Análisis de pandeo de la tapa de la contención de un reactor tipo BWR

(1)

ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA

DE LA CONTENCIÓN DE UN

REACTOR TIPO BWR

INSTITUTO POLITÉCNICO NACIONAL

ESCUELA SUPERIOR DE INGENIERÍA MECÁNICA Y ELÉCTRICA

SECCIÓN DE ESTUDIOS DE POSGRADO E INVESTIGACIÓN

T E S I S

QUE PARA OBTENER EL GRADO DE

MAESTRO EN CIENCIAS

C O N E S P E C I A L I D A D E N I N G E N I E R Í A M E C Á N I C A

P R E S E N T A

ING. RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ

DIRECTOR: DR. GUILLERMO URRIOLAGOITIA CALDERÓN

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DEDICATORIAS

A Dios

Por darme vida, salud y porque siempre ha estado conmigo

en los momentos difíciles.

A mis padres

Tiburcio Cuamatzi Maldonado

Rosa Meléndez Bello

Por confiar y creer en mí, y por su apoyo en este proyecto que he concluido.

A mis hermanos

Que con su apoyo, me enseñaron a ser perseverante para alcanzar las metas

esperadas.

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A G R A D E C I M I E N T O S

Al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología (CONACyT).

Al Instituto Politécnico Nacional.

A la Sección de Estudios de Posgrado e Investigación de la Escuela

Superior de Ingeniería Mecánica y Eléctrica (SEPI-ESIME).

A mis directores de tesis, Dr. Guillermo Urriolagoitia Calderón y Dr.

Luis Héctor Hernández Gómez, a quienes agradesco las sugerencias y el

apoyo incondicional para el desarrollo de este trabajo de tesis.

Al Ing. Pablo Ruíz López, y a la Comisión Nacional de Seguridad

Nuclear y Salvaguardas (CNSNS), por su apoyo en el desarrollo de este

trabajo.

Al M. C. Ricardo Lópes Martinez, por su confianza y sus valiosos

consejos sobre mi formación profesional.

Al M. C. Gabriel Villa y Rabasa por su amistad y sus sujerencias en el

desarrollo de este tema.

A los sinodales, por su valiosa revisión y sujerencias para la mejora de

este trabajo.

A todos los profesores de la Sección de Estudios de Posgrado e

Investigación, por sus valiosas enseñanzas.

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ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN DE UN REACTOR TIPO BWR

R E S U M E N.

La Energía Nuclear se obtiene por medio de la fisión nuclear en el interior de los Reactores Nucleares de Potencia, al controlarla se utiliza para la generación de Energía Eléctrica en Centrales Nucleares. Sin embargo existen riesgos durante las diferentes etapas de su generación, es por esto que los Reactores están protegidos por medio de la Contención Primaria y la Contención Secundaria, las cuales están constituidas de paredes de concreto armado de 1.5 metros de espesor.

En este trabajo se ha desarrollado una metodología para evaluar el comportamiento estructural de las tapas elípticas y toroesféricas sujetas a condiciones de presión interna, por medio de un análisis de pandeo. El análisis que aquí se describe está enfocado a una Cabeza Elíptica localizada en el Domo de la Contención Primaria de un Reactor Nuclear de una central Nucleoeléctrica.

La Contención Primaria tiene instalada una Tapa Elíptica que de alguna forma actúa como colchón para el caso de que llegase a ocurrir una fuga en el interior de la vasija del Reactor. El edificio de las contenciones previene las radiaciones que pudieran escapar del interior del reactor.

El pandeo es una forma de falla que resulta de inestabilidad estructural debido a una acción compresiva sobre el elemento estructural. La falla por pandeo no tiene una relación única con el esfuerzo y la deformación, más bién está relacionada con el momento de Inercia de la sección transversal, el módulo de elasticidad del material y las dimensiones propias de la estructura.

El problema consiste en determinar el nivel mínimo de presión que podría originar pandeo o colapso de la estructura, a este valor de presión se le conoce como carga

crítica o presión de colapso. El valor de esta carga será el que determine la

inestabilidad del sistema.

Cuando la geometría de la estructura es sencilla, resulta fácil determinar el valor de dicha carga por un método analítico, pero cuando la geometría del sistema es compleja, resulta casi imposible obtener una solución analítica, en tal caso se recurre a métodos numéricos.

Para nuestro caso, a pesar de ser una geometría no tan complicada, se recurre a la solución por ambos métodos, esto con la finalidad de validar a los 2 métodos, y para visualizar, de forma gráfica, las zonas críticas que se generan cuando se somete a carga al sistema, y así tener una visión más clara de lo que sucede en el sistema.

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(6)

A B S T R A C T.

The objective of this work is the evaluation of buckling stresses on Ellipsoidal and Torispherical Heads subjected to internal pressure, applying both a buckling analysis and the Finite Element Method.

A revision is made on Nuclear Plants documents. An analysis reliability in mechanical engineering and their relation with buckling analysis is made. A revision of parameters for torispherical and ellipsoidal heads was carried out and a methodology of analysis to be applied to a three dimensional cylindrical section using ANSYS 5.5 is established.

The Nuclear Energy is obtained from nuclear fission, this energy, generated in the Nuclear Reactor, is used to generate Electric power. However, there are some risks within the different stages of power generation so the reactor is protected by a double contention wall made of armed concrete 1.5 m. thick.

Within the Primary Contention there is an elliptic cover which would act as a muffling device in the case a failure occurs inside the Reactor Vessel. The building of the contention wall are meant to prevent radiation leaks from the inner Reactor.

Buckling is a type of failure which occurs under the action of a compressive stress applied to an structure, creating a bulge on the structural element. The load needed to create the bulge presents a unique relationship with the stress and strain of the element due to characteristic parameters of the structure such as inertia, elasticity, module and geometry.

The main problem to solve is to obtain a minimum pressure value to originate the collapse of the structure, this value is to become the collapse pressure or critical value for the system.

When the geometry of the structure is a simple one, it is easy to determine the collapse value by using an analytical method, but when the geometry of the system is a complex one, then it is almost impossible to obtain an analytic solution, in such a case it becomes apparent the necessity to use numerical methods.

In this case, even though the geometry is not a complex one, solutions by both methods are applied, so that a result comparison can be made, being it possible as well, to visualize, in a graphic way the critical stress fields which are generated.

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O B J E T I V O.

El objetivo principal de esta tesis es conocer la respuesta del comportamiento estructural de tapas elípticas sujetas a cargas de presión interna por medio de un análisis de pandeo, y las condiciones de carga solicitadas para tomar criterios de diseño en el desarrollo de este tipo de tapas de componentes nucleares. Para esto se seguirá un planteamiento numérico con el Método del Elemento Finito por medio del ANSYS 5.5, y una vez modelado el sistema, se analizarán las concentraciones de esfuerzos en los puntos críticos, para así visualizar el nivel de seguridad al que se encuentra operando la tapa.

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J U S T I F I C A C I Ó N.

Considerando la preocupación por parte de organismos Internacionales de realizar inspecciones de calidad en Centrales Nucleares, se tiene la necesidad de realizar un análisis de pandeo en la tapa de la contención primaria de la vasija del reactor, debido al enorme riesgo de que el pandeo puede ser una forma de falla realmente catastrófica. El conocimiento acerca del estado estructural de este tipo de componentes lleva a la identificación de la concentración de esfuerzos y a determinar el estado físico del componente nuclear. El análisis de pandeo de la tapa antes mencionada está en vinculación con la Gerencia de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas (CNSNS).

Los análisis de componentes nucleares, como es el caso de la contención, tienen un especial interés debido a que forman un conjunto se resguarda la integridad del reactor ya que no dejan que las radiaciones, que pudieran provenir del interior del reactor, salgan del edificio de la contención. Es por esta razón que se realizar análisis detallados para visualizar los estados actuales de los elementos y/o sistemas.

(9)

Í N D I C E.

