trabajo ap1000
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Trabajo sobre el reactor nuclear AP1000 desarrollado por Westinghouse.TRANSCRIPT
MÁSTER EN INGENIERÍA ENERGÉTICA SOSTENIBLE
2014-2015
Financiación y Costes de la Generación Eléctrica
CENTRAL NUCLEAR AVANZADA AP1000
ACSM ADCH
IMF EZA
Máster en Ingeniería Energética Sostenible Centrales Nucleares
Central Nuclear Avanzada AP1000 |1
CONTENIDO
1. GENERALIDADES .................................................................................................................... 4
1.1 Introducción .................................................................................................................. 4
1.2 Simplificado Diseño de Plantas .................................................................................... 5
1.2.1 LA TECNOLOGÍA............................................................................................................ 5
1.2.2 ESTRUCTURA DE LA PLANTA SIMPLIFICADA ................................................................ 5
1.3 CONSTRUCCIÓN ............................................................................................................ 6
1.3.1 DISEÑO POR MÓDULOS ............................................................................................... 7
1.3.2 PROCESOS DE TRABAJO EN PARALELO EN ENTORNOS CONTROLADOS ...................... 7
1.4 BENEFICIOS ECONÓMICOS ........................................................................................... 8
1.4.1 COSTO DE CONSTRUCCIÓN .......................................................................................... 9
1.5 OPERACIONES MEJORADAS Y MÁS EFICIENTE ............................................................ 9
1.5.1 MEJORA DEL RENDIMIENTO DE LAS PLANTAS ............................................................. 9
1.5.2 OPERACIONES Y MANTENIMIENTO ............................................................................ 10
1.6 Plantas en el mundo ................................................................................................... 11
1.6.1 CONDICIONES GENERALES ......................................................................................... 11
2. SISTEMA PRIMARIO ................................................................................................................. 13
1.7 EL REACTOR ................................................................................................................. 14
2.1.1 INTERIOR DEL REACTOR ............................................................................................. 14
2.1.2 LA VASIJA DEL REACTOR ............................................................................................. 14
2.1.3 NÚCLEO DEL REACTOR ............................................................................................... 15
1.8 GENERADOR DE VAPOR ............................................................................................. 17
1.9 PRESIONADOR ............................................................................................................ 18
1.10 BOMBAS DE REFRIGERACIÓN ..................................................................................... 18
1.11 LÍNEAS PRINCIPALES DE REFRIGERANTE .................................................................... 19
1.12 CABEZAL INTEGRADO ................................................................................................. 20
1.13 SISTEMAS DE MANIPULACIÓN Y TRANSPORTE DEL COMBUSTIBLE ......................... 20
2.7.1 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE NUEVO ......................................................... 20
2.7.2 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO ..................................................... 20
1.14 SISTEMAS AUXILIARES DEL RECTOR ........................................................................... 21
2.8.1 SISTEMA DE CONTROL QUÍMICO Y VOLUMÉTRICO (SCQV) ....................................... 21
2.8.2 SISTEMA DE EXTRACCIÓN DEL CALOR RESIDUAL ....................................................... 21
2.8.3 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE LA PISCINA DE COMBUSTIBLE GASTADO .............. 22
1.15 CARACTERÍSTICAS DE OPERACIÓN ............................................................................. 23
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3. SISTEMA SECUNDARIO ........................................................................................................ 24
3.1 FLUIDO DE REFRIGERACIÓN ....................................................................................... 25
3.2 GENERADOR DE VAPOR EN CIRCUITO SECUNDARIO ................................................ 25
3.3 SEPARADORES DE HUMEDAD .................................................................................... 26
3.3.1 SEPARADOR DE HUMEDAD PRIMARIO O CENTRÍFUGO ............................................. 26
3.3.2 SEPARADOR DE HUMEDAD SECUNDARIO O SECADOR .............................................. 27
3.4 ACOPLAMIENTO TURBINA-GENERADOR ................................................................... 27
3.4.1 TURBINA ..................................................................................................................... 28
3.4.2 GENERADOR ............................................................................................................... 28
3.5 SISTEMAS DE CONDENSADO Y AGUA DE ALIMENTACIÓN ........................................ 28
3.5.1. FOCO FRÍO O CONDENSADOR ................................................................................... 29
3.5.2 BOMBAS DE CONDENSADO........................................................................................ 29
3.5.3 AGUA DE ALIMENTACIÓN .......................................................................................... 29
3.6 BOMBA DE AGUA Y TANQUE DE ALIMENTACIÓN ..................................................... 30
3.7 DESAIREADOR ............................................................................................................. 30
3.8 BOMBAS DE RECIRCULACIÓN ..................................................................................... 31
3.9 SISTEMAS AUXILIARES. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS ................................ 31
3.9.1 SISTEMAS PARA DESHECHOS LÍQUIDOS..................................................................... 31
3.9.2 SISTEMA DE RESIDUOS RADIACTIVOS GASEOSOS ..................................................... 32
1.9.3 SISTEMA DE MANEJO DE RESIDUOS SÓLIDOS ............................................................ 32
4. SISTEMAS DE SEGURIDAD ................................................................................................... 33
4.1 LA SEGURIDAD EN EL AP1000 .................................................................................... 33
4.2 REQUISITOS DE SEGURIDAD Y FILOSOFÍA DE DISEÑO ............................................... 33
4.1 FUNCIONAMIENTO ESTABLE ......................................................................................... 33
4.2 LÍMITES FÍSICOS DE LA PLANTA ..................................................................................... 34
4.3 SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD PASIVA .............................................. 34
4.4 DIVERSIDAD DENTRO DE LOS SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD ........... 34
4.5 SISTEMAS DE NO SEGURIDAD ....................................................................................... 34
4.6 CONTENCIÓN DE LOS DAÑOS AL NÚCLEO .................................................................... 34
4.3 SISTEMAS DE SEGUIDAD Y CARACTERÍSTICAS (ACTIVOS, PASIVOS E INHERENTES) 35
4.3.1 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA DEL NÚCLEO ................................... 36
4.3.2 INYECCIÓN DE SEGURIDAD Y DESPRESURIZACIÓN .................................................... 36
4.3.3 REFRIGERACIÓN DE CONTENCIÓN PASIVA ................................................................ 37
4.3.4 SALA DE CONTROL PRINCIPAL DE HABITABILIDAD DE EMERGENCIA ........................ 39
4.3.5 AISLAMIENTO DE LA CONTENCIÓN ............................................................................ 39
4.3.6 MITIGACIÓN DE ACCIDENTE A LARGO PLAZO ............................................................ 39
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4.4 ACCIDENTE GRAVES (más allá de los accidentes de base de diseño) ....................... 39
4.4.1 RETENCIÓN EN VASOS DE RESTOS DE NÚCLEO FUNDIDO ......................................... 39
5. BIBLIOGRAFÍA Y REFERENCIAS ............................................................................................ 41
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1. GENERALIDADES
1.1 INTRODUCCIÓN
La comisión reguladora Nuclear (NRC) de EEUU aprobó en diciembre de 2005 la certificación
del diseño final para el AP1000. Por tanto ya se podría solicitar por parte de constructores
estadunidenses la construcción y la licencia de funcionamiento, que era válida solamente en si
la planta se construía tal y como se había diseñado, así que cada AP1000 debe ser idéntico.
Este diseño se corresponde al primer reactor de Generación III en recibir la aprobación del
diseño final por parte de la NRC. Se trata de un diseño mejorado y evolucionado del AP600,
pero este modelo tiene una mayor potencia ocupando una superficie parecida de terreno.
La planta de energía nuclear AP1000 es un reactor de dos lazos (2 generadores de vapor) de agua a presión (PWR) que utiliza un enfoque simplificado, innovador y eficaz para la seguridad. Tiene una potencia bruta de 3.415 megavatios térmicos (MWt) y una producción eléctrica neta nominal de 1.110 megavatios eléctricos (MWe). El AP1000 es una planta de energía nuclear bastante segura y más económica en comparación con otras plantas disponibles actualmente en el mercado comercial en todo el mundo. El diseño de esta planta ofrece tres ventajas sobre otros diseños.
Una mejora en el sistema de seguridad
Es muy competitiva económicamente
Sus Operaciones están mejoradas y son más eficientes
Entre estos componentes se incluyen los generadores de vapor, la instrumentación digital y los
controles, el combustible, todo ellos están actualmente en uso en todo el mundo y tienen
experiencia probada acerca de su fiabilidad en el funcionamiento.
El diseño también tiene ventajas en cuanto a la construcción, ya que permite ahorrar tiempo y
dinero, debido a que es una construcción acelerada.
También como innovaciones se puede destacar:
Menor utilización Válvulas de seguridad
Menor utilización de Tuberías de seguridad
Menos Cables de control
Menos bombas
Menor Volumen de construcción sísmica
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1.2 SIMPLIFICADO DISEÑO DE PLANTAS
La simplificación es un objetivo importante del diseño de la planta AP1000. Las
simplificaciones en los sistemas de seguridad en general, los sistemas normales de
funcionamiento, la sala de control, técnicas de construcción y sistemas de instrumentación y
control proporcionan una planta que es más fácil y menos costoso de construir, operar y
mantener. Simplificaciones en la planta producen un menor número de componentes, cable y
volumen de construcción sísmica, todos los cuales contribuyen a un ahorro considerable en la
inversión de capital y operación más bajos y costos de mantenimiento. Al mismo tiempo, los
márgenes de seguridad de la planta AP1000 se han incrementado dramáticamente en las
plantas actualmente en funcionamiento.
1.2.1 LA TECNOLOGÍA
El PWR AP1000 está compuesto de componentes que incorporan muchas mejoras de diseño
mejoradas durante 50 años de exitosa experiencia en la operación de plantas de energía
nuclear. Los componentes internos del reactor, generador de vapor, diseños de combustible y
presurizador son versiones mejoradas de las que se encuentran en la actualidad operando en
los PWR de Westinghouse diseñados. Las bombas de refrigerante del reactor son enlatados-
motor bombas, del tipo utilizado en muchas otras aplicaciones industriales donde la fiabilidad
y larga vida son requisitos primordiales.
1.2.2 ESTRUCTURA DE LA PLANTA SIMPLIFICADA
La planta AP1000 tiene una planta más pequeña que otras centrales nucleares existentes con
las mismas capacidades de generación. La disposición de la planta proporciona una separación
entre los sistemas de relacionados con la seguridad y el resto para impedir la interacción
adversa entre los equipos de seguridad y los que no están directamente relacionados con la
seguridad.
