además del Emplazamiento Nuclear de Atucha.

La central Nuclear y la comunidad

Desde el inicio mismo de la construcción la misma gente de Lima mostró su disconformidad. Pero pronto se puso un amplio programa de Relaciones Públicas traducidos en beneficios directos para las localidades vecinas. Así se realizó el apadrinamiento de escuelas, permanente apoyo a instituciones intermedias y de bien público, transporte tanto de alumnos como de docentes de escuelas rurales, asfalto a las principales calles de Lima, promoción de eventos deportivos, etc..

Hoy la buena relación que existe con las comunidades vecinas llevan al convencimiento que el más firme deseo y compromiso de la gente de la Central Nuclear Atucha es el de ser buenos vecinos.

Centro de Capacitación Dr. Oscar S. Melillo

En Mayo de 1994, se crea el "entro de Capacitación Dr. Oscar S. Melillo", está es una casa de estudios abierta a la comunidad. Allí se brindan cursos, seminarios, exposiciones y congresos, de tal forma que sean un aporte cultural a la región.

También se realizan cursos de plomería, gas, carreras, paramédicas, etc., con el objetivo de brindar una capacitación adecuada con salida laboral.

El medio ambiente es otra constante preocupación, el cuidado de los espacios verdes, la forestación y actividades pedagógicas forman parte de los trabajos que allí se realizan. Esto se demuestra, mediante la "Granja Demostrativa", ubicada a escasos metros de la central, donde se cultivan frutas y verduras.

El Emplazamiento Atucha

Pertenecen a este emplazamiento la Central Nuclear Atucha I de 357 Mwe de potencia aportando al Sistema Argentino de Interconexión (SADI) desde 1974; y la Central Nuclear Atucha II de 745 Mwe en etapa de construcción.

La Central Nuclear Atucha I emplea mezcla de uranio natural (0,72%) y uranio levemente enriquecido al 0,85%. Es refrigerada y moderada con agua pesada. Pertenece al tipo de reactores PHWR (reactor de agua pesada presurizado).

El diseño de la Central está basado en uno del tipo PWR (reactor de agua a presión) y la experiencia ganada en el reactor alemán MZFR de 50 Mwe.

El núcleo del reactor está compuesto de 252 posiciones con canales refrigerantes. Dentro de cada uno de ellos se alojan los Elementos Combustibles que contienen el uranio en forma de pastillas de dióxido de uranio (UO ) sintetizadas.

El recambio del combustible se realiza durante la operación normal a un promedio de un Elemento Combustible por día a plena potencia.

Logros importantes de la Central Nuclear Atucha I :
# Ser pionera en la generación nucleoeléctrica de toda Latinoamérica.

# Haber logrado "indicadores de operación", ubicándose entre las más destacadas del mundo en varias oportunidades, logrando factores de disponibilidad superiores al 90%.

# Ser una escuela de formación de Profesionales y Técnicos en la Operación de Centrales Nucleares, lo que permitió nutrir de personal a otros emprendimientos como en la Central Nuclear de Embalse y Atucha II, y ahora colaborar con otras plantas latinoamericanas.

# Operar la instalación aplicando las prácticas utilizadas internacionalmente, recomendadas por la OIEA (Organización Internacional de Energía Atómica), WANO ( Asociación Mundial de Operadores Nucleares) y buenas prácticas por diversos operadores.

# Incentivar e insertar prácticas de avanzada como fueron las de garantías de Seguridad Industrial, Mantenimientos Preventivos y Predictivos, Análisis Probabilísticos de Seguridad y Robótica, en empresas de la zona exigiendo a sus proveedores locales el cumplimiento de determinadas normas para su calificación.

# Promover y efectuar Simulacros de Emergencia en la zona de influencia, concientizando a la población acerca de organizarse y capacitarse para enfrentar cualquier tipo de siniestros que puedan presentarse en nuestra región.

#Continuar con la búsqueda de la excelencia realizando "Talleres de Trabajo" y "Revisiones Internas" en la central con la participación de especialistas extranjeros.

