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Entrada a la central

Descripción técnica
Rio Paraná

Los logros

 

Introducción:

A unos 100 Km. al noroeste de la Capital Federal, en el pueblo de Lima, cerca de la localidad de Atucha (partido de Zárate), se levanta la primera central nuclear de la República de Argentina.

Tiene una potencia de 335 Mw. Eléctricos netos, que se agregan al sistema interconectado Gran Buenos Aires-Litoral.Ubicación de la central Atucha I

El 13 de enero de 1974 el reactor de la central nuclear entró en estado crítico. Esto significa que se inició el proceso de fisión destinado a producir la energía que, por medios adecuados, se transforma en electricidad.

BREVE DESCRIPCION TECNICA

Emplazamiento, edificio y partes de la planta

El reactor de Atucha es una mejora tecnológica de la central nuclear alemana MZFR de 50 Mw construida por Siemens durante los años 1961 a 1965, que, como se ha indicado, está dotada de un reactor de uranio natural moderado y refrigerado por agua pesada y con recipiente a presión.

Los terrenos de la central tienen dos cotas distintas: en la terraza inferior, a la cota de + 6,00 m, se encuentran las construcciones para el agua refrigerante y un muelle para buques; en la cota superior, de + 25,60 están los edificios principales de la central.Construcción de la esfera de contención

Todos los sistemas principales del reactor se encuentran en el edificio del reactor, que está encerrado en una envolvente doble de seguridad con succión en el espacio intermedio. La envolvente interior esférica de acero tiene un diámetro de 50 m. Está diseñada para soportar la presión que se produciría en caso de rotura (muy improbable) de una de las tuberías del refrigerante primario. La envolvente exterior de hormigón tiene un espesor de 80 Cm en la parte esférica.

Los sistemas auxiliares del reactor se encuentran en el edificio de las instalaciones auxiliares del reactor, en el edificio del reactor y el edificio de la pileta.

Núcleo del reactor

El núcleo del reactor consta de 253 elementos combustibles con pastillas de dióxido de uranio natural y vainas de Zircaloy. Un elemento combustible está formado por 37 barras. Cada elemento combustible contiene 152 Kg. de uranio natural.

Moderador y refrigeración: agua pesada/agua pesada

Para moderar los neutrones del núcleo del reactor se emplea agua pesada (D2O). El medio refrigerante que sirve para extraer el calor producido en los elementos combustibles es también D2O, cuya circulación se consigue por medio de dos bombas en dos circuitos cerrados.

El moderador está en el recipiente a presión del reactor; se encuentra dentro de un recipiente cerrado que lo mantiene separado del medio refrigerante y que posee conductos de refrigeración axiales. Con ellos es posible conseguir, con ayuda de circuitos separados de refrigeración, e independientemente de la temperatura del medio refrigerante, que la temperatura del moderador sea baja (130ºC a 220ºC), a fin de mejorar el balance de neutrones.

El medio refrigerante entra en el reactor a través de dos bocas opuestas en condiciones nominales de servicio a 272ºC y 120 bar aproximadamente de presión del sistema. Al atravesar los canales de refrigeración de abajo hacia arriba se calienta a 306ºC y fluye a los generadores de vapor. El flujo total a través del núcleo del reactor alcanza 20.000 t/h.

Componentes y sistemas acreditados de KWU.

El recipiente a presión es una construcción soldada formada por virolas cilíndricas de forja y por una caleta inferior también de forja. El acero empleado de grano fino y de baja aleación, une a su fácil soldadura una gran tenacidad y poca tendencia a la fragilidad bajo la acción de los neutrones.

Los generadores de vapor son, como en todas las centrales modernas de la KWU, intercambiadores de calor verticales constituidos por un haz de tubos en U, con circulación natural del agua de alimentación.

El haz, cuyos tubos son de Incoloy 800, material muy resistente a la corrosión, se suelda al plaqueado existente, y luego se mandrila en la zona de la placa de tubos.

