Sistemas de tratamiento y limpieza de aire para ... · necesidad de mantener una presión negativa...

Escuela Técnica Superior de Ingeniería (ICAI) Ingeniero Industrial

DISEÑO DE UN SISTEMA DE

TRATAMIENTO DE GASES PARA

UNA CENTRAL NUCLEAR TIPO BWR

Autor: Ignacio Castilla Salas Director: Jorge López Tanco

Madrid Mayo 2011

1

Índice

Índice .................................................................................................... 1

1 - Objetivos y motivaciones ............................................................... 8

1.1 Características y disposición del sistema ..................................................... 8

1.2 Funcionamiento básico del sistema ............................................................ 9

1.3 Principios de diseño.................................................................................. 11

2 - Términos fuente – Liberación de material radioactivo .................. 12

2.1 Espectro accidental .................................................................................. 12

2.1.1 Accidente Base de Diseño .....................................................................13

2.1.2 Accidente severo ...................................................................................13

2.2 Operación normal y términos fuente para accidentes menores ................ 14

2.3 Términos fuente para accidentes base de diseño ...................................... 15

3 - Diseño de los sistemas de tratamiento de aire .............................. 17

3.1 Estrategias de retención ........................................................................... 17

3.1.1 Contención ............................................................................................18

3.1.2 Confinamiento .......................................................................................20

3.1.3 Sistema de ventilación de la sala de control .........................................20

3.2 Enfoque genérico de diseño de los sistemas de tratamiento de gases ....... 21

3.2.1 Riesgos y peligros ..................................................................................23

3.3 Diseño de los sistemas de tratamiento de aire para el control de la

contaminación aerotransportada...................................................................... 25

3.3.1 Requisitos de funcionamiento...............................................................25

2

3.3.2 Diseño de ESF para tratamiento de gases .............................................26

3.3.3 Requisitos de los equipos de procesamiento y diseño de los

componentes.....................................................................................................29

3.3.4 Ensayo....................................................................................................36

3.3.5 Limites de funcionamiento de los filtros. ..............................................36

4 - Fundamentos de la filtración y la adsorción .................................. 41

4.1 Filtración .................................................................................................. 41

4.1.1 Resistencia del filtro al flujo ..................................................................41

4.1.2 Mecanismos Básicos de filtración .........................................................44

4.1.3 Eficiencia de filtrado ..............................................................................49

4.1.4 Carga de los filtros .................................................................................51

4.2 Adsorción ................................................................................................. 53

4.2.1 Principios termodinámicos ....................................................................53

4.2.2 Carbón activo.........................................................................................54

5 - Salvaguardias tecnológicas .......................................................... 56

5.1.1 Sistemas de contención .........................................................................56

5.1.2 Sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo ...........................57

5.1.3 Sistemas de control y evacuación de los productos de fisión ...............57

6 - Sistema de reserva y tratamiento de gases (SBGT) ........................ 59

6.1 Bases del diseño ....................................................................................... 59

6.1.1 Mecánicas ..............................................................................................59

6.1.2 Eléctricas ................................................................................................60

3

6.1.3 Instrumentación y control .....................................................................60

6.1.4 Radiológicas ...........................................................................................61

6.2 Descripción............................................................................................... 61

6.2.1 Descripción del sistema .........................................................................61

6.2.2 Equipos del sistema. ..............................................................................63

6.2.3 Funcionamiento del sistema .................................................................66

7 - Caudal de extracción de la contención secundaria ........................ 68

7.1 Lista de datos de partida .......................................................................... 68

7.2 Características y disposición del sistema ................................................... 69

7.3 Hipótesis .................................................................................................. 69

7.4 Metodología ............................................................................................. 69

7.4.1 Generalidades ........................................................................................69

7.4.2 Método de cálculo .................................................................................70

7.4.3 Descripción del código de cálculo CONTAIN 2.0 ...................................71

7.5 Modelado ................................................................................................. 72

7.5.1 Nodalización ..........................................................................................72

7.5.2 Estructuras de almacenamiento de calor..............................................72

7.5.3 Condiciones iniciales .............................................................................73

7.5.4 Características del hormigón .................................................................73

7.6 Desarrollo................................................................................................. 74

7.6.1 Cálculo previo ........................................................................................74

7.6.2 Cálculo del caudal ..................................................................................74

4

7.6.3 Activación del control de caudal ...........................................................75

7.6.4 Resultados del cálculo ...........................................................................76

7.7 Conclusiones del cálculo ........................................................................... 83

8 - Pérdida de carga .......................................................................... 84

8.1 Elementos modelados con HVAC-PC ......................................................... 84

8.2 Pérdida de carga en las válvulas ............................................................... 85

8.2.1 Válvula de mariposa ..............................................................................85

8.2.2 Válvula de retención ..............................................................................87

8.3 Pérdida de carga en el caudalímetro ......................................................... 89

8.4 Factor de efecto a la entrada del ventilador ............................................. 90

8.5 Pérdidas de carga en las unidades de filtración ......................................... 91

8.6 Pérdida de carga total .............................................................................. 92

9 - Actividad, calor de desintegración y masa acumulada en el filtro de carbón activo en caso de LOCA........................................................ 98

9.1.1 Metodología de cálculo de la actividad en los filtros ............................98

9.1.2 Metodología de cálculo de la masa acumulada en los filtros .............100

9.1.3 Metodología de cálculo del calor generado en los filtros ...................101

9.2 Hipótesis y datos de partida ................................................................... 102

9.2.1 Fugas de contención ............................................................................105

9.2.2 Fugas de los sistemas de emergencia .................................................107

9.3 Resultados del cálculo ............................................................................ 108

9.3.1 Cálculo de la actividad .........................................................................109

5

9.3.2 Cálculo de la masa ...............................................................................111

9.4 Cálculo del calor ..................................................................................... 114

10 - Temperaturas del flujo en los filtros: dimensionado de los calentadores ..................................................................................... 116

10.1 Calentador principal ............................................................................... 116

10.2 Calentador secundario............................................................................ 120

11 - Propuesta de elección de equipos principales ............................. 124

11.1 Adsorbedor de carbón activo .................................................................. 124

11.1 Filtro PREHEPA ....................................................................................... 126

11.2 Filtro POSTHEPA ..................................................................................... 127

11.3 Ventiladores ........................................................................................... 128

12 - Instrumentación y control .......................................................... 130

12.1 Operación del sistema ............................................................................ 130

12.1.1 Operación normal ................................................................................130

12.1.2 Operación en caso de pérdida de suministro energético o en caso

de accidente ....................................................................................................131

12.1.3 Operación en caso de fallo del tren en operación ..............................131

12.1.4 Operación en caso de alta humedad relativa del aire extraído. .........131

12.2 Sistema de inundación de los filtros de carbón ....................................... 131

12.2.1 Requisitos ASME N 509 – 1989 ...........................................................131

12.2.2 Sistema de inundación de las unidades de filtración ..........................133

12.3 Manetas de actuación ............................................................................ 134

12.3.1 Panel de ventilación de la sala de control ...........................................134

6

12.3.2 Panel de control local de las unidades de filtración............................134

12.4 Automatismos, protecciones y enclavamientos ...................................... 134

12.5 Indicaciones y alarmas............................................................................ 136

12.6 Tabla resumen ........................................................................................ 142

13 - Presupuesto .............................................................................. 146

Anexo A – Isométricos del sistema de conductos ............................... 147

Tramo 1 .......................................................................................................... 148

Tramo 2 .......................................................................................................... 149

Tramo 3 .......................................................................................................... 150

Tramo 4 .......................................................................................................... 151

Tramo 5 .......................................................................................................... 152

Anexo B – Glosario .......................................................................... 153

Anexo C – Esquema ......................................................................... 158

Anexo D – Outputs HVACPC ............................................................... 160

Línea 1 ............................................................................................................ 161

Línea 2 ............................................................................................................ 163

Línea 3 ............................................................................................................ 164

Línea 3’ ........................................................................................................... 168

Línea 4 ............................................................................................................ 170

Línea 5 ............................................................................................................ 172

Línea 6 ............................................................................................................ 174

Línea 7 ............................................................................................................ 176

7

Línea 8 ............................................................................................................ 176

Línea 9 ............................................................................................................ 177

Anexo E – Impresiones de pantalla de cálculos psicrométricos ........... 178

Calentador principal: Caudal máximo. ............................................................ 179

Calentador principal: Caudal mínimo. ............................................................. 180

Calentador principal sobredimensionado: Caudal máximo. ............................. 181

Calentador principal sobredimensionado: Caudal mínimo. ............................. 182

Calentador secundario: Caudal máximo. ......................................................... 183

Calentador secundario: Caudal mínimo........................................................... 184

Calentador secundario sobredimensionado: Caudal máximo .......................... 185

Calentador secundario sobredimensionado: Caudal mínimo. .......................... 186

Anexo F – Índice de ilustraciones, tablas y gráficos ............................. 187

Ilustraciones ................................................................................................... 187

Tablas ............................................................................................................. 189

Gráficos .......................................................................................................... 191

Bibliografía ....................................................................................... 192

Objetivos y motivaciones

8

1 - Objetivos y motivaciones

1.1 Características y disposición del sistema

Dentro de los sistemas de control atmosférico cuya función principal es la

eliminación del yodo elemental y orgánico y de aquellos aerosoles que puedan

liberarse en el edificio del reactor después del accidente, se encuentra el sistema de

reserva de tratamiento de gases (SBGT).

El SBGT proporciona un tratamiento y control del aire de los diferentes recintos y

estructuras de la contención, tanto en condiciones de operación normal como de

accidente, para limitar el escape de productos radiactivos al medio ambiente.

De las diferentes funciones de este sistema, es de interés en este estudio la

necesidad de mantener una presión negativa requerida en el interior del edificio del

reactor (Contención Secundaria) con respecto al exterior, para minimizar las fugas

de material radioactivo después del DBA.

El objetivo de este proyecto es la renovación del sistema de tratamiento de gases

de una central nuclear tipo BWR (Boiling Water Reactor). Se trata de un sistema de

reserva y tratamiento de gases (SBGT) cuya función, al ser de seguridad, ha de

cumplir la normativa correspondiente, como cualquier dispositivo de una central

nuclear.

Con el fin de adaptar la central a la normativa más reciente y maximizar su

seguridad se renovarán todos aquellos elementos del sistema que no la cumplan o

puedan cumplirla más holgadamente, aumentando los niveles de seguridad por

encima de lo exigido, en referencia a los criterios ALARA.

Se trata de una central nuclear real y por tanto todos los datos relativos a ésta que

se empleen en el proyecto son reales. No obstante, por motivos de confidencialidad

el nombre concreto de la instalación no puede hacerse púbico.

Al tratarse de una renovación y no de un diseño totalmente nuevo, se partirá del

trazado de conductos, ya que éste se encuentra instalado y al cumplir


9

perfectamente con la normativa vigente no requieren de ninguna modificación,

salvo la incorporación de los tramos necesarios para la conexión con las nuevas

unidades de filtración. Dicha conducción proviene de la contención secundaria y

finaliza en la chimenea. En el anexo A se representa esquemáticamente la

conducción, acotada y en tres dimensiones.

El nuevo sistema está compuesto por dos trenes A y B del 100% de capacidad que

tratan y descargan el aire de las contenciones primaria y secundaria a la chimenea.

Los trenes estarán separados físicamente. Cada tren está compuesto por una

unidad de filtración, ventilador, conductos, tuberías, compuertas, válvulas e

instrumentación.

Se dispone de un ventilador del 100% de capacidad por cada unidad de filtración

situado aguas abajo de la misma y será el encargado de extraer el aire desde la

contención secundaria y descargarlo por chimenea, tras su paso a través del tren

de filtración.

1.2 Funcionamiento básico del sistema

El sistema habrá de controlar la presión en el interior de la contención secundaria

de manera que en caso de ocurrir un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA) se

extraiga el caudal necesario para alcanzar una determinada depresión en un

determinado tiempo con el fin de evitar posibles fugas de aire contaminado al

exterior de la contención.

En caso de entrar en funcionamiento, por ocurrir un LOCA, el caudal extraído se

hará pasar por una serie de dispositivos con el fin de eliminar suficiente material

radioactivo para que el aire alcance niveles estipulados por la normativa y se pueda

expulsar al exterior sin que esto suponga riesgo alguno para el personal de la

central y la población cercana. Cabe destacar que el nuevo sistema se colocará a

modo de by-pass respecto del antiguo y con el ventilador situado aguas abajo de las

unidades de filtración, con el fin de garantizar una presión negativa en los

conductos que transportan material radiactivo y por tanto no haya fugas al exterior.


10

Al tratarse de una salvaguardia tecnológica, es decir, un sistema de seguridad, éste

dispondrá de dos unidades redundantes en paralelo de 100% de capacidad cada

una que garanticen el perfecto servicio a la central atendiendo al criterio de fallo

único.

En la siguiente ilustración, la 1.1 se representa esquemáticamente el sistema.

Ilustración 1-1 - Representación esquemática del SBGT

En caso de entrar en funcionamiento el sistema se aspiraría el caudal necesario para

alcanzar la depresión del punto A, alcanzando el punto C tras haber sido filtrado y

siendo expulsado a la atmósfera en el punto D a través de la chimenea. Debido a la

desintegración del material radiactivo acumulado en los filtros se hace necesario

refrigerar la unidad que no está en funcionamiento, por lo que existe también un

caudal que se aspira en el punto B y que se hace pasar por la unidad de filtración

que no está en funcionamiento con objeto de controlar la temperatura de ésta.

Cada cierto tiempo entra en funcionamiento la unidad en reposo, pasando a estar

en reposo la que se encontraba en funcionamiento hasta ese momento. Debido a la

total simetría del sistema, el funcionamiento y los caudales son exactamente iguales

independientemente de que unidad esté funcionando y cual esté siendo

refrigerado.


11

1.3 Principios de diseño

Con el fin de comprender el fundamento de las condiciones exigidas y poder

adaptar el diseño a los requisitos actuales en una primera parte del proyecto se

describirán los riesgos a los que debe hacer frente nuestro sistema, los principio

básicos a los que ha de atender el diseño de forma conceptual y los fundamentos de

la filtración desde un punto de vista microscópico.

Términos fuente - Liberación de material radioactivo

12

Accidente

Importante

Acc. con riesgo fuera del

emplazamiento

Accidente sin riesgo fuera del emplazamiento

Incidente Importante

Incidente

Anomalía

Accidente Grave

INC

IDEN

TE

AC

CID

ENTE

Desviación (Sin importancia para la seguridad)

2 - Términos fuente – Liberación de material radioactivo

En esta sección se hará una breve descripción de las tipologías de accidentes en una

central nuclear y de los estudios que se realizan para su análisis y clasificación. Por

otro lado, se analizarán las posibilidades y circunstancias en la que se libera material

radioactivo tanto en accidentes menores como accidentes base de diseño, siendo

estos aquellos para los que el sistema a diseñar estará ideado y dimensionado.

2.1 Espectro accidental

A la hora de estudiar accidentes nucleares que conllevan liberación de material

radioactivo es necesario caracterizar los mismos convenientemente, en función de

su gravedad y naturaleza.

La clasificación de dichos accidentes se realiza sobre una base determinista,

definiendo los diferentes niveles accidentales según la situación en la que se

originan y de las consecuencias que conllevan.

La escala internacional de accidentes nucleares, INES, (Internacional Nuclear Event

Scale) los clasifica de la siguiente manera:


13

2.1.1 Accidente Base de Diseño

Suelen ser llamados DBAs (Design Basis Accident) y son aquellos accidentes que se

elijen para probar los sistemas de protección de la planta.

Una serie de accidentes diferentes han de ser investigados para asegurar que los

casos más problemáticos han sido incluidos y que se han consideradas todas las

posibles variaciones de los parámetros relevantes.

Algunos de los DBAs más típicos son el incremento repentino de la potencia

generada o la disminución repentina de la capacidad de refrigeración del núcleo,

accidente más conocido como LOCA, (Loss of Coolant Accident).

En accidentes cuyo impacto sea inferior al de los DBAs se considera que la

posibilidad de que se libere combustible es muy limitada y se desprecia la

probabilidad de que dicho combustible pueda alcanzar la atmósfera.

Las salvaguardias tecnológicas o de ingeniería o ESFs (Engineered Safety Features)

además de los controles de operación deben reducir la probabilidad de dichos

accidentes a valores menores de 10 6- /año. Adicionalmente las medidas para mitigar

los accidentes severos buscan reducir estos valores en, al menos, un orden de

magnitud.

En caso de un LOCA se espera que la fracción de material radioactivo que escape de

la contención primaria sea el caudal de fuga de diseño o que sea liberado a la

atmósfera tras ser filtrado. En caso de que exista una contención secundaria todo el

material radioactivo que haya escapado será filtrado.

2.1.2 Accidente severo

Los accidentes por encima de los DBAs se denominan accidentes severos. Durante

estos accidentes, o bien falla la contención o bien el material radioactivo encuentra

un camino alternativo al exterior: un by-pass.

Este tipo de accidentes, típicamente, ocasionan sobrepresiones de la contención o

daños en el núcleo.


14

Aunque lo normal es que dichos accidentes se originen internamente, existen

causas exteriores, como por ejemplo un terremoto, que pueden desencadenarlos.

2.2 Operación normal y términos fuente para accidentes menores

Durante las condiciones normales de operación productos de la fisión llegan al

refrigerante si el revestimiento del combustible está defectuoso, lo que contribuye

a aumentar la radioactividad del refrigerante.

La mayor parte de la radioactividad en una central nuclear se encuentra en los

productos de fisión en el combustible, por lo que la radioactividad inducida en los

materiales y en el refrigerante es sólo una fracción mínima del total y su

importancia relativa es tanto menor cuanto mayor sea la gravedad del suceso

transitorio o accidente.

La mayor parte del material radioactivo acumulado en el combustible durante la

operación es confinado por las siguientes barreras:

La matriz del combustible.

El revestimiento del combustible.

El refrigerante primario.

La contención.

En caso de accidente se considera el fallo, total o parcial, de las tres primeras

barreras, dependiendo de la gravedad del mismo.

La contención del reactor atrapará los gases radioactivos y aerosoles, posiblemente

mezclados con vapor de agua, que hayan penetrado las barreras dañadas.

La radioactividad aerotransportada resultante del accidente dependerá en gran

medida del tipo de accidente y de la operación de las salvaguardias de ingeniería

(ESFs) de la contención.


15

También puede producirse una liberación de radioactividad en condiciones

normales de operación, cuando se realiza una recarga de combustible sin detener el

reactor (On-power refuelling).

2.3 Términos fuente para accidentes base de diseño

Los posibles recorridos para la liberación de material radioactivo a la atmósfera

están resumidos en la ilustración 2.1:

Ilustración 2-1 - Recorridos para la liberación de material radioactivo en DBAs

La secuencia de eventos empleada en la comprobación de los ESFs ha de cubrir las

variaciones extremas de todos los parámetros relevantes, como el incremento

repentino de la potencia generada o la disminución repentina de la capacidad de

refrigeración.

Los posibles escenarios de accidente y términos de liberación de material

radioactivo difieren entre los distintos tipos de reactores debido a sus diferencias

estructurales y en sus ESFs. En cualquier caso es común analizar las consecuencias

de la degradación durante un accidente desde un punto de vista muy conservador,

asumiendo en dicho análisis el posible fallo de algunos ESFs.

Un DBA suele acarrear la liberación de productos de la fisión y residuos del

combustible en forma de gas, vapor y partículas. Cabe anticipar la posible presencia

A – Fuga gaseosa directa al exterior.

B – Fuga gaseosa total a la contención secundaria.

C - Fuga gaseosa total al sistema de filtración de la contención secundaria.

F1 - Sistema de filtración de la contención secundaria.

E – Flujo de recirculación.

G – Flujo al sistema de filtración del Stack.

F2 - Sistema de filtración del Stack.

H – Fuga líquida al edificio auxiliar.

I – Actividad gaseosa de la fuga líquida.

J – Fuga gaseosa de la contención primaria al edificio auxiliar.

F3 – Sistema de filtración del edificio auxiliar.

SI – Sistema de inyección de seguridad.

SP – Sistema de rociado.


16

de yodo radioactivo en varias formas, principalmente como vapor elemental,

además de compuestos de yodo orgánico como condensados o partículas sólidas.

Las condiciones que se consideran como más desfavorables para los sistemas de

filtrado de aire en los reactores de agua ligera son las siguientes:

Temperatura 200°C

Humedad 100 HR + agua libre

Actividad 3 kCi (1Ci = 37 GBq)

Presión La de diseño de la contención

Fuego Existencia potencial

Partículas Existencia potencial

Reacciones de hidrógeno Existencia potencial

Fuerzas atmosféricas externas Existencia potencial

Eventos sísmicos Existencia potencial

Deterioro (degradación, etc.) Existencia potencial

Presión diferencial excesiva Existencia potencial

Diseño de los sistemas de tratamiento de aire

17

3 - Diseño de los sistemas de tratamiento de aire

En esta sección se describirán los principios básicos que se han de seguir a la hora

de diseñar un sistema de tratamiento de gases. Partiendo de unas estrategias

genéricas de retención (contención y confinamiento) para evitar la dispersión del

material radiactivo, se explicarán a continuación los enfoques genéricos que se han

de tener en cuenta en el diseño de un sistema de estas características. Es de

especial interés aquí considerar los riesgos y peligros, tanto internos como externos

para los que han de estar preparados los equipos de manera que se les pueda

hacer frente en caso de que ocurran.

A continuación se detallarán los requisitos de funcionamiento y de diseño de los

diferentes componentes de un sistema SBGT, es decir, de los sistemas de

separación de agua, de filtración de partículas y de adsorción de yodos, que son

aquellos de mayor responsabilidad y relevancia en el sistema.

Por último se hará un breve resumen sobre los límites de funcionamiento y

operación de todos estos sistemas concluidos a partir de estudios realizados por la

AIEA.

3.1 Estrategias de retención

Mitigar las consecuencias de una posible operación anormal de una planta o de un

DBA requiere el uso de ESFs para a asegurar el control del reactor, la seguridad del

personal de la planta y el control de la liberación de material radioactivo a la

atmósfera.

Las finalidades principales de dichos sistemas de protección son mantener la

presión en niveles seguros en el reactor y en el circuito primario, la provisión de

capacidad de refrigeración adicional y la prevención de la formación de hidrógeno

que origina la reacción entre el agua y el circonio.


18

Los objetivos de las estrategias de prevención son los siguientes:

Limitar las fuentes de radiación para prevenir que la contaminación

alcance la atmósfera. Dicha estrategia está basada en la contención o

confinamiento del reactor.

Proveer de sistemas de filtrado del aire que puedan eliminar la

radioactividad del mismo durante todas las fases de un accidente.

Asegurar la habitabilidad de las salas de control.

Se usaran como equivalentes los términos de sistemas de contención o

confinamiento en cuanto a retención de material radioactivo respecta. Contención

suele emplearse cuando dicha retención es efectuada por una barrera sólida y

confinamiento cuando es efectuada por otra barrera y sistemas de tratamiento de

gases.

3.1.1 Contención

Contención

Se puede considerar fundamental el uso de barreras físicas para prevenir la

dispersión de material radioactivo desde una central nuclear en situación de fallo de

la misma. Su existencia se considera esencial para proteger a los operadores y evitar

la emisión de material radioactivo a la atmósfera. La estanqueidad concreta de una

estructura que actúe como contención dependerá en cada caso del potencial nivel

de contaminación que pueda ser transportada por los gases. Lógicamente, a mayor

riesgo de contaminación aerotransportada, mayor estanqueidad ha de presentar las

estructuras de contención.

En los reactores nucleares de agua ligera el aislamiento es provisto normalmente

por la contención primaria. Esta consiste, normalmente, en una estructura metálica

o de hormigón de baja fuga que encierra a la vasija de presión y al circuito de

refrigeración primario. Es diseñado como un recipiente de alta presión, ya que debe

soportar los grandes incrementos de presión resultantes de la despresurización del


19

sistema de refrigeración del reactor y de cualquier desprendimiento de material

radioactivo.

En los reactores BWR y en los PWR más recientes existe también un confinamiento

secundario que encierra, a su vez, a la contención primaria formando entre ambas

una región cerrada que puede extenderse hasta otros edificios donde otros

sistemas están colocados. Dichos edificios son el edificio del reactor en caso de una

BWR o el edificio auxiliar en caso de una PWR. La contención secundaria tiene como

función el aislamiento, tratamiento y la liberación controlada en caso de escape

radioactivo desde la contención primaria. Dicha contención secundaria se mantiene

siempre a presión relativa negativa mediante el sistema de ventilación. En

condiciones accidentales, los gases extraídos de la contención secundaria pueden

ser recirculados a la contención primaria.

El nivel de contaminación alcanzado durante la operación anormal de una planta

depende de la secuencia concreta de fallos producidos, de los materiales liberados,

las condiciones previas y el nivel de control necesario para limitar la dispersión de la

contaminación durante dicha situación. Las condiciones concretas de estanqueidad

necesarias para una determinada estructura han de ser determinadas por una

valoración de los riesgos.

El diseño de las estructuras que han de soportar condiciones de alta presión

interna, ya sea continuada o transitoriamente, requiere de sistemas especiales de

ingeniería civil y mecánica.

La contención primaria ha de ser diseñada con la robustez suficiente para soportar

las altas presiones y cargas térmicas que ocurren en un DBA. Con el fin de minimizar

las posibles descargas de material sin filtrar a la atmósfera es común la construcción

de una segunda contención, que puede ser total o parcial. Las contenciones

parciales están situadas en las áreas de mayor riesgo de fuga de la contención

primaria. Las contenciones secundarias son diseñadas para trabajar en condiciones

de presión relativa negativa con objeto de asegurar que todo el material fugado por

la contención primaria es tratado antes de ser expulsado.


20

En el siguiente esquema, ilustración 3.1, se muestran los sistemas de confinamiento

típicos para una central de tipo BWR.

Ilustración 3-1 - Esquema típico de la contención en un BWR

3.1.2 Confinamiento

Los recintos de confinamiento suelen no estar presurizados y en caso de estarlo

siempre será a presiones inferiores a las de la contención. En caso de accidente se

puede aumentar el volumen de aire a limpiar o tratar el aire contaminado con el

sistema de filtración. En algún caso, el sistema exterior de tratamiento de aire

puede ser reemplazado por sistemas de filtrado adicionales.

En la mayoría de los casos el confinamiento solo consta de componentes de

recirculación, pero en algunos casos los sistemas de recirculación y de expulsión son

usados conjuntamente.

3.1.3 Sistema de ventilación de la sala de control

En caso de accidente, independientemente de su gravedad, la habitabilidad de la

sala de control ha de asegurarse en todo momento. Por lo tanto el sistema de

ventilación de dicha sala es considerado un ESF y consiste de dos unidades

principales:


21

(1) Una unidad de aire acondicionado empleada durante la operación normal que

usa una pequeña parte de aire fresco y el resto de aire recirculado y filtrado.

(2) Una unidad de tratamiento de aire para situaciones accidentales prevista para

eliminar la probable contaminación procedente del exterior del edificio.

Tres modos de operación son considerados para el mencionado sistema de

ventilación:

Un sistema de ventilación a presión positiva funcionando con aire exterior

filtrado.

Recirculación de aire a través del sistema de filtrado conjuntamente con

aire exterior. No es posible una presurización en este caso y son posibles las

fugas hacia el interior del edificio.

Una combinación de las dos anteriores es posible, recirculando aire a través de los

filtros y introduciendo aire exterior simultáneamente.

3.2 Enfoque genérico de diseño de los sistemas de tratamiento de gases

La seguridad necesaria en una central nuclear debe estar presente en todas las

etapas de existencia de la misma, desde el diseño inicial hasta el desmantelamiento

final. El enfoque básico que ha de dársele al diseño del sistema de tratamiento de

aire (ACS, Air Cleaning System) con material radioactivo ha de incluir los siguientes

pasos.

Identificación y análisis de las condiciones de operación para determinar

los requerimientos funcionales del ACS.

Provisión de ACS desvinculados entre si y redundantes por motivos de

seguridad.

Empleo de diseños de alta calidad.


22

Diseño sistemático en el que los modos de fallo de los componentes con

funciones de seguridad sean analizados y sus probabilidades reducidas a

valores aceptables (Análisis Probabilístico de Seguridad, APS).