DATOS TÉCNICOS REPRESENTATIVOS

Comienzo de la construcción.........Junio 1968

Criticidad inicial...............................13/01/1974

Sincronización con la red...................................................19/03/1974

Explotación industrial......................24/06/1974

Aumento de potencia al108%............................................06/05/1977

Potencia en bornes del generador..357 Mwe

Potencia térmica del reactor...........1179MW

LA FISION NUCLEAR

El Uranio

La materia está formada por átomos, cada uno de los cuales está formado por un núcleo central y una serie de electrones que giran alrededor del mismo. El núcleo está compuesto por protones y neutrones, siendo el número de protones igual al de electrones. La suma del número de neutrones más el número de protones se llama "número másico". Cuando dos átomos tienen el mismo número de protones, pero distinto número de neutrones se les llama "isótopos".

Como se sabe, el uranio tiene 92 de número atómico y 238 de masa atómica, y posee, por lo tanto, 92 protones, 92 electrones orbitales y 146 neutrones. El número de sus átomos es inestable como, lo demuestra su radiactividad. Cuando un neutrón golpea un núcleo de uranio, éste se escinde en dos núcleos de masa atómica media, liberando una gran cantidad de energía.

La primera experiencia fue realizada por un físico alemán Otto Hahn (1879-1968) en 1939, bombardeando el uranio con electrones lentos durante meses. Hahn y sus colaboradores habían obtenido durante aquel tiempo átomos de bario, elemento con una masa atómica aproximadamente la mitad de la del uranio : el uranio se había escindido en dos partes. Pero se advirtió que las dos mitades también eran núcleos inestables y que, por tanto, se desintegraban fácilmente hasta detenerse sobre núcleos estable : una especie de cataclismo atómico a escala microscópica.

Los físicos, continuando con la experiencia, apreciaron que la escisión afectaba casi totalmente al uranio 235, que está presente, en el porcentaje mínimo, en el uranio 238, mezcla de tres isótopos. Dedicaron su atención a un hecho de enorme importancia :en la escisión del núcleo de uranio235 se emitían neutrones que chocaban con otros núcleos, alargando así la escisión. Se inicia de este modo una reacción en cadena que se expande en avalancha, transformando en brevísimo tiempo la materia en una enorme cantidad de energía. El proceso requiere menos de una millonésima de segundo.

El fenómeno de demolición del uranio recibe el nombre de fisión (que significa escisión). Las sustancias escindibles y generadoras de la reacción se denominan físiles. El único físil natural es el uranio 235. Existen, sin embargo, sustancias artificiales físiles, como el uranio 233 y el plutonio 239. Las condiciones para que se realice la fisión son las siguientes :

_Producir uranio 235, es decir, separarlo de los otros isótopos.

_Producir neutrones, regularizar su velocidad y la de los neutrones liberados en la reacción en cadena.

El uranio natural que se saca de las minas tiene el 0,72% de átomos de U235 y el 99,28% de átomos de U238, es decir, de cada 139 átomos de uranio, solamente hay uno de U235 que se pueda fisionar.

La bomba atómica

Es el resultado de una fisión incontrolada de un elemento como el 9 2 U. Ahora bien, si una

muestra de 9 2 U es pequeña, la mayor parte de neutrones que libera se escapan por su superficie sin provocar nuevas reacciones, con lo cual no tiene lugar la reacción en cadena. Para llegar a la bomba se requiere, pues, enriquecer el uranio en su contenido de 9 2 U y una vez superada una cierta masa de éste, denominada masa crítica, la cantidad de neutrones que escapan por las paredes ya no es suficiente para impedir la reacción en cadena. Así, al poner en contacto dos masas subcríticas de uranio enriquecido, de manera que en conjunto superen la masa crítica, se producirá la reacción en cadena y la explosión. La bomba atómica se consigue manteniendo separadas dos masa sucríticas mediante un grueso tabique captador de neutrones, el cual, en el momento en que se tiene que provocar la explosión, se rompe mediante un explosivo convencional.

Los reactores nucleares

Son dispositivos que producen energía térmica mediante reacciones nucleares de fisión.

El reactor nuclear más usual consta básicamente de un núcleo, en el cual se almacena el combustible nuclear, formado por una sustancia que varía según el tipo de reactor, pero que en todas las ocasiones contiene cierta cantidad de material fisionable, como puede ser el 9 2 U. Este material, en forma de pastillas, se encuentra encerrado en unas vainas metálicas perfectamente soldadas, que impiden cualquier fuga al exterior del material radioactivo.

En el conjunto formado por las distintas vainas de material combustible se encuentran introducidas las denominadas barras de control, construidas de un material que tiene la propiedad de absorber neutrones como cadmio o el boro. Estas barras son las encargadas de mantener la reacción en cadena al ritmo deseado.