La Separación entre los distintos equipamientos y sistemas redundantes relacionados con la
seguridad proporciona confianza en que las funciones de diseño de seguridad del
Figura 1. Esquema sistema nuclear de suministro de vapor
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reactor AP1000 se pueden llevar a cabo. En general, esta separación se consigue mediante la
partición de una zona con paredes de hormigón.
La planta AP1000 se compone de las siguientes estructuras en los edificios principales, cada
uno con su propia función:
Reactor Nuclear (el único de estructura Categoría Sísmica 1)
Edificio de la turbina
Edificio Anexo
Edificio del Generador Diesel
Edificio de Residuos radiactivos
1.3 CONSTRUCCIÓN
La construcción de esta planta se caracteriza por lo siguiente:
Programa de construcción acortado
Reducción de la mano de obra en la construcción
Aumento de la fabricación de módulos en fabrica y posterior montaje en planta
Mejora de la calidad de las pruebas previas y la inspección de los módulos previos al
ensamblaje
Reducción en la congestión de la planta
Figura 2. Esquema del reactor en AP1000 Westinghouse
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1.3.1 DISEÑO POR MÓDULOS La planta AP1000 ha sido diseñada para llevar a cabo las modernas técnicas de construcción
por módulos. Este diseño incorpora paquetes de equipamiento por parte de los proveedores,
así como grandes módulos para la estructura de varias toneladas así como módulos para la
maquinaria especial. La modularización permite y facilita que las tareas de construcción que
tradicionalmente se han realizado en secuencia puedan construirse en paralelo. Los módulos
pre-fabricados se pueden instalar en el lugar en una duración programada de la construcción
de tres años antes de que se produzca la primera introducción de la carga del combustible en
el reactor.
Esta duración ha sido verificada por directivos con experiencia de construcción a través de
programas de 4D (modelos 3D más el tiempo) revisando la secuencia de construcción simulada
por ordenador.
1.3.2 PROCESOS DE TRABAJO EN PARALELO EN ENTORNOS CONTROLADOS
La Modularización de la planta AP1000 permite muchas más actividades simultaneas de
construcción para proceder en paralelo. Esto reduce el tiempo de calendario para la
construcción de la planta, lo que reduce el costo del dinero y los riesgos de exposición
asociados con la financiación de la planta. Por otra parte, la reducida cantidad de trabajo en el
lugar significa que la cantidad de trabajo de campo por parte de expertos, que es más costosa
que la mano de obra de los módulos, se reduce considerablemente.
Para lograr que las interfaces se adecuen con el resto de los sistemas y estructuras de la
planta, las tuberías que están interconectadas entre los distintos módulos, están
Figura 3. Foto de la construcción por módulos del reactor AP1000
Figura 4. Esquema de la evolución de la construcción por módulos
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representadas en un modelo de diseño 3D. Esto elimina las preocupaciones de interferencia de
la instrumentación técnica típica a instalar (por ejemplo, tuberías, conductos, canales de
conducción) y de la construcción.
1.4 BENEFICIOS ECONÓMICOS
Los gastos de operación total para un PWR son dominados por los costos de construcción, que
se reducen significativamente para el AP1000. El capital abarca todos los costos relacionados
con la construcción, mano de obra y materiales, en conjunto con el costo de financiamiento
del capital, también incluye los costos para obtener las aprobaciones reguladoras y para el
trabajo específico de la ingeniería de sitio. Este elemento de costo se reduce con el número de
reactores en un programa en serie. Los costos cubren lo siguiente:
Los costos de operación y mantenimiento incluye los costos asociados a la operación general
de la planta (incluyendo costos de personal, materiales y servicios) junto con los costos de
recarga de combustible, paradas para mantenimiento y el manejo y disposición final de los
desechos de bajo y mediano nivel. También cubre los costos de seguros y la conexión a la red.
Los costos de combustible cubren los costos de obtención del uranio y del combustible
(conversión, enriquecimiento y fabricación del combustible). El manejo del combustible
gastado relaciona el almacenamiento del combustible en el sitio del reactor, el transporte al
almacenamiento interino, los costos por almacenamiento interino, acondicionamiento del
combustible para su disposición, además de la disposición final de los desechos de alto nivel
asociados. Los costos de desmantelamiento se proporcionan para cubrir el desmantelamiento
eventual del reactor, incluyendo el cuidado y mantenimiento antes de la etapa final, los costos
de la ingeniería civil y la disposición final de los desechos originados [5]. Con los componentes,
las simplificaciones, los márgenes, y las lecciones aprendidas probados del diseño, se espera
que las plantas AP1000 excedan la disponibilidad del 93% puesto que las plantas actuales en
operación están excediendo este valor.
Dos de los principales costes de la construcción de la planta son el coste de financiación
durante la fase de construcción y la gran cantidad de horas de mano de obra cualidifcada
Grafico 1. Reparto de los costes de un reactor AP1000
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necesaria en el lugar de construcción. El uso de módulos en el AP1000 en la fase de
construcción de la planta mitiga ambos costes.
1.4.1 COSTO DE CONSTRUCCIÓN
Desde el principio, el AP1000 PWR fue diseñado para reducir los costos de capital y para que
sea económicamente competitiva con las centrales alimentadas con combustibles fósiles
contemporáneos. Esto requiere costos de construcción más baratos y una mayor confianza en
el programa de construcción.
La planta AP1000 reduce la cantidad de equipos de seguridad de calidad requerido por el uso
de los sistemas de seguridad pasiva. En consecuencia, se requiere menos volumen del edificio
Categoría Sísmica I para albergar el equipo de seguridad (aproximadamente un 45 por ciento
menos que un reactor típico). El Diseño de la construcción modular de la
planta AP1000 reduce aún más el tiempo y los riesgos de la construcción, pasando el trabajo a
las fábricas aportando mayor calidad y mayor control de los costes, así como los costos
laborales que son menores que los que están en el sitio de construcción.
Esto también permite que haya más trabajo para hacer en paralelo. El uso de grúas de carga
pesada permite una construcción con un enfoque desde la parte superior, que es eficaz para
reducir el tiempo de construcción.
Con las nuevas capacidades de modelado por computadora, Westinghouse es capaz de
optimizar y diseñar el plan de construcción de una unidad AP1000 previamente por
simulación. El resultado es una confianza y seguridad muy alta en la planificación de la
construcción.
El diseño simple y licenciado que utiliza componentes probados en una forma innovadora de la
seguridad, hace del AP1000 una central nuclear con un costo de kWh dentro del rango de los
costos actuales. Los cambios representan un aumento moderado en el costo de capital total de
la planta, este pequeño aumento, cuando es dividido por el gran aumento de salida de
energía, da un costo de electricidad más bajo, que se espera que sea en el rango de 3.0 a 3.5
c€/kWh.
1.5 OPERACIONES MEJORADAS Y MÁS EFICIENTE
El reactor de agua a presión AP1000 tiene varias características de diseño que mejoran la seguridad y la producción de los trabajadores, así como factores de disponibilidad y capacidad.
1.5.1 MEJORA DEL RENDIMIENTO DE LAS PLANTAS Ciclo del combustible de 18 meses para la mejora de la disponibilidad y reducir el coste
total de combustible Reducción significativa del mantenimiento, pruebas y requisitos de inspección y
reducción del personal Reducción de la Exposición a la radiación, menos residuos de la planta. 93 por ciento de disponibilidad Sesenta años de vida de diseño
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1.5.2 OPERACIONES Y MANTENIMIENTO
Un aspecto importante del diseño PWR AP1000 se centra en la fase de operación de la planta y
su mantenimiento. Las características de seguridad pasiva utilizan un número mucho menor de
válvulas que los que usan los múltiples sistemas de bombas impulsadas, esto hace que haya
menos pruebas del servicio de mantenimiento a realizar. En particular, los sistemas de
seguridad simplificadas reducen los requisitos de vigilancia, lo que simplifica las
especificaciones técnicas y la reducción de la probabilidad de parada forzado. Los
requerimientos de operación y de mantenimiento son más bajos, así que hacen que el número
de personal de mantenimiento sea menor.
La velocidad variable de las bombas de refrigerante del reactor (RCP) simplifican las
operaciones de inicio y cierre de la planta, ya que son capaces, por ejemplo, de la reducción de
velocidad de las RCP durante el enfriamiento de la planta y proporciona la capacidad de variar
la velocidad RCP para una mejor transición del modo de operación del cierre de control. Los
RCP operan a una velocidad constante durante las operaciones de carga, lo que simplifica las
acciones de control durante los cambios de carga.
El diseño digital de I&C reduce significativamente las pruebas de vigilancia requerida y
simplifica la resolución de problemas, la reparación y las pruebas de mantenimiento. La planta
incluye la automatización de algunas operaciones de enfriamiento y la mejora de la circulación
de vapor y el rendimiento de baja presión. El avanzado diseño de la sala de control mejora
significativamente las conexiones entre el operador y las capacidades de operación de la
planta.
En general, la selección de componentes probados y fiables se ha destacado para asegurar un
alto grado de fiabilidad y reducir los requerimientos de mantenimiento. La estandarización de
componentes reduce los inventarios de piezas de repuesto, el mantenimiento, los
requerimientos de formación, y permite que los tiempos de mantenimiento más cortos. Las
pruebas de capacidad se proporcionalmente para los principales componentes críticos que se
incorporan en la planta.
La planta AP1000 también incorpora los principios de reducción de la exposición de la
radiación para evitar que la dosis de los trabajadores sea tan baja como sea razonablemente
posible (ALARA). Duración de la exposición, la distancia, blindaje, y la reducción de fuentes son
criterios fundamentales que se incorporan en el diseño resultando que:
Se minimizan la liberación durante la operación
Se reduce la Exposición a la radiación de trabajadores considerablemente
Se reducen Los volúmenes de residuos radiactivos totales a través de características
seguimiento de carga del boro, intercambio iónico en lugar de la evaporación, la separación
de los residuos en la fuente, la reducción al mínimo de los componentes activos, y se
garantiza la integridad en el envasado de los recipientes recipientes.
Se minimizan Otros residuos (no radiactivo) peligrosos a través de características de
una planta simplificada (por ejemplo, la eliminación de muchas bombas de aceite de
lubricación), una cuidadosa selección de los procesos (por ejemplo, laboratorio y química
turbina-lateral), y la separación de los residuos
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La planta AP1000 es diseñado para una variación del rendimiento de hasta 10% de los tubos de
generador de vapor y con una temperatura máxima caliente de 321,1 °C (610 F). La planta está
diseñada para aceptar un aumento o disminución del paso de carga de un 10 % entre la
potencia 25 y 100% sin que entre en funcionamiento el sistema de actuación del reactor de
circulación de vapor, y siempre que no se exceda el nivel de potencia nominal.