Demostración de la adecuación del sistema en función de las previsiones

de funcionamiento, fiabilidad y análisis de integridad.

Prestación de especial atención a la disposición de la planta, con el fin de

minimizar la exposición del personal a fuentes radioactivas durante la

operación normal de la planta, además de limitar la dispersión de

contaminantes en situaciones de funcionamiento anormal (aplicación de los

criterios ALARA).

Previsión de las múltiples sustancias radioactivas que pueden aparecer.

Realización de una serie de pruebas experimentales que prueben la

fiabilidad del sistema y demuestren que se ha fabricado, instalado y que

funciona de acuerdo con el diseño.

Adopción de un sistema de prueba, mantenimiento y servicio de

inspección de acuerdo con la normativa apropiada.

Provisión de sistemas de control, indicación y alarmas que, junto con una

normativa y un personal formado, puedan asegurar la supervivencia del ACS

en todo momento.

Provisión de equipamiento que permita monitorizar el ambiente a lo

largo de toda vida útil de la planta.

Uso de modificaciones operacionales y procedimientos de emergencia

aprobados para los ACSs.

Monitorización de la situación del ACS durante toda la vida útil del mismo

que permita anticiparse a cualquier fallo y que confirme que la asunción de

fiabilidad era correcta.


23

Tener en cuenta el desmantelamiento y descontaminación del total o de

parte del ACS.

Uso de una documentación oficial que asegure el control apropiado de

todos los aspectos del diseño.

3.2.1 Riesgos y peligros

Se usará el término riesgo o peligro para referirse a fenómenos naturales o debidos

a causas humanas, que tienen importancia en la seguridad de la planta por su

capacidad de dañar las instalaciones.

Es necesario evaluar las consecuencias de cada peligro y formular un enfoque de

diseño que asegure las condiciones de seguridad.

R i e s g o s o p e l i g r o s i n t er n o s

Los siguientes fenómenos son considerados a la hora de diseñar un ACS con

funciones de seguridad.

Fuego. Aunque no es causante directo de la liberación de material radioactivo,

puede dar lugar a condiciones de operación deterioradas que si lo sean. En este

caso el reto para los ACS es trabajar con altas temperaturas, grandes cantidades de

polvo y con el condensado de sustancias corrosivas.

Explosiones. Incluyendo explosiones de hidrógeno y de vapor en el interior de la

contención. En este caso el problema serían las altas presiones transitorias, ondas

de choque.

Liberación de agua, vapor y sustancias corrosivas. El ACS debe estar instalado de

manera que su inundación sea imposible. El condensado de agua puede dar lugar a

corrosión y debe evitarse. Algunas sustancias químicas pueden corroer parte de los

equipos, dificultando su correcto funcionamiento.


24

Impactos mecánicos. Originados por fallos en las zonas de alta presión o en

maquinaria rotativa que puedan conducir a degradación parcial o total del equipo

del ACS.

Esfuerzos dinámicos mecánicos. Vibraciones en un ACS pueden provocar un

desmontaje parcial de los dispositivos y con ello impedir su correcto

funcionamiento.

R i e s g o s o p e l i g r o s ex t e r n o s

Aquí se incluyen tanto fenómenos causados por la naturaleza como por el hombre.

Estos fenómenos son generalmente considerados a la hora de diseñar un ACS.

Terremotos. Pueden afectar severamente el funcionamiento de un ACS,

dependiendo de su intensidad. Por ejemplo puede desmontar equipos, deformar

filtros o hacer que los ventiladores pierdan el suministro eléctrico.

Tornados y sustancias explosivas. Estos eventos están caracterizados por variaciones

bruscas de presión que producen ondas de choque en el interior de los conductos.

El principal problema es el posible daño en los filtros de aerosoles.

Temperatura ambiente extrema. Las heladas pueden alterar las entradas de aire. En

particular las temperaturas muy bajas durante periodos prolongados de tiempo

pueden dar lugar a la obstrucción de las entradas de aire por la formación de hielo.

Sustancias nocivas. Este tipo de sustancias afecta directamente al correcto

funcionamiento de un ACS provocando corrosión en los equipos.

Los diseños deben incluir tanto sistemas de prevención como de protección para

alcanzar el nivel de seguridad deseado.


25

3.3 Diseño de los sistemas de tratamiento de aire para el control de la contaminación aerotransportada

3.3.1 Requisitos de funcionamiento

Mientras que las barreras físicas se emplean para proveer una contención básica de

las sustancias, los sistemas de ventilación puede aumentar enormemente la

eficiencia de la contención en general. Dichos sistemas deben evitar la difusión de

contaminación a zonas que no hayan sido afectadas por un posible accidente y

además deben retener las sustancias contaminantes del aire, dejando sus niveles de

contaminación suficientemente bajos para su expulsión a la atmósfera. Dichos

requerimientos se satisfacen con la aplicación de los siguientes principios.

Se debe garantizar una jerarquía de presiones tal que las áreas

potencialmente contaminadas se encuentren a presiones negativas respecto

a áreas adyacentes.

Si el análisis de los posibles fallos da como resultado zonas de la planta

con niveles de contaminación muy diferentes, sus sistemas de ventilación y

tratamiento de gases han de estar separados y ser independientes.

La velocidad del gas que fluye a través de los huecos en las barreras

(diseñados o accidentales) ha de ser suficientemente alta para evitar el

escape de partículas, dentro de unos límites razonables. Velocidades entre

0.5 y 1 [m/s] suelen considerarse apropiadas para dicho propósito.

El sistema ha de ser capaz de mantener el flujo de aire hacia el interior

del recinto en todas las condiciones posibles, tanto de operación como de

fallo. La posible influencia de condiciones anormales exteriores,

particularmente las presiones inducidas por el viento, ha de ser tenida en

cuenta para que las especificaciones requeridas se cumplan.

El diseño del sistema de tratamiento de gases es muy parecido para condiciones de

operación normales y para condiciones accidentales. La planta ha de ser capaz de


26

eliminar partículas y yodo presente en los gases para las múltiples condiciones de

entrada del aire.

Dicho sistema ha de estar diseñado para garantizar la seguridad del personal de la

planta, en primer lugar, y el de todo aquel que se encuentre en el exterior de la

misma. Además puede jugar un papel importante a la hora de controlar el reactor

durante un accidente.

Debe estar diseñado para recoger y procesar todo el aire que llegue a la zona

afectada, incluyendo el fugado desde el exterior.

El factor de descontaminación (DF, Decontamination Factor) del sistema será

determinado mediante un análisis de la emisión de contaminación durante la

operación normal y durante las situaciones accidentales.

Los sistemas de adsorción y filtración han de estar situados aguas arriba de los

ventiladores, para mantenerlos a presión inferior a la atmosférica e impedir fuga

alguna de los mismos al exterior.

El gas procesado es, normalmente, expulsado a la atmósfera a través de una

chimenea para asegurar la correcta dispersión de los contaminantes residuales. Las

características específicas de la chimenea habrán de determinarse en función de la

concentración de contaminantes residuales y de las características de dispersión

existentes en la localización concreta de la planta. Por lo general no se necesitan

chimeneas con una altura superior a dos veces y media la altura del edificio más

alto de las inmediaciones y suelen considerarse aceptables unas velocidades de

salida de unos 15 [m/s].

3.3.2 Diseño de ESF para tratamiento de gases

Las contenciones primaria y secundaria están equipadas con sistemas cuyas

funciones principales son refrigerar, despresurizar y condensar el vapor que se

pueda presentar en situaciones de emergencia. Adicionalmente tienen como

función eliminar la contaminación present en el gas del interior de la contención,


27

filtrando las partículas y adsorbiendo los nucleídos radioactivos. Estas funciones

pueden optimizarse con la adición de productos químicos a los gases a filtrar.

Los sistemas de tratamiento atmosférico son incluidos en los ESFs a la hora de

diseñar una central nuclear con el objetivo de mitigar las consecuencias

radiológicas de un posible DBA. La acción mitigadora de estos sistemas se ve

limitada a los yodos y a los aerosoles, ya que la eliminación de gases nobles

producidos en la reacción de fisión es inviable.

Los sistemas atmosféricos de filtrado de gases suelen estar formados por algunos

de los siguientes componentes: Amortiguadores (o reguladores de tiro),

separadores de humedad, calentadores, prefiltros, filtros HEPA, unidades de

adsorción de yodos, ventiladores y conductos asociados, motores, válvulas e

instrumentación.

La finalidad de los amortiguadores es aislar los componentes del aire u otros gases

de modo que se prolongue su vida útil tanto como sea posible.

El objetivo de los separadores de humedad es eliminar las gotas de agua existente

en la corriente de aire para proteger los filtros HEPA y los adsorbedores de daños

originados por el agua. Estos dispositivos también pueden tener otras funciones de

seguridad importantes en caso de accidente, como puede ser la atenuación de

ondas de presión, la protección contra el fuego y la prevención de sobrecarga de

partículas.

Los calentadores se sitúan, normalmente, tras los separadores de humedad con el

fin de disminuir la humedad relativa de la corriente de aire, lo cual minimiza la

retención de humedad en los adsorbedores de carbón activo, aumentando la

retención a largo plazo de los yodos, previniendo la liberación de material

radioactivo.

Los prefiltros y los filtros HEPA se instalan para eliminar las partículas. Los prefiltros

eliminan las partículas más grandes, mientras que los filtros HEPA eliminan las

partículas más pequeñas y previenen el fallo de los adsorbedores. Los


28

adsorbedores eliminan el yodo, tanto los radionucleidos como los compuestos

orgánicos de la corriente de aire. Los filtro HEPA aguas abajo de los adsorbedores

de carbón activo atrapan residuos del carbón además de proveer al sistema de

protección adicional contra la liberación de partículas en caso de fallo del banco de

filtro HEPA aguas arriba de los adsorbedores.

El ventilador suele ser el elemento final del sistema, creando una distribución de

presiones en el mismo siempre inferior a la atmosférica, minimizando así las

posibles fugas de aire no tratado al exterior.

Todos estos elementos son diseñados para que tengan un comportamiento fiable

en condiciones accidentales y su diseño ha de hacerse en base al posible rango de

los parámetros de operación (temperatura, presión, humedad relativa y niveles de

radiación) durante un DBA. El diseño de los adsorbedores se basa en la

concentración y la abundancia relativa de los yodos. Estos ESF han de tener un

diseño redundante, redundancia que debe verse plasmada en varios sistemas

independientes y aislados entre sí, de manera que el fallo de uno de ellos no afecte

lo más mínimo a los demás. Todos han de ser diseñados de acuerdo con las

especificaciones sísmicas y hay que prestar especial atención a posibles niveles altos

de radiación que puedan dar lugar a la formación de material radioactivo en los

propios componentes del sistema.

Para mantener la exposición a la radiación en los niveles más bajos alcanzables

(ALARA, As Low As Reasonably Achievable), el diseño de los sistemas de tratamiento

de aire debe estar hecho para controlar el daño y facilitar el mantenimiento, la

inspección y la prueba tal y como especifica la normativa.

El siguiente dibujo, la ilustración 3.2 muestra esquemáticamente el diseño de un

sistema de tratamiento de aire para un DBA.


29

Ilustración 3-2 - Representación esquemática de la disposición típica de un sistema de tratamiento

de gases para un reactor nuclear

Los contaminantes radioactivos a eliminar pueden clasificarse en aerosoles,

volátiles, semivolátiles y componentes gaseosos. Los gases expulsados han de ser

tratados antes de ello y en algún caso puede resultar económicamente viable

emplear equipos especiales para la eliminación de contaminantes particulares de la

corriente de gas antes de que se diluyan en flujos mayores procedentes de zonas

menos contaminadas.

3.3.3 Requisitos de los equipos de procesamiento y diseño

de los componentes

E l i mi n a c i ó n d e l a g u a : s ep a r a d o r e s d e h u m ed a d

Los separadores de humedad son empleados para eliminar toda el agua libre que

contiene el flujo de gas contaminado. El agua choca con las superficies de recogida y

es posteriormente drenada hacia el exterior del equipo. Consisten, generalmente,

en una fina red de alambre o de placas metálicas, de manera que las gotas de un

tamaño mayor a algunas micras colisionan contra dicha red al atravesar la misma el

flujo de aire. Normalmente dichos dispositivos se colocan aguas arriba de los

equipos de filtrado para proteger los filtros de partículas, ya que estos no funcionan

con aires saturados de humedad (HR = 100% + agua libre). La presencia de estos

equipos es también importante para los filtros de lecho de carbón activo empleados

para la retención de las especies radioactivas del yodo, ya que estos tampoco


30

funcionan con una corriente de gas saturada de agua y por añadidura, su eficiencia

depende inversamente de la humedad relativa de la corriente a filtrar.

Para mejorar dicha eficiencia, se emplean calentadores que disminuyan la humedad

relativa de la corriente de aire a filtrar.

F i l t r a c i ó n : f i l t r o s d e p a r t í c u l a s

Es una práctica establecida el uso de prefiltros aguas arriba de los filtros de

partículas para aumentar significativamente la vida de estos, tanto durante

condiciones de operación normales como anormales.

Los filtros de partículas, en especial los filtros de partículas de alta eficiencia (HEPA,

High Efficient Particulate Air), son empleados para la eliminación eficaz de partículas

de la corriente de aire.

Puesto que los filtros de partículas, en especial los filtros HEPA, pueden obstruirse

rápidamente bajo condiciones de incendio, las limitaciones de dichos equipos han

de ser consideradas en la evaluación de seguridad y el periodo de diseño.

Prefiltros. Se diseñan para eliminar las partículas de mayor tamaño. Adicionalmente,

protegen a los elementos aguas abajo del fuego y las posibles ondas de presión,

actuando como escudos.

Filtros HEPA. Dada la necesidad de poder filtrar grandes volúmenes de gas es

necesario una gran superficie de elemento filtrador si se desea alcanzar la eficiencia

y caída de presión de diseño. La técnica más común es plegar sobre sí mismo el

medio filtrador para alcanzar una enorme superficie de filtración manteniendo la

compacidad del equipo. A continuación, en las ilustraciones 3.3 y 3.4, se muestran

las disposiciones más comunes de este tipo de filtros y una imagen real de algunos

de ellos.


31

Ilustración 3-3 - Disposiciones de filtros HEPA más comunes

Ilustración 3-4 - Filtros HEPA reales

Los materiales más empleados en la fabricación de los medios filtrantes son las

fibras de vidrio, las fibras de perclorovinilo, las fibras de acetato de celulosa y los

cerámicos. En la siguiente tabla se muestra algunas de las propiedades de los

diferentes materiales empleados en la fabricación de los filtros HEPA.


32

Tabla 3.1 - Propiedades de los materiales empleados para la fabricación de filtros HEPA.

Material de filtrado Temperatura

Continua [°C]

Resistencia

Al fuego

Resistencia

Al Agua

Medio filtrador

Plástico 60 Pobre Buena

Fibra de vidrio, estándar 500 Buena Media

Fibra de vidrio, resistente al agua 500 Buena Buena

Cerámicos 1000 Buena Buena

Separadores

Plástico 60 Pobre Buena

Papel “de envolver” 100 Pobre Pobre

Aluminio 300 Buena Buena


Carcasas

Plástico reforzado 60 Pobre Buena

Madera, contrachapado 100 Pobre Media

Madera, resistente al fuego 100 Media Media

Acero 500 Buena Buena


Adhesivos

Base de caucho 70 Pobre Buena

Base plástica 250 Media Buena

Cemento, base silicato 500 Buena Buena


Juntas

Caucho 70 Pobre Buena

Neopreno 100 Pobre Buena

Fibra minera 500 Pobre Buena


A la hora de diseñar un filtro hay que tener en cuenta múltiples parámetros:

capacidad de flujo, eficiencia, caída de presión, resistencia a presiones extremas,

humedad, fuego y temperatura, propiedades mecánicas e irradiación.

Carcasas de filtros. Los filtros en la centrales nucleares suelen instalarse en carcasas

de tipo “lata o bote” o tipo “reja”.

Carcasas tipo lata o bote. Se pueden usar con filtros rectangulares o circulares, y

pueden colocarse en serie o paralelo hasta alcanzar las especificaciones de filtrado

que se requieran. Por lo general, colocados en paralelo, el numero de carcasas de

restringe a un máximo de diez. En la siguiente imagen, 3.5 y 3.6 vemos un esquema

de este tipo de carcasas, además de una imagen real de unos filtros de este tipo.


33

Ilustración 3-5 - Carcasa para filtro HEPA

Ilustración 3-6 - Carcasa para filtro HEPA y filtro interno

Carcasas tipo reja. Se fabrica un marco con aberturas, rectangulares o circulares, en

las que se colocan los filtros, formando una pared del recinto de acero u hormigón

de la planta. De esta manera un gran número de filtros pueden ser instalados con

una sola carcasa. En la siguiente imagen, ilustración 3.7, se muestran los dos tipos

de filtros de este tipo, de sección rectangular y circular.

Ilustración 3-7 - Sistemas tipo reja (a) Insertos Rectangulares (b) Insertos circulares


34

Cambio de los filtros. Los filtros han de ser reemplazados convenientemente, sin que

haya riesgo de contaminación de los trabajadores o los alrededores. Para lograr

esto normalmente se emplea un procedimiento con una contención. Usualmente se

introducen las carcasas en unos envoltorios de plástico en los que se introducen los

filtros desechados. Todo ese proceso se realiza con la ayuda de un filtro HEPA

auxiliar de pequeño tamaño.

A d s o r c i ó n : a d s o r b ed o r es d e yo d o s

Los adsorbedores de lecho de carbón activo son el método más común para la

retención de yodo y de sus compuestos gaseosos. El carbón empleado

normalmente en plantas nucleares está impregnado con yoduro de potasio (KI) o

con trietilendiamina (TEDA) para aumentar su eficiencia.

El diseño de los adsorbedores ha de ser tal que garanticen un mínimo nivel de

adsorbencia o un nivel mínimo de descontaminación.

El filtro de carbón activo ha de ser diseñado para soportar un amplio abanico de

temperaturas y valores de humedad relativa, incluyendo aquellos valores extremos

que se puedan dar en un DBA. Dada la inestabilidad térmica de los componentes del

carbón activo la selección de las temperaturas de diseño ha de ser especialmente

cuidadosa. Del mismo modo, ha de ser controlada la humedad relativa de la

corriente de gas, ya que la eficiencia del carbón activo depende de la humedad

relativa y por lo tanto no puede superar unos determinados valores.

Otro criterio importante es el tiempo que reside una determinada partícula en el

interior del filtro, que es el ratio entre el volumen de carbón y el del gasto

volumétrico de gas. A mayor tiempo de residencia, mayor eficiencia. Dicho tiempo

está regulado por la RG 1.52. Además, es de gran importancia la velocidad del flujo

al atravesar el filtro, que deberá ser controlada. Al igual que la uniformidad de la

distribución de velocidades de la corriente de aire a través del filtro para prevenir la

liberación excesiva de partículas de algunas áreas de lecho de carbón activo.


35

El lecho deberá ser capaz de adsorber todos los isótopos de yodo existente en la

corriente de aire, incluyendo aquellas especies que puedan aparecer durante los

DBAs más severos.

La frecuencia de uso ha de ser prevista, y por lo tanto la duración del filtro, para

evitar la contaminación por impurezas del filtro que pueda afectar a su correcto

funcionamiento.

Otros factores a tener en cuenta en el diseño de lo filtros de carbón activo son los

siguientes:

Facilitar el reemplazo de los lechos de carbón.

Geometría del lecho.

Fuentes potenciales por una fuga o by-pass.

Provisiones para la toma de muestras representativas de carbón.

Capacidad de alcanzar una densidad máxima de contaminantes atrapados sin la presencia de polvo.

Estabilidad física del lecho en funcionamiento.

Compatibilidad con los materiales empleados en la construcción.

El calentamiento por productos de fisión liberados en un DBA.

La instrumentación.

Requerimientos de aislamiento para el mantenimiento.

Requerimientos de comprobaciones durante el servicio.

A continuación, en la ilustración 3.8, se muestra una vista microscópica de los

lechos de carbón activo de los adsorbedores de yodos.

Ilustración 3-8 - Vista microscópica de filtros de carbón activo


36

O t r o s p r o c e s o s

A pesar de que los reactores, en especial los de agua ligera, están provistos,

normalmente con equipos para la prevención de liberación de gases inertes, no es

práctica común que dichos equipos se encuentren en el sistema de tratamiento de

aire, ACS.

Normalmente, las técnicas empleadas para la reducción de gases inertes aplican el

principio de la retención diferida, usando tanques o lechos de carbón activo para

beneficiarse del corto periodo de semidesintegración de los nucleídos radioactivos.

Una reducción significativa de los gases inertes radioactivos se puede lograr

empleando este principio, con la excepción de Kr-85.

3.3.4 Ensayo

Para alcanzar el rendimiento requerido en cada componente individualmente es

necesario el ensayo de cada uno de ellos.

Los ensayos de los sistemas de filtración (ESF) se efectúan de acuerdo a normativas

reguladas. En caso de reactores de diseño norteamericano, estos ensayos se

realizan conforme a lo establecido en la Regulatory Gruide 1.52 de la Nuclear

Regulatory Commission.

3.3.5 Limites de funcionamiento de los filtros.

Tanto en la industria nuclear como en otras tantas se han realizado grandes

esfuerzos para investigar la eficiencia de los sistemas de tratamiento de gases para

la eliminación de los isótopos de yodo y los aerosoles radioactivos existentes en

condiciones accidentales. Los estudios llevados a cabo por la IAEA (Internacional

Atomic Energy Agency) han contribuido a definir las limitaciones de diseño de los

sistemas y los componentes en caso de accidente.

Las conclusiones alcanzadas fueron las siguientes:


37

F i l t r o s H EP A

La eficiencia en la eliminación de partículas de la fibra de vidrio no varía con las

altas temperaturas (hasta 120°C) o con altas humedades (hasta 95% HR).

Exposiciones estáticas de los filtros HEPA a temperaturas hasta 200°C y

durante periodos de hasta 8 horas no deterioran las unidades, como se

descubrió tras en enfriamiento de estas.

Los filtros HEPA pueden trabajar durante largos periodos de tiempo en

ambientes muy húmedos si están precedidos de separadores de humedad.

Los resultados experimentales no mostraron contradicciones cuando los

ensayos se realizaron bajo condiciones atmosféricas.

Los filtros HEPA disponibles comercialmente tienen DFs similares tanto en

condiciones secas como húmedas.

La resistencia al desgarro del papel de los filtros HEPA puede verse

reducida enormemente por la humedad.

Existe evidencia experimental sobre la capacidad de carga y la presión

diferencial para las cargas relevantes.

Los métodos existentes para ensayar los filtros HEPA son sólo validos bajo

condiciones ambientales. No son realistas para condiciones de alta humedad

y temperatura.


38

En la siguiente tabla se muestra la información disponible sobre el comportamiento

de los filtros HEPA con los diferentes parámetros de influencia.

Tabla 3.2 - Comportamiento de los filtros HEPA ante los diferentes parámetros de influencia.

Parámetros de operación Medio de filtración nuevo Medio de filtra. envejecido

Normal Accidental Normal Accidental

Diferencia de presión Muy bueno Aceptable Aceptable Inexistente

Vibraciones Bueno Bueno Inexistente Inexistente

Humedad / Agua Libre Aceptable Aceptable Inexistente Inexistente

Químicos Pobre Pobre Inexistente Inexistente

Radiación Bueno Aceptable Pobre Inexistente

Temperatura Bueno Pobre Inexistente Inexistente

Capacidad de carga Bueno Aceptable Pobre Inexistente

S e p a r a d o r e s d e h u m ed a d

Son unos dispositivos muy infravalorados ya que en el único caso en el que se ha

podido comprobar su efecto bajo condiciones accidentales, estos dispositivos

eliminaron más del 90% de las partículas en el aire.

Su uso por separado puede no ser suficiente para la completa eliminación de los

aerosoles, pero su combinación con filtros HEPA puede ser muy importante.

El uso de separadores de humedad de acero inoxidable aguas arriba de la filtración

HEPA, proporciona atenuación de las ondas de presión, protección contra el fuego,

contra sobrecarga y contra agua libre en el aire. Actualmente pocas de estas

ventajas han sido cuantificadas y se le presta una atención insuficiente a la

posibilidad de que la radiación dañe estos componentes.

A d s o r b e d o r e s d e c a r b ó n a c t i v o .

La IAEA alcanzó las siguientes conclusiones con respecto a estos elementos:

Efecto de la temperatura con humedades relativas bajas: (I) El carbón con

KI/KOH tiene una eficacia de adsorción constante de yodo y de yoduro de

metilo hasta temperaturas de unos 100°C. (II) EL carbón con KI es eficiente

hasta los 180°C. (III) El carbón impregnado con TEDA es eficiente hasta los

100°C y bajo condiciones de poca humedad.


39

Efecto de la temperatura con humedades relativas altas: (I) Todos los

tipos de carbón activo granulado tienen una gran capacidad para la

eliminación de vapor de agua y la capacidad de eliminación de yoduro de

metilo consecuente se puede reducir con la impregnación de productos

químicos. (II) La eficiencia del carbón con KI se reduce progresivamente con

el aumento de humedad relativa. En cualquier caso, con la impregnación de

sustancias, su eficiencia se puede mantener hasta con un 98% de humedad

relativa a temperatura ambiente. (III) La eficiencia del carbón con KI/KOH

cayó de casi un 100% a 20°C a un 98% a 100°C con un 97% de humedad

relativa. (IV) Carbón con KI aumentó ligeramente su eficiencia a mayores

temperaturas. (V) La eficiencia inicial del carbón impregnado con TEDA era

constante e independiente de la humedad, hasta 70°C y 90% HR.

Envejecimiento: El deterioro en el funcionamiento del carbón con KI

debido a su exposición a aire húmedo es muy lento bajo condiciones

normales y una humedad relativa menor del 50%, pero a mayores

humedades relativas su envejecimiento puede ser más rápido. Para carbón

impregnado con TEDA el envejecimiento es lento para altas humedades

relativas y temperaturas por debajo de 50°C. En cambio, a partir de 50°C su

envejecimiento crece rápidamente con la humedad relativa.

Envenenamiento: El envenenamiento se define como la adsorción de

contaminantes con la consecuente caída en la eficiencia de adsorción de

yoduro de metilo. A pesar de que los efectos de envejecimiento y

envenenamiento no son aditivos, su aparición simultánea tiene un efecto

sinérgico.

Efecto de la condensación masiva en carbono KI: La condensación

excesiva de humedad conlleva una caída rápida en la eficacia de de

eliminación de CH3I por la eliminación de la sustancia impregnada por el

agua.


40

Efecto de la irradiación: La exposición de carbón de tipo piel de coco a

radiación gamma de 2.8·104 Gy a 8.4·105 Gy no tuvo efecto alguno sobre su

eficacia de adsorción de yoduro de metilo.

Comportamiento de la unidad de adsorción: La evaluación de unidades

prototipo de carbón impregnado, expuestas a altas temperaturas y

humedades (90°C y 90% h.r.) durante un periodo de 8h, mostraron una

disminución marginal en la eficiencia de eliminación de CH3I.

En la siguiente tabla se muestra la información disponible sobre el comportamiento

de los adsorbedores de carbón activo con los diferentes parámetros de influencia.

Tabla 3.3 - Comportamiento de los adsorbedores de yodo ante los diferentes parámetros de

influencia

Parámetros de operación Carbón nuevo Carbón envejecido

Normal Accidental Normal Accidental

Diferencia de presión Muy bueno Bueno Bueno Bueno

Vibraciones Muy bueno Muy bueno Inexistente Inexistente

Humedad / Agua Libre Muy bueno Muy bueno Aceptable Pobre

Químicos Pobre Pobre Pobre Pobre

Radiación Muy bueno Muy bueno Muy bueno Aceptable

Temperatura Muy bueno Bueno Aceptable Pobre

Capacidad de carga Muy bueno Aceptable Aceptable Pobre

Fundamentos de la filtración y la adsorción

41

4 - Fundamentos de la filtración y la adsorción

Con el fin de comprender el funcionamiento de los dispositivos dentro de las

unidades de filtración se ha analizado y sintetizado los fundamentos en los que se

basan y el comportamiento microscópico de los filtros HEPA y de los adsorbedores

de carbón activo.