Todo el núcleo del reactor se encuentra en una sustancia que recibe el nombre de moderador y que, según el tipo de reactor, puede ser de agua ligera, agua pesada, grafito, etc.. Finalmente, el conjunto está rodeado de una sustancia, el refrigerante, cuya naturaleza varía también según los distintos tipos de reactores y cuya finalidad es transmitir el calor producido en el núcleo a los sistemas que transformarán el mismo en electricidad, manteniendo constante al mismo tiempo la temperatura del núcleo. Según el tipo de reactor, el refrigerante suele ser agua ligera o pesada, gas, e incluso metal líquido en los reactores rápidos.

El agua pesada es una clase de agua de mayor peso (tiene mayor densidad) que el agua común, por tener el hidrógeno un neutrón en su núcleo ; a este tipo de hidrógeno se lo llama "deuterio". Un litro de agua pesada pesa 1105grs.. El agua común contiene un sólo átomo de deuterio por cada 7000 de hidrógeno, por lo tanto, el agua pesada se obtiene del agua común a través de distintos procesos.

Clasificación de los reactores :

# Según la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión :reactores térmicos (neutrones lentos en equilibrio térmico con el medio en que encuentran) ; reactores rápidos (neutrones rápidos de energía muy elevada).

# Según el combustible utilizado : reactores de uranio natural, en los que la proporción 235/92 U en el combustible es la misma que se encuentra en la Naturaleza, esto es, aproximadamente 0,7% ; reactores de uranio enriquecido, en los que la proporción de 235/92 U se ha aumentado hasta alcanzar un 3 a 4 %.

# Según el moderador utilizado : los que utilizan agua ligera, agua pesada o grafito.

# Según el material usado como refrigerante : los materiales más utilizados son el agua ligera o pesada, o un gas como anhídrido carbónico o helio, que a veces actúan simultáneamente como refrigerante y moderador. Otros refrigerantes posibles son : aire, vapor de agua, metales líquidos o sales fundidas.

El reactor comienza a funcionar cuando, generalmente mediante una fuente externa, se introducen en su núcleo neutrones capaces de producir las primeras fisiones. Éstas dan lugar a nuevos neutrones, que, al chocar con el moderador, reducen su velocidad hasta el valor adecuado para fisionar los núcleos próximos. Así comienza la reacción en cadena, de forma que a cada instante el número de neutrones existente en el núcleo va aumentando progresivamente, y con él, el número de fisiones producidas hasta un valor constante.

Durante todo el proceso, la reacción permanece controlada por medio de las barras de control, encargadas de absorber del núcleo los neutrones precisos para que el número de fisiones se mantenga dentro de un nivel prefijado, sin aumentar ni disminuir con el tiempo. Se dice entonces que el reactor se ha hecho crítico.

Las barras de control pueden funcionar de forma manual ; sin embargo, normalmente están activadas por sistemas automáticos, que mantienen constantemente la criticidad del reactor. Si en algún momento el número de fisiones aumentase mucho, una serie de circuitos de control obligaría a las barras a introducirse totalmente en el núcleo, absorbiendo de esta forma un número muy elevados de neutrones, con lo que cesaría la reacción de cadena y quedaría el reactor apagado.

CENTRALES NUCLEARES

Principio de funcionamiento

Si bien el funcionamiento de una central depende del tipo de reactor que posea, su esquema de funcionamiento en general es el siguiente :

_Circuito primario : La fisión del uranio enriquecido contenido en el interior de la vasija crea un foco calorífico, cuya energía es recogida y transportada por el refrigerante que fluye por el sistema de tuberías del circuito primario hasta un intercambiador de calor denominado generador de vapor. En el interior de este último, el mencionado fluido discurre a través de unos haces de tubos metálicos que a su vez son bañados exteriormente por un segundo flujo de agua que absorbe durante su contacto con las paredes metálicas la energía anterior, de forma que al final del proceso ha pasado de su estado líquido al estado de vapor. Existen dos circuitos iguales.

_Circuito moderador : El agua pesada de este circuito cumple la función de reducir la velocidad de los neutrones producidos por la fisión nuclear, a través de sucesivos choques capaces de extraerles energía sin absorberlos. Además extrae parte del calor generado por la fisión. El agua del moderador se mueve impulsada por una bomba hacia un intercambior de calor donde cede su calor al circuito secundario, para retornar a la vasija nuevamente. Existen dos circuitos idénticos.

