Autor: César F. García Fecha: inexsitente

1. LA INGENIERIA DE LAGUNA VERDE
COMO PLATAFORMA PARA
UN NUEVO PROYECTO NUCLEAR
la
CESAR F. GARCIA.

2. con CFE la firma de Ingeniería Burns &
Roe.
LA INGENIERIA DE LAGUNA VERDE COMO PLA
TAFORMA PARA UN NUEVO PROYECTO NUCLEAL
SUMARIO.
La ejecución del. Proyecto Laguna Verde
ha legado a la ingeniería mexicana un conjun
to de experiencias valiosas, que van más -
allá de la transferencia y utilización de in
formación técnica del extranjero, y que se -
traducen en la adopción ordenada de culturas
nuevas como son: Seguridad Nuclear, Asegura-
miento de Calidad. Calificación Sísmica y Wm
biental y Administración de la Configuració.
Otro tema importante en la ingeniería
de plantas de potencia es la implementación
de una ingeniería integral, que apoye todas
las etapas de un proyecto, comenzando con
las etapas tradicionales de Construcción y
Puesta en Servicio y continuando con la inge
niería que brinde el Soporte Técnico duranti
la vida operacional de las centrales nucleo-
eléctricas. Las actividades asociadas con So
porte Técnico en las cuales el grupo de ingi
niería de Laguna Verde está interviniendo -
son: la gestión de partes de repuesto, la
substitución de equipos obsoletos, el monito
reo del comportamiento de la planta, la admT
nistración del combustible nuclear, la extei
sión de la vida útil de la planta y el análT
sis de la experiencia operacional tanto ex
terna a la planta como interna. -
Las experiencia y culturas adquiridas
por el personal de la Oficina de Ingeniería
del Proyecto Laguna Verde, se presentan como
una plataforma para la ejecución de un nuevo
proyecto. De los nuevos reactores en proceso
de desarrollo, uno de los que más se asemeja
a Laguna Verde es el SBWR (Reactor de Agua
Hirviente Simplificado) y por esta razón se
utiliza como ejemplo en este trabajo. De he-
cho el SBWR es la versión simplificada de Ea
guna Verde, lo cual en principio permitiría
reducir costos a niveles competitivos con
otras tecnologías generadoras de energía -
eléctrica y tiempos de construcción razona -
bl es.
1.- INTRODUCCION.
La ingeniería de un proyecto nucleoeléc
trico se realiza en diferentes etapas. En eT
caso específico de Laguna Verde las activida
des relevantes de cada una de estas etapas,
tal y como se muestra esquemáticamente en la
Figura 1, fueron las siguientes:
Ingeniería Preliminar, la cual involu -
cró los estudios que permitieron detir-
minar la localización del sitio y sus
características para construir el Pro -
yecto Laguna Verde. -
Ingeniería Básica, la cual consistió en
integrar los paquetes de concurso para
el Sistema Nuclear de Suministro de Va-
por y el Turbogenerador, habiendo selic
cionado como proveedores con base a evi
luaciones técnicas y económicas a un -
reactor de agua hirviente BWR/5 de la
General Electric y a un turbogenerador
de la Mitsubishi. En esta etapa trabajó
Ingeniería Conceptual, la que originé
los criterios de diseño, las especifica
clones de equipos, los diagramas de flu
jo, los diagramas eléctricos unifilares
y los planos de arreglos generales. Es-
tas actividades fueron realizadas por
la Compañía Ebasco Services, con la par
ticipación de algunos ingenieros de la
CEE.
Ingeniería de Detalle, la que desarro -
lló la ingeniería conceptual en documen
tos y planos detallados para el montaji
y fabricación de estructuras, sistemas
y componentes. Estos trabajos los ini -
cié Ebasco en Nueva York y fueron teFmi
nados por la Oficina de Ingeniería de
la CEE, la cual se estableció en 1980
en Veracruz.
Ingenierfa de Sitio, la que se enfocó a
la solución de los problemas de cons --
tructibilidad durante el montaje y in
cuanto a la puesta en servicio se pre
pararon los objetivos y criterios de
aceptación de las pruebas preoperacio -
les de los sistemas mecánicos, elécti- -
cos y de instrumentación y de algunas
estructuras importantes como fué la
prueba estructural de la contención pri
maría; adicionalmente se verificó el
cumplimiento de dichos objetivos y cri--
terios en base a los resultados de las
pruebas.
Ingeniería de Soporte Técnico, la cual
consiste en el apoyo a la operación de
la planta en cuanto a la preparación
de cambios de diseño, la ingeniería de
sistemas de planta y el análisis opera
cional. Este soporte técnico lo debe -
brindar la organización de ingeniería
durante toda la vida útil de la planta
Lo anterior se resume brevemente en la
Fi gura 2 donde se muestra el personal parti
cipante en la ingeniería en las diversas eEa
pas del proyecto. -
2.- CULTURAS EN LA INGENIERIA DE LA NUCLEO
ELECTRICIDAD.
El organigrama de la Oficina de Ingenie
ría del Proyecto Laguna Verde de la Figura T
muestra las especialidades de ingeniería par
ticipantes. -
La discusión de cómo hacer ingeniería
civil, eléctrica, mecánica, etc., está fuera
del alcance de este trabajo. Si bien es me -
nester mencionar que dentro de un proyecti
nuclear, además de las disciplinas de inge
niería tradicionales, se debe contar con gru
pos relativamente pequeños de especialistas
para brindar el apoyo necesario en temas co-
mo Física Aplicada y Administración de Com -
bustible Nuclear. De la misma manera se dibe
hacer notar que considerando la complejidad
de este tipo de proyectos, el apoyo informá-
tico es fundamental en los estudios de inge-
niería que requieran manejar cálculos sofis-
ticados ó grandes volúmenes de datos.