En el caso de la filtración se han estudiado cuatro puntos principales: La resistencia

del filtro al flujo; los mecanismos básicos en los que se basa la captura; la eficiencia

de filtrado; la carga de los filtros debido a su uso.

En el caso de la adsorción, se han descrito brevemente la física del proceso y se

exponen algunas consideraciones sobre el carbón activo y sus características.

4.1 Filtración

El enfoque habitual para la compresión de la eficiencia en la recogida de partículas y

la resistencia al flujo de un filtro macroscópico es la identificación de las

características microscópicas de los componentes del filtro.

Los filtros de aire más comunes consisten de una matriz de fibras o gránulos.

Una vez que se ha analizado y comprendido el comportamiento microscópico se

pueden extrapolar las conclusiones a todo el filtro, obteniendo valores de eficiencia

en la eliminación de partículas y pérdida de carga.

4.1.1 Resistencia del filtro al flujo

La comprensión del funcionamiento de los sistemas de filtración ha de comenzar en

el análisis del comportamiento de la corriente de aire alrededor de cada elemento

microscópico del filtro.

Las partículas aerotransportadas se aproximan a una determinada fibra hasta que

una serie de mecanismos la fuerzan a colisionar con el elemento colector y a

quedarse adherido a él. En la siguiente imagen se muestran las líneas de flujo

alrededor de una fibra aislada del medio filtrador.


42

Ilustración 4-1 - Líneas de flujo para una fibra aislada

Aunque no encaje con el cálculo teórico de la resistencia que crea cada fibra por

separado, se ha demostrado experimentalmente que la resistencia que opone

cualquier medio filtrador al flujo es proporcionar a la velocidad del aire.

Para calcular la caída de presión es necesario modelar la influencia de cada fibra

sobre las adyacentes y el modelo que hace esto de manera más precisa es el

conocido como modelo de Kuwabara. En la ilustración 4.2 se muestra el flujo

alrededor de una sola fibra calculado empleando el modelo de Kuwabara.

Ilustración 4-2 - Líneas de flujo para una única fibra en una matriz de fibras usando la teoría de

Kuwabara


43

La ecuación que modela la caída de presión a través de un filtro es:

Donde:

∆P es la caída de presión [Pa],

αF es la fracción de volumen de fibras en el filtro,

μ es la viscosidad dinámica del fluido *Pa·s+,

V es la velocidad del flujo [m/s],

RF es el radio medio de las fibras [m],

L es el grosor de medio filtrador [m],

ε es el factor corrector de slip,

HS es el factor de corrección hidrodinámico considerando el slip.

Para fibras extremadamente delgadas, la resistencia cae ya que el diámetro de la

fibra se hace comparable al hueco a través del cual circulan las moléculas. Para

incluir este efecto en el modelo Pich desarrolló la siguiente expresión:

El factor “epsilon” de heterogeneidad, en la primera ecuación, evalúa el hecho de

que la distancia entre fibras no es totalmente uniforme y se calcula como al ratio

entre la caída de presión teórica y la medida:

Donde la caída de presión teórica está dada por la primera ecuación con ε = 1.


44

Los filtros también tienen una distribución de radios de las fibras, RF, de fracción

volumétrica de las fibras, αF, y espesor del filtro, L. Davies incorporó todas estas

variables para calcular un radio de fibra efectivo, REF.

La fracción volumétrica de las fibras se determina pesando una muestra de filtro

con una determinada área y espesor y usando la siguiente expresión:

Donde:

M es el peso del filtro [kg],

Ρ es la densidad de fibras [kg/m3],

A es el área de la muestra empleada [m2],

L es el espesor de medio filtrante [m].

4.1.2 Mecanismos Básicos de filtración

Los mecanismos responsables de la eliminación de las partículas suspendidas en el

aire son los mismos independientemente de si el filtro está compuesto por fibras,

gránulos u otros elementos colectores. Una partícula sólo quedará atrapada por el

filtro si choca con el mismo y se adhiere a él. Se busca maximizar el número de

colisiones teniendo el máximo posible de elementos colectores, lo que choca con

los requerimientos de minimizar la caída de presión. Como no se puede obstruir el

filtro por completo, los huecos entre las fibras han de ser mayores que las partículas

a filtrar.

Por lo tanto, un filtro es un compromiso entre un gran número de elementos

colectores con una mínima resistencia al flujo.


45

En la siguiente imagen se esquematiza el concepto de línea de flujo limitante, que

es aquella que define la región en la cual la colisión puede ocurrir:

Ilustración 4-3 - Trayectoria limitante para la captura de partículas

M e c a n i s mo s d e c a p t u r a a t r a v és d e l a d i f u s i ó n

Las partículas micrométricas colisionan con moléculas de gas a su alrededor, lo que

se traduce en un movimiento aleatorio tridimensional y mayor cuanto menor es el

tamaño de dichas partículas. Este efecto es conocido como movimiento browniano.

Si a dicho efecto le sumamos un gradiente de concentración de un determinado

aerosol, existirá un movimiento de difusión de dicho elemento hacia las zonas de

menor concentración hasta que se alcance un equilibrio, en el que continuará el

movimiento browniano pero no la difusión.

Cuando las partículas se difunden hacia una superficie, las más cercanas a la

superficie se quedan adheridas a esta, lo que hace que la concentración a su

alrededor sea cero. Por lo tanto, si se permite a este proceso continuar el tiempo

suficiente se logrará eliminar por completo los aerosoles de fluido.

Este es el proceso empleado para la eliminación de las partículas en los filtros HEPA.

A menor tamaño de las partículas más vigoroso será el efecto del movimiento

browniano, por lo que más efectiva será la filtración. Lógicamente, la separación de

las partículas por difusión es más efectiva cuanto menor sea la velocidad del aire a

través del filtro:


46

Donde:

ηD es la eficiencia de una única fibra debida a la difusión,

HS es el factor de corrección hidrodinámico considerando el slip,

U es la velocidad de aire en el interior del filtro [m/s],

Ref es el radio efectivo de fibra [m],

λ es la trayectoria libre media para el aire (6.53·10-8 m a 101325 Pa y 20°C)

D es el coeficiente de difusión de la partícula [m2/s].

Estos términos se definen a su vez como:

Donde:

V es la velocidad del aire a la entrada del filtro y

Donde a su vez:

k es la contante de Boltzmann,

T es la temperatura absoluta [K],

μ es la viscosidad del fluido [Pa·s],

rp es el radio de las partículas [m],

C es el factor corrector de slip.


47

Vemos que la eficiencia de los mecanismos de difusión aumenta si disminuye el

radio de las partículas, rp; si aumenta la temperatura, T; si aumenta la fracción

volumétrica de las fibras, α; si decrece el radio de las fibras, Rf y si decrece la

velocidad del aire, U.

M e c a n i s mo s d e c o l i s i ó n i n e r c i a l e i n t er c ep t a c i ó n

Cuando las partículas son lo suficientemente grande su inercia es mucho mayor que

la de las moléculas de gas a su alrededor, por lo que estas partículas se resisten a

seguir las líneas de flujo curvas de la corriente del aire, con lo que acaban chocando

contra las fibras. Este mecanismo es más efectivo cuanto mayor sea el tamaño de la

partícula en cuestión.

Desgraciadamente, este mecanismo carece de expresiones analíticas con las que

modelarlo por lo que ha de hacerse numéricamente.

Se ha demostrado recientemente que los mecanismos de colisión inercial tienen el

mismo comportamiento que los de captura por interceptación cuando la inercia de

la partícula tiende a cero.

Puesto que la eficiencia de los filtros HEPA aumenta rápidamente con el tamaño de

las partículas, las de menor tamaño son las más complicadas de eliminar.

La siguiente expresión muestra la eficiencia de estos mecanismos:

En esta ecuación se observa que dicha eficiencia aumenta cuando aumenta el radio

de partícula rp, cuando disminuye el radio de la fibra RF y cuando aumenta la

fracción volumétrica de las fibras, αF.


48

M e c a n i s mo s d e c o l i s i ó n e l éc t r i c a

A un filtro se le puede aplicar una fuerza eléctrica para incrementar enormemente

su eficiencia. Esto se puede lograr aplicando una f.e.m. al medio filtrador,

precargando los aerosoles o mediante una combinación de los dos.

En este tipo de mecanismos la mayoría de las colisiones se dan por las fuerzas que

se crean entre las partículas cargadas y los medios filtradores, que también están

cargados. En la siguiente expresión se analiza la eficiencia de una sola fibra:

Donde

n es el número de cargas en la partícula,

e es la carga de un electrón [culombios],

Q es la carga por unidad de longitud de fibra [culombios/m],

C es el factor de slip de de Cunningham.

Y entre las fibras cargadas y las partículas polarizadas es:

Donde

ɛp es la constante dieléctrica de las partículas.

Se observa que esta eficiencia aumenta con el aumento de carga de las partículas y

de las fibras y disminuye con el aumento de la velocidad.


49

4.1.3 Eficiencia de filtrado

Una vez identificados todos los mecanismos de colisión, es necesario combinar sus

comportamientos de forma analítica antes de poder obtener el propio medio

filtrador.

Para calcular la eficiencia de la combinación de mecanismos es necesario añadir los

distintos mecanismos en el cálculo de las trayectorias. No es correcto añadir en

serie las eficiencias correspondientes a los distintos mecanismo involucrados ya

que, al combinarlos, existen términos en las distintas expresiones que se anulan

entre si.

En cualquier caso, en los mecanismos de difusión inercial y de intercepción, no se

anula término alguno, por lo que:

Sumar directamente los términos correspondientes a los mecanismos de colisión

eléctrica no es estrictamente correcto, aunque se puede hacer como una

aproximación.

La penetración total del filtro puede ser determinada calculando la carga diferencial

de concentración de partículas a lo largo de una “rebanada” diferencial de medio

filtrador. Para hacer esto se multiplica la eficiencia de colisión de cada fibra por el

número de fibras en la sección diferencial y por la concentración de partículas. Se

integra la carga diferencial en la concentración de partículas y se obtiene la

penetración a lo largo del medio filtrador.

Donde:

S es el coeficiente de adherencia.


50

En la teoría de la filtración en general se ha de introducir un factor de adherencia ya

que no todas las partículas que colisionan con la fibra acaban adhiriéndose a la

misma.

En la siguiente gráfica se observa la dependencia de la penetración con el tamaño

de la partícula.

Ilustración 4-4 - Comportamiento de la penetración en función del tamaño de partícula para los

diferentes mecanismos de captura

El punto de penetración máxima depende del diámetro de las fibras, de la

construcción del filtro y de la velocidad del flujo, pero es independiente de los

parámetros de las partículas. Es decir, el tamaño de partículas para las cuales se

dará la máxima penetración es el mismo independientemente de si son aerosoles

oleaginosos de baja densidad o aerosoles de uranio de alta densidad.

El efecto de la velocidad del flujo en la penetración se observa en la siguiente curva:

Ilustración 4-5 - Comportamiento de la penetración en función de la velocidad del flujo para los

diferentes mecanismos de captura


51

Cabe destacar que los mecanismos de interceptación tienen una penetración

independiente de la velocidad del flujo.

Se observa en la siguiente figura los resultados obtenidos experimentalmente para

la penetración de un filtro HEPA, en los que se aprecia un comportamiento muy

similar al descrito en las figuras anteriores.

Ilustración 4-6 - Penetración en un filtro HEPA sin fugas

4.1.4 Carga de los filtros

El parámetro de funcionamiento más importante tras la penetración y la caída de

presión es la capacidad de carga. Su importancia reside en que es el parámetro que

determina la vida útil de los filtros. El comportamiento de los filtros cuando se van

acumulando partículas en ellos depende del tamaño de la partícula, de si es sólida o

líquida, de la morfología de los depósitos, de la fracción volumétrica de filtro y del

diámetro de las fibras.

Se han desarrollado varios modelos para explicar el aumento en la perdida de carga

y en la eficiencia a lo largo de la vida útil de los filtros.

En la siguiente imagen se muestran esquematizados tres de estos modelos, aunque

el más aplicable es el modelo de dendrita.


52

Ilustración 4-7 - Carga de los filtros (a) Modelo de Dendrita; (b) Modelo del crecimiento de fibra; (c)

Modelo Combinado

De dicho modelo, el de dendrita, se deduce que el incremento de la perdida de

carga con la carga del filtro se rige por la siguiente ecuación:

Donde:

∆P es la caída de presión en el filtro tras un cierto uso,

∆PO es la caída de presión en el filtro totalmente limpio,

αp es la fracción volumétrica de partículas,

αF es la fracción volumétrica de fibras.

Donde se aprecia que el aumento de la resistencia al flujo que opone el filtro es

proporcional a la carga de partículas, αp, y al radio de la fibra RF, e inversamente

proporcional al radio de la partícula, rp, y a la fracción volumétrica de fibras, αF.


53

4.2 Adsorción

La adsorción en un proceso mediante el cual un sólido poroso es capaz de retener

partículas de una corriente de gas (o de líquido) tras entrar en contacto con este.

Los centros activos del adsorbente son una serie de nanoporos en los cual las

fuerzas de enlace de los átomos no están saturadas y por lo tanto permiten que se

instalen moléculas de naturaleza distinta a la suya siempre que el adsorbente no se

encuentre saturado.

4.2.1 Principios termodinámicos

El cálculo de las moléculas adsorbidas por en los nanoporos se basa en las isotermas

de adsorción que permiten obtener dicha cantidad como una función de la presión

a la que se encuentre el gas.

La isoterma de adsorción para un gas es la relación entre la cantidad adsorbida

especifica n (moles de gas por kilogramo de sólido) y P (la presión de la fase

gaseosa). Es frecuente el ajuste de las isotermas mediante ecuaciones del siguiente

tipo:

Donde,

P(n) es la ecuación de equilibrio de la isoterma, dando la presión en función

del número de moles.

K es la constante de Henry, el calor de la isoterma de adsorción cuando la

presión tiende a cero.

.

m es la capacidad de saturación del medio sólido, en [mol/kg].

Ci son los coeficientes con los que se ajusta la curva a partir de datos

experimentales.


54

Normalmente estas ecuaciones se obtienen a partir de información experimental

aunque existen modelos moleculares con los que se pueden obtener teóricamente

las propiedades del sistema.

Es frecuente realizar una interpolación de las isotermas en función de la

temperatura, basándose en la siguiente ecuación:

Donde,

es la entalpia de adsorción diferencial, negativa por ser este un proceso

exotérmico.

P es la presión.

T es la temperatura.

4.2.2 Carbón activo

C a r a c t e r í s t i c a s

Son una serie de adsorbente carbonáceos cristalinos cuya estructura poral interna

está extensivamente desarrollada. Entre otras muchas aplicaciones, se emplea con

gran eficiencia para la fabricación de lechos para la adsorción de yodos.

Se trata de un adsorbente de alta área superficial debido a su estructura con gran

cantidad de huecos y grietas, mayor a 500 [m2/g] y alzando fácilmente los 1000

[m2/g]. En la imagen a continuación se muestra ésta estructura bajo un microscopio

electrónico.


55

Ilustración 4-8 - Gránulo de carbón activo visto bajo un microscopio electrónico

P r o d u c c i ó n

Su producción se realiza a partir de materiales con alto contenido en carbono, de

origen natural (cortezas de arboles o de frutos) o mineral (petróleo, carbón mineral,

turba, etc.) a los que se les realiza un proceso de activación.

Activación física

Se lleva a cabo en dos etapas. En la primera, la carbonización, se eliminan

elementos como el hidrógeno o el oxígeno para obtener la estructura porosa

deseada. En la segunda, la de gasificación, se gasifica el carbonizado eliminando

productos volátiles y átomos de carbono, aumentando la superficie de los gránulos.

Todo ese proceso de realiza en hornos cuyas temperaturas rondan os 1000 [ºC].

Activación química

Impregnando el material con ácido fosfórico o hidróxido de potasio y elevándolo a

una temperatura entre 500 y 700 [ºC] se logra que reduzca la formación de material

volátil y de alquitrán, aumentando el rendimiento del adsorbente. Con este proceso

es preciso un lavado posterior para la eliminación de los ácidos.

Dependiendo de la materia prima de la que se parta se obtendrá un material de

mayor o menor tamaño, pudiendo ser carbón activado en polvo o granular, cuyo

diámetro medio es menor o igual a los 0.25 [mm] o superior a 0.25 [mm]

respectivamente.

Salvaguardias tecnológicas

56

5 - Salvaguardias tecnológicas

Atendiendo a los principios y necesidades descritos anteriormente, toda central

nuclear ha de tener una serie sistemas de seguridad, conocidos como salvaguardias

tecnológicas, que garanticen la seguridad de la central, del personal en ella y del

exterior próximo en toda situación, ya sea operando normalmente o accidental. A

continuación se describirán brevemente los principales sistemas de salvaguardias

tecnológicas presentes en una central nuclear tipo BWR de características similares

a aquella para la cual se diseña el sistema de reserva y tratamiento de gases.

5.1.1 Sistemas de contención

La contención primaria, contiene en su interior la vasija del reactor, los circuitos del

sistema de recirculación del refrigerante del reactor y otras conexiones del sistema

primario del reactor. El sistema suele estar formado por un pozo seco; una cámara

de supresión de presión (pozo húmedo) que almacena un gran volumen de agua; un

sistema de tuberías de venteo entre el pozo seco y la cámara de supresión; válvulas

de aislamiento; sistema de ventilación; sistema de refrigeración y otro equipo de

servicios.

La estructura de la contención secundaria suele ser un edificio de hormigón

armado. El edificio del reactor contiene el equipo de carga y descarga del reactor;

las instalaciones de almacenamiento de combustible nuevo y gastado y otros

equipos auxiliares o de servicio del reactor.

Desde el punto de vista de la seguridad, el fin principal de la contención secundaria

es minimizar el escape al nivel del terreno de materiales radiactivos que estén en el

ambiente y proporcionar un escape controlado de atmósfera del edificio del reactor

en condiciones de accidente.


57

5.1.2 Sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo

El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo se ha diseñado para proteger

al núcleo del reactor contra la fusión de las vainas del combustible a lo largo de

todo el espectro de accidentes por roturas de tuberías, limitando así a una cantidad

despreciable cualquier reacción metal-agua que resulte del accidente

Suele tratar de un sistema de bombas independientes cuya función es bombear

agua a la vasija del reactor para evitar daños en el núcleo en condiciones de pérdida

de refrigerante.

Las funciones principales de este sistema son las siguientes:

Inyectar agua a baja presión en la vasija del Reactor para evitar daños en

el núcleo del mismo, reponiendo y manteniendo el nivel de agua al menos a

2/3 de la altura del núcleo durante un accidente con pérdida de refrigerante

(LOCA).

Refrigerar el agua de la Cámara de Supresión.

Reducir la presión y la temperatura del Pozo Seco y/o de la Cámara de

Supresión en caso de accidente.

Extracción alternativa del calor residual de la piscina de combustible

gastado

5.1.3 Sistemas de control y evacuación de los productos de

fisión

Se engloba bajo esta denominación dos tipos de sistemas de seguridad

independientes y claramente diferenciados. Se trata de los Sistemas de

habitabilidad de las salas de control y de los Sistemas de reserva de tratamiento de

gases (SBGT).


58

S i s t e ma s d e h a b i t a b i l i d a d d e l a s s a l a s d e c o n t r o l

Dentro de esta zona, los operadores de la central han de estar protegidos

adecuadamente contra los efectos de emisiones de tipo radiológico o de gases

tóxicos. También esta zona ha de permitir mantener a la sala de control como

centro de dirección de emergencia desde el cual el equipo de emergencia pueda

operar con seguridad la central en un accidente base de diseño.

La función principal de seguridad de estos sistemas es proporcionar un control

ambiental que posibilite la estancia del personal y el correcto funcionamiento de

todos los equipos instalados en estas salas. Adicionalmente han de ser capaces de

evacuar los humos generados por un incendio no generalizado en el interior de

alguna de las salas de control.

S i s t e ma s d e r es e r v a y t r a t a mi en t o d e g a s es ( S B GT )

Las funciones relacionadas con la seguridad que realiza este tipo de sistemas son,

en primer lugar, tratar el efluente de la contención secundaria cuando se requiera

limitar la descarga de material radiactivo a la atmósfera y, en segundo lugar, limitar

las fugas de la contención secundaria en caso de aislamiento de la contención

primaria. Se describirá este sistema en mayor detalle más adelante, en la siguiente

sección.

Sistema de reserva y tratamiento de gases (SBGT)

59

6 - Sistema de reserva y tratamiento de gases (SBGT)

En los apartados anteriores se han descrito los fundamentos de diseño de los

sistemas de filtración de aire de forma genérica. En este apartado se pasa a

describir en mayor profundidad el sistema de reserva y tratamiento de gases (SBGT)

para la contención secundaria de los reactores tipo BWR, cuyo diseño es el objetivo

último del proyecto.

Se tratarán las bases a las cual ha de atender el diseño, posteriormente se describe

el sistema y los equipos que lo componen, pasando por último a tratar su

funcionamiento.

6.1 Bases del diseño

Las funciones principales relacionadas con la seguridad son: tratar el efluente de la

contención secundaria cuando se requiera limitar la descarga de material radiactivo

a la atmósfera y limitar las fugas de la contención secundaria en caso de aislamiento

de la contención primaria.

Para realizar estas funciones, las bases de diseño del sistema son las siguientes:

6.1.1 Mecánicas

El sistema está provisto de dos trenes del 100% de capacidad cada uno,

redundantes e independientes.

El sistema está diseñado para mantener mediante válvulas controladoras

de caudal y ventiladores, un caudal mínimo necesario a través de cada tren

de filtrado.

Cada tren dispone de una entrada de aire exterior situada aguas arriba de

los prefiltros para obtener un caudal de refrigeración.

Cada tren de filtrado dispone de un prefiltro que elimina el polvo y la

pelusa y las partículas de mayor tamaño.


60

Cada tren de filtrado dispone de un deshumidificador que reduce el

contenido en humedad del aire que entra en el tren.

Cada tren de filtrado dispone de un calentador que incrementa la

temperatura de la corriente de gases y disminuye la humedad relativa de

salida de dicha corriente

Cada tren dispone de tres cartuchos de prueba situados en paralelo con

los lechos de carbón activo.

6.1.2 Eléctricas

El sistema está alimentado por corriente alterna de emergencia. Cada

tren lo está por una división eléctrica independiente.

En caso de pérdida total de alimentación, eléctrica o neumática, las

válvulas van automáticamente a su posición de seguridad.

6.1.3 Instrumentación y control

El tren seleccionado arranca automáticamente ante una o varias de las siguientes

señales:

Alta presión en el pozo seco o bajo nivel en el reactor.

Alta radiación en los medidores de radiación de procesos

correspondientes a la descarga de la ventilación del edificio del reactor.

Con la señal de iniciación automática, arranca el tren que se encuentra en reserva,

adicionalmente:

El sistema puede ser arrancado o parado manualmente por el operador.

Si al cabo de 10 [s] no se establece un caudal superior a 1400 [m3/h] en el

caudal de entrada del tren titular o a 600 [m3/h] de caudal total tratado, se

produce el disparo del tren en funcionamiento y el arranque del tren en

reserva.


61

El sistema dispone de interruptores de temperatura, situados entre los

calentadores y los primeros filtros de alta eficiencia.

El sistema dispone de un elemento de caudal por tren, situados en la

succión de los trenes.

El sistema dispone de un lazo de control de caudal en la salida de cada

tren de filtrado.

6.1.4 Radiológicas

Los filtros de alta eficiencia (HEPA), situados antes y después de los lechos de

carbón activo están diseñados con los siguientes parámetros:

Eficiencia: 99%.

Tamaño de partículas: Mayor de 0,3 [μm].

Los lechos de carbón activo están diseñados con los siguientes parámetros:

Eficiencia: 95 % para yodo elemental y orgánico.

Capacidad del absorbente: 2,5 [mgr] de yodo por cada gramo de carbono.

Tiempo de residencia mínimo: 0,25 [s].

6.2 Descripción

6.2.1 Descripción del sistema

El sistema de reserva de tratamiento de gases mantiene una presión negativa en el

edificio del reactor en condiciones de aislamiento y evita un escape a nivel del suelo

de la radiactividad ambiente.

En la siguiente imagen se presenta de una sección del reactor a manera de

aclaración.


62

Ilustración 6-1 - Sección del reactor

En el sistema hay filtros para extraer las partículas radioactivas y adsorbentes de

carbón activo para extraer los halógenos radiactivos que puedan presentarse en

concentraciones que excedan el criterio de dosis en el ambiente. Los gases nobles

radiactivos que puedan pasar a través de filtros y adsorbentes se diluyen con el aire

y se dispersan en la atmósfera desde la chimenea de la central.

También se puede emplear este sistema para extraer los gases de purga de la

contención primaria. El monitor de radiación del conducto de extracción

proporciona una indicación continua de la radiactividad que entra en el sistema y en

el monitor de chimenea se muestrea el efluente.

El sistema está calculado para proporcionar al menos un cambio de aire por día en

el edificio del reactor. Hay dos unidades separadas que comprenden cada una de

ellas un filtro, un adsorbente y un ventilador. Si el ventilador seleccionado falla en el

arranque lo indican unos sensores eléctricos y arranca automáticamente el

Zona de recarga

Contenedor de acero de la vasija (Cont. Primaria)

Recubrimiento de hormigón (Pozo seco)

Edificio del reactor (Contención secundaria) Toro (Pozo

húmedo)

Vasija del reactor

Piscinas de combustible

gastado


63

redundante. Ambas unidades reciben energía desde el suministro eléctrico de

emergencia.

La tubería de extracción discurre a lo largo del edificio de desechos radiactivos y

termina en la chimenea.

En la dirección del caudal de aire, cada unidad del sistema de reserva de

tratamiento de gases tiene los siguientes componentes principales.

Filtro previo

Deshumificador

Calentador eléctrico

Prefiltro de alta eficiencia (preHEPA)

Adsorbente por lecho de carbón activo

Postfiltro de alta eficiencia (postHEPA)

Ventilador

6.2.2 Equipos del sistema.

Cada unidad redundante dispone de:

P r e f i l t r o

El filtro previo elimina el polvo y la pelusa y está diseñado para operar hasta 260

[°C].

D es h u m i d i f i c a d o r

El deshumidificador reduce el contenido en humedad del aire que entra al tren. Es

de tipo helicoidal y retiene las gotas de agua arrastradas por los gases. El agua se

drena mediante un purgador que permite su drenaje e impide la fuga de aire

contaminado del sistema o la entrada de aire del exterior. El agua se remite al

sumidero de drenajes de suelos del sistema de tratamiento de desechos radiactivos.


64

C a l en t a d o r e l éc t r i c o

El calentador eléctrico eleva la temperatura del aire lo suficiente como para reducir

la humedad relativa a menos de un 70%, según la NRC - Regulatory Guide 1.52. El

funcionamiento de los calentadores es controlado por termostatos. Los

calentadores estarán funcionando si están funcionando sus respectivos trenes,

existiendo buen caudal de aire dado por el interruptor de caudal y si el termostato

no está activado.

Cada calentador está protegido por un termostato y un relé magnetotérmico.

P r e f i l t r o ( H E P A) d e a l t a e f i c i en c i a

El prefiltro de alta eficiencia extrae las partículas sólidas de los descendientes

radioactivos, estando diseñado para retener, al menos, el 99% de las partículas de

tamaño mayor a 0,3 [µm].

A d s o r b en t e p o r l ec h o d e c a r b ó n

El adsorbente por lecho de carbón está diseñado para obtener una eficiencia en la

extracción de yodo de, al menos, el 95% con un tiempo mínimo de retención de aire

de 0,25 [s]. La capacidad del adsorbente es de 100 [g] de yodo.

En la entrada al lecho se colocan cartuchos de carbón (test canisters) para

extracción y prueba que permiten efectuar un análisis periódico de la capacidad de

adsorción del lecho. La posible presencia de materiales orgánicos o de humedad

que no han sido eliminados por los filtros o el deshumidificador, alcanzaría el

carbón y reducirían su capacidad de adsorción, por lo se ha de poder evaluar su

capacidad de adsorción periódicamente.

P o s t f i l t r o s ( H EP A) d e a l t a e f i c i en c i a

Los postfiltros se encargan de retener las partículas de descendientes y el polvo de

carbón que arrastran los gases a su salida del lecho de carbón.