RESUMEN. ABSTRACT. OBJETIVO. JUSTIFICACIÓN ÍNDICE DE FIGURAS. ÍNDICE DE TABLAS. SIMBOLOGÍA.

INTRODUCCIÓN.

CAPITULO I. GENERALIDADES SOBRE LAS CENTRALES NUCLEARES.

1.1 Generalidades. 5

1.2 Energía Nuclear. 7

1.3 Forma de obtención de la energía nuclear. 7

1.4 Fisión Nuclear. 8

1.5 Fusión Nuclear. 10

1.6 Reactor Nuclear. 11

1.7 Clasificación de los reactores nucleares. 12 1.7.1 Clasificación de los reactores nucleares de acuerdo a su

Funcionamiento. 13

1.8 Principio de funcionamiento de un reactor nuclear. 13

1.9 Reactores nucleares de potencia. 14

1.10 Descripción de los reactores de agua a presión (PWR). 15 1.11 descripción de los reactores de agua en ebullición (BWR). 15 1.11.1 Partes principales de los reactores tipo BWR. 17

1.12 Ciclo del combustible nuclear. 19

1.13 Descripción del ciclo BWR. 21

1.13.1 Materiales. 22

1.13.2 Moderadores. 22

1.13.3 Materiales de control. 23

1.13.4 Fuidos para la extracción del calor. 23

1.14 Centrales nucleares. 23

1.14.1 Sistemas de protección de las centrales nucleares. 24

1.15 Contención Mark II. 26

1.15.1 Contención primaria. 27

1.15.2 Contención secundaria. 29

1.16 Ventajas y riesgos en la utilización de la energía nuclear. 31

(10)

CAPITULO II. FUNDAMENTOS TEÓRICOS DE PANDEO.

2.1 Definición de pandeo. 35

2.2 Naturaleza del pandeo. 35

2.3 Pandeo elástico de columnas. 37

2.3.1 Pandeo lateral de barras comprimidas por debajo del limite de

elasticidad. 38

2.4 Condiciones de frontera para el pandeo de columnas. 39

2.5 Pandeo inelástico. 41

2.6 Pandeo de barras de sección variable. 43

2.7 Pandeo de anillos circulares. 46

2.7.1 Pandeo de tubos cilíndricos sometidos a presión externa. 49 2.7.2 Carga crítica de pandeo elástico de cilindros de pared delgada. 51

2.7.3 Influencia de las condiciones de frontera de los extremos sobre el

pandeo elástico de tubos. 55

2.8 Análisis de pandeo de tubos largos. 56

2.9 Pandeo inelástico de tubos. 57

2.10 Referencias. 59

CAPITULO III. ANÁLISIS DE ESFUERZOS EN RECIPIENTES SOMETIDOS A PRESIÓN INTERNA.

3.1 Filosofía del diseño en recipientes sometidos a presión. 61

3.2 Esfuerzo. 63

3.2.1 Tipos de carga. 64

3.2.2 Esfuerzos residuales. 65

3.3 Forma del elemento 65

3.4 Representación gráfica de las componentes intrínsecas del vector

tensión en un estado tensional tridimensional. Círculo de Mohr. 65 3.5 Esfuerzos en cilindros sometidos a presión interna. 75

3.6 Relación de Poisson. 77

3.7 Teoría general de membranas esforzadas en recipientes sometidos a

presión interna. 78

3.8 Cabezas elipsoidales sometidas a presión interna. 80 3.9 Cabezas toroesféricas sometidas a presión interna. 85

3.9.1 Modo I, falla por fractura. 86

3.9.2 Modo II, falla por cambios inaceptables de dimensiones. 86 3.9.3 Modo III, cedencia de la región de la rodilla. 87

3.9.4 Esfuerzos primarios. 87

3.9.5 Criterio de las ecuaciones de diseño por fatiga. 88 3.9.6 Limitaciones y requerimientos para las cabezas toroesféricas. 88 3.10 Cabezas cilíndricas sometidas a esfuerzos de presión interna. 90

(11)

3.11.2 Estado firme de esfuerzos térmicos, gradiente logarítmico. 92

3.12 Teorías de falla. 94

CAPITULO IV. EL MÉTODO DEL ELEMENTO FINITO APLICADO A EL ANÁLISIS DE ESFUERZOS EN RECIPIENTES SOMETIDOS A PRESIÓN INTERNA.

4.1 Antecedentes históricos del Método del Elemento Finito (MEF). 102 4.2 Análisis de esfuerzos y deformaciones. 107

4.3 Componentes de la deformación. 107

4.4 Elementos tridimensionales. 109

4.5 Problemas tridimensionales. 109

4.6 Ecuaciones del elemento. 110

4.7 Formulación del MEF. 111

CAPITULO V. ANÁLISIS Y EVALUACIÓN DE RESULTADOS.

5.1 Casos de estudio. 119

5.2 Descripción del problema. 119

5.3 Normas y especificaciones. 122

5.4 Procedimiento para la generación de elementos finitos. 124

5.5 Planteamiento de la metodología. 126

5.6 Procedimiento de análisis. 127

5.7 Tipos de análisis a realizar. 127

5.8 El análisis estructural en ANSYS. 128

5.9 El análisis de pandeo en ANSYS. 129

5.10 Validación de la metodología. 131

5.11 Análisis de la tapa a30oC. 132

5.12 Presión de colapso a temperatura de 30oC. 147 5.13 Análisis de la tapa a temperatura de 430oC. 156

(12)

Í N D I C E D E F I G U R A S.

Figura 1.1 Corte de un reactor tipo BWR. 17

Figura 1.2 Diagrama del ciclo BWR. 21

Figura 1.3 Contención primaria. 28

Figura 1.4 Barreras de contención para una Central Nuclear. 30 Figura 2.1 Condiciones de equilibrio para el pandeo. 36 Figura 2.2 Relación entre la carga axial y la deflexión. 38 Figura 2.3 Efecto de fijación de un extremo sobre la carga de pandeo. 40 Figura 2.4 Distribución de esfuerzos uniformes que resultan de la carga

axial. 42 Figura 2.5 Diagrama de cuerpo libre de una viga. 43

Figura 2.6 Distribución neta del esfuerzo. 44

Figura 2.7 Barra de sección variable. 46

Figura 2.8 Pandeo de un anillo en forma elíptica. 47 Figura 2.9 Influencia de la longitud y tipo de apoyo para la falla por

pandeo en cilindros de pared delgada sometidos a presión

externa. 50 Figura 2.10 Fotografía de tubos de pared delgada que fallaron por

pandeo originado por una presión externa uniforme. 51 Figura 2.11 Análisis del equilibrio de fuerzas para un cuarto de

circunferencia de la sección transversal de un cilindro de pared delgada.

52

Figura 2.12 Coeficientes de pandeo para cilindros de pared delgada sometidos a presión externa lateral; extremos simplemente sustentados.

56

Figura 3.1 Vasija de un reactor nuclear. 61

Figura 3.2 Tipos de diagramas esfuerzo-deformación. 62 Figura 3.3 Componente normal y tangencial de la tensión. 68 Figura 3.4 Representación gráfica del plano X. 69

Figura 3.5 Círculos fundamentales de Mohr. 71

Figura 3.6 Haz de planos que contienen al primer eje principal. 72 Figura 3.7 Haz de planos que contienen al segundo eje principal. 73 Figura 3.8 Haz de planos que contienen al tercer eje principal. 74 Figura 3.9 Representación gráfica de las componentes del esfuerzo

normal y tangencial en el círculo de Mohr. 74 Figura 3.10 Fuerza radial en el interior de un anillo delgado. 75 Figura 3.11 Esfuerzo longitudinal en un cilindro y una esfera. 77 Figura 3.12 Deformación debida al plano de esfuerzos principales 77

Figura 3.13 Esfuerzos en membranas. 79

Figura 3.14 Generación de un elipsoide. 81

Figura 3.15 Relación de esfuerzo en una membrana elipsoidal con

(13)

Figura 3.16 Cabeza Toroesférica. 89

Figura 3.17 Deformaciones térmicas. 91

Figura 3.18 Gradiente térmico en cilindros huecos. 93 Figura 4.1 Conducciones generales de calor para el dominio de

soluciones tridimensionales.