3. Se pretende entonces discutir, porque -
esto es precisamente lo que diferencia un -
proyecto nuclear de otros proyectos, las cul
turas que están inmersas en la nucleoeléctrf
cidad y que de alguna manera representan lo
valores de las organizaciones involucradas.
Seguridad Nuclear.
En cumplimiento con la normativa aplica
ble, la CEE entregó a la Comisión Nacional -
de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS)
un informe de Analisis de Seguridad del Pro
yecto Laguna Verde. Este informe es la basi
para solicitar la Licencia de Operación y
una vez aprobado por CNSNS, representa un
compromiso que la planta debe satisfacer du-
rante la vida útil de la misma. -
Durantes las etapas de construcción,
puesta en servicio y pruebas de arranque, el
grupo de ingeniería es responsable de asegu-
Irar que el proyecto se diseñe, construye y
pruebe de tal forma que:
- Se mantenga la integridad de la fronte-
ra de presión del enfriador del reac --
tor.
- Se tenga la capacidad para asegurar an-
te cualquier evento no deseado el par
del reactor.
- Se tenga la capacidad de prevenir o mi--
tigar las consecuencias de accidentes
que puedan resultar en exposiciones ra-
¡ diactivas fuera del emplazamiento del
proyecto
En este período y como parte del proce-
so de licenciamiento de la planta, la orgai
zación de ingeniería dió respuesta satisfac
toria a 1117 de 1451 cuestionamientos por -
parte de la CNSNS. Las preguntas restantes
fueron respondidaspor otras organizaciones.
Por lo que respecta a la etapa de opera
ción a partir de la carga de combustible, eT
grupo de ingeniería de Laguna Verde es res -
ponsable de asegurar que cualquier cambio
prueba ó experimento no involucre un 'asunto
de Seguridad no revisado. En otras palabras:
Que no se incremente la probabilidad de
que ocurra un accidente ó una falla de
equipo no evaluado en el Informe de Aná
lisis de Seguridad. -
- Que no se origine la posibilidad de un
accidente ó una falla de un tipo dife -
rente al evaluado en el Informe de Aiá-
lisis de Seguridad.
- Que no se reduzca el margen de seguri -
dad considerado en las bases de las ts-
pecificaciones Técnicas de Operación.
Desde el 21 de Octubre de 1988, cuando
se cargó el combustible nuclear en la Unidad
de Laguna Verde, al 24 de Julio de 1990, fe-
cha en que se dió la autorización provisio -
nal por parte de la SEMIP para operar dich
Unidad, se prepararon 439 paquetes de modifi
cación de diseño y se analizaron 148 eventos
operacionales. Cada uno de los 439 paquetes
de modificación referidos fué emitido con su
evaluación de seguridad, para asegurar que
ninguna de las tres condiciones mencionadas
se presentare. El histograrna de emisión de
estos paquetes se muestra en la Figura 4.
La ejecución práctica de los conceptos
anteriores requiere entender claramente los
requisitos de la normativa aplicable, pero
más importante aún, conocer las suposiciones
y consideraciones iniciales sobre las cuales
se besó la ingeniería de las estructuras,
sistemas y componentes.
Aseguramiento de Calidad.
La necesidad de asegurar un comporta -
miento óptimo de los sistemas y componentes
relacionados con la seguridad nuclear de la
instalación y la interacción organizacional,
ha dado lugar a la creación de una normativa
enfocada específicamente al tema de la cali
dad, con lo cual se puede garantizar a tra -
vés de medidas planeadas y sistemáticas, que
la planta se diseñe, construya, pruebe y ope
re de manera segura.
Esta normativa fué adoptada y tomada co
mo compromiso desde el inicio del proyecto
por la CEE, reflejando estos criterios en
los Planes de Garantía de Calidad de Cons -
trucción y Operación. -
El compromiso mencionado ha implicado
para la CFE el capacitar y calificar a todo
el personal que desempeña alguna actividad
que pueda afectar la seguridad, ya sea en el
diseño, construcción, pruebas u operación,
:requiriendo que estas actividades se reali -
cen bajo procedimientos aprobados, generaiido
registros permanentes de los trabajos efec -
tuados en las distintas etapas del proyecto.
Mediante las vigilancias, inspecciones
y auditorias, se mantiene la aplicación efec
tiva de los Planes de Calidad, y en caso de
detectarse desviaciones a los mismos, se to
man las acciones correctivas basadas en an
lisis de tendencias de la calidad.
Las compras de equipos y la asignación
de actividades de ingeniería se realizan so-
lo a proveedores ó firmas debidamente caliTi
cados y con inspecciones en planta. En el pi
sado las calificaciones e inspecciones las
realizaban compañías extranjeras; en la ac -
tualidad estas actividades las realiza e1
Grupo de Evaluación de Proveedores del Pro -
yecto Laguna Verde, lo que permite fomentar
la participación de empresas nacionales.