Cada postfiltro es idéntico al prefiltro de alta eficiencia.


65

V e n t i l a d o r es d e ex t r a c c i ó n

Los ventiladores producen el movimiento del gas en el sistema y están situados

aguas abajo de los filtros de procesos, con el fin de minimizar los problemas de

contaminación durante su mantenimiento.

Cada ventilador arranca cuando recibe señal de arranque automático o manual su

tren.

V á l vu l a s

Las válvulas de aislamiento/conexión del sistema de ventilación del edificio del

reactor con el sistema de reserva de tratamiento de gases son neumáticas y se

controlan mediante sus correspondientes válvulas solenoide.

Están normalmente cerradas y abren por señal de iniciación del sistema o por

pérdida de alimentación eléctrica o de aire de instrumentos.

Las válvulas de entrada a los respectivos trenes del sistema de reserva de

tratamiento de gases son neumáticas y se controlan mediante sus correspondientes

válvulas solenoide. Están normalmente cerradas y abren por señal de iniciación del

sistema o pérdida de energía o por baja presión de aire de instrumentos

Las válvulas de aporte de aire del exterior son neumáticas y se controlan mediante

sus correspondientes válvulas solenoides. Están normalmente cerradas y cierran

con pérdida de alimentación eléctrica o por baja presión de aire de instrumentos

que produce la desenergización de los solenoides. Permiten el paso de aire de

refrigeración proveniente del exterior, con el fin de extraer el calor residual

presente en el lecho de carbón producido por la desintegración de los isótopos

radiactivos. En este caso, el recorrido del fluido es el siguiente:

Tubería de admisión de aire exterior

Filtros

Lecho de carbón


66

Línea de enlace

Ventilador del tren opuesto.

Las válvulas de control de caudal son neumáticas y su posición está regulada por el

correspondiente lazo de control de caudal.

Mediante el lazo de control de caudal del tren A, que se alimenta de la barra

esencial A, y el del tren B, que se alimenta de la barra esencial B. Las válvulas están

normalmente abiertas y cierran con pérdida de tensión en el lazo de control o con

pérdida de aire de instrumentos. El diseño permite renovar diariamente al menos

todo el aire del edificio del reactor.

Las válvulas de descarga de ventiladores son neumáticas y se controlan mediante

sus correspondientes válvulas solenoide. La válvula solenoide del tren A tiene la

misma alimentación eléctrica que el ventilador del tren A y lo mismo para el tren B.

Están normalmente cerradas y abren cuando el ventilador del sistema arranca o con

pérdida de alimentación eléctrica o por baja presión de aire de instrumentos, que

produce la desenergización de los solenoides.

6.2.3 Funcionamiento del sistema

O p er a c i ó n n o r ma l

El sistema de reserva de tratamiento de gases está, normalmente, en reserva. El

sistema se usa para ventear el pozo seco y/o el toro si la temperatura de la

atmósfera de la contención es inferior a 100 [°C] y las muestras de radioactividad

tomadas indican que la actividad del yodo 131 es inferior a 6,3 x 10-5 [Ci/ml] y que la

actividad beta-gamma es inferior a 2,1 x 10-5 [Ci/ml]. En la figura 6.1 se puede

observar el pozo seco con gran claridad.

El sistema se utiliza para proporcionar una prueba adecuada del funcionamiento de

las válvulas de aislamiento del edificio del reactor y de la estanqueidad del mismo.

El arranque manual del sistema de reserva de tratamiento de gases produce las

siguientes acciones:


67

Arranque del ventilador

Apertura de la válvula de entrada

Apertura de la válvula de aporte de aire correspondiente al tren opuesto

Apertura de la válvula de descarga del ventilador

Si al cabo de 10 segundos desde el arranque manual no se establece el caudal

nominal leído por el interruptor de caudal, se produce el disparo de ese tren y el

arranque del tren de reserva.

O p er a c i ó n d e em e r g en c i a

Puesto que la función del sistema de seguridad en caso de operación es alcanzar

una depresión de ¼ [in.cda] (63 [mm.ca]) con respecto al exterior tras 150 [s]] el

sistema entrará en funcionamiento, arrancando el tren seleccionado

automáticamente al recibir una o más de las siguientes señales:

Alta presión en el pozo seco (0,14 [kg/cm2]; 2 [Puig]) o bajo nivel en el

reactor (+18 [cm]).

Alta radiación en los medidores de radiación de procesos

correspondientes a la descarga de la ventilación del reactor (11 [mRem/h]).

El tren que se encuentra en reserva, arranca automáticamente por pérdida de

tensión en el lazo de control (fallo en el lazo de control o pérdida de la barra

esencial asociada) del tren que se encuentra seleccionado para el arranque.

Caudal de extracción de la contención secundaria

68

7 - Caudal de extracción de la contención secundaria

En esta sección se describirá el proceso seguido y los resultados obtenidos en el

cálculo del caudal necesario de extracción de la contención secundaria para obtener

la depresión requerida en el tiempo requerido.

Una vez alcanzada dicha depresión se comprobará que al activarse el control de

caudal del sistema, manteniendo un caudal constante de 1700 [m3/h] (1000 [cfm]),

la depresión no desciende del valor requerido.

7.1 Lista de datos de partida

Características y disposición del sistema de tratamiento de gases, descrito

en detalle más adelante.

Depresión requerida de 61.68 [Pa] (6.3 [mm.c.d.a.])

D a t o s p a r a e l c á l c u l o :

Temperatura exterior de 33.8 [°C]

Volumen de la contención secundaria de 40730 [m3].

Fugas del edificio del reactor de 1700 [m3/h] (1000 [cfm]) para

depresiones de 61.68 [Pa].

Altitud del emplazamiento de 505 [m]

C r i t er i o s d e c á l c u l o :

Tiempo de arranque del ventilador de 0 [s].

Tiempo de alcance de velocidad nominal del ventilador de 30 [s].

Tiempo de alcance de la depresión desde arranque 150 [s].


69

7.2 Características y disposición del sistema

El SBGT proporciona un tratamiento y control del aire de los diferentes recintos y

estructuras de la contención, tanto en condiciones de operación normal como de

accidente, para limitar el escape de productos radiactivos al medio ambiente.

La principal función del sistema es de mantener una presión negativa requerida en

el interior del edificio del reactor (Contención Secundaria) con respecto al exterior y

para esto se ha de extraer un determinado caudal, cuyo cálculo se detalla a

continuación.

7.3 Hipótesis

Se ha supuesto que la temperatura en el interior del edifico era igual a 65 [°C] y

constante durante todo el proceso.

La evolución del caudal de los ventiladores se modela como una rampa durante los

primeros 30 segundos de funcionamiento, aumentando linealmente de 0 al 100 %

del caudal, manteniéndose constante a partir de los 30 segundos hasta los 150

segundos.

Se adopta como tiempo de conexión del controlador de caudal, 180 segundos

7.4 Metodología

7.4.1 Generalidades

Se ha modelado la contención secundaria como un único espacio de volumen 40730

[m3], no atendiendo a la forma ni a los espacios en los que se divide la contención

secundaria.

La temperatura de la contención se ha tomado como constante a lo largo del

proceso, asumiendo que no va a sufrir variaciones considerables durante los tres

primeros minutos tras el accidente. De esta manera se ha supuesto

conservadoramente que la atmósfera de la contención secundaria alcanza un valor

de 65°C instantáneamente después del accidente, valor correspondiente a la

máxima temperatura de operación del sistema de tratamiento de gases. Es muy


70

probable que durante los dos primeros minutos después del accidente y debido a la

gran inercia del edificio, no se obtengan temperaturas superiores a la existente en

el momento inicial del accidente. De esta manera considerar la temperatura

máxima en contención secundaria durante los 150 s es conservador debido a que al

entrar aire del exterior a una temperatura menor este se expande, dando una

presión mayor que si el aire dentro de la contención secundaria fuera menor. Por

consiguiente, al obtener una presión más elevada el caudal del ventilador necesario

para alcanzar la depresión requerida en 150 s es mayor que si el aire del edificio del

reactor estuviera a menor temperatura.

7.4.2 Método de cálculo

Para determinar el caudal necesario del sistema se ha procedido del siguiente

modo:

Se ha modelado la contención secundaria y el ambiente exterior,

incluyendo en dicho modelo las paredes, techo y suelo como estructuras de

almacenamiento de calor dentro de la contención secundaria.

Se toma 0.95404 bar como valor de la presión atmosférica en el instante

inicial, dentro y fuera de contención. Se toma la temperatura exterior igual a

35[°C] y la interior igual a 65[°C], valores que ya no se modificarán a lo largo

del cálculo.

Para simular la estanqueidad de la contención secundaria se ha

determinado el tamaño de fisuras o hueco equivalente, para que extrayendo

un caudal de 1000 [cfm] (1700 [m3/h]) se obtenga la depresión de diseño

(6.3 [mmca]) para un tiempo suficientemente elevado. Se ha realizado

mediante el método prueba y error.

Una vez ajustada la estanqueidad de la contención al valor de diseño, se

determina el caudal mínimo necesario para alcanzar la depresión requerida

en el tiempo demandado, según la curva de arranque del ventilador

detallada anteriormente.


71

A continuación se demostrará que las suposiciones realizadas de

temperatura interior y exterior son conservadoras.

Una vez conocido el caudal mínimo para alcanzar la depresión, se estudia

la respuesta del sistema a la activación del control de caudal en el tiempo

especificado anteriormente.

Los cálculos son efectuados con el código CONTAIN 2.0: código de cálculo

para el Análisis de la Contención en Reactores Nucleares.

Los cálculos proporcionan qué valor debe tener como mínimo el caudal del

ventilador para satisfacer las condiciones requeridas de depresión, según la curva

de arranque del ventilador, la presión y la temperatura de la contención y del

ambiente exterior.

7.4.3 Descripción del código de cálculo CONTAIN 2.0

Este código es una herramienta de análisis que predice condiciones físicas, químicas

y radiológicas dentro de la contención y los edificios conectados a un reactor

nuclear en caso de accidente. Fue desarrollado en Sandia Nacional Laboratories

bajo el patrocinio de la US Nuclear Regulatory Comisión (US NRC) para, en caso de

accidente severo y accidentes de base de diseño, analizar los fenómenos que se dan

en la contención. Fue diseñado y tiene la capacidad de predecir respuestas

termohidráulicas dentro de la contención en caso de accidente.

CONTAIN es un código muy flexible y modular, pudiendo así ejecutar problemas

desde muy simples hasta muy complejos. Las características principales del código

son:

Modelos atmosféricos para la termodinámica de vapor/aire.

Flujo entre celdas

Condensación/evaporación en estructuras y aerosoles

Comportamiento de los aerosoles


72

Combustión del gas

Conducción térmica en estructuras

Fenómenos dados por cavidades en el reactor tales como interacciones

núcleo-hormigón y ebullición de la piscina del refrigerante.

Elementos de seguridad mecánicos (ventiladores, spray de contención,

condensador de hielo, etc.).

7.5 Modelado

El modelo está basado en celdas (volúmenes), estructuras de calor (paredes, techos,

suelos) y uniones entre celdas.

7.5.1 Nodalización

Este modelo utiliza tres celdas: dos para simular el exterior y una tercera que

reproduce el edificio del reactor. Siendo la celda primera el edificio del reactor; la

celda segunda el exterior donde se deposita el aire extraído de la contención y

finalmente la celda tercera, que simula también el exterior para la entrada de aire a

través de las fisuras en el edificio del reactor.

La contención secundaria ha sido modelada como un edificio de sección constante

en toda su altura y un volumen igual a 40730 m3, sin equipos, otras salas u otros

objetos alojados en el interior.

Las celdas que simulan el exterior tienen un volumen suficientemente grande como

para considerarse infinito frente a la contención, de manera que la presión y

temperatura permanezcan constantes.

7.5.2 Estructuras de almacenamiento de calor

Paredes, techo y suelo son las estructuras de almacenamiento de calor consideras

en la contención. Modelos específicos para pared, techo y suelo son usados en el

modelo de CONTAIN.


73

La cara interior de las estructuras de almacenamiento de calor se considera

expuesta al ambiente de la contención. Dicha exposición recurre al modelo de

transferencia de calor por convección. La cara externa, expuesta al exterior del

edificio de contención, se considera adiabática.

La temperatura inicial considerada en las estructuras es aquella que asegura que la

temperatura dentro de la contención se mantenga constante.

Todo el modelo se considera adiabático, es decir, no hay pérdidas hacia el exterior.

Los materiales considerados para las estructuras de calor son materiales comunes

tales como hormigón armado.

Una estructura más ha sido modelada no coincidente con el techo, suelo o paredes,

con área sobredimensionada, de manera que mantenga la temperatura en la

contención constante.

7.5.3 Condiciones iniciales

Considerando que el emplazamiento está a 505 [m] sobre el nivel del mar, la

presión exterior se calcula según la siguiente ecuación:

Donde P es la presión en [kPa] y z la altitud en [m]. Así, la presión atmosférica a 505

[m] respecto el mar es de 95.404 [kPa] absolutos.

La temperatura del exterior considerada es de 35 [°C], conservadoramente 1.2 [°C]

superior a los 33.8 [°C], y la de la contención de 65 [°C].

7.5.4 Características del hormigón

Las propiedades del hormigón empleado en el cálculo fueron: una conductividad

térmica K=0.93 [W/m·°C]; una densidad ρ=2300 [kg/m3] y un calor específico

Cp=653 [J/kg·°C]. Los valores absolutos considerados no afectan al resultado final

del cálculo y se han escogido como representativos del material considerado. Su


74

consideración evita la oscilación de la presión al aportar una gran inercia térmica en

el modelo.

7.6 Desarrollo

7.6.1 Cálculo previo

Como dato de partida se conoce que las fugas en la contención son de 1700 [m3/h]

para una depresión de 6.3 [mm.c.a.] dentro del edificio del reactor con respecto al

exterior.

Así, una vez modelada la contención secundaria, se debe ajustar el tamaño de las

fisuras en los cerramientos exteriores, teniendo en cuenta que se debe mantener

en régimen estacionario una depresión respecto al exterior de 6.3 [mm.c.a] para un

caudal de 1000 [cfm].

El procedimiento llevado a cabo es el siguiente:

Fijando una extracción de aire del edificio del reactor de 1000 [cfm], se

escoge arbitrariamente un área de fisuras.

Se comprueba que la presión deseada se alcanza en el edificio del reactor,

siendo esta igual al (95.404 – 0.0623) = 95.341 [kPa].

Si la presión conseguida es menor a la buscada se aumenta el área de

fisuras para permitir un caudal de entrada de aire mayor. En caso contrario

se reduce dicha área.

7.6.2 Cálculo del caudal

Se pretende conocer el caudal necesario para conseguir una depresión en el edificio

del reactor de 6.3 [mm.c.a.] respecto al exterior en 150 [s] desde el arranque del

ventilador, considerando que en el instante en que este arranca, el caudal aumenta

linealmente hasta su máximo valor en 30 segundos. El procedimiento a seguir es

similar al cálculo previo, pero esta vez fijando el área de las fisuras y aumentando el


75

caudal hasta obtener en el instante 150 [s] una presión absoluta interior de 95.341

[kPa], que corresponde a 6.3 [mm.c.a.] de depresión.

Una vez fijado el área de fisuras, se supone un caudal de aire del

ventilador en régimen constante, siguiendo la misma evolución que se

refleja en la siguiente figura.

Gráfico 7.1 - Evolución del caudal en el ventilador

Se comprueba en qué instante el edificio del reactor alcanza la presión

correspondiente a ∆P=-6.3mmca respecto al exterior.

Si la presión requerida se alcanza después de los 150 [s], el caudal

supuesto en el primer punto deberá aumentarse, o reducirse si se alcanza

con anterioridad a los 150 [s].

Se repite este procedimiento hasta conseguir 95.341 [kPa] de presión

absoluta a los 150 [s] después del arranque del ventilador, hallando así el

caudal necesario para cumplir con el requisito.

7.6.3 Activación del control de caudal

Dado que el caudal extraído de contención en régimen permanente se debe

mantener en 1000 [cfm] (1700 [m3/h]), mediante dispositivo de control de caudal,

se ha estudiado la respuesta del sistema a la activación del control de caudal en los

siguientes supuestos:

0 10 20 30 40 50 60

Cau

dal

Tiempo [s]

QNOM


76

30 segundos antes de alcanzarse la depresión requerida (a los 150 [s]),

el caudal se disminuye, mediante un escalón, hasta 1000 [cfm] (1700

[m3/h]).

10 segundos después de alcanzarse la depresión requerida (a los 150 [s]),

el caudal se disminuye, mediante un escalón, hasta 1000 [cfm] (1700

[m3/h]).

30 segundos después de alcanzarse la depresión requerida (a los 150 [s]),

con un caudal de extracción de 1250 [cfm] (2125 [m3/h]) éste se disminuye,

mediante un escalón, hasta 1000 cfm (1700 [m3/h]).

7.6.4 Resultados del cálculo

Considerando unas fugas de 1000 [cfm] para una depresión de 6.3 [mm.c.a.], el

caudal de los ventiladores necesario para conseguir una depresión en la contención

secundaria de 6.3 [mm.c.a] respecto del exterior es de 1185 [cfm] (un 18.5%

superior al caudal de partida).

Los cálculos anteriormente mencionados se han llevado a cabo, como se ha

comentado anteriormente, para una temperatura en el exterior de 35 [°C] y de 65

[°C] en el interior del edificio del reactor.

En cualquier caso se ha considerado también el supuesto de que la temperatura

exterior sea 1 [°C], para cerciorarse así que el caudal necesario de los ventiladores

no es dependiente de la temperatura exterior.

Los casos anteriores se han realizado considerando que el aire, tanto en el exterior

como en la contención secundaria, es seco. Adicionalmente se ha tenido en cuenta

un tercer caso, donde la humedad relativa del exterior es del 50% y la del edificio

del reactor del 99%.

Al realizar el cálculo previo para cada caso, se observa que para conseguir la

depresión de 6.3 [mm.c.a.] el área de fisuras es ligeramente diferente.


77

Una vez fijado el área de fisuras (distinto en cada caso) el caudal obtenido para

llevar la presión de la contención secundaria al valor especificado en 150 [s], es

igual en cada caso. En cada uno de ellos el caudal de partida de 1000 [cfm] se debe

aumentar un 18.5%.

Queda reflejado de esta manera que tanto la temperatura exterior como el aire

húmedo no influirán en el caudal necesario para mantener la depresión del edificio

del reactor respecto del exterior.

Se hace notar que, para los dos primeros casos, al alcanzarse el régimen

estacionario se iguala el caudal másico de entrada y de salida de contención

secundaria. El caudal volumétrico no se iguala nunca debido a la diferencia de

densidades.

En cambio, para el tercer caso, los caudales másicos no se igualaran hasta más tarde

debido a la variación de masa y densidad dentro del edificio del reactor. Esto sucede

ya que el aire exterior seca el ambiente de la contención secundaria, y hasta que

esta no tenga una humedad absoluta constante los caudales másicos no se

igualaran.

Finalmente se ha estudiado el comportamiento del sistema ante la activación del

control de caudal únicamente para el primer caso (temperatura exterior de 35 [°C],

y aire seco tanto en el interior como en el exterior del edificio del reactor) ya que

para las diferentes condiciones exteriores, los resultados obtenidos en el cálculo de

caudal son iguales en cada caso.

Además del escalón de caudal a los 180 [s] mencionado en el apartado anterior,

también se tiene en cuenta la posibilidad de disminuir el caudal a 1000 [cfm], 10

segundos después de alcanzarse la depresión.

Por último, dado que el caudal máximo que puede desarrollar el ventilador es de

1250 [cfm], se ha realizado un tercer caso de control de caudal, donde el caudal es

de 1250 [cfm] pasando a 1000 [cfm] 30 [s] después de alcanzar la depresión.


78

A continuación, mostramos los resultados para los diferentes casos estudiados y se

representan los transitorios para el caso considerado más representativo.

Tabla 7.1 - Caudales de entrada y salida al edificio del reactor

Casos

Cálculo Previo Cálculo Caudal

QVent.

[cfm]

QFisuras

[cfm]

MVent.

[kg/s]

MFisuras

[kg/s]

QVent.

[cfm]

QFisuras

[cfm]

MVent.

[kg/s]

MFisuras

[kg/s]

Taire ext.= 35°C

HRaire ext.= 0%

HRaire int.= 0%

1000 910.70 0.46174 1185 1078.95 0.54702

Taire ext.= 1°C

HRaire ext.= 0%

HRaire int.= 0%

1000 810.23 0.46175 1185 959.88 0.54703

Taire ext.= 35°C

HRaire ext.= 50%

HRaire int.= 99%

1000 910.69 0.41986 0.46552 1185 1078.92 0.49806 0.54096

R es p u es t a a l c o n t r o l d e c a u d a l

Tabla 7.2 - Respuesta temporal del sistema ante el arranque del sistema de emergencia

Caso Cronología [s] Presión [Pa] (abs) Observaciones

1185 cfm

(1000 cfm a

los 180 s)

150 95342.21 Alcance depresión (-6.3 mm.c.a)

180 95337.70 Escalón reducción caudal

700 95342.00 Estable

1185 cfm

(1000 cfm a

los 160 s)


160 95340.30 Escalón reducción caudal

500 95342.00 Estable

1250 cfm

(1000 cfm a

los 160 s)


160 95334,80 Escalón reducción caudal

750 95342,00 Estable


79

R es u l t a d o s p a r a T a i r e ex t . = 3 5° C , H R a i r e ex t . = 0 % , H R a i r e i n t . = 0

Cálculo previo – Presión en el edificio del reactor

Gráfico 7.2 - Evolución de la presión en el edificio del reactor al arrancar el sistema de emergencia

Gráfico 7.3 - Ampliación de la evolución de la depresión en el edificio del reactor al arrancar el

sistema de emergencia

C.N. Santa María de Garoña

PRESIÓN EN EL EDIFICIO DEL REACTOR

95320

95330

95340

95350

95360

95370

95380

95390

95400

95410

0 100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000

Tiempo (s)

Pre

sió

n (

Pa a

)

Presión interior Ed. Reactor

Presión Atmosférica

Presión para ∆P=-6.3mmca

Q = 1000 cfm Text = 35 ºC HRext = 0 % HRint = 0 %

-6.3 mmca


ALCANCE DEPRESIÓN DEL EDIFICIO REACTOR

95341.8

95342

95342.2

95342.4

95342.6

95342.8

95343

500 600 700 800 900 1000 1100 1200

Tiempo (s)

Pre

sió

n (

Pa a

)

Presión interior Ed. Reactor

Presión para ∆P=-6.3mmca


-6.3 mmca


80

Cálculo Previo – Caudales másico y volumétrico de entrada y salida en el

edificio del reactor

Gráfico 7.4 - másicos de entrada y salida al edificio del reactor al activarse el sistema de

emergencia.

Gráfico 7.5 - Caudales volumétricos de entrada y salida al edificio del reactor al activarse el sistema

de emergencia


CAUDALES MÁSICOS ENTRADA/SALIDA EDIFICIO REACTOR

0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0 1 10 100 1000

Tiempo (s)

Ca

ud

al M

ás

ico

(k

g/s

)

Caudal entrada por fisuras

Caudal salida SBGT



CAUDALES VOLUMÉTRICOS ENTRADA/SALIDA EDIFICIO REACTOR

0

200

400

600

800

1000

1200

0.1 1 10 100 1000

Tiempo (s)

Ca

ud

al

Vo

lum

étr

ico

(c

fm)

0.000

0.094

0.189

0.283

0.378

0.472

0.566

Ca

ud

al

Vo

lum

étr

ico

(m

3/s

)


Caudal salida SBGT



81

Cálculo Caudal - Presión en el edificio del reactor

Gráfico 7.6 - Evolución de la presión en el edificio del reactor al arrancar el sistema de emergencia

Gráfico 7.7 - Ampliación de la evolución de la depresión en el edificio reactor al arrancar el sistema

de emergencia


82

Cálculo Caudal - Caudales másico y volumétrico de entrada y salida en el

edificio del reactor

Gráfico 7.8 - Caudales másicos de entrada y salida al edificio del reactor al activarse el sistema de

emergencia

Gráfico 7.9 - Caudales volumétricos de entrada y salida al edificio del reactor al activarse el sistema

de emergencia


CAUDALES MÁSICOS ENTRADA/SALIDA EDIFICIO REACTOR

0.0

0.1

0.2

0.3

0.4

0.5

0.6

0 1 10 100 1000

Tiempo (s)

Ca

ud

al M

ás

ico

(k

g/s

)


Caudal salida SBGT

Q = 1185 cfm Text = 35 ºC HRext = 0 % HRint = 0 % Alcance depresión = 150 s


CAUDALES VOLUMÉTRICOS ENTRADA/SALIDA EDIFICIO REACTOR

0

200

400

600

800

1000

1200

1400

0.1 1 10 100 1000

Tiempo (s)

Ca

ud

al V

olu

mé

tric

o (

cfm

)

0.000

0.094

0.189

0.283

0.378

0.472

0.566

0.661

Ca

ud

al V

olu

mé

tric

o (

m3/s

)


Caudal salida SBGT

Q = 1185 cfm Text = 35 ºC HRext = 0 % HRint = 0 % Alcance depresión = 150 s


83

7.7 Conclusiones del cálculo

Se puede concluir que los caudales a extraer serán los siguientes:

1185 [cfm] de 0 a 160 o 180 [s], alcanzando la depresión requerida (-6.3 [mmca.]) a

los 150 [s].

A los 160 o 180 [s], escalón de reducción de caudal, fijándose este a 1000 [cfm],

aumentando en ambos casos la presión hasta los -6.3 [mmca] a los 500 [s] y a los

800 [s] del arranque del sistema respectivamente.

La elección de la cronología deseada será tomada por parte de la operadora de la

planta en base a sus propios criterios ya que ambas cumplen la normativa y ninguna

presenta ventajas sustanciales respecto a la otra.

Pérdida de carga

84

8 - Pérdida de carga

En esta sección se describe la metodología empleada y el resultado obtenido en el

cálculo de la perdida de carga a lo largo del sistema de filtración de gases.

Dicha pérdida de carga será el dato de partida para dimensionar los ventiladores de

las líneas. Esto determinará los caudales de refrigeración por las unidades que no se

estén usando en cada momento.

La pérdida de carga se ha calculado a lo largo del camino crítico, aquel en el que la

corriente de aire sufre las mayores pérdidas de carga, es decir, el que parte de la

contención, recorre todo el trayecto hasta las unidades de filtración,

posteriormente pasa por los ventiladores y, finalmente, es enviado a la chimenea.

8.1 Elementos modelados con HVAC-PC

La mayor parte de los cálculos se han realizado con el programa HVACPC, el cual

requiere como inputs los datos geométricos, el caudal y el material de cada uno de

los elementos que componen el recorrido y como output nos proporciona la

pérdida de carga (en mbar) que introduce cada elemento por separado.

Para poder introducir el recorrido completo en el programa se ha de asimilar cada

uno de los elementos reales del sistema con los modelos del programa. Estos

modelos son los siguientes:

Tramos rectos.

Transformaciones (de sección).

Codos.

Ramales.

Entradas.

Salida abrupta.

Accesorios.

Pérdida de carga

85

Filtros

Equipos.

Equipos no programados.

A pesar de tener la información necesaria para calcular las pérdidas de carga en

todos los elementos del sistema, sólo se ha empleado el programa para calcularlas

en los tramos rectos, en los codos y en los ramales. Para el resto de componentes se

han empleado datos de fabricantes o bibliografía específica para el cálculo con

objeto de obtener resultados más precisos.

En el Anexo A, se recogen el documento creado por el programa HVACPC donde,

además de la perdida de carga creada por cada uno individualmente, se puede ver

los datos de entrada de cada componente.

8.2 Pérdida de carga en las válvulas

En el recorrido existen dos tipos de válvulas diferentes. En primer lugar están las

válvulas de mariposa, cuya pérdida de carga se calculará a partir de los datos

proporcionados por un fabricante, y la válvula de retención, situada

inmediatamente después del ventilador y cuya pérdida de carga se calcula a partir

de la teoría del manual “CRANE”.