Un estudio independiente realizado por el Instituto de Operaciones de Energía Nuclear (INPO)
determinó que un reactor pasivo de agua ligera maduro y avanzado requeriría alrededor de un
tercio menos personal de operación y mantenimiento que las plantas nucleares que hay en
funcionamiento actualmente. Por tanto este reactor AP1000 supone un acercamiento y un
avance en la tecnología hacía la consecución de reactores más avanzados.
1.6 PLANTAS EN EL MUNDO
1.6.1 CONDICIONES GENERALES Hoy en día, Wastinghouse, ha comenzado con sus ocho plantas AP1000 en construcción en
China y Estados Unidos, y es así el nuevo líder en el nuevo mercado de plantas nucleares.
Esta construcción comenzó en 2009 por parte de China, con el Sanmen 1 y Haiyang 1 y
Sanmen 2 posteriormente. En el 2011 EEUU también se declinó por estos reactores
comenzando por los Vogtle y V C Summer. Aunque la construcción de todos estos reactores
aún no ha finalizado, EEUU ya tiene planeado la construcción de otros dos en los próximos
años.
Se espera que la unidad de Sanmen 1 entre en funcionamiento en un periodo de tiempo no
muy largo ya que a pesar de que en un primer momento se había planteado la puesta en
funcionamiento del reactor en 2013, el fallo en el reactor de Fukushima hizo que la NRC
incluirá mayores pruebas del sistema de seguridad. Esto ha hecho que se vaya a alargar el
tiempo para la puesta en marcha de los primeros reactores AP1000.
Figura 5. Reducción de la cantidad de materiales utilizados
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Figura 6. Planificación de los reactores AP1000
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2. SISTEMA PRIMARIO
El circuito primario del reactor AP1000 es muy similar al circuito primario de las actuales
centrales PWR. Si bien es cierto, que con vistas a mejorar la seguridad y facilitar el
mantenimiento, se incluyen una serie de mejoras. Por ejemplo, la estructura que soporta estos
sistemas primarios reduce las inspecciones durante el servicio y facilita la accesibilidad para el
mantenimiento.
A grandes rasgos se puede decir que el sistema primario consta de dos circuitos de
transferencia de calor, cada uno de ellos compuesto de:
Un generador de vapor
Una rama caliente
Dos ramas frías
Dos bombas de refrigeración, instaladas directamente en el generador de vapor;
eliminando de esta manera la tubería principal entre bombas y generadores de vapor.
En la siguiente figura se muestra el NSSS1 del AP1000 y se señalan los elementos más
representativos del mismo que pasan a ser descritos a continuación.
1 NSSS, Nuclear Steam Supply System: Sistema nuclear de suministro de vapor
GENERADO
R DE
VAPOR I
GENERADOR DE
VAPOR II
VASIJA DEL REACTOR
PRESIONADO
R
BOMBAS DE
REFRIGERACIÓ
N
RAMAS
FRÍAS RAMA
CALIENTE
CABEZAL
INTEGRADO
Figura 7. Esquema sistema nuclear de suministro de vapor
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1.7 EL REACTOR
El interior del reactor, la vasija y el núcleo del AP1000 son muy similares a los diseños PWR
convencionales de Westinghouse. Si bien es cierto que se han incorporado ciertas mejoras,
todas ellas basadas en tecnología ya existente, y se ha conseguido optimizar de esta manera
las características de funcionamiento del diseño.
Alguna de las mejoras que incorpora el diseño del núcleo del AP1000 es que el núcleo tiene un
bajo contenido en boro, lo que permite incrementar los márgenes de seguridad en escenarios
de accidentes como en el caso de un transitorio anticipado sin parada de emergencia. También
se han incluido mejoras en los elementos combustibles, que han perfeccionado sus
características de quemado, incluyendo mallas de ZIRLO y toberas superiores extraíbles.
2.1.1 INTERIOR DEL REACTOR Como ya se ha mencionado anteriormente, el interior del reactor junto con las estructuras de
soporte y el revestimiento del núcleo, la bajante y la disposición de la estructura de guiado del
flujo, así como el equipamiento y las estructuras externas al núcleo, guardan muchas
similitudes con las plantas a presión actuales.
Así, el interior del reactor proporciona la protección, el alineamiento y el soporte para el
núcleo, las barras de control y las barras grises necesarias para proporcionar una operación del
reactor segura y fiable. En el interior del reactor pueden distinguirse dos ensamblajes
principales:
Ensamblaje interior inferior
Ensamblaje interiores superiores
2.1.2 LA VASIJA DEL REACTOR La vasija del reactor es el componente que se encuentra a alta presión y que sostiene y
encierra el núcleo del reactor.
Tiene una geometría cilíndrica, con un cabezal inferior y otro superior, ambos semiesféricos y
extraíbles. La vasija del reactor mide aproximadamente 12m de largo, tiene un diámetro
interior en la región del núcleo de casi 4m y está diseñada para soportar 17,1MPa y 343ºC
durante una vida útil de 60 años.
Las superficies que pueden humedecerse, bien durante la operación o bien durante el
repostaje, están cubiertas por un revestimiento de acero inoxidable.
La vasija incorpora una serie de mejoras de seguridad. La primera de ellas consiste en la
imposibilidad de que se produzcan penetraciones en la vasija del reactor por debajo de la
parte superior del núcleo. Este hecho elimina la posibilidad de accidente de pérdida de
refrigerante por fuga desde la vasija del reactor (SBLOCA, Small Break Loss of Coolant
Accident), que podría conllevar un descubrimiento del núcleo. Otra de las mejoras de
seguridad consiste en situar al núcleo en la zona más baja de la vasija. Con ello se consigue por
un lado, minimizar el tiempo de inundación del núcleo tan bajo como es posible dentro de la
vasija para limitar el tiempo de inundación en situaciones de accidente; y por otro lado,
facilitar la retención de los restos del núcleo tras su fusión.
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Figura 8. Vasija a presión del reactor AP1000
2.1.3 NÚCLEO DEL REACTOR Las barras de combustible del reactor AP1000 consisten en unos tubos cilíndricos fabricados a
partir de aleación a base de circonio en cuyo interior contienen las pastillas de combustible
UO2.
Cada elemento de combustible (EC) está compuesto por un conjunto de 17x17 varillas, de las
cuales:
264 son barras de combustible
24 son de control
1 es de instrumentación
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En cuanto al núcleo del reactor, está compuesto
por 157 elementos combustibles de tres enriquecimientos diferentes, estableciendo de esta
manera una distribución de potencia radial favorable. La siguiente figura muestra el patrón de
carga inicial de combustible del núcleo, modelizado con MCNP2.
Así se distinguen, por un lado dos regiones de enriquecimientos menores que se entremezclan
para formar un patrón de tablero de ajedrez en la porción central del núcleo. Por otro lado, se
encuentra la tercera región, que está dispuesta alrededor de la periferia del núcleo y contiene
los elementos combustibles de mayor enriquecimiento.
La altura total del EC es de 426,7 cm y está compuesto UO2 de 10,476 g/cm³ de densidad de
masa en la carga del núcleo inicial. El núcleo está rodeado por el barril que tiene 10,16 cm de
espesor y un radio interior de 339,725 cm. De esta manera, el agua borada fluye entre la
región de montaje de combustible y el barril del núcleo.
Para controlar adecuadamente la reactividad y la distribución de energía en todo el ciclo de
funcionamiento del reactor, se incluyen una serie de absorbentes:
Absorbentes consumibles de combustible discretos (PYREX). Los tubos guía de cada EC
se reservan para este fin y consisten principalmente en varillas de sílice y óxido de
boro.
Absorbentes consumibles de combustible integrales (IFBA, Integrated Fuel Burnable
Absorbers). Se tratan de unas varillas que tienen una capa de recubrimiento de boro y
se encuentran dentro de cada EC con 5 configuraciones diferentes.
Absorbedor de neutrones soluble. Utilizado para compensar los cambios de
reactividad producidos por el combustible quemado, el envenenamiento por
productos de fisión, el agotamiento del absorbedor consumible y el cambio de
temperatura del moderador frío a operar.
2 MCNP, Monte Carlo N-Particle: Se trata de un código utilizado para el transporte de fotones, neutrones, electrones o el conjunto de los mismos.
Figura 9. Elemento combustible con matriz 17x17
Figura 10. Configuración inicial del núcleo de un reactor AP1000
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1.8 GENERADOR DE VAPOR
El generador de vapor AP1000 consiste en una concha vertical y un evaporador tubular en
forma de U que contiene un equipo separador de humedad.
La función principal del generador de vapor es transferir el calor a través de los tubos del
intercambiador en forma de U desde el agua de refrigeración del reactor que tiene una única
fase, hasta la mezcla de vapor bifásica existente en la ebullición en el lado secundario del
generador de vapor. Éste separa el vapor saturado seco de la mezcla de ebullición, y entrega el
vapor a una boquilla que lo suministra a la turbina. El sistema de agua de alimentación repone
el inventario de agua del generador de vapor a través de una boquilla de entrada de agua de
alimentación.
Además de su función básica, el lado secundario del generador de vapor proporciona un
inventario de agua que está disponible para hacer frente a transitorios de alta temperatura.
Figura 11. Generador de vapor del reactor AP1000
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En la central AP1000 se emplean dos modelos de generadores de vapor Delta-125. Se tratan
de unos generadores de vapor muy fiables que fundamentan su diseño en generadores de
vapor ya probados a los que se les incluyen una serie de mejoras. Entre las mejoras incluidas,
cabe destacar:
Expansión hidráulica de altura total de los tubos en las placas
Tubos de Aleación 690 de níquel-cromo-hierro en disposición triangular tratados
térmicamente
Placas de soporte de tubos taladradas
Barras antivibración mejoradas
Separadores de humedad renovados entre el primario y el secundario
Diseño innovador del cabezal del canal del circuito primario que permite un fácil
acceso y mantenimiento mediante herramientas robóticas.