En la Tabla 1 se muestran las compañías
nacionales calificadas actuamente por Garan-
tía de Calidad de la CEE para suministrar
equipos o servicios relacionados con la segu
ridad. -

4. e
PROVEEDORES NACIONALES CALIFICADOS
TIPO DE INDUSTRIA - FABRICANTE DISTRIBUIDOR
• - Acero estructural , van 11 a de refuerzo 3
2 . - Material de soldadura 5
3.- Pinturas, recubrimientos y galvanizado 2
4.- Cementos y aditivos 3
5.- Tuberías, accesorios y conectores
6.- Fabricantes estructuras, soportes, tanques
7.- Tornillería, pernos de sujeción y soldables 2
8.- Juntas expansivas, metálicas y neopreno 4
9.- Cables eléctricos 2
10.- Conectores y partes eléctricas -
11.- Material de aislamiento térmico y reflectivo
12.- Servicios de Ing. y Diseño 4
13.- Laboratorios de Pruebas 2
14.- Bombas y partes de repuesto 2
15.- Compañías de inspección
16.- Lámina galvanizada -
17.- Reparación de válvulas
18.- Polipastos
TOTAL ................. 35 2
TABLA 1
Calificación Sísmica y Ambiental.
C
- Uno de los conceptos que se introducen
a la ingeniería de plantas nucleares, es la
calificación sísmica y ambiental de aquellos
equipos destinados a cumplir una función de
seguridad en condiciones normales o extremas
de accidente.
Esta calificación está basada en enfren
tar a los equipos a las condiciones de acci-
dente más adverso, sea por sismo ó ambienti-
les, comprobando que se mantienen funciona -
les aún después de haber acelerado su envije
cimiento, lo que equivaldría a haber estado
operando durante toda su vida calificada,
que va desde 5 hasta 40 años.
Los parámetros sísmicos-ambientales son
1
prestablecidos en el diseño tomando en cuen-
ta la actividad sísmica de la zona y la re
puesta de piso para las diversas ubicacionis
de la planta, así como las condiciones de
temperatura, presión, humedad y dosis de ra
diación en operación normal y aquellas caua
das por un posible accidente en el que se in
volucran rompimiento de líneas de agua o va-
por, dentro o fuera de la contención.
Para cada uno de los equipos relaciona
- dos con la seguridad instalados en la plan-
ta, han sido revisados sus informes de caTi
ficación, para asegurar que los perfiles di
sus ensayos envuelven los perfiles particula
res de Laguna Verde. Se habla de cerca de 6U
familias diferentes y unos 3500 equipos ins-
talados con función de seguridad.
Es responsabilidad de Ingeniería el
cuidar que se preserve la calificación de
los equipos ya instalados y durante toda la
vida de la planta, monitoreando las condicio
nes ambientales reales, las actividades de
mantenimiento y reemplazo, la compra de los
repuestos y el comportamiento de los equi -
pos.
Administración de la Confiauración.
El desarrollo y utilización de la docu
mentación técnica requerida durante la coni
trucción, puesta en servicio y operación di
una planta nucleoeléctrica, no se podría
concebir sin el establecimiento de un siste-
ma que garantice el adecuado control, almace
namiento y distribución, entre otros proce - -
sos, de esta documentación. -

5. Para este propósito, durante la etapa
de Construcción, se confornió un grupo denomi
nado "Control de Documentos", el cual en e1
pico del proceso constructivo llegó a contar
con 150 personas, que se dedicaban a regis -
trar, controlar, archivar, emitir y distrf -
buir la documentación que se generaba tanfo
por la Oficina de Ingeniería, como la que se
recibía de lol diversos contratistas de inge
niería y proveedores de equipo. Para dar uni
idea del volumen del problema, basta decir
que la Unidad 1 requirió para su construc -
ción y puesta en servicio de aproximadaminte
200,000 documentos, y tomando en cuenta el
número de usuarios que requerían copia de es
tos documentos se manejaron del orden de -
3200,000 "copias controladas". Lo anterior
se ilustra en las Figuras 5 y 6. El objeti--
yo era asegurar que todos los participante
utilizaran la última revisión de cada docu -
mento y al final garantizar que cada docuen
to representara la condicion "tal y como se
construyó".
Cabe aclarar que durante la construc -
ción y puesta en servicio se emitieron -
40,000 cambios de diseño, siendo estos reali
zados en su mayoría por la CFE con el apoyo
deS compañías de ingeniería nacionales y
con un mínimo de asesoría extranjera. Todo
el proceso de registro y control de los docu
mentos, incluyendo los cambios mencionados,
se llevaba a cabo en forma manual, lo que
consistía en llenar tarjetas.
Después de alguna experiencias negati -
vas, como fueron los casos de las plantas
Zimmer y Midland en los Estados Unidos de
Norteamérica, las cuales no pudieron ser li
cenciadas por no poder demostrar que fueros
construidas de acuerdo a los dcumentos y
procedimientos establecidos, la industria nu
clear evolucionó en el campo del manejo de
la documentación y control de diseño, emi -
tiendo directrices para el establecimien€o
de un concepto denominado "Administración de
la Configuración". Este concepto busca iden-
tificar y mantener las bases de diseño (el
porqué de las cosas), controlar los cambios
de diseño y mantener la documentación en es-
tado "tal y como se construyó". El concepto
aplica a las estructuras, sistemas, componen
tes y programas de computadora durante toda
la vida operacional de la planta.