113

Figura 5.1 Contención tipo Mark II. 120

Figura 5.2 Porción axisimétrica de la tapa elíptica. 121 Figura 5.3 Solid 45, elemento sólido estrcutural. 124 Figura 5.4 Modelo de elementos finitos y condiciones de frontera. 125 Figura 5.5 Opciones para crear el modelo de elementos finitos. 126 Figura 5.6 Zonas críticas de estudio de la tapa elíptica. 132 Figura 5.7 Representación de esfuerzos en un punto del recipiente. 133 Figura 5.8 Elemento que genera tensión en el plano X-Y. 133 Figura 5.9 Elemento que genera tensión en el plano X-Z. 134 Figura 5.10 Elemento que genera tensión ene l plano Y-Z 134 Figura 5.11 Estado general de esfuerzos del recipiente a presión. 135 Figura 5.12 Estado general de deformación. 136 Figura 5.13 Radios de curvatura de una elipse 137

Figura 5.14 Esfuerzos de Von Misses. 138

Figura 5.15 Esfuerzos de Von Misses 139

Figura 5.16 Esfuerzos circunferenciales X. 139

Figura 5.17 Esfuerzos longitudinales Y. 140

Figura 5.18 Esfuerzos circunferenciales Z. 140 Figura 5.19 Deformación circunferencial X. 141

Figura 5.20 Deformación longitudinal Y. 141

Figura 5.21 Deformación circunferencial Z. 142

Figura 5.22 Primer esfuerzo principal. 142

Figura 5.23 Segundo esfuerz principal. 143

Figura 5.24 Tercer esfuerzo principal. 143

Figura 5.25 Esfuerzo cortante XY. 144

Figura 5.26 Esfuerzo cortante XZ. 144

Figura 5.27 Esfuerzo cortante YZ. 145

Figura 5.28 Malla deformada contra malla no deformada, región de la

corona 145 Figura 5.29 Malla deformada contra malla no deformada, región de a

rodilla. 145 Figura 5.30 Malla deformada contra malla no deformada, zona cilíndrica. 146

Figura 5.33 Esfuerzos circunferenciales. X. 149

Figura 5.35 Esfuerzos circunferenciales Z. 150

Figura 5.36 Deformación circunferencial X. 150

(14)

Figura 5.39 Primer esfuerzo circunfeencial. 152

Figura 5.40 Segundo esfuerzo principal. 152

Figura 5.42 Malla deformada contra malla no deformada. 153 Figura 5.43 Malla deformada contra malla no deformada, región de la

corona. 154 Figura 5.44 Malla deformada contra malla no deformada, región de la

rodilla. 154 Figura 5.45 Malla deformada contra malla no deformada, zona cilíndrica. 155

Figura 5.47 Esfuerzos de Von Miises. 157

Figura 5.48 Esfuerzos circunferenciales X. 157

Figura 5.50 Esfuerzos circunferenciales Z. 158

Figura 5.51 Primer esfuerzo proncipal. 159

Figura 5.52 Segundo esfuerzo principal. 159

Figura 5.54 Deformación circunferencial X. 160

Figura 5.56 Deformación circunferencial Z. 161

Figura 5.57 Malla deformada contra malla no deformada. 162 Figura 5.58 Malla deformada contra malla no deformada, región de la

corona. 162

Figura 5.59 Malla deformada contra malla no deformada, región de la

(15)

Í N D I C E D E T A B L A S.

Tabla 1.1 Diferencia entre las reacciones nucleares y las reacciones

ordinarias 11 Tabla 1.2 Evolución de los reactores tipo BWR. 16 Tabla 3.1 Esfuerzos primarios y presiones aceptables para la

fabricación de cabezas toroesféricas. 87 Tabla 3.2 Materiales recomendados para la fabricación de las

cabezas toroesféricas. 89

(16)

S I M B O L O G Í A.

UO2 Dióxido de uranio.

∆/L Pequeñas deflexiones elásticas. P Carga

Pb Carga máxima de bifurcación.

Pt Carga de pandeo.

Pcr Carga crítica

E Módulo de elasticidad.

I Momento de inercia.

l Longitud.

π Simbolo Pi.

L Distancia entre los puntos de momento cero. Le Longitud efectiva.

r Radio de giro.

K Factor de longitud efectiva.

σ Esfuerzo.

σcr Esfuerzo crítico.

є Deformación.

Mx Momento en el plano xy.

σx, σy, σz Esfuerzos normales unitarios (actúan sobre un plano normal al eje

del subíndice).

M Momento. h/ ρ Relación de deformación. h Espesor

Io Momento de inercia en la parte central de una columna.

x Distancia desde un cierto punto fijo. a Distancia desde un cierto punto fijo.

α Factor numérico que depende de las relaciones de inercia. m Factor de potencia.

q Presión externa por unidad de longitud en la línea media. R Radio de la línea media del anillo.

u Corrimiento radial durante la abolladura.

uo Corrimiento radial para una sección.

Mo Momento flector en alguna sección.

No Fuerza longitudinal compresora en alguna sección.

A Algún punto fijo. B Algún punto fijo. D Algún punto fijo.

φ Medida de cierto ángulo. C1 Constante de solución.

(17)

t Espesor.

ω Distancia diferencial de deformación en anillos. H Punto de referencia.

H´ Punto de referencia. O Punto de referencia. E Deformación. F Fuerza. A Área.

h Espesor de recipientes a sometidos a presión.

σ1 Esfuerzo meridional.

σ2 Esfuerzo circunferencial.

µ = (1-ν2) Relación de Poisson. e Deformación.

ds1 Dimensión del elemento en la dirección meridional.

ds2 Dimensión del elemento en la dirección circunferencial.

r1 Radio de curvatura longitudinal o meridional.

r2 Radio de curvatura del elemento en la dirección circunferencial.

a Semi-eje mayor de una elipse. b Semi-eje menor de una elipse.

x Coordenada ortogonal.

y Coordenada ortogonal.

θ Ángulo.

λ Coeficiente de solución de ecuaciones diferenciales.

Esfuerzo cortante.

Pburst Presión de fractura.

S Esfuerzo de diseño en la región de la rodilla.

P Presión de diseño.

L Radio interno en la zona de la corona. t Espesor de la cabeza.

r Radio interno en la región de la rodilla.

Sa Esfuerzo en la tobera sobre la región de la rodilla.

Sk Intensidad de esfuerzos en la región de la rodilla.

Kt Factor de concentración de esfuerzos.

E Módulo de Elasticidad.

ERT Módulo de elasticidad a temperatura ambiente. ?

ET Módulo de elasticidad a temperatura de diseño.

Sm Esfuerzo en la membrana.

єm Deformación meridional.

єt Deformación circunferencial.

Rm Radio de curvatura en la región de la rodilla.

Rt Radio de curvatura del elipsoide.

St Esfuerzo en la membrana.

α Coeficiente de expansión térmica. T1 Temperatura inicial.

(18)

∆T Incremento de temperatura.

σr Esfuerzo radial.

σt Esfuerzo tangencial.

σz Esfuerzo longitudinal.

Ta Temperatura a la entrada de la pared del recipiente a presión.

r Radio medio.

a Radio interior.

b Radio exterior.

m Factor exponencial.

MEF Método del elemento finito.

єx, єy, єz Deformaciones initarias.

γ Deformación por cortante..

σ1, σ2, σ3. Esfuerzos principales.

{σ} Vector de las componentes de esfuerzos.

{є} Vector de las componentes de desplazamientos.

{єo} Vector de las componentes de desplazamientos debido al campo de

temperatura.

{ } Vector de operador virtual. [K] Matriz de rigidez global. {FO} Vector de fuerza inicial global.

{FB} Vector nodal de fuerza del cuerpo.

{FT} Vector nodal de fuerza.