8.2.1 Válvula de mariposa

Del catalogo del fabricante “Válvulas Ringo” se obtienen los datos de pérdida de

carga (ΔP) para una de sus válvulas:

ΔP = 1.05 [mm.c.a.] para Q = 6800 [m3/h] con D = 600 [mm].

Se indica, adicionalmente, que en todas las válvulas de este tipo, la perdida de carga

es de la forma, ΔP = K·V2, presentando todas la misma K, independientemente del

diámetro de cada una. De los datos proporcionados se puede despejar la K.

Como ΔP = 1.05 mm.c.a = 1.05·10-3·9.81·998 = 10.28 [Pa].

Pérdida de carga

86

A su vez, se sabe que la velocidad media del flujo a través de la válvula es igual a el

caudal partido por la sección de la misma.

Q = 6800 [m3/h] = 1.889 [m3/s].

A su vez, la sección de la válvula a través de la cual circula el flujo es de:

S = π·(300·10-3)2 = 0.283 [m2].

De estos datos se obtiene una velocidad media:

V = 1.889/0.283 = 6.680 [m/s].

Ahora, dividiendo la perdida de carga entre el cuadrado de la velocidad media del

flujo se obtiene la constante que modela la perdida de carga en este tipo de

válvulas.

K = 10.28/6.6752 = 0.230 [Pa·s2/m2]

En la instalación la válvula de mariposa tienen los siguientes datos:

D = 300 [mm] y Q = 303, 1717 y 2020 [m3/h].

Con estos caudales y este diámetro resultan unas velocidades medias del flujo

iguales a:

Con estas velocidades y la K obtenida anteriormente se puede calcular la perdida de

carga que introduce cada una de las válvulas de mariposa:

Para 303 [m3/h], ΔP = K·V2 = 0.327 [Pa] = 0.003 [mbar]

Pérdida de carga

87

Para 1717 [m3/h], ΔP = K·V2 = 10.487 [Pa] = 0.105 [mbar]

Para 2020 [m3/h+, ΔP = K·V2 = 14.514 [Pa] = 0.145 [mbar]

8.2.2 Válvula de retención

Para el cálculo de la pérdida de carga en la válvula de retención, el elemento con

mayor caída de presión, se utilizará el manual “CRANE”, en el que se detalla el

procedimiento a emplear para este tipo de válvulas.

Se formula una hipótesis, que será que la relación entre el diámetro del conducto y

el de la sección de paso en el interior de la válvula (el llamado factor β) es igual a

uno.

La segunda hipótesis propuesta será que las propiedades del fluido, viscosidades,

densidades, etc, serán las del aire seco, a la temperatura de trabajo, es decir, 65

[°C], como se detalla en el apartado anterior, cálculo del caudal del extracción. Estas

propiedades son:

Densidad ρ(65°C)= 1.041 [kg/m3] y viscosidad cinemática ν(65°C)= 1.95·10-5 [kg/m3]

La única precaución que se ha de tener una vez concluido el proyecto, es solicitar a

los proveedores una válvula de retención con un factor β acorde a la hipótesis

realizada.

Según “CRANE”:

Donde:

∆P es la pérdida de carga se obtiene en [bar],

K es una constante que depende de la propia válvula,

ρ es la densidad del fluido [kg/m3],

Q es el caudal en [l/min],

Pérdida de carga

88

d es el diámetro del conducto en [mm].

A su vez,

Donde:

Β es igual a 1, por la hipótesis asumida,

K1 es iguala a 400·f, donde f es el factor de fricción.

Para calcular f se empleará el diagrama de Moody, para lo cual se necesita conocer

la rugosidad y el número de Reynolds.

Para la rugosidad (ε) se empleará la típica de los conductos de aluminio, ε = 0.045

[mm] y para el Reynolds se empleará la siguiente fórmula:

Donde:

V es la velocidad media del flujo [m/s],

D es el diámetro del conducto [m],

ν es la viscosidad cinemática del fluido [m2/s].

Con los valores ya mencionados se obtiene un Reynolds de 1.2185·105 y una

rugosidad relativa (ε/d) = 1.5·10-3, con lo que, del diagrama de Moody, se obtiene

un factor de fricción de 0.023, como puede observarse en el siguiente diagrama.

Pérdida de carga

89

Gráfico 8.1 - Diagrama de Moody

Con dicho valor de factor de fricción, resulta una K1 = 400·f = 9.2; con lo que se

obtiene una K2 = 9.2.

Nuestro caudal para la válvula de retención será de 2020 [m3/h] que equivale a

33666.67 [l/m], junto con el diámetro d = 300 [mm] y los valores de K2 y ρ ya

mencionados resulta una pérdida de carga igual a

8.3 Pérdida de carga en el caudalímetro

La metodología empleada en el cálculo de la pérdida de carga introducida por el

caudalímetro es análoga a la empleada en las válvulas de mariposa. Partiendo de los

datos de un fabricante para caudalímetros de tipo “Annubar”, (ΔP = 2.2 [mbar] para

un caudal de 5200 [m3/h], teniendo la misma un diámetro de 300 [mm]) se sabe

que su comportamiento también del tipo ΔP = K·V2.

Luego calculamos la velocidad del fluido en la situación dada:

Pérdida de carga

90

De donde se obtiene:

Aplicando la relación ΔP = K·V2 con las velocidades determinadas anteriormente

(1.191 [m/s] para 303 [m3/h] y 6.747 [m/s] para 1717 [m3/h]) se obtienen las

siguientes pérdidas de carga.

Para 303 [m3/h], ΔP = 0.007 [mbar] = 0.7 [Pa]

Para 1717 [m3/h], ΔP = 0.240 [mbar] = 24 [Pa]

8.4 Factor de efecto a la entrada del ventilador

En los elementos inmediatamente antes o después del ventilador se ha de tener en

cuenta el denominado factor de efecto. Dicho factor es un parámetro que multiplica

la pérdida de carga introducida por los elementos debido al efecto que la

aceleración y deceleración del fluido tiene sobre ellos.

Para determinar si los elementos se ven influenciados por dicho efecto, se ha de

calcular la longitud de conducto previa y posterior al ventilador a través de la cual el

fluido ve modificadas las condiciones del flujo. Dicha distancia para flujos de

menores o iguales a 2500 CFM (4250 [m3/h]) es 2.5 veces el diámetro del conducto,

en caso de conductos de sección circular.

En nuestro caso, esa longitud resulta ser 2.5·300 = 750 [mm] = 0.75 [m].

En los 75 [cm] inmediatamente posteriores al ventilador no hay ningún elemento

situado en el conducto y por tanto no se ha de considerar el factor de efecto en este

caso.

Puesto que en los 75 [cm] previos al ventilador existe una compuerta hay que

considerar el factor de efecto. Dicho factor se extrae de la tabla siguiente, para lo

que se debe conocer con el cociente del área a través de la que sale el fluido del

Pérdida de carga

91

ventilador partido por el área de la sección del conducto por el cual circula el fluido.

Se llamará a ese parámetro ‘p’.

Tabla 8.1 - Factor multiplicador de la pérdida de carga de los elementos al verse afectados por el

factor de efecto.

Cociente .p. Multiplicador FE.

0.4 7.5

0.5 4.8

0.6 3.3

0.7 2.4

0.8 1.9

0.9 1.5

1.0 1.2

En este tipo de instalaciones se suele utilizar un factor ‘p’ de 0.8, que acostumbra a

ser lo común para los ventiladores empleados.

Por lo tanto se obtiene un FE de 1.9. Es decir: la pérdida de carga que introduce la

compuerta a la entrada del ventilador se ha de multiplicar por 1.9 debido al vórtice

que se crea en dicha zona.

8.5 Pérdidas de carga en las unidades de filtración

En la siguiente tabla se muestra la pérdida de carga de los distintos elementos de la

unidad de filtración, en el caso de la unidad limpia y sucia para un caudal de 2200

[m3/h].

Cabe destacar que la perdida de carga se comporta de la forma ΔP = K·Q; ya que, al

ser la velocidad del fluido muy baja en el interior de las unidades, el flujo se halla en

régimen laminar y por tanto las pérdidas son proporcionales a la velocidad del

fluido y no a su cuadrado, como lo son en otros elementos.

Pérdida de carga

92

Tabla 8.2 - Pérdidas de carga en los distintos elementos de las unidades de filtración

Sección / Componente ΔPLIMPIO

[mmca]

ΔPSUCIO

[mmca]

Espacio 1 1 1

Separador gotas 5 8

Espacio 2 1 1

Calentadores 1 y 2 9 9

Espacio 3 1 1

Prefiltro 7 15

Espacio 4 1 1

Pre-HEPA 25 75

Espacio 5 1 1

Carbón 1 25 25

Espacio 6 1 1

Carbón 2 25 25

Espacio 7 1 1

Post-HEPA 25 75

Espacio 8 1 1

Total 129 240

Con los valores totales es posible hallar la constante de proporcionalidad entre la

pérdida de carga y el caudal para los filtros limpios y sucios.

ΔPLIMPIO = 129 [mm.c.a] = 12.630 [mbar]

ΔPSUCIO = 240 [mm.c.a] = 23.497 [mbar]

Luego:

KLIMPIO = 12.630/2200 = 5.74·10-3 [mbar·h/m3]

KSUCIO = 23.497/2200 = 10.68·10-3 [mbar·h/m3]

8.6 Pérdida de carga total

Puesto que las pérdidas totales a lo largo de las líneas dependen del estado en el

que se encuentren los distintos filtros, se estudiará el sistema modelándolo tal y

como se muestra en el esquema siguiente:

Pérdida de carga

93

Ilustración 8-1 - Representación esquemática del sistema de filtración

Se llamará caudal de extracción al que es extraído de la contención, punto A, y

caudal de refrigeración al que es aspirado del exterior, punto B. Ambos caudales se

unen en C formando el llamado caudal total, que es llevado desde C hasta D, donde

se expulsa a la atmósfera. Se llamará AC al camino que recorre el fluido desde la

atmósfera exterior, filtrándose al interior de la contención, pasando a través de una

de las unidades de filtración y llegando al punto C. El recorrido BC comienza en el

exterior de la central, trascurre a través de la unidad a refrigerar, por el baipás que

une ambas ramas de los circuitos y finaliza en C. El recorrido CD es aquél que

comienza donde se unen los caudales de refrigeración y extracción y, pasando a

través del ventilador es expulsado al exterior por la chimenea de la instalación.

A lo largo de cada uno de los tres caminos de interés (AC; BC; CD) el flujo sufrirá una

pérdida de carga, cada una de la siguiente forma:

ΔPAC = KUF·Q + KAC·Q2 (Componente lineal por la unidad de filtración y

cuadrática por el resto de elementos, incluyendo el asociado a la no

estanqueidad de la contención).

ΔPBC = KUF·Q + KBC·Q2 (Componente lineal por la unidad de filtración y

cuadrática por el resto de elementos).

Pérdida de carga

94

ΔPCD = KCD· Q2 (Componente únicamente cuadrática al no existir ningún

elemento a través del cual el fluido circule en régimen laminar).

La parte de la constante correspondiente a la contención se ha calculado a partir de

los cálculos del caudal de extracción, en los que se concluía que para una depresión

de 6.3 [mmca] constante era necesario extraer un caudal de 1700 [m3/h].

El parámetro KUF dependerá del estado de los filtros, limpio o sucio, mientras que

los parámetros KAC, KBC, KCD serán constantes.

En la siguiente tabla se muestran las pérdidas de carga, sufridas en cada uno de los

tres intervalos, sin incluir la componente correspondiente a las unidades de

filtración. Además se muestran los caudales que originan las pérdidas de carga, con

lo que se calcula la constante correspondiente al termino cuadrático de ese tramo,

habiéndola despejado de la ecuación ΔP=K·Q2

Tabla 8.3 - Cálculo de la componente cuadrática de la pérdida de carga en los diferentes tramos del

sistema SBGT

Tramo ΔP

[mbar]

Q

[m3/h]

K

[mbar·h2/m

6]

AC 5,365 1717 1,820·10-6

CD 10,178 2020 2,494·10-6

BC 11,998 303 1,307·10-4

De este modo, resulta que las pérdidas de carga totales en cada tramo son las

siguientes:

Pérdida de carga

95

Tabla 8.4 - Pérdidas de carga totales en los diferentes tramos del sistema SBGT tanto con los filtros

limpios como sucios. Presiones en [mbar] y caudales en [m3/h]

Ud. Filtracion A

Limpia

Ud. Filtración A

Sucia

Ud

. Filt

. B

Lim

pia

ΔPAC = 5.74·10-3

·QAC + 1,820·10-6

·QAC2

ΔPBC = 5.74·10-3

·QBC + 1.307·10-4

·QBC2

ΔPCD = 2,494·10-6

·Q2

ΔPAC = 10.68·10-3

·QAC + 1,610·10-6

·QAC2

ΔPBC = 5.74·10-3

·QBC + 1.307·10-4

·QBC2

ΔPCD = 2,494·10-6

·QCD2

Ud

. Filt

.B

Suci

a

ΔPAC = 5.74·10-3

·QAC + 1,610·10-6

·QAC2

ΔPBC = 10.68·10-3

·QBC + 1.307·10-4

·QBC2

ΔPCD = 2,494·10-6

·QCD2

ΔPAC = 10.68·10-3

·QAC + 1,610·10-6

·QAC2

ΔPBC = 10.68·10-3

·QBC + 1.307·10-4

·QBC2

ΔPCD = 2,494·10-6

·QCD2

El parámetro del término cuadrático de la ecuación correspondiente al tramo BC es

la suma de dos términos. Por un lado la constante correspondiente a las pérdidas de

carga originadas por los conductos y elementos del sistema, y por otro el término

correspondiente a la restricción que introduce una compuerta fija que se sitúa al

inicio de este tramo. Dicha compuerta se regula de manera que, fijando el caudal de

extracción a 1717 [m3/h], el caudal de refrigeración sea siempre superior o igual a

303 [m3/h].

Para calcular la restricción que debe suponer esa compuerta, se usará el caso más

desfavorable, es decir, cuando la unidad de filtración A está limpia y cuando la

unidad B está sucia. Al estar A limpia y el caudal fijo a 1717 [m3/h], la depresión

creada en el punto C será la mínima necesaria, por lo que el caudal de refrigeración

será también mínimo para esta situación.

Aplicando que: ΔPAC (QAC = 1717) = ΔPBC (QBC = 303) se puede despejar el valor de

esa KADICIONAL, que resulta ser: KAD = 1,297·10-4 [mbar·h2/m6].

Una vez calculado este valor podemos calcular el caudal de refrigeración que se

obtiene en el resto de situaciones, fijando el caudal de extracción en 1717, en 2035

y en 2146 [m3/h] y aplicando que la condición ΔPAC = ΔPBC se ha de cumplir en

cualquier punto de operación.

Pérdida de carga

96

Para QAC = 1717[m3/h] (1700[m3/h] más 1% de coeficiente de seguridad):

Tabla 8.5 - Q y ΔP para los diferentes estados del sistema y un caudal de extracción de 1717 [m3/h]

Ud. Filtración A

Limpia

Ud. Filtración A

Sucia U

d. F

iltra

ció

n B

Lim

pia

QBC = 320.168 [m

3/h]

ΔPAC = ΔPBC = 15.23405 [mbar]

ΔPCD = 4.080 [mbar]

ΔPTOTAL = 19.315 [mbar]

QBC = 404.597 [m3/h]




Ud

. Filt

raci

ón

B

Suci

a

QBC = 303 [m3/h]




QBC = 387.087 m3/h]




Para QAC = 2035 [m3/h] (2015[m3/h] más 1% de coeficiente de seguridad)


Ud. Filtración A

Limpia

Ud. Filtración A

Sucia

Ud

. Filt

raci

ón

B

Lim

pia

QBC = 362.323 [m3/h]




QBC = 451.952 [m3/h]




Ud

. Filt

raci

ón

B

Suci

a

QBC = 344.966 [m3/h]




QBC = 434.304 m3/h]




Pérdida de carga

97

Para QAC = 2146 [m3/h] (2125[m3/h] más 1% de coeficiente de seguridad)


Ud. Filtración A

Limpia

Ud. Filtración A

Sucia U

d. F

iltra

ció

n B

Lim

pia

QBC = 376.822 [m

3/h]




QBC = 468.082 [m3/h]




Ud

. Filt

raci

ón

B

Suci

a

QBC = 359.409 [m3/h]




QBC = 450.393 m3/h]




En las tablas anteriores se observa como en todos los puntos de operación, fijando

el caudal de extracción a valor deseado, se obtiene un caudal de refrigeración igual

o superior al valor mínimo deseado, 303 [m3/h].

Actividad, calor de desintegración y masa acumulada en el filtro de carbón activo en caso de LOCA

98

9 - Actividad, calor de desintegración y masa acumulada en el filtro de carbón activo en caso de LOCA

Con objeto de calcular la actividad, el calor de desintegración y la masa acumulada

en los filtros del sistema de tratamiento de gases en caso de LOCA se ha utilizado el

código ORIGEN (versión 2.2), para determinar el inventario de actividades y masa

del combustible y el programa RADTRAD (versión 3.03), para el modelado del

accidente y el cálculo de actividades en cada sistema.

De los diferentes caminos de fugas considerados en el LOCA sólo son de interés

para este estudio las fugas que pasan por el filtro del SBGT, en decir, las fugas de la

contención y las fugas de los sistemas de emergencia.

Con el programa RADTRAD se ha modelado el LOCA, modificado para obtener las

actividades en los filtros del SBGT. Una vez determinadas las actividades, se calcula

la masa acumulada teniendo en cuenta tanto los nucleidos radiactivos como los

estables que se han quedado retenidos en el filtro. Partiendo también de la

actividad en el filtro en cada instante de tiempo se calcula la evolución de la

potencia térmica debida a la desintegración de los nucleidos radiactivos.

9.1.1 Metodología de cálculo de la actividad en los filtros

Con el programa RADTRAD se ha determinado, para cada filtro, la actividad

acumulada de cada radionucleido y de sus descendientes en cada instante de

tiempo desde el inicio del accidente hasta la finalización del mismo. Para ello, dado

que RADTRAD no permite obtener directamente la actividad que se retiene en un

filtro, ya que éste es tratado por el código como un camino, no como un

compartimento, ha sido necesario plantear un modelo que permita deducir, a partir

de las emisiones al exterior, la actividad que ha quedado retenida en el filtro.

Puesto que se considera, de manera conservadora, que la eficiencia de los filtros es

del 100 %, no habría emisiones al exterior y resultaría imposible deducir la actividad

de la materia retenida en los filtros.


99

La manera de poder deducir la actividad en los filtros es asignándoles una eficiencia

complementaria a la que tienen, de modo que la actividad que el código calcula

como emitida al exterior es, en realidad, la que ha entrado en cada filtro.

Para calcular la actividad en los filtros en cada instante de tiempo se ha realizado la

siguiente aproximación: se ha dividido el tiempo de duración del accidente (720

[horas]) en muchos intervalos de tiempo de corta duración (223 intervalos en total,

de duración variable entre 5 [min] y 4 [horas]). La actividad que el código RADTRAD

proporciona para cada intervalo es la actividad total de la materia que ha entrado al

filtro en dicho intervalo.

La actividad AL al final de un intervalo L se puede estimar a partir de la actividad AL-1

al final del intervalo anterior L-1, aplicándole el correspondiente decaimiento, y

sumándole la actividad ARL que ha entrado al filtro (reportada por el RADTRAD) en

el presente intervalo L. Para cada radionucleido i se obtiene que:

Donde:

ALi es la actividad del radionucleido i al final del intervalo L. Expresada en

[Bq].

ARLi es la actividad del radionucleido i que ha entrado al filtro (dato reportado por el

RADTRAD) durante el intervalo L. Expresada en [Bq].

AL-1i es la actividad del radionucleido i al final del intervalo L-1. Expresada en

[Bq].

λi es la constante de desintegración del radionucleido i. Expresada en [s-1].

TL es la duración del intervalo L. Expresada en [s].


100

9.1.2 Metodología de cálculo de la masa acumulada en los

filtros

La estimación de la masa acumulada en cada filtro se hace a partir de la

contribución de los productos liberados desde el refrigerante primario durante el

accidente base de diseño (LOCA), utilizando el programa RADTRAD.

La masa acumulada en los filtros del SBGT tiene dos contribuciones:

La contribución de los radionucleidos que existen en el combustible y

se liberan en caso de accidente.

La contribución de los nucleidos estables existentes en el

combustible, que también se liberan en caso de accidente.

Dado que el código RADTRAD no permite la inclusión de nucleidos estables, el

cálculo de la masa debida a la retención de nucleidos radiactivos en el filtro se ha

realizado haciendo uso de la opción “sin decaimiento” con el objeto de contabilizar

la masa de todos los descendientes de cada radionucleido, sean estos radiactivos o

estables. De manera conservadora se considera que toda la actividad que pasa por

el filtro contribuye a la masa acumulada en el filtro (no se da crédito a la posibilidad

de que los gases nobles y otros elementos químicos que se generen por la

desintegración del yodo retenido en el filtro puedan escapar de él).

En el caso de los nucleidos estables presentes en el combustible en el momento del

accidente, la masa acumulada de cada uno de ellos se obtiene a partir de la relación

de masas entre dicho estable y alguno de los isótopos radiactivos del mismo

elemento químico que hay en el combustible en el momento del accidente. Así

pues, la masa debida a la retención de un isótopo estable k (MEk) se calcula a partir

de la masa de un isótopo radiactivo, i, según la siguiente expresión.


101

Donde:

MASARi es la masa acumulada en el filtro al final del accidente, reportada por el

código RADTRAD en el modo “sin desintegración” para el radionucleido i, en [g].

MEk es la masa del isótopo estable k en el combustible en el momento del

accidente, en [g].

MRi es la masa del radionucleido i, isótopo del estable k, en el combustible en el

momento del accidente, en [g].

Por tanto, la contribución a la masa de los nucleidos estables (MASAE) es la suma de

las masas de cada uno de ellos:

9.1.3 Metodología de cálculo del calor generado en los

filtros

El calor de desintegración que se genera en cada filtro se ha calculado para cada

intervalo a partir de la actividad de cada radionucleido determinada multiplicando

la actividad de cada radionucleido por el valor correspondiente de la energía

emitida en sus desintegraciones alfa, beta y gamma según la base de datos de la

NRC.

Donde,

CALORL es la potencia térmica generada durante el intervalo L, expresada en

[cal/s].

CALORLi es la potencia térmica generada por el radionucleido i durante el intervalo

L, expresada en [cal/s].


102

Luego:

Donde,

ALi es la actividad del radionucleido i al final del intervalo L, expresada en

[Bq].

Eiα, Eiβ, Eiγ son las energías de desintegración alfa, beta y gamma, respectivamente

del radionucleido i, expresadas en cal/Bq.

A efectos de la potencia térmica generada por el filtro, es muy conservador

considerar las contribuciones de los tres tipos de radiaciones, ya que solamente

serán significativas las radiaciones de corto alcance. Por tanto, de manera realista

podrían considerarse a efectos de generación de calor en los filtros únicamente las

radiaciones alfa y beta. En el presente documento se presentan las tres

contribuciones al calor de manera separada.

9.2 Hipótesis y datos de partida

El sistema SBGT tiene dos tipos de filtros, cada uno de los cuales retiene diferentes

tipos de nucleidos: el filtro HEPA, que retiene partículas, y el filtro de carbón, que

retiene yodo elemental y orgánico. La eficiencia de ambos filtros es del 99 %, según

la NRC - Regulatory Guide 1.52. Sin embargo, de manera conservadora y con el

objeto de determinar el calor residual acumulado en cada uno de los filtros, se ha

supuesto una eficiencia de retención del 100 %.

La duración total del accidente es de 720 horas (30 días) según la metodología

descrita en la NRC - Regulatory Guide 1.183 para analizar el LOCA.

El inventario del núcleo, que incluye los radionucleidos relevantes desde el punto

de vista del impacto radiológico de las emisiones, ha sido completado en el

presente cálculo con otros radionucleidos que son relevantes para la generación de

calor en el filtro, como el Rb-88 y Cs-138. Otros radionucleidos incluidos, al ser

descendientes de los considerados inicialmente, han sido los siguientes, Rb-89, Sr-


103

89, Y-91m, Sr-93, Y-93, Nb-97, Nb-97m, Rh-106, Sb-128, Sb 128m, Te-131, Ba-137m,

Pr-144, Pr-144m y Pm-147.

En el inventario del núcleo no se documentan las masas de cada nucleido en el

momento del accidente. Sin embargo, utilizando el fichero de entrada al programa

ORIGEN de dicho documento se han determinado las masas de todos los nucleidos,

tanto estables como radiactivos.

Para modelar la contribución de las fugas de contención y del sistema de

emergencia a la actividad de cada filtro se han seguido las hipótesis descritas en la

NRC - Regulatory Guide 1.183.

En la siguiente tabla, la tabla 9.1 vemos el inventario del núcleo en el momento del

accidente.

Tabla 9.1 - Inventario del núcleo en el momento del accidente

Radionucleido Actividad



[Bq/MWt] [Bq/MWt] [Bq/MWt]

Co-58 5,66·1012

Ru-103 1,41·1015

Cs-136 5,37·1013

Co-60 6,77·1012

Ru-105 9,66·1014

Cs-137 2,13·1014

Kr-85 1,82·1013

Ru-106 6,14·1014

Cs-138 1,69·1015

Kr-85m 2,33·1014

Rh-105 9,18·1014

Ba-137m 2,03·1014

Kr-87 4,48·1014

Rh-106 6,55·1014

Ba-139 1,64·1015

Kr-88 6,29·1014

Sb-127 9,51·1013

Ba-140 1,58·1015

Rb-86 1,90·1012

Sb-129 2,89·1014

La-140 1,63·1015

Rb-88 6,44·1014

Sb-128m 1,59·1014

La-141 1,49·1015

Rb-89 8,25·1014

Sb-128 1,34·1013

La-142 1,44·1015

Sr-89 8,21·1014

Te-127 9,47·1013

Ce-141 1,49·1015

Sr-90 1,52·1014

Te-127m 1,31·1013

Ce-143 1,39·1015

Sr-91 1,06·1015

Te-129 2,84·1014

Ce-144 1,31·1015

Sr-92 1,15·1015

Te-129m 4,26·1013

Pr-143 1,38·1015

Sr-93 1,32·1015

Te-131 8,07·1014

Pr-144 1,32·1015

Y-90 1,56·1014

Te-131m 1,31·1014

Pr-144m 1,59·1013

Y-91 1,07·1015

Te-132 1,28·1015

Nd-147 5,99·1014

Y-91m 6,22·1014

I-129 6,42·1007

Pm-147 2,08·1014

Y-92 1,16·1015

I-131 8,99·1014

Np-239 1,79·1016

Y-93 1,34·1015

I-132 1,30·1015

Pu-238 6,62·1012

Zr-95 1,48·1015

I-133 1,84·1015

Pu-239 5,40·1011

Zr-97 1,51·1015

I-134 2,02·1015

Pu-240 8,70·1011


104




[Bq/MWt] [Bq/MWt] [Bq/MWt]

Nb-95 1,48·1015

I-135 1,72·1015

Pu-241 2,28·1014

Nb-97 1,53·1015

Xe-133 1,84·1015

Am-241 4,92·1011

Nb-97m 1,44·1015

Xe-135 6,18·1014

Cm-242 8,47·1013

Mo-99 1,68·1015

Xe-138 1,52·1015

Cm-244 7,55·1012

Tc-99m 1,47·1015

Cs-134 2,56·1014

Tabla 9.2, con el inventario de masa en el núcleo en el momento de accidente,

fichero de salida del programa ORIGEN.