_Circuito secundario : Ya en el circuito secundario el vapor producido por el generador se conduce a una turbina donde se transforma su energía térmica en mecánica. La rotación conseguida de la turbina acciona el alternador de la Central y produce la energía eléctrica. El vapor que sale de la turbina es transformado a su vez en agua mediante la intervención de un foco frío, que es el condensador, y ésta es devuelta al generador de vapor para reiniciar el ciclo. Cabe hacer notar, que el agua del circuito secundario nunca se mezcla con el "agua pesada" de los circuitos primario y moderador. Existen dos circuitos similares.

_Circuito de refrigeración : Para conseguir la condensación del vapor procedente de la turbina se necesita un tercer circuito el de refrigeración, que al fluir por el interior del condensador logra la extracción del calor, del vapor. Para mantener la temperatura del agua a niveles bajos se utiliza el sistema de ciclo abierto, donde se emplea agua del río Paraná de las Palmas. Este agua es impulsada por tres bombas a los tubos del condensador, desde donde retorna nuevamente al río, pasando por una turbina hidráulica.

La necesidad de las centrales nucleares

En nuestro país la energía nuclear, con sólo 2 máquinas, cubre un 12% de la producción eléctrica, mientras que un 36% proviene de generación hidroeléctrica (con más de 80 máquinas) y el resto, un 52% es de origen convencional (carbón, petróleo y gas) con más de 160 máquinas.

Conservación del medio ambiente

El efecto invernadero, producido por las emisiones de dióxido de carbono a la atmósfera en los procesos de combustión y, en general, la sensibilidad mostrada por la población a nivel mundial, acerca de la contaminación del medio ambiente y el daño irreparable que el hombre está causando a su entorno, son una de las causas que justifican la necesidad de generar energía eléctrica a través de la forma más ecológica.

Las centrales térmicas convencionales - ya sean de carbón, gas natural o petróleo - liberan a la atmósfera productos residuales de estos combustibles fósiles, en forma de óxido de azufre y nitrógeno altamente contaminantes, causantes de las lluvias ácidas ; así como el dioxido de carbono, originante del efecto invernadero. De las centrales nucleares convencionales, las de gas natural son las menos contaminantes, pero como contrapunto, utilizan un combustible que es escaso en temporada invernal y a la vez es necesario para el uso doméstico y la industria petroquímica.

Para operar la CNAI, durante un año al máximo de su capacidad se requiere de unas 55 ton. de uranio. Si se pretendiera generar la misma energía en una máquina térmica equivalente que emplee fuel-oil, debería utilizar unas 765.000 ton. de dicho hidrocarburo, el cual libera al medio ambiente : 2.022.000 ton. de dioxido de carbono, 36.000 ton de SO2, 4.830 ton. de NO y 2.500 ton. de cenizas.

Otras fuentes de energía

El funcionamiento de centrales de carbón, hidráulicas y nucleares, como la Central Atucha, ha hecho posible la disminución del consumo de derivados del petróleo en las centrales termoeléctrica. De esta forma el petróleo puede ser utilizado para otros consumos irremplazables. A su vez nuestro territorio tiene una gran cantidad de uranio, que no posee otra producción pacífica que el uso en las centrales nucleares de producción de energía eléctrica.

Si bien existen otras fuentes de energía alternativas, estas aún no se pueden desarrollar a nivel industrial, porque se necesita más tiempo de experimentación y grandes inversiones. Para alcanzar la madurez tecnológica actual de las centrales nucleares, o sea, su seguridad, confiabilidad, capacidad de abastecimiento, se ha requerido un programa de investigación, alentando primero a los países desarrollados y luego por el aporte de experiencia de más de cuarenta años, de los países que cuentan con centrales nucleares.

Seguridad nuclear

Cuando se habla de una central nuclear, la gente supone que puede explotar como una bomba atómica, esto es imposible. Las bombas atómicas y las centrales nucleares son esencialmente diferentes. Las bombas requieren, para explotar, la unión rápida de 2 piezas de uranio 235 metálico casi puro, formando una masa compacta de geometría definida. Un reactor nuclear típico, que produzca vapor para una central eléctrica, utiliza uranio cerámico (normalmente en forma de óxido), no metal, con un contenido de uranio 235 a lo sumo del orden del 3% ; el resto del uranio se compone de uno de sus isótopos - el uranio 238 - que no se fisiona en el reactor. En la Central Nuclear Atucha I se utiliza una mezcla de uranio natural con uranio-235 al 0.5%.