{F} Vector resultante de carga externa.

[B] Gradiente de temperatura de la matriz de interpolación. [N] Temperatura de la matriz de interpolación.

Ti(t) Valor de a temperatura en cada nodo.

{T(t)} Vector de la temperatura del elemento nodal.

qx Componente del vector de velocidad del flujo de calor (x).

qy Componente del vector de velocidad del flujo de calor (y).

qz Componente del vector de velocidad del flujo de calor (z).

Kij Tensor simétrico de conductividad.

Γ Frontera.

T1 Temperatura específica de superficie.

Ts Temperatura desconocida de la superficie.

nx, ny, nz. Direcciones de los cosenos del exterior a la superficie.

qs Calor específico por unidad de área.

h Coeficiente de transferencia de calor por convección. Te Cambio de temperatura.

σ Constante de Stefan Boltzman.

є Emisividad de la superficie .

α Absorsividad.

ω Trabajo total de deformación.

ρ Densidad del material.

ωd Trabajo de distorsión.

(19)

ωe Trabajo crítico.

σc Esfuerzo crítico.

c Tensión tangencial máxima. Ge Tensión tangencial octaédrica.

ε Deformación unitaria.

qr Proporción de flujo radiante incidente por unidad de área.

Q Calor generado por unidad de volumen.

Ω Dominio de estudio.

[K] Matriz de conductividad térmica. [Kc] Elemento de conductividad

[Kh] Elemento de conductividad

[Kr] Elemento de conductividad

{T} Vector de temperatura. {RT} Vector de carga de calor.

{RQ} Vector de carga de calor.

{Rq} Vector de carga de calor.

{Rh} Vector de carga de calor.

{Rr} Vector de carga de calor.

(20)

I N T R O D U C C I Ó N:

En la actualidad la demanda de la Energía Eléctrica en nuestro país se ha elevado considerablemente, y los picos de consumo de energía eléctrica, son cada vez más frecuentes, produciendo sobrecargas en las líneas de transmisión y en los transformadores tanto de potencia como los de distribución, lo cual ocasiona que las Plantas de Generación eleven su producción al máximo y la demanda sea mayor que la oferta.

Como se sabe la economía de cualquier nación está basada en la infraestructura de Energía Eléctrica ya que ésta es factor importante para el desarrollo y crecimiento de la economía Nacional.

La mayor parte de la Energía Eléctrica que se genera en nuestro país es a base de las Plantas Hidroeléctricas y Plantas de Vapor que utilizan combustibles no renovables como los hidrocarburos y el carbón, pero los combustibles no renovables se están agotando, y la construcción de presas que proporcionen el caudal necesario de agua para proporcionar la suficiente fuerza y hacer girar las flechas de los motores síncronos tiene costos muy elevados en su desarrollo. Esto ha llevado a la necesidad de instalar Plantas Nucleoeléctricas que, con relativamente poco combustible, pueden generar grandes cantidades de Energía Eléctrica durante considerables tiempos de vida.

Las Centrales Nucleoeléctricas son la solución a los problemas de energía Eléctrica ya que tienen la capacidad de generar grandes cantidades de electricidad y hasta cierto punto seguras si se toman las medidas de seguridad adecuadas en la operación y mantenimiento de las mismas.

Las Centrales Nucleoeléctricas utilizan como combustible “Uranio Enriquecido” que al ser bombardeados los núcleos con neutrones o electrones provocan la división de éstos liberando gran cantidad de calor el cual se utiliza para generar vapor que es conducido a la zona de turbogeneradores.

Las Gerencias de las Centrales Nucleares, como es el caso de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas (CNSNS), están siempre en constante preocupación acerca del funcionamiento de los componentes nucleares y los sistemas de seguridad de la Central Nuclear. Por esta causa, se realizan constantes estudios de los componentes nucleares con la finalidad de predecir posibles fallas.

(21)

Una Central Nuclear consta de varios edificios o sistemas como son: edificio del reactor, edificio de control, edificio de turbomaquinaria, edificio de almacenamiento, zona de transmisión. El enfoque del presente trabajo está dirigido hacía el edificio del reactor, que es donde se manejan los elementos radiactivos por lo cual se le debe tomar especial interés.

El edificio del reactor está formado por la contención tipo MARK II que envuelve al reactor. La contención Mark II está dividida en la Contención Primaria y Contención Secundaria con paredes de concreto armado de 1.5 metros de espesor, ésta última tiene instalada en el domo una tapa de acero SA516 Grado 70. Dicha tapa actúa como colchón amortiguando las sobrepresiones generadas en el reactor para el caso de que llegase a ocurrir una falla en la vasija del reactor. La función de la contención completa es impedir que las radiaciones provenientes del reactor salieran al exterior del edificio para el caso de ocurrir alguna fuga del reactor.

En la Gerencia de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas, se tuvo la preocupación sobre el funcionamiento de la tapa de la Contención Primaria, y es por ello que se propuso que se realizara un análisis de pandeo para visualizar el estado de la tapa en condiciones normales de operación como en condiciones de sobrepresurización.

En este trabajo se propuso hacer un planteamiento con el Método del Elemento Finito utilizando el programa ANSYS 5.5. La razón por la cual se utilizó el programa ANSYS 5.5, se debe a que en la Sección de Estudios de Posgrado e Investigación del Instituto Politécnico Nacional, se tiene disponible éste programa y además en los desarrollo de diferentes temas de investigación se ha demostrado su eficacia.

El presente trabajo se presenta en 5 capítulos donde se explican las bases teóricas que intervienen para llevar a cabo tal objetivo. Una breve descripción de cada capítulo se menciona a continuación:

Capítulo I. Generalidades sobre la Energía Nuclear y las Centrales Nucleoeléctricas. En este capítulo se describe la forma de obtención de la Energía Nuclear, la descripción de las Centrales Nucleares, las ventajas y desventajas de utilizar éste tipo de combustible para generar Energía Eléctrica.

Capítulo II. Fundamentos Teóricos de Pandeo. Se mencionan los principios teóricos de pandeo en elementos estructurales, en tuberías en anillos y en barras de sección variable, también se explica la naturaleza la naturaleza que lo ocasiona. Capítulo III. Análisis de esfuerzos en Recipientes sometidos a Presión Interna.

(22)

Capítulo IV. El Método del Elemento Finito aplicado al Análisis de Esfuerzos en Recipientes sometidos a Presión Interna. Se da una breve reseña histórica y la formulación del Método del Elemento Finito, y la formulación.

(23)

CAPITULO I

GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS

CAPÍTULO

I

GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA

NUCLEAR Y LAS CENTRALES

NUCLEARES

(24)

CAPITULO I

1.1 GENERALIDADES:

La demanda de energía eléctrica ha obligado a la utilización de combustibles que de alguna forma cambien a los combustible fósiles ya que éstos se están agotando, debido a esto, se hace necesario el uso de nuevas técnicas y/o recientes tecnologías para satisfacer las demandas incrementadas de energía con técnicas más económicas, rentables y con fuentes de potencia más estables que permitan evitar los picos de demanda de la energía eléctrica. Es por esto que se hace necesaria la construcción de Plantas de Generación Eléctrica por medio de Energía Nuclear, ya que con este tipo de combustible se puede lograr la generación de grandes cantidades de energía con poco combustible. Si se tienen los cuidados requeridos se pueden operar este tipo de plantas con seguridad.

Una Central Nucleoeléctrica, es una instalación de generación de energía eléctrica a partir de Energía Nuclear, funciona con el mismo principio que las centrales térmicas convencionales. A diferencia de las centrales térmicas convencionales en donde el calor se obtiene de la combustión de carbón o hidrocarburos. En las Plantas Nucleoeléctricas el calor se obtiene de la fisión del uranio [1.2]. La conversión del calor para generar energía eléctrica se realiza en 3 etapas[1.6], en la primera la energía del combustible se utiliza para producir vapor a elevada presión y temperatura.