Accesibilidad de todos los tubos del generador de vapor
1.9 PRESIONADOR
El presionador del AP1000 tiene un volumen de casi 60 m3. Su gran tamaño, está pensado para
facilitar la operación de la planta durante los transitorios, ya que permite incrementar los
márgenes de operación. Así, se consigue una planta más fiable con menos oscilaciones del
reactor. También elimina la necesidad de válvulas de alivio eléctricas de acción rápida, que
pueden dar lugar a fugas e incrementar el mantenimiento del sistema de refrigeración del
reactor.
1.10 BOMBAS DE REFRIGERACIÓN
Las bombas de refrigeración del AP1000 se basan en las bombas-motor encapsuladas
diseñadas y verificadas para el AP600, predecesor del AP1000, y pensadas para proporcionar
un mayor flujo, altura y una deceleración del flujo más duradera. Tienen una altura de 6,7 m y
un peso de 84 ton.
Se tratan de bombas de motor blindado herméticamente selladas, de alta inercia, gran
fiabilidad y bajo mantenimiento. Se encargan de recircular el refrigerante del reactor por el
núcleo, el lazo de tubos y los generadores de vapor.
Las bombas utilizan un volante para incrementar su inercia de rotación. Este incremento
proporciona una deceleración más lenta del flujo para mejorar los márgenes térmicos del
núcleo tras una pérdida de energía eléctrica.
El tamaño del motor se ha minimizado mediante el uso de un controlador de velocidad
variable. Así, trabajaran a velocidades bajas cuando la planta se encuentre fría minimizando de
esta manera los requerimientos de potencia. La velocidad se va ajustando durante las
operaciones de calentamiento y será constante cuando los interruptores de disparo del reactor
estén cerrados.
Las dos bombas se montan directamente en el cabezal de canal de cada generador de vapor.
Esta configuración trae consigo una serie de ventajas:
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Eliminación el cruce de los tubos del lazo de refrigerante
Reducción de la caída de presión del lazo
Simplificación el sistema de cimentación y soporte del generador de vapor, de las
bombas y de las tuberías
Reducción del potencial de descubrimiento del núcleo, por la eliminación de la
necesidad de limpieza del sello del lazo durante un pequeño accidente por pérdida de
refrigerante.
Además de las ventajas enunciadas, cabe mencionar que estas bombas no tienen sello, y por lo
tanto no hay posibilidad de fugas de sellado, lo que mejora significativamente la seguridad y
reduce el mantenimiento.
1.11 LÍNEAS PRINCIPALES DE REFRIGERANTE
Las tuberías del sistema de refrigeración del reactor están configuradas en dos lazos
principales de refrigeración idénticos, que contienen:
Un tubo de rama caliente de 790 mm de diámetro interior para transportar el
refrigerante del reactor al generador de vapor.
Dos toberas de succión de bomba de refrigerante del reactor, que están soldadas
directamente a las toberas de salida de la parte inferior del generador de vapor.
Dos tubos de rama fría de 560 mm de diámetro interior que transportan el refrigerante
del generador de vapor de nuevo a la vasija del reactor, completando el circuito.
Las características de la disposición del lazo de refrigeración proporcionan un diseño
significativamente simplificado y más seguro en comparación con los actuales reactores a
presión. Por ejemplo, las bombas se montan directamente en cada generador de vapor, lo que
permite utilizar una misma estructura, simplificando el sistema de soporte y proporcionando
más espacio para mantenimiento de las bombas y los generadores de vapor. Además, el
soporte vertical que contiene al generador de vapor y a las bombas de refrigeración se trata de
una única columna fijada, que se extiende desde el suelo hasta la parte inferior del cabezal del
generador de vapor. Este cabezal se trata de una sola pieza de forja, que tiene una serie de
ventajas en cuanto a la fabricación, la revisión y la inspección frente a los componentes
multipiezas soldados.
Por otro lado, está la eliminación del cruce de tubos del lazo de refrigerante, característico de
las actuales centrales PWR, que evita el posible descubrimiento del núcleo debido a ventilación
del sello del lazo durante un pequeño accidente de pérdida de refrigerante.
Las dos vías frías de los dos lazos de refrigeración principales son idénticas, exceptuando la
instrumentación y pequeñas conexiones de líneas, e incluyen recodos para proporcionar un
camino de flujo de baja resistencia y flexibilidad lo que permite adaptar la diferencia de
expansión entre las vías frías y calientes.
En la fabricación de las tuberías, éstas se forjan y después se curvan, lo que permite reducir
costes y requerimientos de inspección en servicio.
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1.12 CABEZAL INTEGRADO
Se trata de un elemento que integra varios componentes en un ensamblaje con vistas a
simplificar el repostaje del reactor. Los elementos más destacados del cabezal integrado son:
Plataforma de elevación, que eleva conjuntamente tapa de la vasija del reactor y el
cabezal integrado como una unidad.
Estructura de soporte de mecanismo de accionamiento sísmica barra de control
Apoyo para la tubería de ventilación superior del reactor
Cables de alimentación y conductos para la instrumentación en el núcleo
El sistema de refrigeración
Este cabezal integrado proporciona la capacidad de desconectar rápidamente los cables de
alimentación, de indicación de la posición de barras y de instrumentación, y el sistema de
venteo superior del reactor.
Este elemento permite de mover estos componentes como un solo conjunto para permitir su
elevación y eliminación de la parte superior de la vasija del reactor. Además de proporcionar
un soporte para la parte superior del reactor durante el repostaje.
1.13 SISTEMAS DE MANIPULACIÓN Y TRANSPORTE DEL COMBUSTIBLE
El repostaje del reactor se lleva a cabo de la misma manera que en las plantas actuales.
Después de extraer el cabezal de la vasija, la manipulación del combustible se realiza desde
arriba, utilizando la máquina de repostaje que configura el núcleo para el siguiente ciclo.
2.7.1 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE NUEVO El combustible nuevo se almacena en una rejilla de alta densidad, denominada rejilla de
combustible nuevo, que está hecha de un material absorbedor de neutrones, manteniendo de
esta manera el grado requerido de subcriticidad. Esta rejilla dispone de hasta 72 ubicaciones
para almacenar combustible nuevo con el máximo enriquecimiento de diseño. La separación
entre elementos de combustible adyacentes es suficiente como para mantener una matriz en
estado subcrítico, incluso en el caso de que el edificio se inunde con agua sin boro o durante
cualquier evento de base del diseño.
2.7.2 ALMACENAMIENTO DE COMBUSTIBLE GASTADO El combustible gastado se almacena en las rejillas de combustible gastado, que disponen de
ubicaciones para el almacenado de 884 elementos de combustible y cinco ubicaciones
destinadas a elementos de combustible defectuosos. El diseño de la rejilla es tal que un
elemento de combustible no puede ser insertado en una ubicación distinta a la diseñada para
ese elemento combustible.
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1.14 SISTEMAS AUXILIARES DEL RECTOR
2.8.1 SISTEMA DE CONTROL QUÍMICO Y VOLUMÉTRICO (SCQV) El sistema de control químico y volumétrico está compuesto por intercambiadores de calor
regenerativos y de bajada, desmineralizadores y filtros, bombas de ajuste, tanques, y las
válvulas, tuberías e instrumentación asociadas.
Este sistema desempeña las siguientes funciones principales:
Purificación. Mantiene la pureza y el nivel de actividad del refrigerante del reactor
dentro de unos límites aceptables.
Control y ajuste del inventario del sistema de refrigeración del reactor. Controla la
cantidad de refrigerante requerida en el sistema de refrigeración y mantiene el nivel
de agua presurizada programada durante la operación normal de la planta.
Corrección y control químico. Conserva las características químicas del refrigerante
durante los arranques de planta, la disolución para compensar el agotamiento de
combustible y la boración de apagado; y además, proporciona los medios necesarios
para llevar a cabo el control del pH del sistema de refrigeración del reactor.
Control de oxígeno. Se encarga de conservar el nivel apropiado de hidrógeno disuelto
en el refrigerante durante la operación y de alcanzar el nivel de oxígeno apropiado
antes del arranque después de cada apagado.
Control de presión y de llenado del sistema de refrigeración del reactor. El SCQV no
realiza pruebas hidrostáticas del sistema de refrigeración del reactor, pero
proporciona las conexiones necesarias para una bomba de ensayos.
Ajuste de boro en los equipos auxiliares. Proporciona el ajuste a los sistemas que
requieren agua borada.
Rociadores auxiliares del presionador. Favorecen la despresurización del presionador a
través de la aportación de agua mediante unos rociadores.
2.8.2 SISTEMA DE EXTRACCIÓN DEL CALOR RESIDUAL El sistema de extracción del calor residual normal compuesto por dos trenes mecánicos de
equipamiento, compuestos cada uno de ellos por:
Una bomba
Un intercambiador de calor
Los dos trenes de equipamiento comparten una línea de succión desde el sistema de
refrigeración del reactor y un cabezal de descarga.
Este sistema cumple varias funciones, entre las que se pueden destacar:
Extracción de calor en parada. Eliminación del calor residual y sensible del núcleo y del
sistema de refrigeración del reactor durante las operaciones de enfriado y parada de la
planta. Proporciona un enfriamiento de 177 a 48,9ºC en unas 96 horas después de la
parada, manteniendo el refrigerante a esa temperatura o incluso menos durante la
parada de la planta.
Purificación en parada. Se produce durante las operaciones de repostaje y consiste en
suministrar un flujo de purificación al sistema de refrigeración del reactor, a la cavidad
de repostaje un flujo de purificación y al SCQV.
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Refrigeración del IRWST3. Porciona refrigeración al IRWST para mantener la
temperatura del agua por debajo de los 100ºC durante la operación del sistema de
extracción de calor residual pasivo; y por debajo de los 48,9ºC durante la operación
normal.
Refrigeración y ajuste del sistema de refrigeración del reactor de baja presión. Ajusta la
presión baja al sistema de refrigeración, proporcionando un margen adicional para la
refrigeración del núcleo.
Protección de sobrepresión en baja temperatura. Actúa durante las operaciones de
repostaje, puesta en marcha y parada, protegiendo al sistema de refrigeración de
sobrepresiones indeseadas.
Ajuste del paso de flujo de inventario de contención post-accidente, a largo plazo. Bajo
la suposición de que se han producido fugas en el edificio de contención, se ajusta el
inventario de la contención mediante una vía de flujo en una situación de post
accidente a largo plazo.
Recuperación post-accidente. Extrae el calor del núcleo y del sistema de refrigeración
del reactor mediante el sistema de refrigeración del núcleo pasivo.
Refrigeración de la piscina de combustible gastado. Se trata de un sistema de respaldo
para refrigerar la piscina de combustible gastado.
