1. Ing. Mecánica
Eléctrica
Central Nucleoeléctrica
De Laguna Verde
Mendoza Chávez Giovanni
Pulido Corte Julio Amadeus

3. Conversión de calor en energía eléctrica
1.-La energía del combustible se utiliza
para producir vapor a elevada presión y
temperatura.

4. Conversión de calor en energía eléctrica
2.- La energía del vapor se transforma en
movimiento de una turbina.

5. Conversión de calor en energía eléctrica
3.- El giro del eje de la turbina se transmite
aun generador, que produce energía
eléctrica.

6. Conversión de calor en energía eléctrica
3.- El giro del eje de la turbina se transmite
aun generador, que produce energía
eléctrica.

7. Las centrales nucleoeléctricas se
diferencian de las demás centrales
térmicas solamente en la primera etapa
de conversión, es decir, en la forma de
producir vapor.

10. Un reactor
consta de tres
elementos
esenciales:
1.- El
combustible.
2.- El
moderador.
3.-El fluido
refrigerante.

11. El calor se obtiene
a partir de uranio
sin que se
produzca
combustión. Por
analogía se le
denomina
combustible
nuclear.

17. El uranio que se
utiliza en L.V.
contiene: 0.7%
uranio 235 o bien
en forma de
uranio
enriquecido, con
uranio 235 hasta
un 3 o 4%.

18. El uranio natural se coloca en los
reactores en forma de uranio metálico o
de oxido de uranio, dispuesto en barras
compactas o tubos de pocos
centímetros de diámetro varios de
longitud.

20. Para contener el
combustible los
productos
formados en la
fisión, las pastillas
se encapsulan en
un tubo
perfectamente
hermético, el tubo
es de aleación de
Circonio.

21. Situado en el corazón del reactor
nuclear, el moderador constituye un
medio para disminuir la velocidad de
los neutrones, lo cual propicia
una reacción nuclear en cadena eficaz.

22. La razón principal para efectuar este
proceso de frenado de los neutrones es
permitir la interacción de
estos corpúsculos con los átomos fisibles
(uranio 235 y plutonio 239) presentes en el
combustible de un reactor nuclear.
Cuando tras la absorción de un
neutrón fisiona un átomo, emite dos o tres
neutrones a una velocidad de 20 000 km/s.
A tal velocidad es poco probable que otro
átomo fisible absorba estos neutrones. El
empleo del moderador permite obtener
mejor rendimiento del reactor.

23. El moderador mas utilizado son el Agua
ordinaria y el Agua Pesada.

24. Tiene la misma función que el agua que
circula por una caldera convencional:
Evacuar el calor producido por el
combustible, para producir vapor.

25. El Fluido
refrigerante
circula entre las
barras de
combustible
impulsado por
una bomba.

26. Los fluidos
refrigerantes más
comunes son el
anhídrido
carbónico, en los
reactores de
uranio natural, el
agua en los
reactores de
uranio enriquecido
y el sodio en los
reactores rápidos.

27. El fluido refrigerante tras circular
bañando las barras de combustible, con
lo que se calienta, es conducido a un
intercambiador en el que cede el calor
extraído del reactor al agua que circula
por el intercambiador, convirtiéndola en
vapor.

29. Sólo hay una
excepción: en los
reactores BWR
(reactores de agua en
ebullición) el vapor se
produce directamente
al entrar en contacto el
agua de refrigeración
(fluido refrigerante) con
las barras de
combustible.

30. 1-Vasija del reactor
2-Uranio
3-Barras de control
4-Bombas de
circulación
5-Motores de las
barras de control
6 -Vapor

31. 7-Entrada de agua
8-Turbina de alta
presión
9-Turbina de baja
presión
10-Generador eléctrico
11-Excitador del
generador eléctrico
12-Condensador de
vapor
13-Agua fría para el
condensador

32. 14-Precalentador
15-Bomba de
circulación de
agua
16-Bomba de agua
fría del
condensador
17-Camara de
hormigón
18-Conexión a la
red eléctrica

33. Las centrales nucleares tienen una serie
de dispositivos de seguridad destinados
a mantener bajo control la reacción de
fisión en cadena y evitar la salida de
radiaciones al exterior en caso de
accidente.

34. Variar la posición de las barras de control
(3) (retirando o introduciéndolas en el
combustible) es el método común de
control de la potencia cuando se arranca
el reactor y cuando se trabaja hasta el
70% de la potencia del reactor. A medida
que las barras de control se retiran, se
reduce la absorción de neutrones en las
mismas, aumentando en el combustible.
Por tanto aumenta la potencia del
reactor. En cambio, al introducir las barras
de control, aumenta la absorción de
neutrones en éstas y disminuye en el
combustible de forma que se reduce la
potencia en el reactor.

35. Se denominan sistemas de seguridad
nuclear activos aquellos que precisan un
evento iniciador actuado por un sistema
de control, tal como puede ser un relé.
Se distinguen de los sistemas de
seguridad nuclear pasivos en que estos
últimos actúan de forma necesaria
debido al propio diseño de la central y a
las leyes físicas que rigen la naturaleza.

36. Debe asegurar un caudal suficiente de refrigeración
si ocurriera un accidente con pérdida de
refrigerante, de forma que se evacue el calor
generado en el núcleo y así se eviten daños en el
combustible. Además debe poder aportar suficiente
agua borada como para compensar el aumento de
reactividad originado por un accidente de rotura en
la línea de vapor, siempre en un margen de parada
aceptable.
También debe cumplir su función aún en caso de
pérdida total del suministro eléctrico exterior y de
fallo simple en cualquiera de sus componentes.