Una construcción con tantas ventajas como las de este generador de vapor y las buenas experiencias que se tienen del mismo, han contribuido a que la KWU también tenga buena fama entre los fabricantes de componentes.

Las bombas del refrigerante primario, centrifugas de una etapa y dispuestas verticalmente, están soldadas a la tubería de refrigerante, y tienen una carcasa de acero de grano fino y un plaqueado interior anticorrosivo (como todos los componentes de la envolvente a presión del reactor). El eje posee juntas para altas presiones, que operan libres de contacto y duran varios años.

Circuito de vapor y circuito de agua de alimentación.

El vapor saturado producido a 44 bar es guiado, a través de un colector, a las válvulas de admisión de la parte de alta presión, de doble flujo, de la turbina de condensación, constituida ésta por cuatro cuerpos.

Tres bombas principales impulsan el agua refrigerante(62.500 m3 /h) hacia los condensadores. Desde allí vuelve al río a través de una pileta sifón y una turbina recuperadora de energía de unos 3 MW, pasando por el conducto de evacuación.

La potencia eléctrica de 367 MW brutos producida por el turbo -grupo, correspondientes a 345 MW netos, se entrega, a través de la subestación de alta tensión de 220 kV de Villa Lía, a la red de interconexión del GRAN BUENOS AIRES LITORAL.

Dirección del servicio, vigilancia y regulación.

Desde una sala de mando central situada en el edificio eléctrico, se vigila y gobierna la planta.En ella se encuentran reunidos todos los indicadores y registradores, y los elementos de aviso y de mando.Sala de control

Durante el servicio de potencia, los cambios de carga de la central nuclear son asumidos primero por la turbina. Para la regulación de la turbina se emplea un sistema electrohidráulico.

La potencia del reactor se adapta a la potencia actual de la turbina convirtiendo en señales de regulación las alteraciones de la temperatura del medio refrigerante del reactor resultante de la variación de la presión del vapor vivo. Estas señales dan lugar a los correspondientes movimientos de las barras de control, con el que se consigue, a través de variaciones de la reactividad, la adaptación de la potencia del reactor a las condiciones requeridas. En el servicio de alimentación a la red, cierta proporción de las oscilaciones de la potencia no llega a actuar sobre el reactor, gracias al efecto amortiguador de los generadores de vapor.

Regulación de la reactividad y desconexión mediante un sistema de barras de control.

Para regular la reactividad existen dos grupos de barras de control. El primero lo forman 3 barras de acero. En el caso normal, esta introducida en sus tres cuartas partes en el núcleo del reactor.

El segundo grupo se compone de tres barras de hafnio y se encuentra situado, en el cuarto superior del núcleo del reactor. La configuración de las barras de control y sus diferentes profundidades de inmersión no solamente permiten influir sobre la reactividad del reactor, sino también sobre la distribución de las densidades de potencia.

El reactor se desconecta normalmente por la caída rápida de las 5 barras de control y las 24 barras adicionales de hafni. Las 5 barras de control y las 24 barras de desconexión atraviesan el núcleo del reactor con una inclinación de 20 grados aproximadamente.

Ampliación de la capacidad de almacenamiento de los elementos combustibles ya quemados.

La capacidad de almacenamiento, prevista inicialmente para 1664 elementos combustibles, se amplió a 3240 posiciones en el año 1978, montando bastidores adicionales.

Al mismo tiempo CNEA empezó con la construcción de un segundo edificio de piletas, que se realizo en 3 años, terminándose en 1981. De esta forma, se dispone de capacidad para almacenar elementos combustible quemados hasta el año 1996 aproximadamente.

Los dos edificios de piletas están unidos mediante una esclusa, de manera que los elementos combustibles se pueden transportar discrecionalmente entre ambas casas.

Se inicia la producción argentina de elementos combustibles.

Hasta finales de 1983 se han consumido, en el curso del servicio de potencia de la planta, alrededor de 3500 elementos combustibles. 3315 de ellos han sido suministrados por la KWU.