Lo anterior no es un lujo, ya que se
tienen casos como las plantas de Tennesse
Valley Authority en los Estados Unidos, las
cuales han estado paradas varios años por ha
ber perdido su configuración y están en pro
ceso de reestablecerla. El proceso del ree
tablecimiento de la configuración puede lli-
gar a ser un problema cuya solución requieFe
varios cientos de millones de dólares.
Teniendo en mente lo anterior hacia
1987, el grupo de "Control de Documentos" pa
só a ser el grupo de "Control de la Configu
ración". Después de un análisis minucioso ie
las actividades se transfirió el manejo ma
nual a sistemas de control computarizados -
que han resultado en la implantación de ba -
ses de datos que han permitido finalmenteel
eliminar el uso de las tarjetas y el concep-
to ya obsoleto de "copi a controlada". -
Los 200,000 documentos de diseño del
Proyecto Laguna Verde se encuentran actual -
mente controlados por los sistemas de cómu-
to mencionados y estos documentos reflejan
la condición "tal y como se construyó". Aun-
que es obvio, es importante enfatizar que ¡1
uso de la herramienta informática minimiza
los errores que se tendrían con métodos ma -
nuales. Lo anterior se sintetiza en la Fiu
ra 7.
Sin embargo, el concepto de Administra-
ción de la Configuración no solo requiere il
controlar los documentos y los cambios a los
mismos, sino el conocer claramente las bases
de diseño (via documentos de entrada, docu -
mentos de análisis y documentos de salidaT,
de manera que el ingeniero responsable del
cambio tenga plena conciencia del impacto de
su cambio sobre los aspectos de seguridad nu
clear. -
Para satisfacer lo anterior, a partir
de 1980 se inició el proceso de transferen
cia de responsabilidades y documentación ie
Ebasco a CFE, para lo cual se utilizaron 64
procedimientos de Ebasco para continuar con
las actividades de diseño por parte de la
CFE aceptando 376 paquetes de trabajo. Ha -
cia 1984 la Oficina de Ingeniería de la FE
contaba con 46 procedimientos propios y ac-
tualmente los procedimientos vigentes son
160.
Adicionalmente, con objeto de darles
la formalidad requerida a estos trabajos se
emitió, en Diciembre 1ro. de 1989, la Espe
cificación de Administración de la Configil
ración para los documentos de diseño. Esti
especificación fué preparada con asesoría
extranjera y en estas fechas la Oficina de
Ingeniería está iniciando la preparación for
mal de los Documentos Base de Diseño a niveT
general y a nivel sistema. Es importante men
cionar que buscando una utilización lo más
práctica posible, estos documentos represen
tarán la transferencia formal de Ingenierii
a Puesta en Servicio en la Unidad 2 del Pro-
yecto. -
Recurso Informático.
Habiendo discutido el concepto de Admi
nistración de la Configuración, es adecuadi
referirnos a la herramienta informática. Pa
ra entender su desarrollo es conveniente u
resumen del mismo.
Al inicio de 1980 la Oficina de Inge -
niería de Laguna Verde no contaba con 1a
herramientas y modelos computarizados para
realizar las actividades de ingeniería. Es
to obligaba a la renta y por ende a la de
pendencia de tecnología extranjera en esfa
área.
Para cambiar esta situación se formó
un grupo de especialistas capaces de asirni
lar la transferencia de tecnología y sopor
tar de manera autónoma las herramientas au
tomáticas. Como resultado de esto, se tiene
a partir de 1986 una biblioteca de progra-
mas de cómputo, que cumplen para cada una
de sus aplicaciones con las normas y requi
sitos establecidos. Ver Figura 8.

6. Es importante resaltar que todos y cada
uno de estos códigos de computadora, antes
de ser liberados para su explotación, son
probados, realizando validaciones a fin de
verificar su funcionamiento y confiabilidad
en los resultados. Para lo anterior, se rea
lizan un conjunto de corridas muestras por
aplicación, mismas que se revisan contra es
tándares, cálculos manuales, otras validacTo
nes, etc.; esto se realiza en conjunto con -
ingenieros especialistas de cada disciplina
de ingeniería como parte de un proceso de re
visión independiente, con el objeto de esta:
blecer la configuración inicial de un prog'Fa
ma de cómputo dado.
Este proceso de revisión independiente
es ejecutado pra cada código que vaya a ser
usado en el análisis ó diseño de estructu -
ras, sistemas ó componentes relacionadoscon
seguridad. Para esta actividad existen proce
dimientos específicos, mismos que son audit'
bles bajo el Programa de Aseguramiento de Ca:
lidad del Proyecto. -
Los programas de computadora mostrados
en la Figura 8 son las herramientas automáti
cas que auxilian al ingeniero en la tarea d'
diseñar, construir u operar una planta nu -
cleoeléctrica. Adicionalmente dada la grn
cantidad de documentos, componentes y mate -
riales que son requeridos para una plantade
este tipo, fué necesario desarrollar un Sis-
tema Integral de Información de Ingeniería
que permita manejar de manera segura y expe-
dita todos estos elementos apoyándose tant
en programas técnicos como administrativos.
Este sistema se muestra en la Figura 9.
Por último, cada cambio a un programa
de cómputo técnico se maneja como un cambio
de diseño, que requi ere una evaluación del
impacto en la seguridad nuclear de la plan -
ta. Los cambios se controlan y documentande
acuerdo a procedimientos que establecen la
Administración de la Configuración.