2.8.3 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE LA PISCINA DE COMBUSTIBLE GASTADO La función principal del sistema de refrigeración de la piscina de combustible gastado es
extraer el calor residual generado por los elementos de combustible almacenados en la piscina
de combustible gastado. Para ello, se hace pasar el agua que se encuentra a alta temperatura
por un intercambiador de calor; y una vez enfriada, se devuelve a la piscina manteniendo de
esta manera la temperatura del agua dentro de unos límites aceptables.
A parte de mantener una temperatura de agua adecuada en la piscina de combustible gastado,
cuenta con otras funciones secundarias, entre las que destacan: clarificar y purificar el agua de
la piscina de combustible gastado y del canal de transferencia y el agua de repostaje. Las
principales funciones del sistema son:
Purificación y clarificación del agua de la piscina de combustible gastado durante la
operación.
Purificación de la cavidad de repostaje durante operaciones de repostaje.
Transferencias de agua entre el IRWST y la cavidad de repostaje durante las
operaciones de repostaje.
Purificación y refrigeración del IRWST durante la operación normal.
3 IRWST, In-containment Refuelling Water Storage Tank: tanque de almacenamiento de agua de repostaje dentro de contención.
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1.15 CARACTERÍSTICAS DE OPERACIÓN
El control de la planta se basa en que “el reactor sigue las cargas de la planta”. Es decir, una
fluctuación de la red puede compensarse mediante las válvulas de control de la turbina;
mientras que un decrecimiento en la presión de la turbina requeriría un incremento en la
potencia del reactor.
El AP1000 está diseñado para soportar una serie de situaciones sin necesidad de que dispare el
reactor o de que entren en acción los sistemas de seguridad pasiva. De esta manera, la lógica y
los puntos de consigna de los sistemas de control del sistema de suministro de vapor del
AP1000 están desarrollados para cumplir una serie de transitorios operacionales, entre los que
se pueden destacar:
Variaciones de carga:
En rampa de ± 5% por minuto entre el 15% y el 100% de potencia
En escalón de ± 10% entre el 15% y el 100% de potencia
Rechazo del 100% de la carga del generador
Carga diaria de nivel de potencia 100-50-100% durante más del 90% del ciclo de vida
del combustible.
Cambios de frecuencia de red equivalentes al 10% de variaciones de potencia pico a
pico a una tasa de 2% por minuto
Escalón de potencia del ±20% en 10 minutos
Pérdida de una bomba de alimentación de agua
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3. SISTEMA SECUNDARIO
El diseño y el funcionamiento de los equipos del circuito de refrigeración secundario son
similares a los existentes en las demás centrales de tipo térmico convencional.
En la fisión del combustible se genera una gran cantidad de energía térmica, la cual es extraída
mediante la utilización de un fluido de refrigeración primario, el cual, posteriormente pasará a
formar parte del circuito de refrigeración secundario.
En donde, el vapor producido en los generadores de vapor, gracias a la turbina se transforma
la energía térmica en energía mecánica. La rotación de la turbina acciona directamente el
alternador de la central y produce energía eléctrica.
El circuito de refrigeración secundario incluye todos los sistemas y componentes por los que
circula el refrigerante secundario, constituido principalmente por: una conexión caliente y dos
conexiones frías para la circulación de refrigerante entre el reactor y los generadores de vapor,
las líneas de vapor y válvulas asociadas, un separador de humedad, un sistema turbina
generador, un sistema condensado agua de alimentación, los calentadores, un desaireador,
bombas de circulación y por las tuberías asociadas.
A continuación se muestra un esquema de un reactor AP1000.
Figura 12: Esquema reactor AP1000.
Figura 13: Ampliación detalle Circuito Secundario reactor AP1000.
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A continuación se procede a realizar una breve descripción del circuito de refrigeración
secundario y de los elementos constituyentes, y de su función dentro del mismo.
3.1 FLUIDO DE REFRIGERACIÓN
Para que un fluido sea buen refrigerante debe no ser corrosivo para las vainas de los
elementos combustibles ni para otras partes del reactor con las que esté en contacto; tener
gran capacidad calorífica; y, tener una sección de captura neutrónica relativamente baja. Los
materiales más utilizados como refrigerantes son el agua ligera, el agua pesada y el anhídrido
carbónico.
El fluido de refrigeración secundario consiste en una mezcla de agua/vapor no radiactiva, la
cual utiliza la energía térmica generada en el circuito primario para generar vapor en el lado
del circuito secundario de la carcasa del intercambiador de calor.
Dicho vapor será sometido a un proceso de expansión posterior en una turbina, cuyo eje
estará unido a un alternador eléctrico. Mediante este proceso, en la turbina se produce la
conversión de la energía térmica en energía mecánica, la cual moverá el generador eléctrico,
generando finalmente energía eléctrica que será vertida a la red eléctrica.
A diferencia de lo que sucede en el circuito primario, el agua del circuito secundario no está
nunca en contacto directo con los elementos combustibles.
3.2 GENERADOR DE VAPOR EN CIRCUITO SECUNDARIO
El generador de vapor es el componente principal del sistema secundario, en él se absorbe el
calor proveniente del fluido refrigerante primario, el cual es empleado para llevar a ebullición
el agua, y producir el vapor que moverá los álabes de la turbina de vapor.
El generador de vapor del reactor AP1000, como se ha comentado en la descripción en el
apartado del circuito primario, consiste en una serie de tubos que tienen un diseño vertical en
forma de "U" invertida con una separación triangular entre los centros de los tubos llamado
Delta 125.
El agua de alimentación del circuito primario es introducida por una bomba de alimentación al
circuito secundario a través de una boquilla conectada a una línea hidráulica de fluido, ubicada
por debajo del conjunto de tubos de transferencia de calor.
Posteriormente, el fluido pasa a una sección cilíndrica conectada a una serie de tubos, los
cuales permiten el acceso del refrigerante primario a cada uno de los tubos de intercambio de
calor, cuya forma es de U invertida. Es en esta zona donde se produce la transferencia de calor
del refrigerante primario hacia el lado del circuito de refrigeración secundario, convirtiéndose
en vapor saturado, mediante la actividad del generador de vapor.
El refrigerante primario retorna posteriormente hacia el sistema primario a través de dos
boquillas de salida de líquido frío. Mientras que el fluido secundario pasará a un anillo de
alimentación y luego a una zona entre la carcasa y la cobertura o envoltorio del generador, a
través del cual desciende a la sección inferior, desde la cual se inyecta, dirigiéndose hacia el
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centro del paquete de tubos, en donde se produce un cambio de estado al aumentar la
temperatura, generándose vapor en la zona de la carcasa.
La mezcla de vapor/agua fluye hacia la parte superior del generador, pasando a través del
conjunto de tubos.
3.3 SEPARADORES DE HUMEDAD
Los separadores de humedad son trampas que sirven para eliminar el agua saturada que
acompaña al vapor que se introducirá en la turbina. Son empleados para el cercionamiento de
la eliminación completa de cualquier posible humedad que contenga el vapor, ya que
cualquier pequeña gotita de agua que pudiera llegar a la turbina agujerearía los álabes de la
misma disminuyendo su rendimiento.
Debido a esta labor tan delicada, existen dos tipos de separadores de humedad ubicados de
forma correlativa en el sistema:
3.3.1 SEPARADOR DE HUMEDAD PRIMARIO O CENTRÍFUGO Los separadores de humedad primarios o centrífugos son utilizados para eliminar la humedad
de las líneas de vapor o aire comprimido. En ellos se le extrae el vapor el agua remanente de
tal forma que éste sea vapor seco, con el objetivo disminuir su porcentaje de humedad.
El vapor o el aire comprimido pasa por el separador y como resultado de las fuerzas
centrífugas, el impacto y los efectos de turbulencia, se logra separar las partículas más pesadas
como gotas de agua o de aceite, la humedad en suspensión y la suciedad.
El agua saturada extraída del vapor en el separador centrífugo es reutilizada, se mezcla con
agua de alimentación, justo después de pasar por la zona de alimentación, recirculando a
través del generador de vapor.
Figura 14. Ejemplo de un separador
centrifugo
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3.3.2 SEPARADOR DE HUMEDAD SECUNDARIO O SECADOR Una vez pasado el vapor por el separador de humedad primario, para asegurarnos de la
eliminación completa de la humedad, se le hace pasar por un separador de humedad
secundario o secador, donde se aumenta su título hasta un porcentaje de diseño igual a 99.75
%, para finalmente salir a través de una boquilla superior.
Son dispositivos que eliminan el exceso de gotas de agua, dejando el vapor libre de estas antes
de ser mandado a la turbina.
3.4 ACOPLAMIENTO TURBINA-GENERADOR
A continuación, el vapor es dirigido a través de líneas de vapor hasta el conjunto turbina-
generador donde es expandido, generando electricidad mediante el generador eléctrico.
El agua de alimentación del sistema secundario de refrigeración ingresa al generador de vapor
a través de una boquilla ubicada sobre la parte más elevada del conjunto de tubos en forma de
U invertida.
La turbina-generador y las tuberías asociadas, las válvulas y los controles se encuentran
completamente fuera del interior de la turbina. No existen sistemas o componentes
relacionados con la seguridad situados en el interior de la turbina. La probabilidad de que se
dé la condición de destrucción por sobrevelocidad y generación de misiles, asumiendo la
frecuencia de inspección recomendada, es inferior a 1'105 por año.
La orientación de la turbina minimiza el potencial de interacción entre los misiles de la turbina
y las estructuras y componentes relacionados con la seguridad. Los componentes de la turbina
y la instrumentación asociada con la protección de sobrevelocidad, son accesibles en
condiciones de funcionamiento.
Otros componentes del sistema relacionados con la turbina-generador, incluyen un completo
sistema de lubricación por aceite de los cojinetes, un sistema digital de control
electrohidráulico (DEH) con la instrumentación de control, un sistema de sellado de la turbina
de vapor, dispositivos de protección en caso de sobrevelocidad, engranaje giratorios, un
sistema de generación de hidrógeno y aceite de foca, un sistema de generación de CO2, un
refrigerador del inductor, una sección de rectificación, un inductor, y un regulador de tensión.
Existe una conducción directa (by-pass) que conduce el agua desde la entrada a la turbina de
alta presión y hasta el condensador. Permite, cuando se desconecta el turbogrupo de la red
eléctrica exterior, conducir el vapor para su condensación, en tanto se reduce la producción de
calor en el reactor.
