Estudio de sistema de refrigeración alternativo para las pletas de almacenamiento de Combustibles Gastados-Balance Térmico.

Abstract

La Central Nuclear de Embalse (CNE), ubicada en la provincia de Córdoba a 110 Km al sur de la Capital Provincial, en la Argentina, es una central termonuclear de producción eléctrica. Esta Planta también es utilizada en la generación de isótopos de aplicación médica, como el Cobalto-60. Desde mediados de los años 90, es operada por Nucleoeléctrica Argentina S.A. La planta fue inaugurada el 3 de mayo de 1983. Es el cuarto reactor de tipo CANDU puesto en operación comercial. El diseñador y constructor principal fue un consorcio integrado por las empresas Atomic Energy of Canada Limited (AECL) de Canadá e Italimpianti de Italia. La generación de la energía eléctrica está basada en un reactor nuclear de uranio natural, del tipo CANDU (CANada Deuterium Uranium), del tipo PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor, Reactor de Presión de Agua Pesada), refrigerado y moderado por agua pesada, con una capacidad de generación eléctrica de 648MWe. La finalización de la vida de diseño de CNE esta prevista para comienzos del año 2011. Debido al desempeño de la planta, la necesidad de energía a nivel nacional, los imprevisibles precios del petróleo y el renovado impulso de la industria nuclear en el mundo, se ha tomado la decisión de extender la vida de la planta. El Proyecto Extensión de Vida (PEV) es un programa que tiene como finalidad lograr la operación extendida de la planta más allá de la vida de diseño. Una de las tareas necesarias para la Extensión de Vida de las plantas CANDU consiste en el cambio de los Canales de Combustible, actividad conocida como retubado. Dicha actividad involucra una parada extendida de aprox. 18 meses conocida como parada de reacondicionamiento. Por esto y para no tener paradas de larga duración durante la operación extendida de la planta es necesario determinar que Sistemas Estructuras y Componentes (SEC) deben ser reacondicionados aprovechando dicha parada. Este Retubado del reactor implica necesariamente el vaciamiento de los canales de combustible, los cuales se almacenaran en una serie de piletas concebidas para tal fin con el objetivo final de almacenar los combustibles durante el tiempo necesario hasta que logren su aptitud para ser almacenados en los silos secos. La calidad y la temperatura del agua de las piletas son mantenidas por medio del sistema de purificación y enfriamiento de la pileta de combustible gastado (BSI 34410). El calor de decaimiento de los combustibles gastados es eliminado por medio de dos intercambiadores de calor, cuya fuente fría es agua proveída por el sistema de Agua de Servicio (BSI 71310). Este sistema es otro de los cuales necesita reacondicionamiento durante la parada extendida. Debido a esto el sistema quedará fuera de servicio durante un tiempo considerable y deberá pensarse en una fuente fría alternativa. Los objetivos de este trabajo son determinar la cantidad máxima de combustible gastado, la carga térmica del sistema y establecer las modificaciones a realizar al sistema actual para que el almacenamiento de los elementos combustibles durante la parada de reacondicionamiento se realice bajo las condiciones de seguridad impuestas por el diseño.