Como consecuencia de la fisión nuclear se producen núcleos radioactivos inestables, que se transforman estables transmitiendo radiaciones ; una vez que logran esta condición, ya no las emiten.

# La seguridad nuclear se basa en evitar que se produzcan escapes incontrolados de sustancias radioactivas, lo cual es necesario proteger a los operadores de la central y al público en general. Por esta razón las pastillas de uranio (primera barrera), de una cerámica especial altamente resistente, que es donde se produce la fisión nuclear, se introducen en vainas herméticas (segunda barrera). Estas vainas conformmando un Elemento Combustible se introducen dentro de una vasija, que junto con el circuito primario-moderador forman la tercer barrera ; la vasija va dentro de un gran muro de hormigón armado, que constituyen el blindaje biológico y permite que trabajen los operadores sin riesgo alguno (cuarta barrera). La vasija y el blindaje biológico van dentro de una esfera de acero que los envuelve (quinta barrera). Esta a su vez, es rodeada de un edificio de hormigón armado con paredes de más de medio metro de espesor, que constituye un nuevo blindaje biológico (sexta barrera), y es una defensa física capaz de soportar los mayores impactos del exterior, como la caída de un avión.

# La selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta las características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas del mismo. Se realizan una serie de análisis de sondeos y observaciones para diseñar la instalación de modo que soporte los daños producidos por terremotos, inundaciones, cargas del viento y efectos adversos originados por otros fenómenos.

# El fluido que se emplea para refrigerar el reactor y extraer la energía producida en forma de calor posee cierta radiactividad. Pero esta radiactividad no escapa nunca al exterior, debido a que la refrigeración que toma la central del río no entra jamás en contacto con el agua caliente de la turbina, por lo que no existe contaminación radiactiva del agua exterior.

# Aún en el caso hipotético de un accidente existen sistemas de seguridad que impiden que las consecuencias del mismo causen daños inaceptables. Estos sistemas tienen componentes duplicados e independientes, para que en caso de fallo de uno de ellos actúe su "doble" sin que se deriven efectos perjudiciales. También se duplican las líneas eléctricas, acometidas de agua y otros sistemas cuando por razones de seguridad hay que asegurar el suministro.

# La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.

# La fabricación de componentes y la instalación y montajes se realizan de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.

# Antes y durante el funcionamiento de la central, los diversos componentes se someten a pruebas para comprobar que funcionan de acuerdo con lo previsto en el proyecto. Así mismo se efectúa el mantenimiento preventivo de la instalación.

# Antes de que la central comience a funcionar, se estudia el fondo radiológico de la zona. Durante la explotación, se ejerce una vigilancia ambiental para comparar los resultados de sus medidas con el fondo y poder determinar las más mínima influencia de la instalación sobre la zona.

Gracias a todas estas medidas de seguridad, las centrales nucleares se encuentran entre las instalaciones industriales de mejor calidad y buen funcionamiento.

Radiaciones

Una cuestión que el hombre no suele conocer es que vive rodeado de radiactividad, y lo hace sin preocuparse. La radiactividad no es un fenómeno de hoy. La Tierra está envuelta en radiación y de estas fuentes naturales recibimos una exposición media de 2,4 miliSievert cada año, miliSievert (mSv) es una unidad con la que se mide la radiactividad,.

Este valor corresponde a la radiación procedente de rayos cósmicos, del suelo, de las viviendas y del aire que respiramos. Los materiales radiactivos naturales en la corteza terrestre son absorbidos por vegetales y animales. Cualquier elemento que comamos o bebamos es , por lo tanto, ligeramente radiactivo.

Pero, además, el hombre produce artificialmente radiaciones, como por ejemplo las técnicas de diagnósticos y tratamiento médico (radiografía, tomografías computadas, bombas de cobalto, etc.) y distintos adelantos tecnológicos (la televisión, relojes luminiscentes, etc.). Frente a esto, una persona que viviera a unos 1000 metros de una central nuclear, que se alimentara exclusivamente de los frutos de la zona, que bebiera el agua descargada por la central tendría una exposición de 0.05 mSv/año, de acuerdo a la experiencia de los reactores ya en operación. La población que residiera en un entorno de 80 km. Tendría una exposición del orden de 0.0001 mSv/año. Y más allá de esa distancia sería de 0.00001 mSv /año debido a la central.