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3.4.1 TURBINA Se trata de un sistema de conversión de energía, diseñado para transformar la energía térmica
del vapor fluyente, en trabajo mecánico de rotación de los álabes de la misma, cuyo eje está
conectado al generador eléctrico y le hace girar, proporcionando energía eléctrica.
La turbina AP1000 está dividida en dos partes fundamentales: de alta y de baja presión. Consta
de un cilindro a alta presión de doble flujo y tres cilindros a baja presión de doble flujo que
conducen los gases a un condensador individual. El condensador es del tipo tándem
compuesto, de seis flujos, de 1.800 rpm (1.500 rpm para aplicaciones a 50 HZ).
El diseño mecánico de la turbina y los brazos adjuntos al rotor utilizan un optimizado contorno
para reducir de manera significativa las tensiones del funcionamiento.
El flujo de vapor a la turbina de alta presión está controlado por dos distribuidores de vapor
montados en el suelo. Cada uno contiene dos válvulas de cierre, y dos válvulas de regulación
de carga.
3.4.2 GENERADOR Es una máquina eléctrica rotativa destinada a convertir la energía mecánica producida en la
turbina en energía eléctrica. Una parte de la energía eléctrica generada será empleada para
auto-abastecimiento de la central, y la sobrante será vertida a la red eléctrica, para satisfacer
la demanda de los usuarios.
De este modo, la energía contenida en el vapor de agua se transforma en energía mecánica
mediante la rotación de los álabes, que impulsan el generador al que se encuentra acoplado.
Esta transformación se logra gracias a la interacción de los dos elementos principales que lo
componen: la parte móvil llamada rotor, y la parte estática que se denomina estátor.
El generador de la turbina está diseñada para operación de carga base, pero también tiene
mayor capacidad de carga, y generalmente es de tipo impulsión directa.
El generador de impulsión directa está refrigerado por gas y agua, y varia de una potencia de
1.250 MVA a 24 kV, con un factor de potencia de 0,9.
3.5 SISTEMAS DE CONDENSADO Y AGUA DE ALIMENTACIÓN
El sistema de condensador y agua de alimentación suministra el vapor a los generadores. En
esta fase se incorporan varios procesos de precalentamiento para optimizar el rendimiento
termodinámico. El agua de alimentación es calentada en un ciclo cerrado de vapor de agua,
utilizando un sistema de calentamiento regenerativo.
El condensador y sistema de agua de alimentación está compuesto por el sistema de
condensado, el sistema principal y de arranque del agua de alimentación, y partes del sistema
de generación de vapor. El sistema de condensado acumula vapor condensado procedente del
condensador y lo bombea hacia el desaireador. El sistema de agua de alimentación aspira del
desaireador y bombea el agua de alimentación hacia el sistema generador de vapor utilizando
las bombas principales de alta presión. El sistema generador de vapor contiene las tuberías
relacionadas con la seguridad, y las válvulas que ofrecen agua de alimentación a los
generadores de vapor. Los sistemas de condensado y de agua de alimentación están situados
dentro de la estructura de la turbina y el sistema de generación de vapor se encuentra en el
edificio auxiliar y de contención.
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3.5.1. FOCO FRÍO O CONDENSADOR Una vez el vapor de agua ha pasado por la turbina, el vapor producido en los generadores se
envía al foco frío o condensador de vapor, el cual es un intercambiador de calor cuya función
es de actuar como foco frío o sumidero de calor. Se trata de un dispositivo diseñado para
transferir de manera eficiente el calor de un fluido a otro. Ambos fluidos se encuentran
separados por un medio físico.
Mediante el uso de condensadores se pretende que el vapor de agua que recorre su interior
cambie de fase gaseosa a fase líquida a través el intercambio o cesión de calor con otro medio.
Es decir, su objetivo es enfriar el vapor a la salida de la turbina de vapor y condensarlo
mediante la utilización de un refrigerante terciario, el agua de mar o de un río próximo a la
central o mediante torres de enfriamiento, para devolverlo al estado líquido.
El agua líquida que sale del condensador retornará, mediante el uso combinado de las bombas
de condensado y de agua de alimentación, al generador de vapor para reiniciar el proceso.
El calor residual en el secundario se refrigera en las torres de refrigeración, que no chimeneas,
donde el agua cae en forma de ducha y se evapora, transfiriendo el calor latente de
vaporización al agua y por tanto refrigerando el agua restante.
El condensador y los sistemas de circulación de agua se han optimizado con respecto a los
reactores AP600. El condensador es una unidad de 3 armazones, con una turbina a baja
presión de doble flujo en la parte superior de cada armazón.
3.5.2 BOMBAS DE CONDENSADO El vapor es condensado en los intercambiadores de calor y el condensado que es más pesado
fluye de regreso al reactor para completar el ciclo de enfriamiento por acción de las bombas
de condensado. Gracias a estas bombas, el refrigerante del reactor es reciclado a través de
este proceso de flujo para proporcionar una refrigeración continua y un reabastecimiento de
agua para el núcleo del reactor.
3.5.3 AGUA DE ALIMENTACIÓN El sistema principal de agua de alimentación incluye 3 motores, de una sola velocidad
impulsados por el agua de alimentación bombeada, que funcionan en paralelo y aspiran el
agua de alimentación asociado de las bombas de refuerzo. La descarga de agua de
alimentación procedente de las bombas principales, se suministra al calentador de agua de
alimentación a alta presión y luego al sistema generador de vapor.
El ciclo del agua de alimentación consta de seis etapas de calentamiento con tres cadenas en
paralelo para optimizar el rendimiento termodinámico. Etapas 1 y 2, los calentadores de agua
de alimentación a baja presión ubicados en el cuello del condensador. Etapas 3 y 4,
calentadores de baja presión, desaireador. Las dos últimas etapas, calentadores de alta presión
situados en la estructura de la turbina. El pozo caliente del condensador y la capacidad de
almacenamiento del desaireador permiten cierto margen en el diseño. Este margen, junto con
tres bombas de condensado, proporcionan una mayor flexibilidad y la capacidad para que un
operador pueda controlar el agua de alimentación y los transitorios de condensado.
El sistema de abastecimiento de vapor del reactor se encuentra ubicado dentro del
contenedor del reactor, en un edificio de características antisísmicas.
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3.6 BOMBA DE AGUA Y TANQUE DE ALIMENTACIÓN
El vapor que sale de la turbina pasa por un condensador donde sufre un cambio de fase de
vapor a líquido y el agua que sale del condensador atraviesa una serie de filtros para después
ser nuevamente inyectada a la vasija del reactor por la acción de una bomba de alimentación,
comenzando nuevamente el ciclo.
Si la cantidad de agua no fuera suficiente, a causa de las posibles pérdidas, la bomba de agua
de alimentación captará agua del tanque de alimentación para lograr un flujo de refrigeración
adecuado para el núcleo del reactor.
El tanque de agua de alimentación es empleado para almacenar agua de refrigeración
procedente del mar o rió próximo a la central. Cuya función es la disponibilidad del sistema.
3.7 DESAIREADOR
Tiene como principal objetivo la retirada de los gases presentes en el refrigerante. Es
aconsejable extraer el aire debido a que su presencia durante el tratamiento actuaría como
una resistencia térmica adicional, absorbiendo una fracción de calor, disminuyendo de esta
forma la eficacia del intercambio térmico.
Por otra parte, la presencia de aire en la mezcla favorece la aparición de procesos oxidativos
los cuales dañarían seriamente los circuitos.
El sistema de extracción de aire está formado por un depósito bajo vacío para retirar el aire y
los compuestos volátiles por aspiración. El vacío se genera con una bomba de anillo líquido y
se controla utilizando una sonda de presión.
El depósito desaireador cuenta con una válvula de entrada para el refrigerante y para la salida
de los gases, un sensor de nivel mínimo y otro de nivel proporcional mediante presión
diferencial. En la parte superior del depósito desaireador se sitúa un condensador, formado
por un intercambiador de calor refrigerado con agua.
El tanque desaireador también realiza la función de regulación, mantiene una cantidad mínima
de refrigerante y regular así la entrada en la sección de refrigeración.
La salida del depósito está dotada de una bomba para impulsar el refrigerante, un manómetro,
un termómetro, una válvula de seguridad para evitar la sobrepresión en la línea y se emplea un
caudalímetro para regular el flujo.
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3.8 BOMBAS DE RECIRCULACIÓN
El sistema de recirculación lo conforman dos circuitos de bombas de recirculación exteriores a
la vasija del reactor.
Son un tipo de bombas centrífugas verticales de velocidad constante que forman parte del
sistema de recirculación del agua, conduciendo el caudal de agua hacia las bombas de chorro
interiores a la vasija.
Mediante este sistema de recirculación, el agua líquida retorna al generador de vapor para
reiniciar el ciclo, mediante la acción de las bombas de circulación. Las cuales están movidas
mediante pequeñas turbinas de vapor, dependientes de las mismas.
La potencia del reactor puede variarse en un intervalo de potencia de hasta un 40%
aproximadamente, variando con ello el caudal de recirculación del reactor, y por tanto el
caudal del núcleo.
Un cambio en el caudal altera el contenido de huecos en el núcleo y por tanto varía la potencia
(un cambio en la proporción de huecos implica una variación de volumen en el moderador).
3.9 SISTEMAS AUXILIARES. GESTIÓN DE RESIDUOS RADIACTIVOS
Los sistemas de gestión de residuos radiactivos incluyen sistemas, referentes a residuos
líquidos, gases y sólidos, que puede contener material radiactivo.
3.9.1 SISTEMAS PARA DESHECHOS LÍQUIDOS
Sistema de procesamiento de purga del generador de vapor
El sistema de drenaje de residuos radiactivos
El sistema de residuos radiactivos líquidos
Los sistemas de tratamiento de residuos están estrechamente relacionados con el sistema
químico y de control de volumen (CVS).
La purga, mantiene la generación de vapor del ciclo secundario, normalmente se recicla en el
condensador a través de un sistema electrónico de intercambio de iones para procesar y
descargar todos los desechos desde el sistema de refrigeración del reactor, pero en caso de
alta radiación, se dirige al sistema de residuos radiactivos líquidos (WLS). Permitiendo una gran
simplificación en el sistema de purga sin un aumento en la cantidad de equipo WLS.
Para mejorar el rendimiento de intercambio iónico, el WLS está dividido en dos trenes de
reprocesamiento para separar el refrigerante con boro del reactor de los residuos líquidos
mixtos.