Tabla 9.2 - Inventario másico del núcleo en el momento del accidente obtenido con el programa

ORIGEN

Nucleido Masa [g] Nucleido Masa [g] Nucleido Masa [g]

Rb-85 8,12·103 Ru-103 1,65·10

3 Cs-137 9,20·10

4

Rb-86 8,74·10-1

Rh-103 3,25·104 Ba-137 6,70·10

3

Sr-86 3,92·101 Ru-104 4,20·10

4 Ba-138 1,03·10

5

Rb-87 1,98·104 Ru-105 5,42·10

0 La-138 4,44·10

-1

Sr-87 3,40·10-1

Rh-105 4,11·101 Ba-139 3,77·10

0

Sr-88 2,85·104 Ru-106 6,94·10

3 La-139 9,75·10

4

Sr-89 1,06·103 Sb-121 5,45·10

2 Ba-140 8,14·10

2

Y-89 3,65·104 Te-122 4,27·10

1 La-140 1,10·10

2

Sr-90 4,18·104 Sb-123 6,67·10

2 La-141 9,95·10

0

Y-90 1,07·101 Te-123 5,60·10

-1 Ce-141 1,97·10

3

Zr-90 3,43·103 Te-124 3,34·10

1 Pr-141 8,89·10

4

Sr-91 1,10·101 Te-125 6,04·10

2 La-142 3,80·10

0

Y-91 1,63·103 Te-126 5,81·10

1 Nd-142 2,65·10

3

Zr-91 4,69·104 Sb-127 1,34·10

1 Ce-143 7,85·10

1

Sr-92 3,44·100 Te-127 1,36·10

0 Pr-143 7,71·10

2

Y-92 4,52·100 Te-127m 5,26·10

1 Nd-143 5,88·10

4

Zr-92 5,18·104 I-127 4,01·10

3 Ce-144 1,54·10

4

Y-93 1,51·101 Te-128 8,43·10

3 Nd-144 9,45·10

4

Zr-93 5,79·104 Sb-129 1,94·10

0 Nd-145 5,31·10

4

Nb-93 1,35·10-2 Te-129 5,12·10

-1 Nd-146 5,60·10

4

Zr-94 6,01·104 Te-129m 5,34·10

1 Nd-147 2,80·10

2

Nb-94 5,68·10-2

I-129 1,37·104 Nd-148 2,93·10

4

Zr-95 2,59·103 Te-130 2,78·10

4 Nd-150 1,39·10

4

Nb-95 1,43·103 Te-131m 6,18·10

0 Np-236 2,74·10

-2

Mo-95 5,78·104 I-131 2,74·10

2 Np-237 3,78·10

4

Zr-96 6,43·104 Te-132 1,58·10

2 Np-239 2,87·10

3

Mo-96 4,01·103 I-132 4,73·10

0 Pu-238 1,44·10

4

Mo-97 6,33·104 Ba-132 1,30·10

-1 Pu-239 3,24·10

5


105

Nucleido Masa [g] Nucleido Masa [g] Nucleido Masa [g]

Mo-98 6,53·104 I-133 6,10·10

1 Pu-240 1,43·10

5

Tc-98 4,48·10-1

Cs-133 8,72·104 Pu-241 8,25·10

4

Mo-99 1,32·102 I-134 2,85·10

0 Pu-242 3,71·10

4

Tc-99 6,09·104 Cs-134 7,43·10

3 Pu-244 2,37·10

0

Tc-99m 1,05·101 Ba-134 7,13·10

3 Am-241 5,33·10

3

Ru-99 6,07·10-1

I-135 1,84·101 Cm-242 9,55·10

2

Mo-100 7,43·104 Cs-135 3,45·10

4 Cm-244 3,48·10

3

Ru-100 8,99·103 Ba-135 5,38·10

1 Cm-247 3,68·10

-1

Ru-101 6,10·104 Cs-136 2,76·10

1 Cm-248 2,73·10

-2

Ru-102 6,14·104 Ba-136 1,80·10

3

9.2.1 Fugas de contención

Se supone que los radionucleidos presentes en el núcleo en el momento del

accidente se liberan a contención en dos fases: Gap y Early In-vessel, según la NRC -

Regulatory Guide 1.183. La fase Gap dura 30 minutos y la fase Early In-vessel dura

1,5 horas. La fracción liberada del combustible a la contención para cada fase y

grupo de radionucleido se expone en la tabla a continuación, tabla 7.3.

Fracción del inventario del núcleo liberado a contención para un reactor tipo BWR:

Tabla 9.3 - Fracción del inventario del núcleo liberado a la contención en caso de accidente

Grupo de radionucleidos Fase Gap Fase Early In-vessel

Gases nobles - Xe, Kr 0,05 0,95

Halógenos - I, Br 0,05 0,25

Metales alcalinos - Cs, Rb 0,05 0,20

Metales del grupo del Te - Te, Sb, Se 0 0,05

Ba, Sr 0 0,02

Metales nobles - Ru, Rh, Pd, Mo, Tc, Co 0 0,0025

Grupo del Ce - Ce, Pu, Np 0 0,0005

Lantánidos - La, Zr, Nd, Eu, Nb, Pm, Pr, Sm, Y, Cm, Am

0 0,0002

Se considera que lo que se libera del combustible se diluye en la atmósfera de la

contención. No se da crédito al volumen del toro como volumen de dilución

(Apéndice A de la Nuclear Regulatory Commission - Regulatory Guide 1.183). Por


106

tanto, el volumen de dilución es únicamente el volumen libre del pozo seco, esto es

3296 m3.

Se considera que la forma química de los yodos es del 95 % en partículas

(principalmente CsI), 4,85 % en forma elemental y 0,15 % en forma de yodo

orgánico (Apéndice A de Nuclear Regulatory Commission - Regulatory Guide 1.183).

Se considera que dentro de la contención existe deposición natural de los

radionucleidos en forma de partículas, según indica la Nuclear Regulatory

Commission - Regulatory Guide 1.183 (Apéndice A). Se utiliza el Modelo de Powers

del programa RADTRAD con un percentil del 10 % para el accidente base de diseño

de un reactor del tipo BWR. La duración de la deposición es de 24 horas.

Siguiendo las hipótesis de la Nuclear Regulatory Commission - Regulatory Guide

1.183 (Apéndice A), se supone que las fugas de contención pasan directamente la

SBGT sin considerar dilución en la atmósfera del edificio del reactor.

Se asume que el caudal de fugas de la contención es del 1,6 %/d (2,2 m3/h). De

manera conservadora se ha supuesto que este caudal permanece constante

durante toda la duración del accidente. Asimismo, de acuerdo con el Apéndice A de

la Nuclear Regulatory Comisión - Regulatory Guide 1.183, se considera que hasta

que no se alcanza suficiente presión negativa en el edificio de contención las

liberaciones no se producen por la chimenea de la central, sino que se producen a

nivel del suelo por pequeñas fugas al exterior. El tiempo requerido para que el SBGT

consiga dicha presión negativa en el edificio es de 5 [min]. Por tanto, se considera

que los filtros no entran en funcionamiento hasta transcurrido dicho tiempo.

F i l t r o H EP A

El modelo de cálculo para determinar la actividad en el filtro HEPA por fugas en

contención considera:

De 0 a 5 [min.] no funciona el filtro. Por tanto, se supone que su eficiencia es 0.

Como el modelo de cálculo utiliza la eficiencia complementaria, en el modelo de

RADTRAD se le asigna eficiencia 100 %.


107

De 5 [min.] hasta el final del accidente, los datos de eficiencia del filtro HEPA son del

100 % para partículas y del 0 % para yodos en forma elemental y orgánica. El

modelo de RADTRAD utiliza la eficiencia complementaria, 100 % para partículas y

0 % para yodos en forma elemental y orgánica.

Por tanto, con el modelo utilizado la actividad de la materia descargada al exterior

obtenida con el código RADTRAD es realmente la actividad de la materia retenida

en el filtro.

F i l t r o d e c a r b ó n

El modelo de cálculo para este filtro es exactamente igual que el modelo empleado

para el filtro HEPA.

9.2.2 Fugas de los sistemas de emergencia

Se supone que los radionucleidos, excepto los gases nobles, liberados desde el

núcleo a la contención se mezclan con el agua que circula por los sistemas de

emergencia (Apéndice A de la Nuclear Regulatory Commission - Regulatory Guide

1.183). La fracción de estos radionucleidos que se libera desde el agua a la

atmósfera es del 10 % para los yodos. El resto de los nucleidos permanecen

retenidos en el agua en forma de partículas (Apéndice A de la Nuclear Regulatory

Comisión - Regulatory Guide 1.183).

De lo anterior se deduce que las fugas de este sistema de emergencia sólo

contribuyen con yodos en forma elemental y orgánica y no en forma de partículas,

por tanto sólo se retienen en el filtro de carbón y no en el filtro HEPA. De los yodos

en forma elemental y orgánica liberados, el 97 % está en forma elemental y el 3 %

en forma orgánica (Apéndice A de la Nuclear Regulatory Commission - Regulatory

Guide 1.183). Como en el núcleo se considera que el 95 % del yodo está en forma

de partículas, del 5 % restante del yodo, el 97 % corresponde a yodos en forma

elemental (4,85 % del total) y el 3 % corresponde a yodos en forma orgánica (0,15 %

del total).


108

De las fracciones de actividad liberadas de la Tabla 9.1, para el cálculo de las fugas

de los sistemas de emergencia, solo tiene aplicación la fracción liberada de yodos; el

resto de radionucleidos no se consideran.

Como los sistemas de emergencia tardan en actuar 15 [s], se supone que en ese

momento se han liberado ya a la atmósfera de contención todos los yodos, pero no

se da crédito a la dilución en la atmósfera de contención ni a ningún proceso de

deposición (Apéndice A de la Nuclear Regulatory Commission - Regulatory Guide

1.183)

Las fugas consideradas son el doble de las fugas simultáneas de todos los

componentes del sistema de emergencia permitidas por las Especificaciones

Técnicas, por tanto 3 [gpm] (0,68 [m3/h], de acuerdo con el Apéndice A de la

Nuclear Regulatory Commission - Regulatory Guide 1.183).

El modelo de cálculo para determinar la actividad en el filtro de carbón por fugas de

los sistemas de emergencia considera:

De 0 a 5 [min.] no funciona el filtro. Por tanto, se supone que su eficiencia

es 0. Como el modelo de cálculo utiliza la eficiencia complementaria, en el

modelo de RADTRAD se le asigna eficiencia 100 %.

De 5 [min.] hasta el final del accidente, la eficiencia del filtro de carbón es

del 100 % para yodos en forma elemental y orgánica y 0 % para partículas. El

modelo de RADTRAD utiliza la eficiencia complementaria, 100 % para

partículas y 0 % para yodos en forma elemental y organica.

Por tanto, con el modelo utilizado las actividades descargadas al exterior que se

obtienen con el código RADTRAD son, en realidad, las actividades de los yodos que

se quedan en el filtro por las fugas de los sistemas de emergencia.

9.3 Resultados del cálculo

Los resultados se mostrarán por separado para el filtro de carbón activo y el HEPA.


109

9.3.1 Cálculo de la actividad

Se considera que en el filtro HEPA se retienen las partículas que fugan de

contención. No se consideran las partículas en el caso de fugas del sistema de

emergencia, al quedarse retenidas en el agua de dicho sistema. En la tabla 9.4 se

presenta a continuación la actividad en el filtro HEPA para distintos instantes de

tiempo, así como la actividad máxima por Radionucleido.

Tabla 9.4 - Actividad de los diferentes radionucleidos en el interior del filtro HEPA tras el accidente

Radionucleido Actividad en el filtro HEPA (Bq)

Durante los 30 días Máxima instantánea Máx. total - 5,5 [h] A los 30 días

Co-58 3,40·1010

3,37·1010

2,85·1010

2,54·1010

Co-60 4,08·1010

4,07·1010

3,42·1010

4,03·1010

Rb-86 1,18·1012

1,15·1012

1,00·1012

3,89·1011

Sr-89 3,95·1013

3,89·1013

3,31·1013

2,62·1013

Sr-90 7,34·1012

7,34·1012

6,16·1012

7,33·1012

Sr-91 3,98·1013

2,89·1013

2,89·1013

7,89·10-10

Sr-92 2,55·1013

1,49·1013

1,17·1013

5,97·10-67

Y-90 2,72·1011

2,28·1011

1,61·1011

1,20·1008

Y-91 5,33·1011

5,26·1011

4,41·1011

3,74·1011

Y-92 8,69·1012

4,55·1012

4,53·1012

1,35·10-48

Y-93 5,10·1011

3,74·1011

3,74·1011

2,26·10-10

Zr-95 7,14·1011

7,05·1011

5,98·1011

5,16·1011

Zr-97 6,27·1011

4,94·1011

4,87·1011

1,09·10-01

Nb-95 7,15·1011

7,02·1011

5,98·1011

3,97·1011

Mo-99 9,75·1012

8,77·1012

8,04·1012

5,28·1009

Tc-99m 8,81·1012

5,51·1012

5,48·1012

1,70·10-23

Ru-103 8,47·1012

8,33·1012

7,09·1012

5,00·1012

Ru-105 3,51·1012

2,25·1012

2,09·1012

8,77·10-37

Ru-106 3,70·1012

3,69·1012

3,10·1012

3,50·1012

Rh-105 5,42·1012

4,62·1012

4,36·1012

4,33·1006

Sb-127 1,11·1013

1,02·1013

9,23·1012

5,17·1010

Sb-129 2,07·1013

1,32·1013

1,22·1013

2,34·10-37

Te-127 1,13·1013

7,79·1012

7,78·1012

1,03·10-10

Te-127m 1,58·1012

1,57·1012

1,33·1012

1,31·1012

Te-129 2,45·1013

9,57·1012

5,10·1012

-

Te-129m 5,12·1012

5,03·1012

4,29·1012

2,77·1012

Te-131m 1,45·1013

1,22·1013

1,16·1013

9,40·1005

Te-132 1,49·1014

1,35·1014

1,23·1014

2,60·1011

I-129 4,54·1007

4,54·1007

3,85·1007

4,54·1007

I-131 6,28·1014

5,96·1014

5,29·1014

4,79·1013

I-132 5,77·1014

3,11·1014

2,27·1014

1,39·10-76

I-133 1,16·1015

9,37·1014

9,19·1014

4,95·1004


110

Radionucleido Actividad en el filtro HEPA (Bq)

Durante los 30 días Máxima instantánea Máx. total - 5,5 [h] A los 30 días

I-134 2,31·1014

1,02·1014

1,67·1013

-

I-135 8,70·1014

5,97·1014

5,84·1014

2,02·10-18

Cs-134 1,60·1014

1,60·1014

1,36·1014

1,56·1014

Cs-136 3,32·1013

3,20·1013

2,81·1013

6,84·1012

Cs-137 1,33·1014

1,33·1014

1,13·1014

1,33·1014

Ba-139 2,00·1013

1,03·1013

4,34·1012

-

Ba-140 7,55·1013

7,27·1013

6,31·1013

1,49·1013

La-140 3,93·1012

3,11·1012

2,23·1012

1,85·1007

La-141 4,10·1011

2,58·1011

2,32·1011

5,27·10-44

La-142 1,99·1011

1,04·1011

5,10·1010

-

Ce-141 1,80·1012

1,76·1012

1,51·1012

9,51·1011

Ce-143 1,55·1012

1,32·1012

1,25·1012

4,53·1005

Ce-144 1,58·1012

1,57·1012

1,32·1012

1,47·1012

Pr-143 6,70·1011

6,46·1011

5,57·1011

1,46·1011

Nd-147 2,86·1011

2,74·1011

2,39·1011

4,35·1010

Np-239 2,06·1013

1,83·1013

1,69·1013

3,16·1009

Pu-238 7,98·1009

7,98·1009

6,69·1009

7,97·1009

Pu-239 6,51·1008

6,51·1008

5,46·1008

6,51·1008

Pu-240 1,05·1009

1,05·1009

8,79·1008

1,05·1009

Pu-241 2,75·1011

2,74·1011

2,30·1011

2,73·1011

Am-241 2,37·1008

2,37·1008

1,99·1008

2,37·1008

Cm-242 4,08·1010

4,05·1010

3,42·1010

3,59·1010

Cm-244 3,64·1009

3,64·1009

3,05·1009

3,62·1009

Rb-88 2,02·1015

1,80·1014

9,89·1013

-

Y-91m 1,65·1013

4,60·1012

2,89·1012

-

Nb-97m 2,90·1012

2,32·1011

3,00·1010

-

Nb-97 6,74·1011

2,46·1011

1,51·1011

-

Rh-106 3,36·1013

2,35·1012

4,00·1011

-

Te-131 6,45·1012

1,67·1012

2,09·1011

-

Ba-137m 2,76·1014

1,93·1013

3,07·1012

-

Pr-144m 3,81·1010

3,82·1009

7,95·1008

-

Pr-144 1,67·1012

2,56·1011

7,21·1010

-

Pm-147 1,00·1011

9,99·1010

8,42·1010

9,79·1010

U-237 1,04·1005

9,46·1004

6,29·1004

4,92·1003

Rb-89 9,05·1012

3,32·1012

1,07·1008

-

Sr-89 2,69·1010

2,66·1010

2,32·1010

1,79·1010

Cs-138 1,59·1014

5,97·1013

2,62·1012

-

Sr-93 2,49·1010

1,14·1010

2,37·1000

-

Y-93 4,79·1010

2,00·1010

7,25·1003

-

Sb-128m 3,46·1010

1,50·1010

4,89·1003

-

Sb-128 1,25·1012

9,01·1011

9,00·1011

1,45·10-12

En el filtro de carbón se retienen los yodos en forma elemental y orgánica que se

liberan a través de las fugas de contención y de las fugas de los sistemas de


111

emergencia. La tabla 7.5 lista las actividades por radionucleido para distintos

instantes de tiempo, así como la actividad máxima por radionucleido.

Tabla 9.5 - Actividad de loss radionucleidos en el interior del filtro de carbón tras el accidente

Radionucleido Actividad en el filtro de carbón (Bq)

Durante los 30 días Máxima instantánea Máx. total - 10,7 días A los 30 días

I-129 5,56·1008 5,56·1008 2,28·1008 5,56·1008

I-131 3,03·1015 1,28·1015 1,28·1015 5,91·1014

I-132 8,57·1013 2,69·1013 3,53·10-14 -

I-133 7,79·1014 2,97·1014 1,35·1012 3,53·1005

I-134 1,82·1013 6,75·1012 7,29·10-74 -

I-135 2,17·1014 8,31·1013 6,70·1003 -

9.3.2 Cálculo de la masa

La contribución a la masa de los nucleidos radiactivos del filtro HEPA se muestra en

la tabla 9.6. La masa indicada para cada radionucleido incluye la masa de todos los

descendientes que se generan dentro del filtro, sean estables o radiactivos.

Tabla 9.6 - Masa de los diferentes radionucleidos y sus descendientes en el interior del filtro HEPA

tras el accidente

Radionucleido Masa en el

filtro HEPA [g] Radionucleido

Masa en el filtro HEPA [g]

Radio nucleído Masa en el

filtro HEPA [g]

Co-58 2,90·10-05

Te-129 4,42·10-05

Pu-238 1,26·10-02

Co-60 9,75·10-04

Te-129m 4,60·10-03

Pu-239 2,83·10-01

Rb-86 3,94·10-04

Te-131m 5,33·10-04

Pu-240 1,24·10-01

Sr-89 3,68·10-02

Te-132 1,37·10-02

Pu-241 7,20·10-02

Sr-90 1,46·1000

I-129 7,51·1000

Am-241 1,87·10-03

Sr-91 3,81·10-04

I-131 1,39·10-01

Cm-242 3,33·10-04

Sr-92 1,20·10-04

I-132 2,40·10-03

Cm-244 1,21·10-03

Y-90 3,74·10-06

I-133 3,09·10-02

Rb-88 9,03·10-05

Y-91 5,66·10-04

I-134 1,45·10-03

Y-91m 1,95·10-07

Y-92 1,57·10-06

I-135 9,36·10-03

Nb-97m 8,49·10-09

Y-93 5,24·10-06

Cs-134 3,34·1000

Nb-97 7,42·10-07

Zr-95 8,99·10-04

Cs-136 1,23·10-02

Rh-106 2,98·10-08

Zr-97 1,03·10-05

Cs-137 4,14·1001

Te-131 7,62·10-07

Nb-95 4,94·10-04

Ba-139 1,30·10-04

Ba-137m 4,92·10-07

Mo-99 5,71·10-04

Ba-140 2,81·10-02

Pr-144m 1,14·10-09

Tc-99m 4,56·10-05

La-140 3,82·10-05

Pr-144 2,28·10-07

Ru-103 7,11·10-03

La-141 3,44·10-06

Pm-147 2,93·10-03

Ru-105 2,34·10-05

La-142 1,31·10-06

Rb-89 9,97·10-05

Ru-106 2,99·10-02

Ce-141 1,71·10-03

Sr-89 3,68·10-02


112

Radionucleido Masa en el

filtro HEPA [g] Radionucleido

Masa en el filtro HEPA [g]

Radio nucleído Masa en el

filtro HEPA [g]

Rh-105 1,77·10-04

Ce-143 6,80·10-05

Cs-138 7,00·10-04

Sb-127 1,16·10-03

Ce-144 1,34·10-02

Sr-93 6,31·10-06

Sb-129 1,67·10-04

Pr-143 2,67·10-04

Y-93 5,24·10-06

Te-127 1,17·10-04

Nd-147 9,65·10-05

Sb-128m 3,67·10-03

Te-127m 4,53·10-03

Np-239 2,51·10-03

Sb-128 1,60·10-05

Total 54,6

La masa de nucleidos estables que se acumulará en el filtro HEPA se desglosa por

elemento químico en siguiente tabla, la 9.7.

Tabla 9.7 - Masa de los diferentes radionucleidos y sus descendientes en el interior del filtro de

carbón tras el accidente

Elemento Masa de nucleidos estables en el HEPA

[g] Elemento

Masa de nucleidos estables en el HEPA [g]

Rb 1,26·1001

Te 3,19·1000

Sr 9,92·10-01

I 2,20·1000

Y 1,27·10-02

Cs 5,46·1001

Zr 9,87·10-02

Ba 4,09·1000

Nb 2,44·10-08

La 3,39·10-02

Mo 1,15·1000

Pr 3,07·10-02

Tc 2,63·10-01

Nd 1,06·10-01

Ru 7,48·10-01

Np 3,28·10-02

Rh 1,40·10-01

Pu 3,24·10-02

Sb 1,05·10-01

Cm 1,38·10-07

Total 80,4

Por tanto, la masa total acumulada en el filtro HEPA es de 144 [g], como muestra la

tabla 9.8.

Tabla 9.8 - Masa total acumulada en el filtro HEPA

Contribución Masa en el filtro HEPA [g]

Nucleidos radiactivos 54,6

Nucleidos estables 80,4

Total 144

La masa acumulada en el filtro de carbón por la contribución de los dos caminos de

fugas considerados se da en la tabla 9.9. La masa indicada para cada isótopo del

yodo incluye la masa de todos los descendientes que se generan dentro del filtro,

incluyendo el gas noble, Xe.


113

Tabla 9.9 - Masa acumulada en el interior del filtro de carbón debido a los dos caminos de fugas

tras el accidente

Radionucleido Masa de nucleidos radiactivos en el filtro de carbón [g]

Fugas de contención Fugas de los sistemas de emergencia

I-129 8,72·1001

5,01·1000

I-131 1,61·1000

9,24·10-02

I-132 2,79·10-02

1,60·10-03

I-133 3,59·10-01

2,06·10-02

I-134 1,68·10-02

9,65·10-04

I-131 1,09·10-01

6,24·10-03

Total 89,3 5,1

El isótopo estable considerado en el caso de los yodos es el I-127. La masa en el

momento del accidente de I-129 es 3,4 veces la masa de I-127, siendo esta la

relación que se utiliza para calcular la masa del isótopo estable. Por tanto, la masa

total acumulada en el filtro de carbón se resume en la tabla 7.10.

Tabla 9.10 - Masa total acumulada en el filtro de carbón

Contribución Masa en el filtro de carbón [g]

Fugas de contención Fugas de los sistemas de emergencia Total

Nucleidos radiactivos 89,3 5,1 94,4

Nucleidos estables 25,5 1,5 27

Total 115 6,6 121


114

9.4 Cálculo del calor

La potencia calorífica generada por los filtros se ha calculado teniendo en cuenta la

contribución al calor de todos los tipos de desintegración, alfa, beta y gamma. Sin

embargo, el largo alcance de la radiación gamma hace que no toda su energía se

deposite en el filtro. Por otro lado, la contribución de la radiación alfa es

despreciable frente a las otras dos en cualquier instante de tiempo.

En 9.11 se desglosan la potencia calorífica máxima para cada uno de los tipos de

desintegración. Para el filtro HEPA se alcanza la máxima potencia calorífica entorno

a las 4 horas, excepto para la radiación alfa que se alcanza a las 32 horas. En el caso

del filtro de carbón, la máxima potencia se produce a los 10,5 días y para el

conjunto de los dos filtros a las 4 horas.

Tabla 9.11 - Calor total generado en el interior de los filtros debido a los diferentes tipos de

radiación.

Contribución Potencia calorífica máxima [cal/s]

Filtro HEPA Filtro de Carbón Total

Alfa 0,01 - 0,01

Beta 49 9 52

Gamma 111 19 119

Total 160 28 171

Los gráficos 11.1 y 11.2 presentan la evolución en el tiempo del calor generado en el

filtro HEPA y en el de carbón, respectivamente:


115

Gráfico 9.1 - Evolución temporal del calor generado en el filtro HEPA

Gráfico 9.2 - Evolución temporal del calor generado en el filtro de carbón

Accidente LOCA: Calor en el filtro HEPA del SBGT

0

20

40

60

80

100

120

140

160

180

0 100 200 300 400 500 600 700 800

Tiempo (hora)

Calo

r (c

al/s)

Total

Alfa

Beta

Gamma

Accidente LOCA: Calor en el filtro de carbón del SBGT

0

5

10

15

20

25

30

0 100 200 300 400 500 600 700 800

Tiempo (hora)

Calo

r (c

al/s)

Total

Gamma

Beta

Temperaturas del flujo en los filtros: Dimensionado de calentadores

116

10 - Temperaturas del flujo en los filtros: dimensionado de los calentadores

Puesto que los filtros de carbón activo en especial y todos los elementos del sistema

de tratamiento de gases en general no operan correctamente con altos niveles de

humedad relativa, se hace necesario instalar unos calentadores a la entrada de las

unidades de filtración que nos garanticen unas humedades relativas máximas

dentro de los límites establecidos.

Existen dos calentadores a dimensionar: el calentador principal y el secundario. El

calentador principal opera disminuyendo la humedad relativa de la corriente de

extracción: aquella que viene de la contención. El secundario, en cambio, tiene

como función disminuir la humedad relativa del caudal de refrigeración: aquél que

procede del exterior y se hace pasar por la unidad de filtración que no se está

usando en un determinando momento para refrigerarlo.

Se ha de tener en cuenta, para no sobrepasar los requisitos de temperatura, el calor

generado por el decaimiento del material radiactivo acumulado en los filtros. Estos

datos han sido calculados en la sección anterior.

10.1 Calentador principal

Partiendo de las condiciones establecidas en el interior de la contención secundaria

en caso de LOCA se calculará la potencia necesaria para disminuir la humedad

relativa al máximo tolerable para que no afecte al correcto funcionamiento de los

filtros de carbón activo. No obstante, se ha de tener en cuenta que las

temperaturas máximas en los filtros no pueden superar, tampoco, los límites

establecidos:

Las condiciones de que se parten y los límites a respetar en este caso son los

siguientes:

Condiciones del aire en la contención, es decir, a la entrada del

calentador, temperatura = 65.5 [°C] y humedad relativa = 100% [-].


117

Temperatura máxima a la salida de los calentadores = 107 [°C] (según

ASME N509)

Humedad máxima aceptable a la entrada de los adsorbedores = 70% [-]

(según la NRC - Regulatory Guide 1.52).

Temperatura máxima de operación para los filtros HEPA = 121 [°C] (según

ASME AG-1)

Temperatura máxima a la salida de los adsorbedores =149 [°C] (según

ASME N509).

Luego, en primer lugar se dimensionará el calentador para que cumpla los

requisitos de humedad relativa a la entrada de los filtros y posteriormente se

comprobará que las temperaturas no superan en ningún punto del sistema los

máximos tolerables, teniendo en cuenta, además del calentador, el calor que se

generará en los propios filtros como consecuencia de la desintegración de los

radionucleidos atrapados en los mismos.

Para realizar dichos cálculos, se ha de tener en cuenta la variabilidad del caudal. Es

decir, el calentador se dimensionará para el caudal máximo que puede darse y las

comprobaciones de las temperaturas se harán para el caudal mínimo posible.

Caudal máximo = 2125 [m3/h] + 10 % por coeficiente de seguridad = 2338

[m3/h].

Caudal mínimo = 1700 [m3/h] – 10 % por coeficiente de seguridad = 1530

[m3/h].