3.- EL SOPORTE TECNICO, UNA NUEVA RESPONSA
BILIDAD PARA INGENIERIA.
EN la mayoría de las instalaciones in -
dustriales la participación de ingeniería
termina con la entrega de 'documentos al cons
tructor y permanece como una organización pi
ra resolver dudas ó aclarar requisitos duraT
te el proceso constructivo. -
En general la participación de ingenie-
ría durante la operación de la instalación
es muy limitada, si acaso existe, a menos de
que se tenga un problema grave en la insta -
1 ación.
En las plantas nucleoeléctricas la par
ticipación de ingeniería como Soporte TécnT
co, es requerida por normativa y en la prá
tica ésta es necesaria para mejorar la segu
ridad, confiabilidad y comportamiento de las
plantas.
Tomando como ejemplo la filosofía de
compañías eléctricas con ideas avanzadas, in
geniería en su nuevo papel es responsable -
de:
- Proteger la salud del público.
Coadyuvar en el suministro confiable de
energí a eléctrica.
- Cuidar que se cumplan las regulaciones
y normas.
- Proteger la inversión capital (mediante
la Administración de la Configuración).
- Optimizar la inversión (implementando
paquetes de modificación).
- Mantener la calificación del equipo
(aplicando programas de reemplazo).
Enfocar problemas a largo plazo (evitar
las crisis y ser la "conciencia' de la
planta).
Algunas actividades de Soporte Técnico
han sido discutidas en parte en párrafos an
tenores y a continuación se hará referencTa
a otras tareas que son parte de esta nueva
responsabilidad de ingeniería.
Repuestos y Substitución de Equipos Obsoletos
La adquisición de repuestos durante la
etapa operativa de la planta, no solo lleva
como propósito el mantener en funcionamiento
los equipos, sino también preservar su cali--
ficación original, verificando que se trat'
de repuestos de la misma forma, función,
ajuste, materiales y proceso de manufactura.
Esta actividad de compra se complica en
la medida que los equipos se vuelven obsole-
tos o que los fabricantes abandonan el em -
pleo de programas de calidad, haciendo nce-
sano recalificar las partes de repuesto, e
incluso el mismo equipo.
En el caso Laguna Verde, la gestión de
los repuestos ha llevado a crear una base de
datos gigantesca, con más de 35,000 regis -
tros que listan la descripción, caracterTsti
cas, clasificación, condiciones ambientales,
material, dimensiones y mucha otra informa -
ción asociada a cada uno de los repuestosT
Dicho de otra manera, se tiene una radiogra-
fía con los registros completos para cada
uno de los repuestos de la planta, asegurán-
do así que se mantiene la calificación y con
figuración original o en todo caso, que cual
quien modificación es evaluada en su impac -
to.
El Monitoreo del Comportamiento de la Planta
Existen dos tipos de monitoreo de la
planta:
- El requerido por normativa como pruebas
de acuerdo a las Especificaciones Técni
cas de Operacion.
El recomendado para mejorar la eficien-
cia térmica, la potencia eléctrica a Ta
salida del generador y en general la
confiabilidad de los equipos.
Por lo que se refiere al monitoreo por
normativa, ingeniería está involucrada en es

7. tablecer valores de referencia que permitan
verificar por pruebas que las bombas dan su
presión de descarga a los caudales especifi- -
cados y en definir los limites de degrada --
ción permisibles; de la misma manera,ingnie
ría establece los tiempos de apertura y cie-
rre de las válvulas de acuerdo a su función.
Lo anterior está enfocado a asegurar que los
componentes activos como son las válvulas y
bombas funcionen satisfactoriamente cuando
operan como parte de un sistema de seguridad
en alguna emergencia.
En cuanto al monitoreo de la eficiencia
y comportamiento de equipo, la planta cuenta
con un programa de computadora en línea deno
minada, "Cálculos de Comportam iento de Bala
1 ce de Planta", el cual realiza cálculos num
ricos para determinar:
- Balance térmico y eficiencia.
- Comportamiento de turbina.
- Comportamiento del condensador princi -
pal.
- Comportamiento de calentadores de agua
de alimentación.
- Comportamiento del separador de hume --
dad/recalentador. -
- Etc.
Por su parte ingeniería cuenta con un
programa de computadora fuera de línea, deno
minado HBAL, que simula el ciclo térmico y
permite predecir qué le pasa a la planta
cuando por ejemplo, se saquen de servicio al
gunos equipos, se incremente la temperatura
de agua de mar, etc.
Ambos programas se encuentran en proce-
so de validación y una vez aceptados se coii
plementarán entre sí para satisfacer el obje
tivo de operar eficientemente. -
Administración del Combustible Nuclear
En este tópico se hace referencia exclu
sivamente a la administración de combustiblé
dentro del núcleo. Normalnente y como parte
del Sistema Nuclear de Suministro de Vapor
los proveedores incluyen programas de cómpu-
to sofisticados para dar seguimiento al qul
mado del núcleo durante la operación de 1a
planta. Estos programas se utilizan para op
timizar el quemado del combustible y sus r
sultados son importantes para el diseño de
las recargas de combustible subsecuentes. Es
te diseño de recargas a su vez se hace tradT
cionalmente, al menos durante los primeros -
ciclos de combustible, por el proveedor del
reactor.