37. El sistema de Agua de Alimentación Auxiliar
(AFWS) protege la planta ante cualquier
accidente que necesite el secundario como
sumidero de calor, es decir, un sistema de
refrigeración adicional. Además se utiliza en
operación normal durante el arranque y la
parada.
El AFWS puede mantener un nivel de agua
suficiente en los generadores de vapor para
que se evite la apertura de las válvulas de
seguridad del presionador por una
presurización debida a un aumento excesivo
de la temperatura del primario.

38. El sistema de reserva de tratamiento de gases
mantiene una presión negativa en el edificio del
reactor en condiciones de aislamiento para evitar
que salgan gases radiactivos al ambiente. En la
centras 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. El sistema está
calculado para proporcionar al menos un cambio
de aire por día en el edificio del reactor

39. El vapor producido en el reactor nuclear
se canaliza hacia una turbina donde
hace girar sus álabes. La energía
contenida en el vapor se convierte así
en energía mecánica de rotación.

43. 1.- Reactor
Numero de Unidades 2 X 654 MW Netos
Tipo BWR
Combustible Oxido de Uranio enriquecido
Enriquecimiento Alto 2.19% de U235 (en peso)
Enriquecimiento Bajo 1.76% de U235 (en peso)
Sin enriquecimiento 0.711% de U235 (en peso)
Numero de Ensambles 444 con 62 Barras de combustible y
2 de agua por ensamble

44. 1.- Reactor
Numero Total de barras de 27,528
combustible
Peso Total de Uranio 81,285 Toneladas de Uranio
Longitud activa del combustible 381 cm
Diámetro Exterior de la barra 1.226 cm
Espesor del Encamisado 0.0813 cm
Diámetro exterior de la Pastilla 1.041 cm
Material de Encamisado Zircaloy 2
Material del canal de combustible Zircaloy 4

45. 1.- Reactor
Material de las placas de sujeción Acero inoxidable 304
Sistema de control del liquido Pentaborato de Sodio
Presión de Servicio 71.79 kg/cm2
Potencia Térmica del Reactor 1,931MWt
Perdidas en los Sistemas 3.8MWt
Potencia Térmica en ciclo de la 1,933MWt
Turbina
Flujo de Vapor 0.3%
Entalpia 669.75cal/gr

46. 1.- Reactor
Bombas de Recirculación 2
Potencia de cada bomba de 4,500 HP
Recirculación
Flujo de Recirculación 9,600 Toneladas por Hora
Bombas de chorro de 20
recirculación interior
Flujo de Recirculación Interior 27,950 Toneladas por Hora
Vasija Acero al carbón revestido
interiormente de acero austenitico

51. 2.- Turbina
Tipo De Flujo cuádruple impulso-
reacción
De alta presión 1 Turbina
Presión a la entrada 68.2kg/cm2
Presión a la salida 13.7kg/cm2
Presión en el primer paso 52.8kg/cm2
Frecuencia de Rotación 1,800 rpm
Temperatura de Vapor a la 2830C
Entrada
No. De Extracciones 4
De baja presión 2 Turbinas
Presión a la entrada 13.3kg/cm2
Presión a la salida 710mm de Hg
Temperatura de Vapor a la 2670C
Entrada

52. 3.- Generador
Tipo Cerrado con Polos no Salientes
Autoventilados
Capacidad Máxima 674.5MW
Frecuencia 60Hz
Voltaje 22KV
Frecuencia de Rotacion 1,800 rpm
Corriente 19,683 A
Factor de Potencia 0.9

53. 4.- Excitador
Tipo Directamente acoplado sin
escobillas
Capacidad 3,000 KW
Voltaje 525V
Corriente 5,715 A

54. 5.- Condensador
Tipo De superficie de dos cuerpos con
dos cajas en la entrada y dos en la
salida.
Capacidad 1.072 X 106Kcal/Hr
Numero de tubos 40,784
Superficie efectiva total 47,117m2
Caudal de agua de mar para 28.2m3/seg
enfriamiento.

55. 6.- Bombas de Condensado
Tipo Centrifugas verticales con difusor.
Numero de Bombas 3
Capacidad de Diseño 352.5 l/Seg.
Carga Total 120m
Frecuencia de Rotación 1,170 rpm
Temperatura de diseño de succión 600C

56. 7.- Bombas de Refuerzo de condensado
Tipo Centrifugas horizontales.
Numero de Bombas 3
Capacidad de Diseño 353.5 l/Seg.
Carga Total 311m
Frecuencia de Rotación 13,570 rpm
Temperatura de diseño de succión 400C

57. 8.- Bombas de Alimentación al Reactor
Tipo Turbo Bombas, centrifugas
horizontales.
Capacidad de Diseño 685 l/Seg.
Carga Total 598.5 m
Frecuencia de Rotación Variable (5,200 rpm, nominal)
Temperatura de diseño de succión 188.90C

58. 9.- Calentadores de agua de alimentación al reactor
Tipo Dos trenes en Paralelo
Numero de Calentadores de baja 10
presión
Presión de Diseño 56Kg/cm2
Numero de Calentadores de Alta 2
Presión
Presión de Diseño 161.7 kg/cm2