En la segunda etapa, la energía calorífica (vapor) se transforma en energía mecánica para provocar el movimiento de la turbina acoplada al generador, y en la tercera etapa el giro del eje de la turbina transmite el movimiento a un motor síncrono (generador) para la generación de la energía eléctrica que después se transmite a los transformadores para cambiar las características de la corriente y del voltaje; en estos transformadores, lo que se hace es: disminuir la corriente aumentando el voltaje para así poder transmitir la corriente, ya que de no hacer estos cambios se necesitarían cables muy gruesos para la transmisión de la energía eléctrica.

Las centrales Nucleoeléctricas se diferencian de las demás centrales térmicas convencionales solamente en la primera etapa de conversión[1.3], es decir, en la forma de producir vapor. En otras palabras, en las centrales Nucleoeléctricas el vapor se produce dentro del reactor, este no tiene sistemas de inyección continua de combustible y aire, ni dentro de él se necesita de un dispositivo de eliminación continua de residuos sólidos y tampoco se producen gases de combustión.

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CAPITULO I

El 29 de junio de 1990, la unidad 1 inició sus actividades de operación comercial generando mas de 42 millones de mega watts hora, con una disponibilidad del 25% y un factor de capacidad del 80.25%. Por su parte el 10 de abril de 1995 la unidad 2 inició sus actividades de operación comercial, con una producción superior a 22.6 millones de mega watts hora, siendo el factor de disponibilidad de 85% y el de capacidad de 87.86%. ambas unidades representan el 4.1 % de la potencial real instalada del Sistema Eléctrico Nacional, y su contribución a la generación es del 7.5%.

El edificio del reactor con dimensiones de 42x40 m de base y de 74 m de altura, se divide en 2 secciones: Contenedor Primario donde se ubica la vasija del reactor, y el Contendor Secundario. El Contenedor Secundario está constituido con paredes de concreto subdividido en 8 niveles, estando en la cota 49.90 el piso superior o de recargue de combustible, en este nivel se encuentran las albercas de combustible nuevo y gastado, y la cavidad del reactor. Los equipos necesarios para la introducción y extracción de los elementos de combustibles, también están ubicados en dicho nivel.

Cabe mencionar que la Contención Secundaria siempre es mantenida a una presión menor a la exterior, lo que impide en todo momento la salida de gases si esto se presentara. El contenedor Primario tiene la estructura cilíndrica-cónica constituida con paredes de concreto de 1.5 m de espesor. La parte interna de esta estructura está recubierta con una placa de acero de 6 mm de espesor.

La contención primaria está dividida en 2 partes; la parte superior llamada Pozo Seco que contiene fundamentalmente a la Vasija del Reactor, las tuberías de los

sistemas de vapor principal, agua de alimentación de recirculación; además de los sistemas auxiliares, controles e instrumentación necesarios de acuerdo con el diseño. La parte inferior llamada Alberca de Supresión de Presión, es utilizada para

aliviar excesos de presión en la vasija y tuberías del sistema de vapor principal.

La 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 está constituido por 444 ensambles de combustible que contiene cerca de 81 toneladas de Uranio en 109 barras de control y agua utilizada como refrigerante y moderador.

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CAPITULO I

1.2 ENERGÌA NUCLEAR.

La energía nuclear es una de las formas de obtener electricidad a gran escala. Una de las fuentes de energía más modernas y que sin lugar a dudas ha levantado más polémica, es la energía nuclear. Ella compite con el carbón, el óleo combustible y el gas natural. Sin embargo, en las próximas décadas estos combustibles serán extintos o quedarán extremamente nocivos para el medio ambiente. Están también las llamadas fuentes alternativas de energía, como son el viento y la energía solar, los cuales hasta el momento no son económicamente factibles para la producción de energía en amplia escala.

La energía nuclear podrá proporcionar energía durante cientos de miles de años a la humanidad, pero ¿es segura?. Muchos científicos afirman que si, pero no descartan la posibilidad de accidentes. Se puede observar que esta empezando a disminuir la oposición a la utilización de la energía nuclear. La verdad es que la presión de ambientalistas contra la utilización de combustibles fósiles resulta en un creciente interés por la alternativa nuclear como fuente de energía. Esta transformación es nítida en países de grande influencia en el escenario mundial, como los Estados Unidos, Japón y Francia. A esto se le suma el gran impacto ambiental que produce una Planta Hidroeléctrica a corto, medio y largo plazo: es necesario inundar una gran área donde viven centenas de especies de la fauna y flora, además del propio hombre, se pierden amplias áreas de cultivo. Como resultado, las inversiones necesarias para compensar los impactos sufridos por la población local y por el medio ambiente son muy grandes lo que lleva a cuestionar su viabilidad económica. Estudios recientes muestran que la gran retención de biomasa depositada en el fondo de los reservatorios se deteriora liberando gases como el dióxido de carbono y el metano.

La energía eléctrica es factor esencial para asegurar el crecimiento económico del país y la calidad de vida de la población. La necesidad de atender la demanda siempre creciente de energía, la garantizan las Centrales Nucleares ya que juegan un importante papel en la matriz energética de cualquier país.

1.3 FORMA DE OBTENCIÓN DE LA ENERGÍA NUCLEAR.

La energía nuclear la consiguió por primera vez el científico italiano Enrico Fermi en 1942. Fermi construyó el primer reactor nuclear. En él se usaba uranio para producir calor.

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CAPITULO I

El proceso de fisión nuclear es muy peligroso. Se genera tanta energía que puede producirse una explosión, tal como ocurre en una bomba atómica. En una Central Nuclear, la fisión se controla para que la energía generada no provoque explosiones.

1.4 FISIÒN NUCLEAR.

La energía que mantiene unidos los átomos de una molécula es mucho menor que la energía que une los protones y neutrones del núcleo de un átomo. Existen reacciones químicas mediante las cuales es posible liberar la energía de las moléculas, y existen reacciones nucleares que logran liberar la energía de los núcleos. Dada la distinta naturaleza del enlace químico y del enlace nuclear, una reacción nuclear desarrolla una cantidad de energía incomparablemente mayor que una reacción química. La energía liberada por una reacción nuclear es varios millones de veces mayor que la liberada por una reacción química.

La energía producida por la fisión de 1 kg. de uranio-235, es equivalente a la energía que se puede obtener de la combustión de 2 400 toneladas de carbón. El desarrollo de energía va acompañado de una desaparición de masa, según una ley de equivalencia entre masa y energía descubierta por Albert Einstein, la famosa fórmula E=MC2, donde E es la Energía liberada, M la diferencia de masa o incremento, y C es la velocidad de la luz. Esta ecuación significa que la masa se puede transformar en Energía y al revés, la energía en masa. Según esta fórmula, cuando en un proceso se pierde masa, esta no desaparece sin más, se transforma en energía, según la fórmula anterior. Según dicha fórmula, una pequeña cantidad de masa, libera gran cantidad de energía, pues la velocidad de la luz al cuadrado es: 90.000.000.000.000.000, que al multiplicarlo por la masa, resulta una energía grande en comparación con la masa transformada. Por ejemplo, si se transforma un miligramo de masa en energía, tenemos que la Energía liberada es: E = 0.000001Kg x 90.000.000.000.000.000 = 90.000.000.000 julios = 90 giga julios.

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CAPITULO I

Se obtiene electricidad al aprovechar la energía almacenada en el núcleo de los átomos. En algunos átomos muy pesados, el núcleo se puede dividir en dos partes más pequeñas. El proceso de fisión nuclear libera una enorme cantidad de calor, que en una central nuclear se utiliza para hacer hervir el agua; el vapor impulsa una turbina que, al girar, acciona un generador y éste produce la electricidad.

La primera aplicación práctica fue la bomba atómica, en la cual se liberó una energía de 12 kilotones (energía equivalente a 12.000 toneladas de explosivo TNT), destruyendo una ciudad entera. Esta es una forma de liberación de energía de forma incontrolada. En las centrales nucleares, el proceso está controlado, de forma que la energía no sea gigantesca, ya que destruiría el reactor, y se transformaría en una bomba atómica.