Al igual que en caso del monitoreo del
comportamiento de la planta, ingeniería está
ajustando y validando, un conjunto de progra
mas de cómputo fuera de línea llamados FueT
Management System, con la asistencia de
otras organizaciones del Proyecto Laguna Ver
de, el IlE y el ININ. Con estos programas se
dará seguimiento en paralelo al quemado del
núcleo. Actualmente se pueden ya realizar a
gunas predicciones y simular algunostransi-
torios. El objetivo a mediano plazo es alcan
zar independencia tecnológica que permita a
quirir el combustible nuclear en el mercado
internacional, optimizar el quemado y plani--
ficar las recargas a conveniencia de la CF.
Una vez más los programas en línea y
fuera de línea se complementarán para una ad
ministración de combustible óptima.
Extensión de la Vida Util de la Planta.
Puede parecer extraño hablar de exten
sión de la vida útil de la planta, cuando
Laguna Verde apenas inicia su operación. Sin
embargo, considerando la inversión capital
tan alta en este tipo de plantas y la opera-
ción satisfactoria de muchas de éstas, la x
perinecia internacional indica que la mayo -
ría de los propietarios tratarán de extender
la operación de las plantas tanto como sea
posible.
Esta extensión debe ser debidamente jus
tificada, existen los medios para hacerlo,
pero es necesario comenzar el registro de
los eventos desde el inicio de la operación.
El calcular el factor de uso por fatiga
de los componentes de planta seleccionados,
en lugar del simple conteo de los ciclos tér
micos (calentamientos y enfriamientos en
arranques, paros y transitorios), puede coad
yuvar en gran parte a la justificación de la
extensión de vida. El monitoreo de ciertos
parámetros de la planta y la utilización de
funciones de influencia derivadas de modelos
de elementos finitos, permiten inferir la fa
tiga real sobre los componentes. Existen si
temas de monitoreo que pueden realizar los
cálculos requeridos y mantener registros his
tóricos del uso de la fatiga. -
El número real de ciclos térmicos puede
exceder las bases de diseño. Afortunadamente
la severidad de los transitorios es menor
que las bases de diseño, como se aprecia en
la Figura 10, en la cual se tienen por ejem
plo 80 eventos con una severidad de 40%,
50 eventos con una severidad de 2=%, etc.
En este tema es responsabilidad de inge
niería el definir qué señales de la computa
dora de proceso se pueden utilizar para el
monitoreo en cuestión, complementar estas se
Piales con instrumentación adicional, colec
tar los datos, almacenarlos y evaluar el Tac
tor del uso de fatiga.
Exoeriencia Oneracional
Una de las grandes ventajas con que
cuenta el personal que trabaja en la indus -
tria nuclear, es la disponibilidad de infr-
mación tan amplia que existe sobre la expe- -
riencia operacional en las centrales nucla
res. Este intercambio de información no tu
ne paralelo en comparación con otras tecnol
gias generadoras de energía eléctrica.
-
La buena comunicación en los países oc
cidentales siempre existió y ésta se incre -
mentó después del Accidente en la Planta e
la Isla de las Tres Millas, que originé la
creación de INPO (Institute of Nuclear Power
Operations) en los Estados Unidos de Norteaméri -

8. ca. La comunicación se tiene ahora a nivel
mundial por la integración de la WANO (World
Association of Nuclear Operators) después
del accidente de Chernobyl
El objetivo común es reducir al mínimo
la posibilidad de un accidente y eventos ope
racionales no anticipados, utilizando entre
otras cosas el intercambio activo de expe -
riencia operacional. Otro objetivo es opirar
las centrales nuclares bajo el concepto de
excelencia.
Esta información solo es valiosa si se
cuenta con un grupo capaz de procesar esta
información, de tal modo que determine si se
tiene impacto sobre la planta Laguna Verde,
y se emita un paquete de modificación que
evite se presente un evento ó problema sinhi
lar. Esta responsabilidad recae sobre la Ofi
cina de Ingeniería en caso de requerirse uni
modificación al diseño.
EXPERI ENC
En la Tabla II se indican los diversos
documentos asociados con experiencia opera -
cional que están siendo analizados por Ine
niería y el avance en su solución. Es impoF-
tante hacer notar el número relativamente
elevado de documentos disponibles para anál i
si 5
Los últimos dos tipos de documentos de
la Tabla II son generados en la planta Lagu
na Verde y se debe enfatizar que la descrip-
ción del evento ó inconformidad en estos d
cumentos es importante, pero lo es más aún
el determinar la causa raíz que originó el
problema. Lo anterior es fundamental para
la toma de decisiones adecuadas cuando se
trata de establecer tendencias ó problemas
recurrentes.
PERAC TONAL
Tipo de Documento
y Fuente Descripción del Doumnto No. Documentos No. Documentos
Recibidos Resueltos
SER
INPO)
1 SIL
(General
Electric)
TE
(NRC)
RIC
(Laguna
Verde)
Reporte de Evento Significativo
Estos reportes proporcionan una breve qescripción del
evento.
Contiene una sección de comentariosdoqde normalmente
se indican las causas del evento, qué acciones se to-
maron y sugerencias para evitarlo. 1
Cartas de Información.
Usadas por GE para documentar cambios recomendados al
equipo y procedimientos, así como transmitir informa
ción relativa a condiciones de operación singulares y
experiencias en p'antas con reactores de agua hirvien
te.
Noticias de Información.
Emitidas por la Comisión ReguladoraNuclear de los Es
tados Unidos (USNRC) para dar información de un even:
to ó condición que pueda ser relevante para la saluff
y seguridad, salvaguardias y protección al ambiente
Reportes de Inconforniidad.