Entretanto Argentina ha emprendido su propia fabricación, que, una vez salvadas las dificultades iniciales, cosa muy normal en estos casos, suministra elementos combustibles alta calidad. La cuota de fallos de las barras de combustible empleadas es por termino medio de 1:10.000, lo que significa un estándar de calidad a nivel internacional.

Producción de energía eléctrica con alta fiabilidad y a costos bajos

Debido al alto nivel de formación y el excelente trabajo del personal de servicio, la planta se ha asegurado un lugar de vanguardia dentro de las centrales nucleares de mayor fiabilidad del mundo. Por dicho motivo ha contribuido notablemente al abastecimiento de energía eléctrica de la Provincia de Buenos Aires y Capital Federal. La alta disponibilidad de descarga y carga de combustibles así como su transposición se efectúan durante el servicio de potencia y por tratarse de un reactor de uranio natural de forma que no es preciso desconexiones anuales como en el caso de reactor de agua liviana. Las paradas prolongadas se efectúan cada tres años para revisiones profundas

Mediante medidas constructivas como por ej. Empleando juntas con rebordes para soldaduras en uniones desmontables, o bien utilizando válvulas de fuelles en los sistemas conductores de agua pesada (a diferencia del reactor de agua liviana) se consiguió dar a la planta una hermeticidad muy alta. Esto lleva consigo que las pérdidas de agua pesada puedan mantenerse en un mínimo (son inferiores al 1% del inventario de D2O de la planta por año).

La alta disponibilidad y las reducidas pérdidas de D2O contribuyen a que, a pesar de la potencia relativamente baja de la planta, de 367 MW, los costes de producción de energía puedan competir con los costes de la corriente obtenida en Argentina a partir de los recursos Hidráulicos.

Resistencias los fenómenos geofísicos

La central soportó sin daño alguno las inundaciones de Julio de 1983 cuando el río Paraná experimento un crecida importante. Con ello quedó probado el suficiente dimensionamiento de las obras de conducción de agua refrigerante.

 

LOS LOGROS

Haber asumido exitosamente el desafío de ser pionera en la generación nucleoeléctrica de toda Latinoamérica.
Haber logrado "indicadores de operación" que merecieron conceptos elogiosos de organizaciones internacionales en esta disciplina, ubicándose en varias oportunidades entre las más destacadas del mundo, logrando factores de disponibilidad superiores al 90%.
Operar la instalación aplicando las prácticas utilizadas internacionalmente, recomendadas por la OIEA (Organización Internacional de Energía Atómica), WANO (Asociación Mundial de Operadores Nucleares) y buenas prácticas aconsejadas por diversos operadores.
Ser una escuela de formación de Profesionales y Técnicos en la operación de Centrales Nucleares, lo que permitió nutrir de personal a otros emprendimientos tales como la Central Nuclear de Embalse y Atucha II.
Incentivar e insertar prácticas de avanzada como fueron las de Garantía de Calidad, Seguridad Industrial, Mantenimientos Preventivos y Predictivos, Análisis Probabilístico de Seguridad y Robótica, en empresas de la zona exigiendo a sus proveedores locales el cumplimiento de determinadas normas para su calificación.
Promover y efectuar Simulacros de Emergencia en la zona de influencia, concientizando a la población acerca de la necesidad de organizarse y capacitarse para enfrentar cualquier tipo de siniestro que pueden presentarse en nuestra región.
Promover un acercamiento con la comunidad incentivando su relación a través de una política de puertas abiertas para su visita, y de asistencia a la capacitación de la localidad de Lima, a través del Centro de Capacitación "Dr. Oscar S. Melillo".
Continuar en búsqueda de la excelencia realizando "Talleres de Trabajo" y "Revisiones Internas" en la Central con la participación de especialistas extranjeros.

Vos estas escuchando Caminito (Juan de Dios Filiberto)