No se requieren evaporadores gracias a los niveles conservadores de defecto de combustible y
el rendimiento de intercambio iónico.
El sistema de tratamiento de residuos líquidos (SRTL) se utiliza para recoger, separar y, si es
necesario, procesar los efluentes líquidos de la planta para su reciclado, descarga, o
encapsulación final. La resina gastada de los desmineralizadores del sistema primario se trata a
través de un subsistema.
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3.9.2 SISTEMA DE RESIDUOS RADIACTIVOS GASEOSOS El sistema de tratamiento de residuos gaseosos elimina los gases de fisión de los fluidos
contaminados confinándolos indefinidamente; así se elimina la necesidad de descarga de
gases radiactivos que no sean los de la purga de la contención. Puesto que el sistema reduce la
concentración de los gases de fisión en el agua de refrigeraron del reactor a un nivel bajo,
también se reduce el escape de gases radiactivos durante las operaciones de mantenimiento o
a través de fugas imprevistas del equipo.
Es recirculativo y se realiza a temperatura controlada. Consiste en una olla de drenaje, un
enfriador de gas, un separador de humedad, un lecho de protección, dos lechos de retardo
para el carbón vegetal activado, un subsistema de analizador de oxígeno, un subsistema de
muestreo de gases y un desgasificador de residuos radiactivos líquidos, que extrae los gases
radiactivos de la fisión, tanto el hidrógeno y nitrógeno.
1.9.3 SISTEMA DE MANEJO DE RESIDUOS SÓLIDOS Diseñado para recoger y acumular iones gastados mediante resinas y medios de filtración de
lecho profundo, cartuchos de filtro gastados, los desechos activos secos y los residuos
mezclados generados como resultado de la operación normal de la planta. El sistema se
encuentra en los edificios auxiliares y de residuos radiactivos, donde se realiza el procesado y
envasado de los residuos, que posteriormente se almacenan en anexos, auxiliares y edificios
para residuos radiactivos hasta que se envían fuera de la central a una instalación de
eliminación autorizada.
NO SE SI ES MEJOR ESTA IMAGEN O LAS IMÁGENES 12 Y 13, NO
TENGO REFERENCIA
Figura 15
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4. SISTEMAS DE SEGURIDAD
4.1 LA SEGURIDAD EN EL AP1000
El AP1000 ha sido diseñado para alcanzar altos registros en seguridad y funcionamiento. Está
conservadoramente basado en tecnología PWR probada, pero con énfasis en las características
de seguridad que recaen en fuerzas naturales. Los sistemas de seguridad emplean fuerzas
motrices naturales como gas presurizado, flujo por gravedad, flujo por circulación natural, y
convección. Dichos sistemas no utilizan componentes activos (como bombas, ventiladores o
generadores diésel) y están diseñados para funcionar sin sistemas de apoyo (como corriente
AC, agua de refrigeración de componentes, agua de servicio o climatización). El número y
complejidad de acciones de operación requeridas para controlar los sistemas de seguridad han
sido minimizadas; la meta es eliminar las acciones de operación en vez de automatizarlas.
El AP1000 está diseñado para cumplir los criterios deterministas de seguridad y los criterios
probabilísticos de riesgos del US NRC con amplios márgenes. El análisis de seguridad ha sido
completado y documentado en el Documento de Control de Diseño (DCD) y en Análisis
Probabilístico de Riesgos (PRA). El extenso programa de ensayos del AP600, que es aplicable al
AP1000, verifica que las innovadoras características de la planta se comportarán tal y como
han sido diseñadas y analizadas. Los resultados del PRA muestran una muy baja frecuencia de
daños en el núcleo, que cumple los objetivos establecidos para diseños de reactores
avanzados, y una baja frecuencia de fuga, debido a mejores de aislamiento y refrigeración de
la estructura de contención.
4.2 REQUISITOS DE SEGURIDAD Y FILOSOFÍA DE DISEÑO
El diseño AP1000 ofrece múltiples niveles de defensa para la reducción de accidentes,
conocida como “defensa en profundidad”, debido a dichos niveles de defensa las
probabilidades de daño al núcleo serán extremadamente bajos y se reducirán al mínimo los
casos de inundación de contención, la presurización, y de calentamiento. La defensa en
profundidad es parte integral del diseño del reactor AP1000, con una multitud de
características de planta individual capaces de proporcionar un cierto grado de defensa de la
seguridad de la planta. Seis aspectos importantes del diseño del reactor contribuyen a la
defensa en profundidad sea llevada de manera apropiada:
4.1 FUNCIONAMIENTO ESTABLE En funcionamiento normal, el nivel más fundamental de defensa en profundidad asegura que
la planta pueda ser operada de forma estable y fiable. Esto se logra mediante:
La selección de materiales
La garantía de calidad durante los procesos de diseño y construcción,
Los operadores bien entrenados y una cualificación adecuada
Un avanzado sistema de control
Un diseño de planta que proporcione un margen sustancial para el funcionamiento de
la planta antes de acercarse a los límites de seguridad
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4.2 LÍMITES FÍSICOS DE LA PLANTA Uno de los aspectos más reconocibles de defensa en profundidad es la protección de la
seguridad pública a través de los límites de la planta física. Las emisiones de radiación son
directamente impedidas por el revestimiento del combustible, el límite de presión del reactor,
y la barrera contención de presión.
4.3 SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD PASIVA Los sistemas y equipos pasivos relacionados con la seguridad del reactor AP1000 son
suficientes para establecer automáticamente y mantener la refrigeración del núcleo y la
integridad de la contención para un período indefinido de tiempo siguiendo las bases del
diseño, asumiendo el fallo más limitante, sin actividad de los operadores y sin fuentes de
alimentación de CA en el sitio y fuera del sitio.
4.4 DIVERSIDAD DENTRO DE LOS SISTEMAS RELACIONADOS CON LA SEGURIDAD Un nivel adicional de defensa se proporciona a través de las diversas funciones de mitigación
dentro de los sistemas de seguridad pasiva. Esta diversidad existe, por ejemplo, en la función
de eliminación de calor residual. El PRHR HX es un elemento de seguridad pasivo que se
encarga de eliminar el calor de desintegración durante un transitorio. En caso de múltiples
fallos en el PRHR HX, la defensa en profundidad es proporcionada por los sistemas de
inyección de seguridad pasiva y de funciones de despresurización automática (alimentación
pasiva y purga) del sistema de refrigeración del núcleo pasivo.
4.5 SISTEMAS DE NO SEGURIDAD El siguiente nivel de defensa en profundidad dispone de determinados sistemas de no
seguridad para reducir el potencial de eventos que pueden conducir a daños en el núcleo. Para
los eventos más probables, estos sistemas altamente fiables de no seguridad se accionan
automáticamente para proporcionar un primer nivel de defensa para reducir la probabilidad
de una actuación innecesaria y el funcionamiento de los sistemas relacionados con la
seguridad.
4.6 CONTENCIÓN DE LOS DAÑOS AL NÚCLEO El diseño AP1000 ofrece a los operadores la capacidad de drenar el agua del IRWST en la
cavidad del reactor en el caso de que el núcleo quede al descubierto y se esté derritiendo. Esto
evita el fallo de la vasija del reactor y el posterior traslado de los restos del núcleo fundido en
la contención. La retención de los residuos en la vasija reduce significativamente la
incertidumbre en la evaluación de fallo de la contención y la liberación radiactiva al medio
ambiente.
Las características de defensa en profundidad del AP1000 mejoran la seguridad de tal manera
que no hay liberación grave de productos de fisión que se prevén que se produzcan a partir de
una contención inicialmente intacta durante más de 100 horas después de la aparición de
daños en el núcleo, suponiendo que no hay acciones de repetición. Esta cantidad de tiempo
prevé el desarrollo de las acciones de gestión de accidentes para mitigar el accidente y evitar el
fallo de la contención La frecuencia de la liberación severa como se predijo por PRA es 1.95 x
10-8 por año reactor, que es mucho menor que para las plantas convencionales.
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4.3 SISTEMAS DE SEGUIDAD Y CARACTERÍSTICAS (ACTIVOS, PASIVOS E
INHERENTES)
El AP1000 utiliza sistemas de seguridad pasiva para mejorar la seguridad de la planta y para
satisfacer los criterios de seguridad de las autoridades reguladoras. El uso de los sistemas de
seguridad pasiva proporciona mejoras significativas sobre diseños de plantas convencionales a
través de mejoras reseñables y cuantificables, como por ejemplo, la simplificación de la planta,
la seguridad, la fiabilidad y la protección de la inversión. Los sistemas de seguridad pasiva no
requieren de acciones del operador para mitigar los accidentes de base de diseño. Estos
sistemas utilizan sólo fuerzas naturales tales como la gravedad, la circulación natural, y el gas
comprimido para hacer el trabajo de los sistemas. No se usan bombas, ventiladores, motores
diesel, enfriadores, u otro tipo de maquinaria activa. Unas válvulas simples se alinean y
automáticamente accionan los sistemas de seguridad pasiva. Para proporcionar una alta
fiabilidad, estas válvulas están diseñadas para ser accionadas a sus posiciones de salvaguardia
en caso de pérdida de poder o al recibir una señal de actuación. Cuentan con el apoyo de
múltiples y confiables fuentes de energía, para evitar actuaciones innecesarias.
Los sistemas de seguridad pasiva no requieren la gran red de los sistemas de apoyo de
seguridad activa (alimentación de corriente alterna, sistemas de climatización, agua de
refrigeración, y los edificios sísmicos asociados para albergar estos componentes) que se
necesitan en las típicas plantas nucleares. Como resultado, los sistemas de apoyo ya no
pertenecen a la clase de seguridad, y se simplifican o se eliminan. En la siguiente imagen se
puede apreciar cómo se ha disminuido notoriamente el volumen de la instalación.
Los sistemas de seguridad pasivos del reactor AP1000 incluyen:
El sistema de refrigeración del núcleo pasivo (PXS)
El sistema de refrigeración de contención pasiva (PCS)
Figura 16. La simplificación de los sistemas de seguridad reduce drásticamente los volúmenes de construcción
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La sala de control principal del sistema de habitabilidad de emergencia (VES)
Aislamiento de la contención
Estos sistemas de seguridad pasiva proporcionan una importante mejora en la seguridad de la
planta y una protección a la inversión en comparación con las plantas convencionales.