Los núcleos de los átomos son en general muy estables, pero, si son golpeados por protones o electrones dotados de suficiente energía, se rompen. Si un elemento no es radiactivo, sus átomos tienen un núcleo muy estable: el átomo puede perder o ganar electrones, puede unirse a otros átomos o separarse de ellos, pero su núcleo sigue intacto. Para romper el núcleo de un átomo es necesario golpearlo con una partícula. En los aceleradores se utilizan partículas llevadas a velocidad elevadísima. La partícula usada como proyectil puede ser un protón o un electrón; en el camino que le conduce a dar en el blanco, es decir, el núcleo del átomo, es acelerada por un campo eléctrico y guiada por un campo magnético. Cuando la partícula alcanza el núcleo tiene suficiente energía para romperlo en varias partes liberando gran cantidad de energía.

La fisión nuclear es la que se utiliza actualmente en las centrales nucleares. Cuando un átomo pesado (como por ejemplo el Uranio o el Plutonio) se divide o rompe en dos átomos más ligeros, la suma de las masas de estos últimos átomos obtenidos, más la de los neutrones desprendidos es menor que la masa del átomo original, luego se verifica la fórmula de Albert Einstein E=MC2_{, con lo que se desprende}

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CAPITULO I

Como se puede comprobar, en cada reacción sucesiva, se rompen 3n-1 átomos, donde n es 1º, 2º, 3º, 4º, ..., reacción. De esta forma, donde más energía se libera es al final, ya que se rompen gran cantidad de átomos, según la relación 3n-1_,

liberándose gran cantidad de energía.

1.5 FUSIÒN NUCLEAR.

La Fusión nuclear es el proceso de combinación de dos núcleos ligeros para formar uno mas pesado, con el desprendimiento de energía correspondiente a la diferencia entre la energía de ligadura de los productos y la suma de las energías de da ligadura de los dos núcleos ligeros. Se puede poner como ejemplo la siguiente reacción de fusión nuclear:

D12 + D12 => He23 + n01 + 3,22 MeV. 1.1

Estas reacciones sólo pueden tener lugar si los núcleos reaccionantes poseen la energía suficiente para superar la fuerza de repulsión de Coulomb. La fusión nuclear, está actualmente en líneas de investigación, debido a que hasta hoy no es un proceso viable, ya que se invierte más energía en el proceso de producción que la que se obtiene.

La fusión, es un proceso natural en estrellas, produciéndose reacciones nucleares por fusión debido a la elevadísima temperatura de estas estrellas, que están compuestas principalmente por Hidrógeno y Helio. El hidrógeno, en condiciones normales de temperatura, se repele entre sí cuando intentas unirlo (fusionarlo) a otro átomo de hidrógeno, debido a su repulsión electrostática. Para vencer esta repulsión electrostática, el átomo de hidrógeno debe chocar violentamente contra otro átomo de hidrógeno, fusionándose, y dando lugar a Helio, que no es fusionable. La diferencia de masa entre el átomo obtenido y el original es mayor que en la fisión, liberándose así una gran cantidad de energía (muchísimo mayor que en la fisión). Estos choques violentos, se consiguen con una elevada temperatura, que excita los átomos de hidrógeno, y se mueven muy rápidamente, chocando unos contra otros.

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CAPITULO I

En la tabla 1.1 se muestra la direferencia entre las Reacciones Nucleares y las Reacciones Ordinarias.

Tabla 1.1 Diferencia entre las Reacciones Nucleares y las Reacciones Ordinarias.

Reacción Nuclear Reacción química ordinaria

¾ Los elementos pueden transformarse

uno en otro. ¾ No pueden producirse elementos nuevos.

¾ Participan partículas del interior del

núcleo. ¾ Por lo general, solo participan los electrones más externos

¾ Se liberan o absorben cantidades

considerables de energía. ¾ Se liberan o absorben cantidades relativamente pequeñas de energía.

¾ La velocidad de reacción no depende

de factores externos ¾ La velocidad de reacción depende de factores como concentración, temperatura, catalizador y presión.

1.6 REACTOR NUCLEAR.

Es una instalación física donde se produce, mantiene y controla una reacción nuclear en cadena. Por lo tanto, en un reactor nuclear se utiliza un combustible adecuado que permita asegurar la normal producción de energía generada por las sucesivas fisiones. Algunos reactores pueden disipar el calor obtenido de las fisiones, otros sin embargo utilizan el calor para producir energía eléctrica.

El primer reactor construido en el mundo fue operado en 1942, en dependencias de la Universidad de Chicago (USA), bajo la atenta dirección del famoso investigador Enrico Fermi. De ahí el nombre de "Pila de Fermi", como posteriormente se denominó a este reactor. Su estructura y composición eran básicas si se le compara con los reactores actuales existentes en el mundo, basando su confinamiento y seguridad en sólidas paredes de ladrillos de grafito.

Se utiliza material fisionable en cantidades específicas y dispuesto en forma tal, que permite extraer con rapidez y facilidad la energía generada. El combustible en un reactor se encuentra en forma sólida, siendo el más utilizado el Uranio bajo su forma isotópica de U-235. Sin embargo, hay elementos igualmente fisionables, como por ejemplo el Plutonio que es un subproducto de la fisión del Uranio.

En la naturaleza existe poca cantidad de Uranio fisionable, es alrededor del 0,7%, por lo que en la mayoría de los reactores se emplea combustible "enriquecido", es decir, combustible donde se aumenta la cantidad de Uranio 235.

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CAPITULO I

Desde el punto de vista de su empleo practico, los reactores se clasifican en

reactores de potencia y reactores experimentales. Los primeros se usan con fines industriales (producción de energía termoeléctrica, propulsión naval, etc.), mientras que los segundos sirven para efectuar estudios, investigaciones y experimentos sobre los materiales sometidos a las radiaciones, así como sobre el comportamiento, en condiciones especiales de funcionamiento, de los reactores y sobre los problemas inherentes a su proyección y construcción o bien para la producción de isótopos radiactivos.

1.7 CLASIFICACIÒN DE LOS REACTORES NUCLEARES.

Según el nivel energético medio de los neutrones que producen la reacción, los reactores pueden clasificarse en tres categorías:

I. Reactores veloces, en los que, a causa de la presencia de un diluyente de elevado peso atómico, los neutrones liberados en cada fisión a pesar de los choques con los núcleos de la masa diluyente, conservan una energía cinética muy elevada, hasta el momento de la captura por parte de un nuevo núcleo fisionable para el desarrollo sucesivo de la reacción en cadena.

II. Reactores intermedios (llamados también de neutrones epitérmicos o de resonancia), en los que el moderador posee un peso atómico medio y los neutrones liberados por una fisión pierden gran parte de su energía antes de dar lugar a la fisión siguiente.

III. Reactores lentos (o térmicos), en los que el moderador es un elemento ligero (es decir, con peso atómico muy bajo, del orden en magnitud de la masa del neutrón) que absorbe en la disminución de velocidad de los neutrones gran parte de la energía de éstos, reduciendo su nivel energético hasta el correspondiente a la temperatura de la masa activa del combustible. Este ultimo tipo de reactor ha sido, hasta ahora, el mas difundido, pero en la actualidad, gracias al desarrollo de las investigaciones científicas y a las mejoras tecnológicas, existe una tendencia decidida, incluso para la utilización a escala industrial, a emplear reactores veloces, sobre todo por el hecho (muy importante desde el punto de vista del costo del combustible y, por tanto, de la energía nuclear) de que estos presentan grandes posibilidades de autofertilización, es decir, de conversión, por medio de neutrones procedentes en exceso de las fisiones en cadena, de núcleos no fisionables en isótopos fisionables del mismo o de distinto material. Los reactores en los que se realiza, además de la reacción de fisión controlada, esta importante función, se denominan precisamente autofertilizantes (breeders).