Efectos de las radiaciones

Esta demostrado que el hombre puede soportar 250 mSv producidos por las radiaciones sin percibir ningún efecto detectable, e incluso este valor puede alcanzar los 1.500 mSv, recuperándose en algunas semanas. Además no hay que olvidar que el hombre ha vivido normalmente en un ambiente radiactivo (2.4 mSv/año)

A pesar de todo lo mencionado, y como un desafío más se tiende a que las centrales nucleares en operación normal aporten un porcentaje mínimo de la radiactividad natural (0.05 mSv) ; con lo cual sus efectos serán inferiores a los de la propia naturaleza.

Control de las radiaciones

En operación normal, los productos radiactivos están confinados dentro de la pastilla de uranio. Para evitar su dispersión se fabrica el combustible con la máxima calidad, y se diseña la central de forma que el combustible no sufra daño durante la operación normal. Estos objetivos se consiguen mediante un exigente programa de garantía de calidad durante la fabricación, márgenes de seguridad adecuados en el diseño del núcleo, y un sistema de protección que automáticamente, impida las maniobras erróneas que puedan dañar al combustible.

Sin embargo, a pesar de las preocupaciones anteriores, se presupone la hipótesis de que haya fugas en el combustible, que pudieran contaminar el agua de la refrigeración que circula por la vasija ; también se postula la hipótesis de fugas en las tuberías y en su vasija. Por razones, se instala un sistema para el tratamiento de las fugas de los equipos de la central, y se impide que estos afluentes traspasen de forma incontrolada la contención.

Para asegurar que el público no sufra ningún daño el operador de la central está obligado a medir la radiactividad en el ambiente y comprobar , mediante controles en el agua, suelo, aire y alimentos, que las personas que viven en los alrededores, puedan respirar, beber y comer los alimentos de la zona sin peligro alguno. Estos controles también son realizados en forma independiente por la Autoridad Regulatoria.

DATOS TÉCNICOS

POTENCIA

_Térmica :1179 MWth

_Eléctrica :357 Mwe

COMPONENTES NUCLEARES

Núcleo de Reactor

  • Clase de combustible : Dioxido de uranio natural junto a uranio levemente enriquecido (0.85%) .
  • Cantidad de elementos combustibles : 252.
  • Forma de los elementos combustibles : haces de 37 barras.
  • Longitud activa : 5300 mm.
  • Carga total de uranio : 38.6 ton.
  • Diámetro exterior de la vaina :11.9 mm.
  • Espesor de paredes de la vaina :0.55 mm.
  • Material de la vaina : Zicaloy-4.
  • Grado de quemado en equilibrio : 6500/11000 MWD/ton..
  • Relación de volúmenes moderador/combustible : 16.8.
  • Densidad media del flujo térmico : 62W/cm.
  • Potencia específica media de la barra combustible : 232 W/cm.
  • Cambio de elementos combustibles : Durante el servicio de potencia.

Barra de Regulación y Accionamientos

  • Cantidad : 29.
  • Materia de absorción : hafnio.
  • Tipo de accionamiento : elevador electromagnético.

Recipiente de Presión del Reactor

  • Diámetro interno : 5360 mm.
  • Espesor de pared de la parte cilíndrica : 220 mm.
  • Altura total exterior : 12000 mm aprox..
  • Peso de la parte inferior : 320 ton.
  • Material base : 22 NiMoCr37.
  • Plaqueado : X5CrNiNb199.

Envoltura de Seguridad de Acero

  • Diámetro : 50000 mm..
  • Presión de diseño : 3.8 ata.
  • Espesor : 20 mm.

Sistemas Principales del Reactor

  • Cantidad de circuitos paralelos de refrigeración : 2
  • Refrigerante y moderador : D2O.
  • Caudal de cada circuito de refrigeración : 10000 ton/h..
  • Presión de servicio (a la salida del recipiente de presión del reactor) : 115 kg./cm.
  • Temperatura del medio refrigerante :

A la entrada del reactor : 262°C.

A la salida del reactor : 296°C.