Para el calor generado en el interior de los filtros, como medida muy conservadora,

se empleará un valor de generación interna constante e igual al máximo ocurrido

durante todo el accidente. Recurriendo al cálculo del calor de desintegración en el

interior de los filtros vemos que las potencias máximas generadas, que se

emplearán como valores constantes son:


118

Potencia total generada en el interior del filtro HEPA = 160 [cal/s] =

668.80 [W].

Potencia total generada en el interior de los filtros de carbón = 28 [cal/s]

= 117.04 [W].

Potencia total generada en el interior de ambos filtros = 785.84 [W].

De esta manera, realizamos un cálculo iterativo para hallar la potencia del

calentador, de manera que, con las condiciones a la entrada del mismo citadas

anteriormente, se obtenga un valor de humedad relativa a la salida del 70%.

Resulta de este cálculo una potencia necesaria de 5700 [W]. En el anexo C se

muestran unas impresiones de pantalla de la hoja Excel empleada para realizar

estos cálculos.

En la siguiente tabla, la tabla 8.1 se presentan las condiciones del caudal de

aspiración, para ambas situaciones de caudal, máximo y mínimo, con la potencia de

calentador calculada.


119

Tabla 10.1 - Evolución de las condiciones del caudal de extracción a lo largo de la unidad de

filtración en funcionamiento

Caudal de aspiración

Condiciones a la entrada del calentador

Generación en el calentador

Condiciones a la entrada de los

filtros

Generación en los filtros

Condiciones a la salida de los

filtros

Q = 2338 [m

3/h]

T = 65 [°C] P = 5700 [W]

T = 73.2 [°C] P = 786 [W]

T = 74.3 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 70% *-] Φ = 66.7% [-]

Q = 1530 [m

3/h]

T = 65 [°C] P = 5700 [W]

T = 77.5 [°C] P = 786 [W]

T = 79.2 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 58.5% [-] Φ = 54.5% [-]

Se asume, como medida de seguridad, una posible variación en la tensión nominal

de alimentación de los calentadores de un +/- 10%, lo cual implica una variación en

la potencia térmica generada por el calentador desde un +21% (=1.12-1) a un -19%

(=1-0.92) respecto al valor nominal. Según lo cual se necesita un calentador de

potencia nominal igual a:

De manera que en caso de caer la tensión de alimentación un 10% se garantiza la

potencia necesaria para disminuir la humedad relativa al 70%.

Se ha de comprobar que con el calentador sobredimensionado por las posibles

variaciones de tensión no se supere en ningún caso las condiciones máximas de

temperatura aceptables para el caudal de extracción.

En la siguiente tabla se muestran las condiciones del caudal con el nuevo calentador

en caso de alimentar a un 110% de la tensión nominal. En el anexo C se muestran

las impresiones de pantalla de la hoja Excel empleada para los cálculos.


filtración en funcionamiento con el calentador sobredimensionado





filtros



filtros

Q = 2338 [m

3/h]

T = 65 [°C] P = 7037 [W]

T = 75.1 [°C] P = 786 [W]

T = 76.2 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 64.6% [-] Φ = 61.6% [-]

Q = 1530 [m

3/h]

T = 65 [°C] P = 7037 [W]

T = 70.4 [°C] P = 786 [W]

T = 82.1[°C]

Φ = 100% *-] Φ = 65.6% [-] Φ = 48.4% [-]


120

Se observa como teniendo en cuenta todos los coeficientes de seguridad y

sobredimensionado de componentes, los requisitos de humedad son fácilmente

alcanzables, no superándose nunca las temperaturas máximas estipuladas por la

normativa. Aunque explícitamente no se ha calculado la temperatura máxima en el

filtro HEPA, al estar este situado previo al filtro de carbón y al no superarse a la

salida del mismo la temperatura de 121 [°C], queda demostrado indirectamente

que no se superarán en ningún caso los 121 [°C] en el filtro HEPA.

10.2 Calentador secundario

Partiendo de las condiciones exteriores establecidas para el emplazamiento de la

central nuclear se calculará la potencia necesaria para disminuir la humedad relativa

del caudal de refrigeración al máximo tolerable para que no afecte al correcto

funcionamiento de los filtros de carbón activo. A pesar de que el caudal de

refrigeración no necesita del correcto funcionamiento de los filtros, puesto que no

ha de ser filtrado, no se debe superar la humedad relativa máxima establecida en

este caudal, para que no se humedezcan los filtros y esto afecte a su correcto

funcionamiento tras la refrigeración. Igual que en el caso anterior, se ha de tener en

cuenta que las temperaturas máximas en los filtros no pueden superar los límites

establecidos:

Las condiciones de que se parten y los límites a respetar en este caso son los

siguientes:

Condiciones del aire exterior, es decir, a la entrada del calentador,

temperatura = 33.8 [°C] y humedad relativa = 100% [-]. Estos son los valores

máximos que se pueden dar: se tomaran ambas condiciones como criterio

conservador, a pesar de ser improbable que se dieran simultáneamente.

Temperatura máxima a la salida de los calentadores = 107 [°C] (según

ASME N509)

Humedad máxima aceptable a la entrada de los adsorbedores = 70% [-]

(según la NRC - Regulatory Guide 1.52).


121

Temperatura máxima de operación para los filtros HEPA = 121 [°C] (según

ASME AG-1)

Temperatura máxima a la salida de los adsorbedores =149 [°C] (según

ASME N509).

Se realizará el cálculo de manera análoga al del calentador principal, con los

caudales que se darían en los diferentes puntos de operación del sistema, que se

calcularon a partir de las pérdidas de carga. .

Caudal máximo = 465 [m3/h] + 10% por coeficiente de seguridad = 512

[m3/h].

Caudal mínimo = 303 [m3/h] – 10 % por coeficiente de seguridad = 273

[m3/h].

Para el calor generado en el interior de los filtros, se empleará el mismo criterio y

por lo tanto la misma potencia que en el caso anterior:

Potencia total generada en el interior del filtro HEPA = 160 [cal/s] =

668.80 [W].

Pot. total generada en el interior de los filtros de carbón = 28 [cal/s] =

117.04 [W].

Potencia total generada en el interior de ambos filtros = 785.84 [W].

De esta manera, realizamos un cálculo iterativo para hallar la potencia del

calentador, de manera que, con las condiciones a la entrada del mismo citadas

anteriormente, se obtenga un valor de humedad relativa a la salida del 70%.

Resulta de este cálculo una potencia necesaria de 1030 [W]. En el anexo C se

muestran unas impresiones de pantalla de la hoja Excel empleada para realizar

estos cálculos.

En la tabla 8.2 se presentan las condiciones del caudal de aspiración, para ambas

situaciones de caudal, máximo y mínimo, con la potencia de calentador calculada.


122

Tabla 10.3 – Evolución de las condiciones del caudal de refrigeración a lo largo de la unidad de

filtración en modo de refrigeración





filtros



filtros

Q = 512 [m

3/h]

T = 33.8 [°C] P = 1030 [W]

T = 40.4 [°C] P = 786 [W]

T = 45.5 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 69.9% [-] Φ = 53.6% [-]

Q = 273 [m

3/h]

T = 33.8 [°C] P = 1030 [W]

T = 46.1 °C] P = 786 [W]

T = 55.8 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 51.9% [-] Φ = 32.1% [-]

Tabla 8.1

Como medida de seguridad, de manera análoga al calentador principal, se considera

una posible variación en la tensión nominal de alimentación de los calentadores de

un +/- 10%, lo cual implica una variación en la potencia térmica generada por el

calentador desde un +21% (=1.12-1) a un -19% (=1-0.92) respecto al valor nominal.

Según lo cual se necesita un calentador de potencia nominal igual a:

De esta manera que en caso de caer la tensión de alimentación un 10% se garantiza

la potencia necesaria para disminuir la humedad relativa al 70%.

En la siguiente tabla se muestran las condiciones del caudal con el nuevo calentador

en caso de alimentar a un 110% de la tensión nominal. En el anexo C se muestran

las impresiones de pantalla de la hoja Excel empleada para los cálculos.


filtración en modo refrigeración con el calentador sobredimensionado





filtros



filtros

Q = 512 [m

3/h]

T = 33.8 [°C] P = 1272 [W]

T = 41.9 [°C] P = 786 [W]

T = 47.0 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 64.5% [-] Φ = 49.5% [-]

Q = 273 [m

3/h]

T = 33.8 [°C] P = 1272 [W]

T = 49.0 °C] P = 786 [W]

T = 58.8 [°C]

Φ = 100% *-] Φ = 44.9% [-] Φ = 28.0% [-]

Al igual que es en calentador principal, se observa cómo se cumplen los requisitos

de humedad y temperatura aun considerando todos los criterios de seguridad y el

aumento de la potencia de los calentadores simultáneamente. A la salida del


123

carbón, la temperatura es, en todos los caso, menor a 121 [°C], por lo que no se

superará nunca dicha temperatura en los filtros HEPA, cumpliéndose así este

requisito.

Propuesta de elección de equipos principales

124

11 - Propuesta de elección de equipos principales

A continuación se realiza una propuesta de elección de los principales equipos del

sistema las unidades de filtración de SBGT.

En el caso del sistema de interés, los equipos de mayor importancia y

responsabilidad son el adsorbedor de carbón activo, los filtros HEPA (prehepa y

posthepa) y el ventilador, que se sitúa aguas debajo de la unidad de filtración.

El fabricante seleccionado para las unidades de filtración es AAF, al que se le haría

llegar en forma de especificaciones técnicas los requisitos a cumplir en cuanto a la

composición de las unidades (número de módulos de filtración, calentadores,

compuertas, etc.) así como los parámetros característicos (caudal, potencias de los

calentadores, etc.). Con dicha información y siguiendo los estándares de ASME AG-1

se fabricarían las unidades.

Al ser AAF un fabricante especializado en tecnología para instalaciones nucleares,

todos sus productos y proyectos cumplen con los más altos niveles de seguridad

exigidos por la NRC.

11.1 Adsorbedor de carbón activo

F a b r i c a n t e

AAF – American air filter.

M o d el o

CS-8

D es c r i p c i ó n b r e v e d e l eq u i p o

Unidad de carbón modular ensayada bajo requerimientos de la US NRC –

Regulatory Guide 1.52 / 1.14 y ANSI – N509 / 510.


125

E s p ec i f i c a c i o n es y d i m en s i o n es

Caudal máximo por módulo: 586 [m3/h] a una presión de 0.07 [kPa] para garantizar

un tiempo de retención mínimo de 0.25 [s]

Dimensiones del modulo: 610 x 700 x 160 [mm].

Masa del modulo: 38.6 [kg].

Área total lecho de carbón: 0.78 [m2]

Contenido de carbón: 21.4 [kg]. Se supera el ratio de 2.5 [mg I/g Carbón]

Ensayos a las unidades de producción: Ensayos de penetración / resistencia: 99.9%

de eficiencia para el caudal especificado. Cada modulo está etiquetado con su

resistencia al flujo, porcentaje de penetración y el lote del carbón.

Cartuchos: Disponibles cartuchos para extracción y ensayo que se han de rellenar

con el mismo carbón que los lechos por requerimientos de la US NRC.

O b s e r va c i o n es

Se han de colocar 4 cuatro módulos en paralelo, de manera que se garantice el

tiempo de retención mínimo (0.25 [s]) para todos los caudales considerados.

Considerando el caudal máximo posible el de 2146 [m3/h].

Con 4 módulos se garantiza el tiempo de retención para un caudal de hasta 2344

[m3/h].

Ilustración 11-1 – Bandeja de adsorbedora de carbón activo AAF CS-8


126

11.1 Filtro PREHEPA

F a b r i c a n t e

AAF – American air filter

M o d el o

VariCel II – F8


Filtro de alta eficacia con medio filtrante de alta densidad.

E s p ec i f i c a c i o n es y d i m en s i o n es

Caudal máximo: 2380 [m3/h].


Resistencia inicial al flujo; 170 [Pa]

Área total de filtrado: 8.18 [m2]


Se ha seleccionado el filtro cuyo caudal nominal era superior al máximo de nuestra

instalación con una eficiencia media del 90%.

Se colocarán dos de estos equipos, uno como preHEPA y otro como postHEPA.

Ilustración 11-2 – Filtro HEPA AAF VariCel II


127

11.2 Filtro POSTHEPA

F a b r i c a n t e

AAF – American air filter.

M o d el o

AstroCel II

D es c r i p c i ó n b r e v e d e l eq u i p o .

Filtro de alta eficacia con medio filtrante de alta densidad.

E s p ec i f i c a c i o n es y d i m en s i o n es .

Caudal máximo: 2250 [m3/h].


Resistencia inicial al flujo para caudal nominal: 250 [Pa]

Eficiencia mínima: 99.99 % [-]


Se ha seleccionado el filtro cuyo caudal nominal era superior al máximo de nuestra

instalación con una eficiencia media del 90%.

Se colocarán dos de estos equipos, uno como preHEPA y otro como postHEPA.

Ilustración 11-3 – Filtro HEPA AAF AstroCel II


128

11.3 Ventiladores

De los cálculos de pérdidas de carga, vemos que el punto de operación en el que el

ventilador ha de impulsar un mayor caudal a una mayor presión, se da para un

caudal de extracción de la contención de 2146 [m3/h]. En este punto, el caudal del

ventilador es Q = 2614 [m3/h] introduciendo una presión P = 38.03 [mbar] =3803

[Pa].

F a b r i c a n t e

Gebhardt - Ventiladores.

M o d el o

RZR 10 – 0200 – 4.5 [kW]


Ventilador centrífugo de alta fiabilidad con transmisión por correa. Rodete circular

con 11 alabes.

E s p ec i f i c a c i o n es e n p u n t o s d e o p e r a c i ó n

Punto 1:

Q = 2614 [m3/h]; P =3803 [Pa]; η = 66 % [-]; n = 7500[rpm]; Nivel de ruido = 100 [dB]

Punto 2:


Punto 3:



129

Gráfico 11.1 – Mapa Presión – Caudal del ventilador Gebhardt RZR-10 - 0200


Se muestran, para caudal de aspiración, el mayor caudal que ha de impulsar el

ventilador, que se da para la unidad de filtración en funcionamiento sucia y la de

refrigeración limpia, situación en la que el ventilador ha de suministrar la máxima

presión.

Instrumentación y control

130

12 - Instrumentación y control

En este apartado se describe la instrumentación y el control previsto para el

sistema.

El control se llevará a cabo desde el panel de ventilación de la sala de control. En

operación normal un tren se encontrará en funcionamiento mientras el otro en

reserva, pero en caso de LOCA todos los componentes del sistema han de estar

disponibles.

Se opta por el arranque automático del tren de filtración de reserva en caso de fallo

en el tren en operación y se detecta dicho fallo con la condición del fallo del

ventilador extractor, tal como se detalla a continuación.

Para el tren de filtración, el operador dispondrá en sala de control y localmente de

todas las indicaciones y alarmas requeridas por US NRC RG 1.52 y en la tabla 4.1 de

ASME N509 - 1989.

Para las alarmas e indicaciones locales requeridas se instalará un panel de control

local que permitirá únicamente la supervisión del sistema dado que el mando del

mismo se llevará desde la sala de control. La única acción que se podrá llevar a cabo

desde dicho panel será la apertura de las válvulas de inundación de los filtros de

carbón, por ser requerido por el ASME 509-89 en caso de empleo de válvulas de

inundación motorizadas.

12.1 Operación del sistema

12.1.1 Operación normal

La puesta en marcha y parada de cada tren se realizará de forma manual desde el

panel de ventilación de la sala de control, mediante la correspondiente maneta

individual de actuación.

Cada ventilador de extracción dispondrá de una maneta de actuación con

posiciones de Parada, Auto y Marcha.


131

12.1.2 Operación en caso de pérdida de suministro

energético o en caso de accidente

Los dos trenes de filtración se encontrarán disponibles, por lo que la operación del

sistema se mantendrá igual que en operación normal.

12.1.3 Operación en caso de fallo del tren en operación

En caso de fallo del tren de filtración en operación, detectado por la parada por

cualquier causa de los ventiladores de extracción, se producirá de forma automática

el aislamiento del tren en funcionamiento y el alineamiento del tren de filtración de

reserva.

12.1.4 Operación en caso de alta humedad relativa del aire

extraído.

Se dispondrá en el panel de ventilación de la sala de control tanto de indicador

como de alarma de alta humedad relativa del caudal extraído.

En caso de que se reciba la alarma de alta humedad relativa (>70%) en alguno de

los trenes, se conectará manualmente el calentador de dicho tren mediante su

correspondiente maneta que tendrá las posiciones de desconectado y conectado

con tres escalones correspondientes a 33.3%, 66.6% y 100%.

12.2 Sistema de inundación de los filtros de carbón

A continuación se incluyen los requisitos de ASME N-509 -1989 y el sistema

previsto.

12.2.1 Requisitos ASME N 509 – 1989

D e t en c i ó n d e i n c en d i o s

Se preverá un sistema de detección de altas temperaturas o presencia de productos

de combustión con dos niveles de alarma.


132

Alarma – Primera etapa: Cuando la temperatura se eleva del punto de consigna

establecido se envía una señal de alarma de alta temperatura y se da orden de

parada de ventiladores y de cierre de la compuerta de aislamiento de la unidad.

Alarma – Segunda etapa: Se envía una señal de alarma de incendio cuando se

detecta el fuego.

S i s t e ma d e p r o t e c c i ó n c o n t r a i n c en d i o s

Cuando se prevean serán de tipo inundación con agua o gases inertes.

S i s t e ma d e i n u n d a c i ó n

Con un sistema de boquillas fijas instaladas dentro de la envolvente o housing que

aseguren que tanto fuegos superficiales como profundos pueden ser extinguidos y

que además tenga un sistema de tuberías dirigido al exterior del housing hasta una

localización accesible y provista de válvulas redundantes de aislamiento que

dispongan de una conexión manual al sistema del PCI de la planta.

Aunque no se recomienda una conexión permanente al sistema de PCI de la planta

se permite que pueda ser empleada en lugar de las conexiones de manguera

manuales.

A c t u a c i ó n d e l s i s t em a d e p r o t ec c i ó n c o n t r a i n c en d i o s

No se recomiendan válvulas de inundación con actuación automática para evitar

actuaciones espurias que pudieran inundar la unidad de filtración sin necesidad,

aunque tampoco se prohíben.

Si se instalan conexiones permanentes en el sistema de inundación debe preverse

una alarma para iniciación de la descarga del agente extintor.

I n s t r u m en t a c i ó n d e l s i s t e ma d e P C I d e l a u n i d a d d e f i l t r a c i ó n

Se requiere la siguiente instrumentación relacionada con el sistema de inundación

de los filtros de carbón activo:


133

Espacio posterior al filtro de carbón

Indicación local y remota de temperatura.

Dos etapas de alarma, local y remota

Alarma de primera etapa: Cuando la temperatura se eleva del punto de consigna

establecido se envía una señal de alarma de alta temperatura.

Alarma de segunda etapa: Cuando la temperatura se eleva del punto de consigna

establecido se envía una señal de muy alta temperatura y se permite la actuación

manual del PCI.

Válvulas de inundación

Se recomiendan válvulas manuales con indicación local de posición.

Si se utilizasen válvulas motorizadas deben tener pulsadores locales, indicación local

y remota de posición. Alarma de disparo (apertura) local y remota. Igualmente se

requiere una alarma local y remota de que se ha descargado el agente extintor.

12.2.2 Sistema de inundación de las unidades de filtración

Para cubrir los anteriores requisitos y dado que no es previsible la presencia de

personal en la sala en la que se alojarán las unidades de filtración ni en las salas

próximas, se opta por un sistema de agua de extinción de incendios y provisto de

dos válvulas de aislamiento estancas, en serie, de manera que se posibilite la

actuación automática del sistema de inundación de los filtros de carbón.

De este modo la inundación de los bancos de filtros de carbón se realizará

automáticamente por dos señales de alta temperatura simultaneas procedentes de

los dos sensores de temperatura instalados en el banco, de manera que se evite la

inundación accidental de los filtros de carbón por el fallo de uno de los sensores.

Adicionalmente se instalará un panel de control local, con maneras de actuación

para cada válvula de inundación, que permitan la apertura manual de las válvulas y


134

posibiliten que la inundación de los filtros de carbón pueda realizarse también de

forma manual local.

Se adopta como posición de fallo de las válvulas de aislamiento la posición cerrada,

para evitar una inundación accidental en caso de pérdida de suministro energético

en las mismas.

12.3 Manetas de actuación

12.3.1 Panel de ventilación de la sala de control

En el panel de ventilación de la sala de control se dispondrá de manetas individuales

de actuación para los siguientes componentes:

Ventiladores extractores de las unidades de filtración.

Calentadores eléctricos de las unidades de filtración.

Compuertas de aislamiento de las unidades de filtración.

12.3.2 Panel de control local de las unidades de filtración

Se incluyen unas manetas de actuación local de las válvulas del sistema de PCI

asociadas al sistema de inundación de los filtros de carbón de las unidades de

filtración.

Dichas manetas tienen indicadores visuales de posición de la válvula (cerrada o

abierta) y permiten abrir manualmente las válvulas, disponiendo de una llave, con

control administrativo, que evita una apertura e inundación accidental de los filtros.

12.4 Automatismos, protecciones y enclavamientos

El sistema estará equipado con los siguientes automatismos, protecciones y

enclavamientos:

Control de la presión en el edificio del reactor.


135

Control de las compuertas de las salas de bombas de las piscinas de

combustible gastado.

Control del sistema de inundación de las unidades de filtración.

Control de estado de la compuerta de aislamiento para que el arranque

de alguno de los ventiladores no ocurra estando dicha compuerta abierta.

Control de las compuertas de aislamiento de cada unidad para evitar el

arranque de los ventiladores con estas cerradas.

En caso de parada, por cualquier causa, del ventilador de la unidad de

filtración en funcionamiento, se producirá el aislamiento automático de

dicho tren mediante el cierre de su compuerta de aislamiento y la posterior

entrada en funcionamiento de la otra unidad de filtración partiendo de la

apertura de su correspondiente compuerta de aislamiento y el arranque de

su ventilador.

Las señales procedentes de los ventiladores de extracción serán señales

de trenes de seguridad.

Los calentadores eléctricos no podrán funcionar en ausencia de caudal de

extracción o refrigeración, por lo que su funcionamiento estará enclavado

con el de los ventiladores de extracción correspondientes.

Los calentadores eléctricos dispondrán de termostatos de protección

interna, de rearme automático, para disparo en caso de alta temperatura.

La inundación de cada uno de los bancos de los filtros de carbón de las

unidades se realizará de manera automática a partir de dos señales de alta

temperatura procedentes de los sensores de temperatura instalados en los

bancos, según descrito anteriormente.


136

12.5 Indicaciones y alarmas

A continuación se detallan las indicaciones y alarmas de las que estará dotado el

sistema.

Compuertas

Indicación local de estado (abierto o cerrado) de las compuertas

neumáticas de aislamiento de las unidades de filtración. Está indicación no

es obligatoria según ASME N509 pero sí es recomendada, ya que facilita la

realización de las pruebas permitiendo conocer el estado de las válvulas de

forma local.

Indicación en sala de control de estado (abierto o cerrado) de las

compuertas neumáticas de aislamiento de las unidades de filtración.

Prefiltro

Indicación local de presión diferencial en los prefiltros mediante el

correspondiente instrumento.

Alarma en la sala de control de alta presión diferencial en el prefiltro.

PreHEPA

Indicación local de presión diferencial en el preHEPA mediante el


Alarma local de alta presión diferencial en el preHEPA.

Alarma en la sala de control de alta presión diferencial en el preHEPA.

Filtros de carbón

Indicación local de presión diferencial en el carbón mediante el

correspondiente instrumento. Esta indicación no es requerida según ASME

N509 pero se opta por su instalación para mejorar la monitorización del

estado del sistema.


137

Sistemas de PCI

Indicación local de temperatura aguas abajo de los filtros de carbón

mediante los correspondientes instrumentos.

Indicación en sala de control de temperatura aguas abajo de los filtros de

carbón mediante los correspondientes instrumentos.

Indicación local del estado, abierto o cerrado, de las válvulas de

inundación de ambas unidades de filtración.

Alarma local de alta temperatura en los filtros de carbón y permisivo de

apertura de las válvulas de inundación de los filtros, orden de parada del

ventilador de extracción y orden de cierre de las compuertas de aislamiento.

Alarma en sala de control de alta temperatura en los filtros de carbón y

permisivo de apertura de las válvulas de inundación de los filtros, orden de

parada del ventilador de extracción y orden de cierre de las compuertas de

aislamiento.

Alarma local de muy alta temperatura en los filtros de carbón.

Alarma en sala de control de muy alta temperatura en los filtros de

carbón.

En caso de alarmas simultaneas de alta y muy alta temperatura se dará

orden de apertura a las válvulas de inundación de los filtros.

Indicación local de estado (abierto o cerrado) de las válvulas del sistema

de inundación de los filtros de carbón.

Indicación en sala de control de estado (abierto o cerrado) de las válvulas

del sistema de inundación de los filtros de carbón.

Alarma local de disparo del sistema de inundación de los filtros de

carbón.


138

Alarma en sala de control de disparo del sistema de inundación de los

filtros de carbón.

PostHEPA

Indicación local de presión diferencial en postHEPA mediante el


Alarma local de alta presión deferencial en el postHEPA.

Conjunto unidad de filtración

Alarma en la sala de control por alta presión diferencial en la unidad de

filtración mediante el correspondiente instrumento.

Indicación local de temperatura de entrada de aire a la unidad de

filtración mediante el correspondiente instrumento.

Indicación local de presión diferencial en la unidad de filtración mediante

el correspondiente instrumento. Esta indicación no es requerida según ASME


estado del sistema.

Alarma local de alta presión diferencial en la unidad de filtración. Esta

alarma no es requerida según ASME N509 pero se opta por su instalación

para mejorar la monitorización del estado del sistema.

Ventiladores

Indicación local de presión diferencial de los ventiladores mediante el



estado del sistema.

Indicación local del estado de los ventiladores (marcha o paro).


139

Indicación en sala de control del estado de los ventiladores (marcha o

paro).

Indicación en sala de control de consumo del motor de los ventiladores.

Esta indicación no es requerida según ASME N509 pero se opta por su

instalación para mejorar la monitorización del estado del sistema.

Alarma local de anomalía o disparo en sala de control de los ventiladores

Esta alarma no es requerida según ASME N509 pero se opta por su

instalación para mejorar la monitorización del estado del sistema.

Alarma en sala de control de anomalía o disparo en sala de control de los

ventiladores. Esta alarma no es requerida según ASME N509 pero se opta

por su instalación para mejorar la monitorización del estado del sistema.

Señales al SAMO del estado de los ventiladores (marcha, paro o avería).

Esta señal no es requerida según ASME N509 pero se opta por su instalación

para mejorar la supervisión del estado del sistema.

Caudal de aire extraído

Indicación local de caudal de aire extracción de la unidad de filtración

mediante el correspondiente instrumento.

Indicación en sala de control de caudal de aire de extracción de la unidad

de filtración mediante el correspondiente instrumento. Está indicación no es

requerida según ASME N509 pero se considera necesario incluirla ya que es

en la sala de control donde se encuentra el personal.

Alarma en la sala de control por bajo caudal de extracción (menor del

90% del deseado) en cada unidad de filtración mediante el correspondiente

instrumento.


140

Alarma en la sala de control por alto caudal de extracción (mayor del

110% del deseado) en cada unidad de filtración mediante el correspondiente

instrumento.

Indicación local de la temperatura del caudal a la entrada de la unidad de

filtración mediante el correspondiente instrumento. Dicho instrumento

también es el empleado para el calentador eléctrico.

Separador de gotas

Indicación local de presión diferencial en separador de gotas mediante el


Calentador eléctrico

Indicación local del estado de los calentadores (33.3%, 66.6% o 100%,

desconectado o disparado).

Indicación en sala de control del estado de los calentadores (33.3%,

66.6% o 100%, desconectado o disparado). Está indicación no es requerida

según ASME N509 pero se considera necesario incluirla ya que es en la sala

de control donde se encuentra el personal.

Indicación local de presión diferencial en los calentadores mediante el



estado del sistema.