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CAPITULO I

a) Reactores heterogéneos, tienen el elemento moderador interpuesto de forma discontinua en la masa activa de los elementos de combustible.

b) Reactores homogéneos, tienen el elemento moderador mezclado con la masa activa de los elementos de combustible de modo intimo y homogéneo.

Los reactores de investigación utilizan los neutrones generados en la fisión para producir radioisótopos o bien para realizar diversos estudios en materiales. Los reactores de potencias utilizan el calor generado en la fisión para producir energía eléctrica, desalinización de agua de mar, calefacción, o bien para sistemas de propulsión

1.7.1 CLASIFICACIÓN DE LOS REACTORES NUCLEARES DE ACUERDO A SU FUNCIONAMIENTO.

Existen otros criterios para clasificar los diversos tipos de reactores:

• Según la velocidad de los neutrones que emergen de las reacciones de fisión. Se habla de reactores rápidos o bien reactores térmicos.

• Según el combustible utilizado. Hay reactores de Uranio natural (la proporción de Uranio utilizado en el combustible es muy cercana a la que posee en la naturaleza), y reactores de Uranio enriquecido (se aumenta la proporción de Uranio en el combustible).

• Según el moderador utilizado. Se puede utilizar como moderador el agua ligera, el agua pesada o el grafito.

• Según el refrigerante utilizado. Se utiliza como refrigerante el agua (ligera o pesada), un gas (anhídrido carbónico, aire), vapor de agua, sales u otros líquidos. Estos materiales pueden actuar en cierto tipo de reactores como refrigerante y moderador a la vez.

1.8 PRINCIPIO DE FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR.

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CAPITULO I

situada entre los elementos del combustible y denominada moderador o diluyente, según los tipos, producen el bombardeo de otros núcleos, provocando su fisión y dando lugar así a una reacción en cadena. El fenómeno se halla ligado esencialmente a las leyes de la probabilidad, de las que depende la posibilidad de que un neutrón libre sea capturado por un núcleo fisionable, antes de salir de la masa activa de combustible, garantizando así la continuidad de la reacción. Dicha probabilidad es tanto mayor cuanto mas eficaz es la reducción de la velocidad de los neutrones y cuanto mayor es la masa de material fisionable. En todo reactor, esta masa no puede ser inferior a cierto valor, denominado masa critica, por debajo del cual la reacción en cadena no tiene lugar.

Cuando un átomo de uranio-235 es embestido por un neutrón, su núcleo se escinde dando origen a 2 núcleos mas ligeros, a 2 o 3 neutrones y a un notable cantidad de energía. Cada uno de los neutrones producidos colisionan con otro átomo de uranio y el proceso se repite, afectando cada vez a un número mayor de átomos. El uranio se introduce en el reactor en forma de barras dentro de las cuales van enfiladas, con una profundidad que puede regularse a conveniencia, otras barras de control, generalmente de cadmio. Este, al absorber parte de los neutrones, da a la reacción el desarrollo deseado. La energía térmica que se libera en la fisión nuclear es extraída por un fluido refrigerante que circula por un circuito cerrado, que la cede a su vez, en un intercambiador de calor, al fluido destinado eventualmente a trabajar en el ciclo termodinámico de utilización, si se trata de un reactor de potencia.

1.9 REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA.

Son los utilizados para la generación de Energía Eléctrica, desempeñan el mismo papel que las calderas en las instalaciones de tipo tradicional. La diferencia mas importante consiste en el hecho de que mientras para una caldera de combustión tradicional (con aceites pesados o carbón) el combustible posee un contenido energético especifico relativamente bajo y, por tanto, debe ser aprovisionado con continuidad en el curso de la vida de la instalación, en el caso de la caldera nuclear el combustible posee un contenido energético específico tan elevado que una carga completa del mismo garantiza su funcionamiento durante varios anos. Por esta razón, el reactor puede considerarse como un gran deposito de combustible.

En los restantes aspectos, las instalaciones en las que se emplean los reactores nucleares son idénticas a las de tipo tradicional. En general, el fluido que trabaja en el ciclo industrial se obtiene indirectamente a través de intercambiadores de calor, a partir del fluido de refrigeración del reactor. pero no faltan los casos de utilización directa o mixta del propio fluido de refrigeración.

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CAPITULO I

mundo: el Reactor de Agua en Ebullición (tipo BWR) y el Reactor de Agua a Presión (PWR).

1.10 DESCRIPCIÓN DE LOS REACTORES DE AGUA A PRESIÓN (PWR).

Este tipo de Reactores Nucleares es ampliamente utilizado en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón. El refrigerante es agua a gran presión. El moderador puede ser agua o bien grafito. Su combustible también es Uranio-238 enriquecido con Uranio-235. El reactor se basa en el principio de que el agua sometida a grandes presiones puede evaporarse sin llegar al punto de ebullición, es decir, a temperaturas mayores de 100 °C. El vapor se produce a unos 600 °C, el cual pasa a un intercambiador de calor donde es enfriado y condensado para volver en forma líquida al reactor. En el intercambio hay traspaso de calor a un circuito secundario de agua. El agua del circuito secundario, producto del calor, produce vapor, que se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico.

1.11 DESCRIPCIÓN DE LOS REACTORES DE AGUA EN EBULLICIÓN (BWR).

Han sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Suecia y Alemania y su utilización es extensa. Utilizan agua natural purificada como moderador y refrigerante. Como combustible dispone de Uranio-238 enriquecido con Uranio-235, el cual como se sabe, facilita la generación de fisiones nucleares. El calor generado por la reacciones en cadena se utiliza para hacer hervir el agua. El vapor producido se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico. El vapor que sale de la turbina pasa por un condensador, donde es transformado nuevamente en agua líquida. Posteriormente vuelve al reactor al ser impulsada por un bomba adecuada.

La primera línea de reactores que se desarrollaron fueron los del tipo BWR (Boiler Water Reactor) en 1957. Este primer tipo de reactores de 1000 psi de presión, proveía la fuerza para un generador de 5 Mwe. Mas adelante se lograron extrapolar los primeros resultados para la instalación de una planta de generación eléctrica denominada Desdren 1, localizada cerca de Morris, Illinois. Esta inició sus operaciones en 1959 y tenía la capacidad de suministrar 180 Mwe. Logrando la producción de energía eléctrica comercial en 1961.

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CAPITULO I

Tabla 1.2. Evolución de los Reactores tipo BWR.

NUMERO DE

PRODUCTO INTRODUCCIÓNAÑO DE CARACTERÍSTICA DE LAS PLANTAS

BWR/1 1955 Desdren 1El punto de la Piedra Grande, Humboldt, KRB, . inicio comercial de los reactores tipo BWR, primera separación interna de vapor

BWR/2 1963 Oyster Creek.

Plantas económicas, ciclo directo largo.

BWR/3 1965 Desdren 2. Primera aplicación de las bombas de reacción. ECCS implementados; rocío e inundación,

BWR/4 1966 Browns Ferry.

Densidad de poder aumentada (20%).

BWR/5 1969 Zimmer Sistemas ECCS implementados, Válvula de control de fluido.

BWR/6 1972 BWR/6. 8 por 8 pastillas de combustible.

Bombas de reacción implementadas y separadores de vapor, reducción de combustible, salidas incrementadas, ECCS implementados, sistemas de sensibilidad implementados.

En lo que respecta al núcleo del reactor, éste consiste esencialmente de un arreglo de ensambles de combustible y barras enfriadas por agua y vapor. El nivel de potencia nuclear es ajustado por barras de mando de posicionamiento en el núcleo. Se recircula agua forzada a través del núcleo y los separadores de vapor por bombas de reacción localizadas alrededor del núcleo, dentro de la vasija del reactor. Motivo por lo que las bombas de reacción están provistas de 2 bombas centrífugas las cuales circulan agua de la vasija con presiones incrementadas a través de las bombas de reacción. La ebullición del agua es controlada como un sistema cercano a presión constante.