Establecen y mantienen la refrigeración del núcleo y la integridad de la contención de forma
indefinida, sin necesidad de operadores y ni de requerimientos de corriente alterna. Los
sistemas pasivos están diseñados para satisfacer los criterios de fallo único, y el análisis
probabilístico de riesgo (PRA) se utilizan para verificar su fiabilidad.
Los sistemas de seguridad pasiva del AP1000 son significativamente más simple que los
sistemas de seguridad PWR típico ya que contienen significativamente menos componentes,
reduciendo la pruebas necesarias, inspecciones y mantenimiento. Estos no requieren sistemas
de asistencia activos, y su disposición se controla fácilmente.
4.3.1 SISTEMA DE REFRIGERACIÓN DE EMERGENCIA DEL NÚCLEO El sistema de refrigeración del núcleo pasivo (PXS) (Imagen 2) protege la planta contra las
fugas el sistema de refrigerante del reactor (RCS) y rupturas de diversos tamaños y
ubicaciones. El PXS proporciona funciones de seguridad para la eliminación de calor residual
del núcleo, inyección de seguridad y despresurización. Los análisis de seguridad (utilizando los
códigos aprobados por la NRC de EE.UU.) demuestran la eficacia de los PXS en la protección
del núcleo después de varios fenómenos de rotura RCS, incluso para rupturas tan graves como
las líneas de inyección de los vasos de 8 pulgadas (200 mm). El PXS ofrece aproximadamente
un margen para el pico máximo de 76 ° F (42,2 ° C), que es el límite de temperatura para la
ruptura de los dos extremos de una tubería principal de refrigeración del reactor.
4.3.2 INYECCIÓN DE SEGURIDAD Y DESPRESURIZACIÓN El PXS utiliza tres fuentes pasivas de agua para mantener la refrigeración del núcleo a través de
la inyección de seguridad. Estas fuentes incluyen la inyección de los tanques de relleno del
núcleo (CMT), los acumuladores y el IRWST. Estas fuentes de inyección están directamente
conectadas a dos boquillas en la vasija del reactor de modo que no haya posibilidad de que el
flujo de inyección pueda ser derramado en los casos de rotura de tuberías de refrigeración del
reactor principal.
El agua de inyección a largo plazo es suministrado por gravedad desde el IRWST, que se
encuentra en el confinamiento justo encima de los lazos de RCS. Normalmente, el IRWST está
aislado de la RCS por válvulas squib. El tanque está diseñado para la presión atmosférica, y por
lo tanto, la RCS debe ser despresurizada antes de que ocurra la inyección.
La despresurización de la RCS se controla automáticamente para reducir la presión a
aproximadamente 12 psig (0,18 MPa), que permite la inyección del IRWST. El PXS proporciona
para la despresurización el uso de las cuatro etapas de la ADS, para permitir una reducción
relativamente lenta y controlada la presión de la RCS.
El PXS incluye un intercambiador con una capacidad del 100% para la eliminación de calor
residual pasivo (PRHR HX). El PRHR HX está conectado a través de líneas de entrada y salida al
lazo 1 del RCS. El PRHR HX protege a la planta contra transitorios que afectan al vapor del
agua de alimentación del generador y los sistemas de vapor. El PRHR HX satisface los criterios
de seguridad para la pérdida de agua de alimentación, la ruptura las líneas de alimentación de
agua, y las rupturas de las líneas de vapor.
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El IRWST ofrece el sumidero de calor para el PRHR HX. El volumen de agua del IRWST es
suficiente para absorber el calor de desintegración durante más de 1 hora antes de que el agua
comienza a hervir. Una vez que empiece a hervir, el vapor pasa a la contención. Este vapor se
condensa en la vasija de contención de acero y, después de la recogida, es drenado por
gravedad de nuevo al IRWST. El PRHR HX y el sistema de refrigeración de contención pasiva
proporcionan una capacidad de eliminación de calor de desintegración indefinida sin una
acción requerida del operador.
4.3.3 REFRIGERACIÓN DE CONTENCIÓN PASIVA El sistema de refrigeración de contención pasiva (PCS) (Imagen 3) proporciona el sumidero
final de calor relacionado con la seguridad de la planta. Como se ha demostrado por análisis
realizados por ordenador y por extensos programas de prueba, el PCS enfría eficazmente la
contención después de un accidente tal que la presión se reduce rápidamente y no se supera
la presión de diseño.
Figura 17. Sistema de refrigeración del núcleo pasivo del AP1000
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La vasija de contención de acero proporciona la superficie de transferencia de calor que
elimina el calor desde interior de la contención y la rechaza a la atmósfera. El calor se elimina
de la vasija de contención por el flujo de circulación natural continua de aire. Durante un
accidente, el enfriamiento del aire se completa por la evaporación del agua. El agua se drena
por gravedad desde un depósito situado en la parte superior del edificio de protección de
contención.
Los cálculos han mostrado que el AP1000 tiene una frecuencia de apertura grande reducido
significativamente después de un escenario de accidente grave de daño al núcleo. Con sólo el
enfriamiento normal por aire PCS, la contención se mantiene muy por debajo de la presión de
fallo prevista durante al menos 24 horas. Otros factores incluyen aislamiento de la contención
mejorada y la reducción potencial de LOCAs fuera de la contención. Esta mejorada actuación
de contención apoya la base técnica para la simplificación de la planificación de emergencia
fuera del lugar de operación.
Figura 18. Sistema de refrigeración de contención pasiva del AP1000
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4.3.4 SALA DE CONTROL PRINCIPAL DE HABITABILIDAD DE EMERGENCIA La sala de principal control del sistema habitabilidad de emergencia (VES) proporciona aire
fresco, enfriamiento, y presurización a la sala de control principal (MCR) después de un
accidente en una planta. El funcionamiento de la VES se inicia automáticamente tras la
recepción de una señal de alta de radiación MCR, que aísla la trayectoria de ventilación de la
sala de control e inicia la presurización. Tras la actuación del sistema, todas las funciones son
completamente pasivas. El suministro de aire VES está contenida en un conjunto de tanques
de almacenamiento de aire comprimido. El VES también mantiene el MCR a una presión
ligeramente positiva, para minimizar la infiltración de contaminantes al aire de las áreas
circundantes.
4.3.5 AISLAMIENTO DE LA CONTENCIÓN El aislamiento de la contención del reactor AP1000 se ha mejorado considerablemente
respecto al de los de los PWR convencionales. Una mejora importante es la gran reducción en
el número de penetraciones. Además, el número de penetraciones normalmente abiertas se
reduce en un 60 por ciento. No hay necesidad de penetraciones para apoyar las funciones de
mitigación después de un accidente (las bombas de refrigeración del motor del reactor
enlatado no requieren inyección de sello, y la eliminación del calor residual pasivo y las
características de inyección de seguridad pasiva se encuentran completamente dentro de la
contención).
4.3.6 MITIGACIÓN DE ACCIDENTE A LARGO PLAZO Una importante ventaja de seguridad del reactor AP1000 frente a los actuales PWR es que se
mantenga la mitigación de accidentes a largo plazo por los sistemas de seguridad pasiva, sin la
acción del operador y sin dependencia de las fuentes de alimentación de CA fuera del sitio o en
el sitio. Para la limitación de accidentes de base de diseño, el inventario de refrigerante del
núcleo en la contención para la recirculación de la refrigeración del núcleo es suficiente para
durar por lo menos 30 días, incluso si el inventario se pierde en la base de la tasa de fugas de
contención de diseño.
4.4 ACCIDENTE GRAVES (MÁS ALLÁ DE LOS ACCIDENTES DE BASE DE DISEÑO)
4.4.1 RETENCIÓN EN VASOS DE RESTOS DE NÚCLEO FUNDIDO En los vasos de retención (IVR) de restos del núcleo fundido a través de la refrigeración por
agua de la superficie externa de la vasija del reactor es una función de gestión inherente de
accidentes graves de administración de la planta pasiva AP1000. Durante accidentes graves, la
estrategia de gestión de accidente seguida es la de inundar la cavidad del reactor con agua del
tanque de almacenamiento de recarga en la contención (IRWST), y a continuación se sumerge
la vasija del reactor, acreditado por el análisis de riesgo probabilística AP1000 (PRA), para
prevenir el fallo del mismo. El agua enfría la superficie externa de la vasija y evita que los
residuos fundidos de la cabeza más baja caigan a la pared del vaso y reubicarse en la
contención. Reteniendo los residuos en la vasija del reactor, se protege la integridad de la
contención mediante la prevención de los accidentes graves, como la explosión de vapor en
muelle y la interacción núcleo de hormigón, los cuales aportan grandes incertidumbres con
respecto a integridad de la contención.
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Figura 19. Configuración del AP1000 para promover la IVR de los residuos del núcleo fundido
El sistema fiable de múltiples etapas de refrigeración del reactor (RCS), despresuriza en
baja tensiones en la pared del vaso después de que la presión se reduce.
La cabeza del recipiente inferior no tiene penetraciones en los vasos para proporcionar
un modo de fallo para la vasija, diferente al de la insuficiencia de fluencia de la pared
misma.
La cavidad del reactor puede ser inundado para sumergir el recipiente por encima del
circuito de refrigerante con agua drenada intencionadamente desde el tanque de
almacenamiento de agua de recarga en la contención.
El concepto de diseño del aislamiento de vasija del reactor proporciona una vía de
ingeniería para la refrigeración por agua del recipiente y para ventilar el vapor de la
cavidad del reactor.
Los resultados del análisis del IVR del AP1000 muestran que, con el aislamiento del AP1000
diseñado para aumentar la limitación de enfriamiento en la superficie inferior de la cabeza y la
cavidad inundada adecuadamente, el AP1000 ofrece margen hasta el fallo significativo del IVR
a través del enfriamiento externo de la vasija del reactor.
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5. BIBLIOGRAFÍA Y REFERENCIAS
http://slideplayer.es/slide/2736310/
http://www.iaea.org/inis/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/073/36073989.pdf
The Westinghouse AP1000 Advanced Nuclear Plant- Plant Description
Página Westinghouse: http://www.westinghousenuclear.com/New-Plants/AP1000-
PWR/Safety
http://www.nrc.gov/reading-rm/basic-ref/glossary.html
A Neutronic Feasibility Study of the AP1000 Design Loaded with Fully Ceramic Micro-
Encapsulated Fuel
AP1000 Itegrated Head Package (Technical Report 61)
AP1000 Fuel Design & Core Operations (LAS/ANS Conference, June 2010. Sumit Ray,
Director New Reactor Fuel Engineering Westinghouse Electric Company Pittsburgh, PA,
USA)