Indicación local de la humedad relativa a la entrada de las unidades de

filtración mediante el correspondiente instrumento. Esta indicación no es

requerida según ASME N509 pero se opta por su instalación para mejorar la

monitorización del estado del sistema.

Indicación en sala de control de la humedad relativa a la entrada de las

unidades de filtración mediante el correspondiente instrumento. Esta


141

indicación no es requerida según ASME N509 pero se opta por su instalación

para poder realizar la conexión manual de calentador eléctrico en caso

necesario.

Alarma en sala de control de alta humedad relativa a la entrada de las

unidades de filtración mediante el correspondiente instrumento. Esta

indicación no es requerida según ASME N509 pero se opta por su instalación

para poder realizar la conexión manual de calentador eléctrico en caso

necesario.

Indicación local de temperatura aguas abajo de los calentadores

eléctricos mediante el correspondiente instrumento.

Indicación en sala de control de temperatura aguas abajo de los

calentadores eléctricos mediante el correspondiente instrumento.

Alarma local de alta temperatura aguas abajo de los calentadores

eléctricos mediante el correspondiente instrumento.

Alarma en sala de control de alta temperatura aguas abajo de los

calentadores eléctricos mediante el correspondiente instrumento.

Alarma local por baja temperatura cuando la diferencia de temperatura

salida-entrada de los calentadores eléctricos es menor de 5 [°C] mediante los

correspondientes instrumentos.

Alarma en sala de control por baja temperatura cuando la diferencia de

temperatura salida-entrada de los calentadores eléctricos es menor de 5 [°C]

mediante los correspondientes instrumentos.

Alarma en sala de control de disparo de los calentadores eléctricos.


142

12.6 Tabla resumen

La instrumentación acompañada con (*) indica que no es requerida por ASME 509 y que es instalada como mejora del sistema.

Tabla 12.1 - Tabla resumen de los equipos de instrumentación y control

Unida de filtración Instrum. Descripción Instrumentación requerida por ASME 509 Instrumentación prevista

Local Remota – Sala de control Local Remota – Sala de control

1 Entrada a la unidad de filtración

FIT-001 Transmisor de caudal

Indicación de caudal

(Alternativamente en loc. 16)

Alarma de alto caudal

Alarma de bajo caudal

(alternativamente en loc. 16)

Indicación de caudal

Indicación de caudal(*)

Alarma de alto caudal

Alarma de bajo caudal

TE-001 A Medidor de temperatura

Indicación de temperatura

(Alternativamente en loc. 2 o 4) - Indicación de temperatura -

2 Espacio - - - - - -

3 Separador de gotas

PI-001 A1 Indicador de

presión

Indicador de presión diferencial

Alarma de presión diferencia (recomendada)

-

Indicación de presión diferencial

La alarma de presión diferencial global suple a la del separador de

gotas

-

4

Espacio aguas arriba

del calentador

MIT-001 Transmisor

de humedad relativa

- - Indicación de humedad relativa

(*)

Indicación de humedad relativa (*)

Alarma de alta humedad relativa (*)


143



5 Calentador

HS-001 Maneta - - - Maneta de actuación (*)

XL-001 A/B Luz

indicadora Indicación de estado -

Indicación de estado (conectado, desconectado o disparado)

Indicación de estado (conectado, desconectado o disparado) (*)

TS-001-1

Termostato de seguridad

interno de rearme manual

- - Desconexión calentador

por alta temperatura (*) -

TS-001-2

Termostato de seguridad

interno de rearme

automático / manual

- - Desconexión calentador por

muy alta temperatura (*) -

PI-002 A2 Transmisor

indicador de presión

- - Indicación de presión

diferencial (*) -

6

Espacio aguas abajo

del calentador

TE-001 B

Sensor de temperatura de salida del calentador


Alarma de alta temperatura

Alarma de baja temperatura




Alarma de disparo







Alarma de disparo

7 Prefiltro PI-001 B Transmisor de presión diferencial


Alarma alta presión diferencial -



8 Espacio - - - - - -

9 PreHEPA PI-001 C Transmisor de presión diferencial


Alarma alta presión diferencial Alarma alta presión diferencial


Alarma alta presión diferencial Alarma alta presión diferencial

10 Espacio - - - - - -


144



11 Filtro de carbón

PI-001 D Indicador de

presión diferencial

- - Indicación de presión diferencial

(*) -

12

Espacio aguas

debajo de filtro de carbón

TE-002-1

TE-003-1

Medidores de temperatura Indicación de temperatura


Alarma de muy alta temperatura (permite la actuación manual del

sistema PCI)



Alarma de muy alta temperatura (permite la actuación manual del

sistema PCI)


Alarma de alta temperatura (permisivo de apertura de

válvulas de inundación)

Alarma de muy alta temperatura (ordena la apertura de las



Alarma de alta temperatura (permisivo de apertura de


Alarma de muy alta temperatura (ordena la apertura de las


TE-002-2

TE-003-2

Medidores de temperatura

13 PostHEPA PI-001-E Transmisor de presión diferencial





14 Espacio - - - - - -

S/N Conjunto unidad de filtración

PI-001 F Transmisor de presión diferencial

- Alarma alta presión diferencial

(sustituible por alarma individual de cada componente)

Indicación presión diferencial (*)

Alarma de alta presión difer. (*) Alarma alta presión diferencial

15 Ventilador PI-002 Indicador de

presión diferencial

Indicador de estado (recomendado)

Maneta de actuación (recomendado)

Indicador de estado

Maneta de actuación Indicador de presión difer. (*) -


145



16

Salida de la unidad de filtración

HS-002 Maneta de actuación

(Ver localización 1)

(Ver localización 1)

- Maneta de actuación

XL-002 A/B Luz

indicadora Indicación de estado (A) Indicación de estado (B)

II-001 Indicador de

consumo - Indicación de consumo (*)

XA-001 A/B Luz alarma Alarma de anomalía

o disparo (B) (*)

Alarma de anomalía (A) (*)

Envío de señales al SAMO del estado de los ventiladores

17 Compuertas

actuadas HS-003

Maneta de actuación

Indicación de estado (recomendado)

Indicación de estado Maneta de actuación Maneta de actuación

18

Válvulas del sistema de

PCI

ZL-001 A/B Luz

indicadora


Indicación del estado

Alarma de disparo

Indicación de estado

Alarma de disparo

Indicación de estado (B) Indicación de estado (A)

19

HS-004 A/B

HS-005 A/B

ZL-002 A1/A2/B1/B2

ZL-003 A1/A2/B1/B2

XA-002 A/B

XA-003 A/B


Luz indicadora

Luz de alarma


Indicación del estado (ZL-002 A2/B2, ZL-003 A2/B2)

Alarma de disparo (XA-002 B, XA-003 B)

Indicación de estado (ZL-002 A1/B1, ZL-003 A1/B1)

Alarma de disparo (XA-002 A, XA-003 A)

Presupuesto

146

13 - Presupuesto

En esta sección se calculará de forma aproximada el coste económico de acometer

este proyecto.

Para este tipo de proyectos, una vez establecidos los parámetros que sirven para el

dimensionamiento de los equipos, se elaboran las correspondientes especificaciones

técnicas en las que se plasman todos los requisitos que se solicitan. Se hacen llegar

dichas especificaciones a los potenciales fabricantes para que preparen las ofertas.

Dichas ofertas serán analizadas desde el punto de vista económico y de cumplimiento

técnico.

Los datos que aquí se presentan son aproximados, reflejando de forma cercana cual

podría ser el coste total del proyecto basándose en la experiencia previa en proyectos

de características similares.

Concepto Precio Unitario [€] Unidades Precio total [€]

Unidades de filtración completas 300.000 2 600.000

Ventiladores 40.000 2 80.000

Compuertas de aislamiento estancas 20.000 2 40.000

Compuertas de gravedad 3.400 4 13.600

Compuertas de regulación de caudal 1.000 2 2.000

Rejillas de intemperie 900 2 1.800

Modificación de conductos 10.000 2 20.000

Accesorios I&C 19.500 2 39.000

Subtotal 796.400

Contingencias 20% 159.280

Total 955.680

Así pues se puede concluir que este proyecto concreto tendría un coste cercano al

millón de euros, sin considerar los costes de ingeniería y dirección del proyecto.

Anexo A

147

Anexo A – Isométricos del sistema de conductos

Planos del sistema de tuberías en el que se instala el SBGT.

Anexo A

148

Tramo 1

Escala 1:30

Cotas en [mm]

Anexo A

149

Tramo 2

Escala 1:30

Cotas en [mm]

Anexo A

150

Tramo 3

Escala 1:100

Cotas en [mm]

Anexo A

151

Tramo 4

Escala 1:75

Cotas en [mm]

Anexo A

152

Tramo 5

Escala 1:75

Cotas en [mm]

Anexo B

153

Anexo B – Glosario

Glosario de términos relativos a la tecnología nuclear.

Anexo B

154

B WR - B o i l i n g Wa t e r R ea c t o r

Reactor de agua en ebullición: Es aquel en el que el agua que se usa como refrigerante

alcanza la ebullición en el núcleo, formándose el vapor que va a impulsar la turbina en

la parte superior de la vasija del reactor.

B WR – P r es s u r i z e d Wa t e r R ea c t o r

Reactor de agua a presión: Es aquel en el que el refrigerante es agua ligera a alta

presión en fase líquida. Consta de dos circuitos hidráulicos claramente separados, el

primario y el secundario. EL primario es el circuito que refrigera el núcleo, transfiriendo

el calor al secundario, en el cual el agua alcanza la fase de vapor y es turbinado.

I N E S – I n t e r n a t i o n a Nu c l e a r E v en t S c a l e

Escala internacional de sucesos nucleares; que los clasifica según la gravedad de sus

consecuencias.

D B A – D es i g n B a s i s Ac c i d e n t

Accidente base de diseño: Envolvente de todas las condiciones accidentales

anticipadas o previstas. Es una condición accidental postulada que la central nuclear

está diseñada para soportar sin fallo de los sistemas, estructuras y componentes

necesarios para garantizar la seguridad del público.

L O C A – Lo s s o f c o o l a n t a c c i d en t

Accidente con pérdida de refrigerante: Accidente provocado por la rotura o fuga en la

barrera de presión del refrigerante primario.

E S F – En g i n e e r ed s a f et y f ea t u r es

Salvaguardia tecnológica o de ingeniería: Cada uno de los sistemas redundantes y

automáticos diseñados para mitigar las consecuencias de un accidente base de diseño

y evitar daños al público y al personal de la central. Sus objetivos fundamentales son

mantener el núcleo cubierto, extraer el caudal residual y mantener la integridad de la

contención.

Anexo B

155

C o n t en c i ó n

Contención o estructura de contención: Se denomina edificio de contención a la

estructura de hormigón, acero o una combinación de ambos, construida para encerrar

en su interior a un reactor nuclear. Suele está constituida por una contención primaria,

que encierra el reactor en sí mismo y una contención secundaria o edificio del reactor,

que encierra a la primaria y a una serie de elementos auxiliares, además de las piscinas

del combustible.

O n -p o w e r r e f u e l l i n g

Recarga de combustible en funcionamiento: Es la recarga de combustible en el núcleo

del reactor sin detener por completo la reacción en este.

T é r mi n o s f u en t e

Expresión utilizada para definir la información sobre la liberación real o potencial de

material radiactivo desde una determinada fuente y que puede incluir su composición,

cantidad, velocidad o tasa de liberación y modo de la misma.

V a s i j a

Barrera última, en la cual se encuentra el material radioactivo y los elementos que

desencadenan y controlan la reacción, y rellena del fluido refrigerante.

A C S - A i r c o n d i t i o n i n g s ys t e m

Sistema de acondicionamiento de aire, que puede realizar acciones de refrigeración,

calefacción, ventilación, desinfección, filtración, etcétera.

D F - D ec o n t a m i n a t i o n f a c t o r

Factor de descontaminación: Relación entre el contenido de materia radiactiva

contaminantes antes y después de un proceso de descontaminación. El término puede

referirse a un radionucleido específico o a la radiactividad global.

Anexo B

156

H E P A – H i g h ef f i c i e n t p a r t i c u l a t e a i r ( f i l t er )

Absorbente de partículas de alta eficiencia (filtro): Son filtros de aire de alta eficiencia

que satisfacen unos determinados estándares. Están compuestos por una malla de

fibras dispuestas al azar y se caracterizan por su capacidad de retener partículas de

menor tamaño al de los huecos entre sus fibras.

T ED A - T r i et i l en d i a m i n a

Compuesto químico con fórmula molecular C6 H12 N2

P e r i o d o d e s e mi d es i n t eg r a c i ó n

Es el tiempo transcurrido para que se reduzca a la mitad la cantidad de un

determinado isótopo radiactivo como consecuencia de su decaimiento.

R a d i o n u c l e i d o s

Nucleidos radiactivos.

A L A R A – As Lo w A s R ea s o n a b l y A c h i e va b l e

Tan bajo como sea razonablemente posible; criterio de enfoque del control y las

liberaciones de material radiactivo basado en que estas sea tan bajas como las

consideraciones sociales, técnicas, económicas, prácticas y políticas permitan.

I A E A – I n t e r n a t i o n a l A t o mi c En e r g y A g en c y

Organismo internacional de la energía atómica; es una organización conexa a la ONU

cuyo fin es acelerar y aumentar la contribución de la energía atómica para fines de paz,

salud y prosperidad en todo el mundo.

P o z o s ec o

Estructura de acero, en forma de bombilla fijada en el edificio del reactor que alberga

al propio reactor nuclear.

Anexo B

157

S B GT – S t a n d b y g a s t r ea t m en t s y s t e m

Sistema de reserva y tratamiento de gases: Sistema para filtrar los gases al extraerlos

del edificio del reactor y descargarlo a través de la chimenea una vez que sus niveles

de radiación y toxicidad se hallen en niveles aceptables.

U S NR C – Un i t ed S t a t es Nu c l ea r R eg u l a t o r y C o m mi s s i o n

Comisión reguladora de la energía nuclear de los EEUU. Su misión es regular el uso de

la energía atómica y todas las actividades asociadas tanto para usos civiles como de

defensa y seguridad.

A S M E – A m e r i c a n S o c i e t y o f M ec h a n i c a l En g i n e e r s

Asociación Americana de Ingenieros Mecánicos. Es una asociación profesional de

ingenieros, que, entre otras actividades, se dedica a generar códigos de diseño,

construcción, inspección y pruebas para equipos para multitud de aplicaciones en

distintos campos de la ingeniería.

Anexo C

158

Anexo C – Esquema

Representación esquemática del sistema de filtración.

Anexo C

159

Anexo D

160

Anexo D – Outputs HVACPC

Datos de salida del programa HVACPC para la pérdida de carga en conductos con un

caudal de extracción 1717 [m3/h] y un caudal de refrigeración en la unidad de reserva

de 303 [m3/h].

Anexo D

161

Línea 1

[D.OR] [E.PL][N§OR]

DIA. (mm) PRES. (mm) R/D PERD. PERD. PERD. M

LIN. CAUDAL ANCHO x ALTO LONG. VELOC. DINAM. ANG. R/W (mBAR/ ITEM ACUM. A RUG.

N§ N§ DE ITEM ITEM (m3/h) (mm) (mm) (m) (m/s) (mBAR) (ø) R/H COEF. 100m) (mBAR) (mBAR) T (mm)

1 1 ENTR NOR CIRC 1717 300 dia 6.75 0.274 0.500 0.137 0.137 A 0.045

1 2 TRAMO RECTO CIRC 1717 300 dia 1.00 6.75 0.274 1.611 0.016 0.153 A 0.045

1 3 CODO RAD LARGO 1717 300 dia 6.75 0.274 90.0 1.50 0.308 0.084 0.237 A 0.045


1 5 RAMAL SALIDA 1717 300 dia 6.75 0.274

0 300 dia 0.00 0.000 90.0 Linea 0

1717 300 dia 6.75 0.274 90.0 1.800 0.493 0.748 A 0.045




1 9 COMPUERTA 0.000 0.854

Anexo D

162








1 13 RAMAL ENTRADA 1717 300 dia 6.75 0.274 90.0

0 300 dia 0.00 0.000 0.0 Linea 0

1717 300 dia 6.75 0.274 1.564 0.428 1.387 A 0.045





0 300 dia 0.00 0.000 0.0 Linea 0

1717 300 dia 6.75 0.274 1.564 0.428 1.980 A 0.045


Pérdida de carga acumulada de la línea 1= 1.988

Anexo D

163

Línea 2





1 1 CODO RAD CORTO 1717 300 dia 6.75 0.274 90.0 1.00 0.561 0.153 0.153 A 0.045






1 7 COMPUERTA 0.000 0.454



Anexo D

164

Línea 3














1 10 CAUDALIMETRO 0.000 1.031

Anexo D

165








1 14 COMPUERTA 0.000 1.246





1 19 UD. FILTRACION 0.000 1.626

1 20 COMPUERTA 0.000 1.626


Anexo D

166






303 300 dia 1.19 0.009 90.0 Linea 3

2020 300 dia 7.94 0.379 0.268 0.101 1.739 A 0.045


1 24 COMPUERTA 0.000 1.755

1 25 VENTILADOR 0.000 1.755


1 27 COMPUERTA 0.000 1.772






Anexo D

167














Anexo D

168

Línea 3’





1 1 ENTR NOR CIRC 303 300 dia 1.19 0.009 0.500 0.004 0.004 A 0.045

1 2 COMPUERTA 0.000 0.004


1 4 COMPUERTA 0.000 0.011



0 300 dia 0.00 0.000 0.0 Linea 0

303 300 dia 1.19 0.009 1.564 0.013 0.026 A 0.045



1 9 UD. FILTRACION 0.000 0.036


Anexo D

169





1 11 COMPUERTA 0.000 0.036

1 12 RAMAL SALIDA 303 300 dia 1.19 0.009

0 300 dia 0.00 0.000 90.0 Linea 0

303 300 dia 1.19 0.009 90.0 1.800 0.015 0.051 A 0.045







Anexo D

170

Línea 4






1 2 COMPUERTA 0.000 0.021









Anexo D

171











Anexo D

172

Línea 5







0 300 dia 0.00 0.000 0.0 Linea 0

2020 300 dia 7.94 0.379 1.564 0.592 0.636 A 0.045








Anexo D

173









Anexo D

174

Línea 6







0 300 dia 0.00 0.000 0.0 Linea 0

2020 300 dia 7.94 0.379 1.564 0.592 0.636 A 0.045








Anexo D

175








P‚rdida de carga acumulada de la l¡nea 1= 1.819

Anexo D

176

Línea 7








Línea 8







Anexo D

177

Línea 9









Anexo E

178

Anexo E – Impresiones de pantalla de cálculos psicrométricos

Impresiones de pantalla de las hojas de cálculo utilizadas para los cálculos

psicrométricos de las condiciones en los calentadores y los filtros de las unidades de

filtración.

Anexo E

179

Calentador principal: Caudal máximo.

Anexo E

180

Calentador principal: Caudal mínimo.

Anexo E

181

Calentador principal sobredimensionado: Caudal máximo.

Anexo E

182

Calentador principal sobredimensionado: Caudal mínimo.

Anexo E

183

Calentador secundario: Caudal máximo.

Anexo E

184

Calentador secundario: Caudal mínimo.

Anexo E

185

Calentador secundario sobredimensionado: Caudal máximo

Anexo E

186

Calentador secundario sobredimensionado: Caudal mínimo.

Anexo F

187

Anexo F – Índice de ilustraciones, tablas y gráficos

Ilustraciones

Ilustración 1-1 - Representación esquemática del SBGT ................................................ 10

Ilustración 2-1 - Recorridos para la liberación de material radioactivo en DBAs ........... 15

Ilustración 3-1 - Esquema típico de la contención en un BWR ....................................... 20

Ilustración 3-2 - Representación esquemática de la disposición típica de un sistema de

tratamiento de gases para un reactor nuclear ............................................................... 29

Ilustración 3-3 - Disposiciones de filtros HEPA más comunes ........................................ 31

Ilustración 3-4 - Filtros HEPA reales ................................................................................ 31

Ilustración 3-5 - Carcasa para filtro HEPA ....................................................................... 33

Ilustración 3-6 - Carcasa para filtro HEPA y filtro interno ............................................... 33

Ilustración 3-7 - Sistemas tipo reja (a) Insertos Rectangulares (b) Insertos circulares ... 33

Ilustración 3-8 - Vista microscópica de filtros de carbón activo ..................................... 35

Ilustración 4-1 - Líneas de flujo para una fibra aislada ................................................... 42

Ilustración 4-2 - Líneas de flujo para una única fibra en una matriz de fibras usando la

teoría de Kuwabara ......................................................................................................... 42

Ilustración 4-3 - Trayectoria limitante para la captura de partículas ............................. 45

Ilustración 4-4 - Comportamiento de la penetración en función del tamaño de partícula

para los diferentes mecanismos de captura ................................................................... 50

Ilustración 4-5 - Comportamiento de la penetración en función de la velocidad del flujo

para los diferentes mecanismos de captura ................................................................... 50

Ilustración 4-6 - Penetración en un filtro HEPA sin fugas ............................................... 51

Ilustración 4-7 - Carga de los filtros (a) Modelo de Dendrita; (b) Modelo del crecimiento

de fibra; (c) Modelo Combinado ..................................................................................... 52

Ilustración 4-8 - Gránulo de carbón activo visto bajo un microscopio electrónico ........ 55

Anexo F

188

Ilustración 6-1 - Sección del reactor ............................................................................... 62

Ilustración 8-1 - Representación esquemática del sistema de filtración ........................ 93

Ilustración 11-1 – Bandeja de adsorbedora de carbón activo AAF CS-8 ...................... 125

Ilustración 11-2 – Filtro HEPA AAF VariCel II ................................................................ 126

Ilustración 11-3 – Filtro HEPA AAF AstroCel II .............................................................. 127

Anexo F

189

Tablas

Tabla 3.1 - Propiedades de los materiales empleados para la fabricación de filtros

HEPA. ............................................................................................................................... 32

Tabla 3.2 - Comportamiento de los filtros HEPA ante los diferentes parámetros de

influencia. ........................................................................................................................ 38

Tabla 3.3 - Comportamiento de los adsorbedores de yodo ante los diferentes

parámetros de influencia ................................................................................................ 40

Tabla 7.1 - Caudales de entrada y salida al edificio del reactor...................................... 78

Tabla 7.2 - Respuesta temporal del sistema ante el arranque del sistema de

emergencia ...................................................................................................................... 78

Tabla 8.1 - Factor multiplicador de la pérdida de carga de los elementos al verse

afectados por el factor de efecto. ................................................................................... 91

Tabla 8.2 - Pérdidas de carga en los distintos elementos de las unidades de filtración 92

Tabla 8.3 - Cálculo de la componente cuadrática de la pérdida de carga en los

diferentes tramos del sistema SBGT ............................................................................... 94

Tabla 8.4 - Pérdidas de carga totales en los diferentes tramos del sistema SBGT tanto

con los filtros limpios como sucios. Presiones en [mbar] y caudales en [m3/h]............. 95

Tabla 8.5 - Q y ΔP para los diferentes estados del sistema y un caudal de extracción de

1717 [m3/h] .................................................................................................................... 96


2035 [m3/h] .................................................................................................................... 96


2338 [m3/h] .................................................................................................................... 97

Tabla 9.1 - Inventario del núcleo en el momento del accidente .................................. 103

Tabla 9.2 - Inventario másico del núcleo en el momento del accidente obtenido con el

programa ORIGEN ......................................................................................................... 104

Anexo F

190

Tabla 9.3 - Fracción del inventario del núcleo liberado a la contención en caso de

accidente ....................................................................................................................... 105

Tabla 9.4 - Actividad de los diferentes radionucleidos en el interior del filtro HEPA tras

el accidente ................................................................................................................... 109

Tabla 9.5 - Actividad de loss radionucleidos en el interior del filtro de carbón tras el

accidente ....................................................................................................................... 111

Tabla 9.6 - Masa de los diferentes radionucleidos y sus descendientes en el interior del

filtro HEPA tras el accidente.......................................................................................... 111

Tabla 9.7 - Masa de los diferentes radionucleidos y sus descendientes en el interior del

filtro de carbón tras el accidente ................................................................................. 112

Tabla 9.8 - Masa total acumulada en el filtro HEPA ..................................................... 112

Tabla 9.9 - Masa acumulada en el interior del filtro de carbón debido a los dos caminos

de fugas tras el accidente ............................................................................................. 113

Tabla 9.10 - Masa total acumulada en el filtro de carbón ............................................ 113

Tabla 9.11 - Calor total generado en el interior de los filtros debido a los diferentes

tipos de radiación. ......................................................................................................... 114

Tabla 10.1 - Evolución de las condiciones del caudal de extracción a lo largo de la

unidad de filtración en funcionamiento ....................................................................... 119


unidad de filtración en funcionamiento con el calentador sobredimensionado ......... 119

Tabla 10.3 – Evolución de las condiciones del caudal de refrigeración a lo largo de la

unidad de filtración en modo de refrigeración ............................................................. 122


unidad de filtración en modo refrigeración con el calentador sobredimensionado .... 122

Tabla 12.1 - Tabla resumen de los equipos de instrumentación y control ................... 142

Anexo F

191

Gráficos

Gráfico 7.1 - Evolución del caudal en el ventilador ........................................................ 75

Gráfico 7.2 - Evolución de la presión en el edificio del reactor al arrancar el sistema de

emergencia ...................................................................................................................... 79

Gráfico 7.3 - Ampliación de la evolución de la depresión en el edificio del reactor al

arrancar el sistema de emergencia ................................................................................. 79

Gráfico 7.4 - másicos de entrada y salida al edificio del reactor al activarse el sistema

de emergencia. ................................................................................................................ 80

Gráfico 7.5 - Caudales volumétricos de entrada y salida al edificio del reactor al

activarse el sistema de emergencia ................................................................................ 80

Gráfico 7.6 - Evolución de la presión en el edificio del reactor al arrancar el sistema de

emergencia ...................................................................................................................... 81

Gráfico 7.7 - Ampliación de la evolución de la depresión en el edificio reactor al

arrancar el sistema de emergencia ................................................................................. 81

Gráfico 7.8 - Caudales másicos de entrada y salida al edificio del reactor al activarse el

sistema de emergencia ................................................................................................... 82

Gráfico 7.9 - Caudales volumétricos de entrada y salida al edificio del reactor al

activarse el sistema de emergencia ................................................................................ 82

Gráfico 8.1 - Diagrama de Moody ................................................................................... 89

Gráfico 9.1 - Evolución temporal del calor generado en el filtro HEPA ........................ 115

Gráfico 9.2 - Evolución temporal del calor generado en el filtro de carbón ................ 115

Gráfico 11.1 – Mapa Presión – Caudal del ventilador Gebhardt RZR-10 - 0200........... 129

Bibliografía

192

Bibliografía

[1] Off-Gas and Air Cleaning Systems for Accident Conditions in Nuclear Power

Plans, International Atomic Energy Agency, Technical Reports Series No. 358.

[2] Particulate Filtration in Nuclear Facilities, International Atomic Energy Agency,

Technical Reports Series No. 325.

[3] HVAC-PC-02, Programa para el Cálculo de Perdidas de Carga en Conductos,

Manual de Usuario, Empresarios Agrupados A.I.E.

[4] Flujo de Fluidos en Válvulas, Accesorios y Tuberías, Preparado por la división de

ingeniería de CRANE, McGraw-Hill.

[5] Fan-Duct Connection pressure Losses, Smacma.

[6] Design, Inspection and Testing Criteria for Air Filtration Adsorption Units in

Post-Accident Engineered-Safety-Feature Atmosphere Cleanup Systems in

Light-Water-Cooled Nuclear Power Plants. Nuclear Regulatory Commission -

Regulatory Guide 1.52.

[7] Alternative Radiological Source Terms for Evaluating Design Basis Accidents at

Nuclear Power Reactors. US Nuclear Regulatory Commission Regulatory Guide

1.183.

[8] A Radionuclide Decay Data Base – Index and Summary Table. US Nuclear

Regulatory Commission NUREG/CR-1413.

[9] ASME N509 – Nuclear Power Plant Air-Cleaning Units and Components

[10] ASME AG-1 – Code on Nuclear Air & Gas treatment.

Sistemas de tratamiento y limpieza de aire para ... · necesidad de mantener una presión negativa...

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