Estos reportes se emiten por la Planta Laguna Verde
cuando se encuentra una situación anómala, que no está
de acuerdo al diseño, procedimientoó normas aplica-
bles.
Eventos Reportables.
Se emiten por la Planta Laguna Verde cuando ocurre un
evento operacional no planeado ó bien cuando eso incu
rre en alguna violación a las Especificaciones Técni-
cas de Operacion.
112 36
111 47
372 323
857 462
136 122
T A B L AlII
4.- UN NUEVO PROYECTO.
Los lineamientos de política para la mo
dernización del sector energético 1990-1994,
plantean llevar adelante un programa bien
definido de centrales estandarizadas, que
permitan reducir costos, aprovechar los re -
cursos humanos y apoyar a la industria nacio
nal, desde la ingeniería hasta los componen-
tes. Con base en estos criterios, adicional-
mente a Laguna Verde, se plantea incorporar
para el año 2010, entre 1.6 0W y 5.5 GW.
Habiendo adoptado una 'cultura nuclear"
y entendido que una planta nucleoeléctrica
se debe diseñar no solo para contruirla, si
no para operarla eficientemente durante 40
años o más, la CEE, utilizando a la Oficina
de Ingeniería del Proyecto Laguna Verde, tie
ne la oportunidad y responsabilidad de partl

9. cipar activamente para que los lineamientos 1 turbina de alta presión, 1 paso de re
del párrafo anterior se lleven a cabo. Se de calentamiento y 1 turbina de baja pre
be mencionar que los primeros frutos de la - sión acopladas al generador eléctric.
experiencia se están recogiendo con la ejecu El ciclo térmico tiene 2 etapas de bom-
ción de la Unidad 2 de Laguna Verde, la cuaT beo y 6 pasos de calentamiento en una
es una Unidad 1 mejorada, sola fila. Esto se muestra en la Figura
Aunque el motivo de este trabajo no es
el sugerir la tecnología para las centrales
estandarizadas futuras, ni tampoco describir
las tecnologías disponibles, es importante
postular los objetivos claves para la posi -
ble futura planta estándar en México: -
- Diseñar una planta cuya operación sea
más simple
- Utilizar sistemas de seguridad pasivos
(actualmente en desarrollo), en lugar
de sistemas activos, que no requieran
acción por parte del operador durante
eventos anormales.
- Utilizar la última tecnología disponi
el
-ble. -
- Diseñar una planta que compita con
otras tecnologías generadoras de eléc -
tricidad.
El SBWR como ejemplo de la nueva generación
de plantas.
Dentro de la tecnología de reactores de
agua hirviente (BWRS) se tienen 2 nuevos di
seños: el reactor de agua hirviente avanzada
(ABWR) y el reactor de agua hirviente simpli
ficado (SBWR). Ambos conceptos surgen de la
buenas características operacionales que han
demostrado los BWR convencionales del tipo
Laguna Verde. El ABWR ha terminado su desa -
rrollo y se espera que inicie su operació
comercial en Japón en 1996; este reactor tie
ne una capacidad de 1350 MWe. En cuanto al -
SBWR, se encuentra aún en proceso de desarro
ib, se espera tener su diseño certificado -
hacia 1995 y tiene una capacidad de 600 MWe.
Sin embargo, considerando que el SBWR es un
diseño tipo Laguna Verde simplificado y con
un tamaño compatible con la red eléctrica na
cional, se utiliza al SBWR como ejemplo en -
este trabajo.
Es importante aclarar que el diseño ac-
tual de Laguna Verde refleja las tecnologís
disponibles durante su proceso de construc -
ción y que continúa incorporando tecnologTa
de vanguardia, como es un nuevo sistema de
información en línea computarizado, para ga-
rantizar un alto nivel de seguridad en cum--plimiento con la normativa vigente. Por ofra
parte, el concepto del SBWR implementa sim -
plificaciones derivadas precisamente de ls
experiencias adquiridas durante la ingenie -
ría, construcción y operación de los reacfo-
res de agua hirviente, buscando reducir tiim
pos de construcción y los costos durante to
das las etapas del proyecto. Con esto en mn
te se describen las características principi
les del SBWR, comentando a la vez el diseño
de Laguna Verde.
En el SBWR se utiliza un ciclo directo,
con circulación natural en el núcleo y
baja densidad de potencia nuclear. El
sistema del turbogenerador consta de:
Laguna Verde también utiliza: un ciclo
directo, con circulación forzada en el
núcleo mediante 2 bombas de recircula -
ción externas a la vasija del reactor.
El sistema del turbogenerador está cons
tituído por: 1 turbina de alta presión,
2 separadores de humedad cada uno con
dobl e paso de recal entami ento y 2 turbi
nas de baja presión acopladas al gener
dor eléctrico. El ciclo requiere de 3
etapas de bombeo y 6 pasos de calenta -
miento en doble fila.
Además de eliminar con el SBWR las bom
bas y tuberías externas de recircula
ción forzadas con sus válvulas y site-
mas de control e instrumentación asocTa
das, es importante aclarar que la circ
lación natural es un diseño plenamente
probado. Laguna Verde puede alcanzar
hasta un 50% de potencia nominal con
circulación natural; y Dodewaard en Ho-
landa ha producido energía eléctrica -
por 25 años con circulación natural, a
un factor de capacidad promedio del 84%.