  • Volumen primario : 101 m.

Moderador

  • Cantidad de circuitos paralelos : 2
  • Caudal/circuito : 700 ton/h.
  • Volumen moderador : 123 m.
  • N° de tubos de c/intercambior : 1049.
  • Material tubos : Incoloy 800.
  • Presión : 115 kg./cm.
  • Temperatura media : 185°C

Generadores de Vapor

  • Cantidad : 2
  • Tipo : Intercambiador de calor con tubos en U
  • Altura :16000 mm. Aprox.
  • Diámetro : 3700/2700 mm.
  • Material de la envolvente : acero para construcciones de granulación fina HSB 55 cc.
  • Material de las placas tubos : 22NiMoCr37
  • Material de los tubos : Incoloy 800
  • Cantidad de tubos : 3945.

Bombas de Refrigeración Principal

  • Cantidad :2
  • Tipo : Bombas centrífugas de una etapa con junta de eje de alta presión exenta de contacto.
  • Altura de impulsión (a la potencia nominal) : 12kg/cm.
  • Caudal (a la potencia nominal) : 11750 m/h.
  • Potencia absorbida por el motor a la carga nominal : 4200 KW.
  • Velocidad de rotación : 1490 rpm.

Medio Refrigerante-Moderador

  • -D2O con una concentración del orden de : 99.8%
  • Inventario de D2O mínimo necesario para operar la planta : 293.4 ton.

COMPONENTES CONVENCIONALES

Instalación de Vapor

  • Caudal de vapor vivo : 1856 ton/h.
  • Presión del vapor a la salida del generador de vapor : 44 kg./cm.
  • Temperatura del vapor vivo :254.9°C
  • Humedad del vapor vivo : 0.3%
  • Forma constructiva de la turbina : Turbina de condensación de un eje con una carcasa de alta presión de doble flujo.
  • Velocidad de rotación del turbo grupo :3000 rpm.

Condensador

  • Presión en el condensador : 0.045 ata.
  • Temperatura del agua de refrigeración (medio anual) : 22°C.
  • Caudal de agua de refrigeración en el condensador : 62500 m/h.
  • Cantidad de cuerpos del condensador : 3.
  • Cantidad de tubos condensadores para cada cuerpo : 18536.
  • Material de tubos : Acero inoxidable.

Generador

  • Potencia aparente : 425 MWA.
  • Factor de potencia :0.8.
  • Tensión : 21 KV.
  • Refrigeración :Hidrógeno a 4 kg./cm..

Transformador de Bloque

  • Potencia nominal : 400 MWA.
  • Relación de transformación : 21 KV/245KV+-11%.

Bombas de Condensado Principal

  • Cantidad : 3.
  • Tipo : Bombas de cuerpo espiral de doble hélice.
  • Altura de impulsión : 9.3 kg./cm.
  • Caudal a la potencia nominal : 820 m/h.

Bombas de Alimentación

  • Cantidad : 3
  • Tipo : Bombas de tres etapas doble entrada.
  • Altura de impulsión : 52 Kg./cm.
  • Caudal a la potencia nominal : 1000 m/h.

Bombas de Alimentación Posteriores

  • Cantidad :2
  • Tipo : Bomba centrífuga de 10 etapas.
  • Altura de impulsión : 48.7 Kg./cm.
  • Caudal a la potencia nominal : 26.5 m/h.

Bombas de Refrigeración del Condensador

  • Cantidad : 3
  • Tipo : Bombas de rodete en hélice.
  • Altura de impulsión :3.05 kg./cm.
  • Caudal a la potencia nominal : 21500 m/h.

Turbina Hidráulica

  • Cantidad : 1
  • Tipo : Francis.
  • Potencia activa : 2600 KW.
  • Velocidad de rotación : 189 rpm.
  • Velocidad generador : 750 rpm.

Grupo Diesel de Emergencia

  • Cantidad : 3
  • Tipo : 4 tiempos, 16 cilindros en V, refrigerados por agua.
  • Potencia :1500 KW.
  • Velocidad de rotación : 1500 rpm.

Grupo Diesel de Emergencia (Interconexión con CNAII)

  • Cantidad : 2
  • Tipo : 18 cilindros en V, refrigerados por agua.
  • Velocidad de rotación : 1000 rpm.

 

 

Autor:

ezequieln[arroba]geocities.com


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