Durante operaciones normales, el vapor admitido en la turbina es controlado por el regulador de presión de la turbina, el cual mantiene la presión constante en la entrada de la turbina, de este modo se controla la presión de la vasija del reactor. La integración del regulador de presión de vapor de la turbina y el sistema de control de agua de recirculación en el reactor le dan la calidad al vapor producido que demanda la turbina.. Los sistemas auxiliares que son usados para las operaciones normales de este tipo de reactores son [1.5]:

¾ Sistema de limpieza de agua del reactor.

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CAPITULO I

¾ Combustible, piscina y sistema de filtración.

¾ Bloqueo del sistema de agua refrigerante para el servicio del reactor.

¾ Sistema de disposición de desechos radiactivos.

En la figura 1.1 se muestra un esquema de un Reactor tipo BWR.

Figura 1.1.

Corte de un Reactor tipo BWR.

1.11.1 PARTES PRINCIPALES DE LOS REACTORES TIPO BWR.

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Núcleo del Reactor. Está constituido por las Barras de Combustible. El núcleo posee una forma geométrica que le es característica, refrigerado por un fluido, generalmente agua. En algunos reactores el núcleo se ubica en el interior de una piscina con agua, a unos 10 a 12 metros de profundidad, o bien al interior de una

asija de presión construida enacero. v

Barras de control. Todo reactor posee un sistema que permite iniciar o detener las fisiones nucleares en cadena. Este sistema lo constituyen las Barras de Control, capaces de capturar los neutrones que se encuentran en el medio circundante. La captura neutrónica evita que se produzcan nuevas fisiones de núcleos atómicos del Uranio. Generalmente, las Barras de Control se fabrican de Cadmio o Boro.

Moderador. Los neutrones obtenidos de la fisión nuclear emergen con velocidades muy altas (neutrones rápidos). Para asegurar continuidad de la reacción en cadena, es decir, procurar que los "nuevos neutrones" sigan colisionando con los núcleos atómicos del combustible, es necesario disminuir la velocidad de estas partículas (neutrones lentos). Se disminuye la energía cinética de los neutrones rápidos mediante choques con átomos de otro material adecuado, llamado Moderador. Se utiliza como Moderador el agua natural (agua ligera), el agua pesada (deuterada), el Carbono (grafito), etc..

Refrigerante. El calor generado por las fisiones se debe extraer del núcleo del reactor. Para lograr este proceso se utilizan fluidos en los cuales se sumerge el núcleo. El fluido no debe ser corrosivo, debe poseer gran poder de absorción calorífico y tener pocas impurezas. Se puede utilizar de refrigerante el agua ligera, el agua pesada, el anhídrido carbónico, etc..

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

Sistemas de Control. Básicamente está constituido por las barras de control y por diversa instrumentación de monitoreo. Las barras de control son accionadas por una serie de sistemas mecánicos, eléctricos u electrónicos, de tal manera que aseguren con rapidez la extinción de las reacciones nucleares.

La instrumentación de monitoreo se ubica en el interior o en el exterior del núcleo del reactor y su finalidad es mantener constante vigilancia de aquellos parámetros necesarios para la seguridad: presión, temperatura, nivel de radiación, etc.

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CAPITULO I

• La primera barrera, en cierto tipo de reactores, es un material cerámico que recubre el Uranio utilizado como elemento combustible.

• La segunda barrera es la estructura que contiene al Uranio, es decir, se trata de las barras de combustible.

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

• La cuarta barrera lo constituye el edificio que alberga al reactor en su conjunto. Se conoce con el nombre de "Edificio de Contención" y se construye de hormigón armado de, a lo menos, 90 cm de espesor.

Se utiliza para prevenir posibles escapes de productos radiactivos al exterior, resistir fuertes impactos internos o externos, soportar grandes variaciones de presión, soportar grandes terremotos y mantener una ligera depresión en su interior que asegure una entrada constante de aire desde el exterior, de tal forma de evitar cualquier escape de material activado.

Toda central nuclear se diseña y construye bajo el concepto de Seguridad a Ultranza, es decir, se privilegia ante todo la seguridad de toda instalación. Se busca reducir al mínimo posible toda exposición a las radiaciones, no sólo en caso de accidente, sino durante las operaciones normales de su personal.

1.12 CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR.

El Ciclo del Combustible Nuclear son todos los procesos por los cuales se somete al Uranio desde que se extrae de la tierra hasta su utilización en el reactor y su posterior reelaboración o su almacenamiento como residuo. Consta de las siguientes etapas:

Primera etapa de Minería y Concentración del Uranio. En esta etapa se extrae el mineral y se separa el Uranio que contiene. Posteriormente se eliminan las impurezas que aún contiene el mineral de Uranio obtenido en el proceso de separación inicial. La concentración del mineral consiste en utilizar procesos físico-químicos para aumentar los contenidos de Uranio a valores superiores al 70%. En todo el proceso se utiliza Uranio natural cuya composición isotópica es de aproximadamente: 99% de 238, 0,7% de 235 y 0,006% de Uranio-234.

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que se convierte en un elemento llamado Hexafloruro de Uranio. Posteriormente el Hexafloruro de Uranio se enriquece, es decir, se aumenta la proporción de átomos de Uranio-235 con respecto al Uranio-238. Para ello se realiza una separación selectiva a nivel atómico, utilizando procesos de difusión gaseosa, ultracentrifugación, procesos aerodinámicos, intercambio químico o métodos de separación por láser.

Tercera etapa de Fabricación de Elementos Combustibles. El Uranio enriquecido se somete a presión y altas temperaturas para transformarlo en pequeños cuerpos cerámicos. Las pastillas cerámicas se colocan en el interior de unas varillas rellenadas con un gas inerte. Las varillas se apilan en un tubo fabricado de una aleación de circonio, dando forma al llamado Elemento Combustible.

Cuarta etapa de Uso del Combustible en un reactor. Los Elementos Combustibles se introducen en el interior del reactor y forman parte del núcleo. El Uranio presente en los Elementos Combustibles genera las fisiones que activan al reactor y a medida que transcurre el tiempo se gasta, dejando como desecho los productos de fisión, por ejemplo el Plutonio.

En las centrales de potencia el combustible gastado se almacena temporalmente en la propia instalación, en una piscina especialmente adecuada para ello, lo que permite bajar la actividad de los productos de fisión de vida corta.

Quinta etapa de Reelaboración. Se sabe que en el combustible gastado se ha consumido sólo una pequeña fracción del Uranio que contiene. Se procede entonces a la reelaboración del combustible con el objeto de separar el Uranio que aún es utilizable. En el proceso de reelaboración también se pueden aislar ciertas cantidades de Plutonio u otros productos de fisión, los cuales son de utilidad en el funcionamiento de algunos tipos de reactores. La reelaboración es compleja y demanda fuertes inversiones en plantas industriales de alta tecnología.

Sexta etapa de Almacenamiento de Residuos. El almacenamiento de los residuos puede ser temporal o definitivo. El almacenamiento temporal supone, en algunos casos, el control y posterior reelaboración del combustible gastado. Si no es posible llevar a cabo la reelaboración el combustible gastado se almacena en forma definitiva.

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metros). También, se pueden almacenar en formaciones geológicas de mediana o gran profundidad (decenas a centenares de metros).

Es importante señalar, que el volumen de residuos radiactivos producidos por una central nuclear dependerá de las características de orden técnico del reactor que los produce. Es así como, los reactores de investigación poseen un núcleo pequeño con alta emisión de neutrones, generando cantidades de residuos bastante menores en comparación a los reactores de potencia.

1.13 DESCRIPCIÓN DEL CICLO BWR

El sistema de generación de vapor consiste esencialmente de un núcleo y ensambles dentro de la vasija del reactor, además del equipo de seguridad y los sistemas de recirculación de agua. En la figura 1.2, se muestra el ciclo directo BWR en el cual, el agua de refrigeración se mantiene a una presión un poco menor, por lo que con esto el agua hierve dentro del núcleo.

Figura 1.2.

Diagrama de ciclo BWR.