El SBWR utiliza una vasija del reactor
relativamente grande, rodeada por un
sistema pasivo de supresión de presión
de la contención que incluye grandes al
bercas de agua, las cuales inyectarían
agua a la vasija por gravedad con el ob
jeto de mantener el núcleo cubierto coT
agua en caso de emergencia. Lo anterior
requiere la despresurización del reac -
tor por medio de 6 válvulas de desprisu
rización de tipo explosivas. Estos con
ceptos se muestran en la Figura 12. -
La vasija de presión del SBWR mostrada
en la Figura 13, tiene 24 metros de al
to y 7 metros de diámetro excepto en l
fondo donde tiene 6 metros. La altura
de esta vasija es un factor clave para
establecer la circulación natural reque
rida a través del núcleo. La chimenea
en el espacio existente entre el tope
del núcleo y el separador de vapor mejo
ra dicha circulación. El diámetro de li
vasija es mayor en la parte superior pa
ra incrementar el inventario de agua -
arriba del núcleo. El diámetro es menor
en el fondo para reducir el volumen a
reemplazar para suministrar enfr*amien
to del núcleo. La gran reserva de agu
arriba del núcleo proporciona a los sis
temas automáticos un tiempo amplio par
restablecer el nivel de agua utilizando
sistemas no relacionados con seguridad,
evitando actuaciones de los sistemas de
emergenci a.
Adicionalmente, en el evento de un acci
dente de pérdida de refrigerante el nú
cleo del SBWR no perdería mucho inventa
rio de refrigerante, debido a que se
han eliminado todas las boquillas gran-
des en la parte baja de la vasija.

10. En Laguna Verde el agua requerida para
el enfriamiento del núcleo es bombeada
utilizando sistemas activos desde una
alberca de supresión, ubicada por deba-
jo de la vasija ó bien desde tanques ex
ternos al edificio del reactor.
En cuanto a la vasija de Laguna Verde,
ésta tiene 21 metros de alto y 5 metros
de diámetro a todo lo largo del cilin -
dro. Tiene 12 boquillas grandes ubic -
cas en la parte baja de la vasija, por
debajo del núcleo del reactor. Estas bo
quillas están asociadas con las dos l
neas del sistema de recirculación forza
da; la rotura de una línea en la suc -
ción de su bomba asociada es el AccTden
te Base de Diseño por pérdida de refri
gerante, para el cual se diseño Lagun
Verde.
El SBWR cuenta con un sistema pasivo de
enfriamiento de la contención el cual
no requiere acción del operador por va-
rios días. Este enfriamiento involucri
la utilización del condensador de aisla-
miento para condensar el vapor que ha
sido liberado a la contención en un ac-
cidente, como se indica en la Figura T4.
El vapor se conduce por circulación na-
tural hacia el lado de tubos donde se
condensa rápidamente. El condensado re-
torna por gravedad a la vasija y los a
ses no condensablesse ventean en forma
pasiva a la alberca de supresión. Los
condensadores de aislamiento se conside
ran una tecnología aceptada que se ha -
usado éxitosamente en las generaciones
anteriores de reactores de agua hirvien
te, por ejemplo en Santa María de Garo
ña en España, como dispositivos de coT-
trol de presión durante eventos de ai--
lamiento. -
Por otra parte, después de una secuen -
cia de despresurización e inundaciónde
la vasija del reactor en el SBWR, se
tiene suficiente agua en los sistemas
de enfriamiento por gravedad y en las
albercas de supresión para inundar la
contención hasta cuando menos un metro
por arriba del combustible. Consecuente
mente el núcleo permanecerá enfriado in
definidamente después de un accidente -
de pérdida de refrigerante. Esto se
ilustra en la Figura 15.
En Laguna Verde para el enfriamiento ó
la inundación de la contención se utili
zan sistemas de bombeo y válvulas, que
succionan el agua requerida desde la al
berca de supresión u otros tanques ex:
ternos.
El SBWR utiliza tecnología de vanguar -
dia desarrollada para otros reactore
avanzados como el ABWR. Algunos ejem -
plos de avances tecnológicos son: ba -
rras de control electrohidraúlicas,ins
trumentación y control digital y cablea
do eléctrico multiplexado.
El núcleo del SBWR, al igual que el res
to de los reactores de agua hirviente,
se diseña para utilizar diseños estánda
res de combustible nuclear.
Este núcleo del SBWR se diseña para te
ner una densidad de potencia de solo
42 KW/litro. La baja densidad de poten-
cia resultaría en una mejor economía
del ciclo de combustible utilizando ci- -
clos de 24 meses (Laguna Verde tiene
por el momento ciclos de 12 meses). Es-
ta baja densidad de potencia se traduce
en mejores márgenes de estabilidad tér
micos e hidrodinámicos, en comparación
con plantas que se encuentran actualmen
te en operación. Adicionalmente, el pri
blema de fragilización en la vasija deT
reactor, que no se ha presentado en
otros reactores de agua hirviente, tam-
poco sería un problema en el SBWR debI-
do a esta baja densidad de potencia.
Por lo que se refiere a su maniobrabili
dad el SBWR tiene márgenes inherentes -
debido a características como un inven-
tario de agua mayor en una vasija de
presión más grande previamente discuti
das, lo que reduciría eventos como la
apertura de válvulas de alivio en el
evento de un aislamiento. La capacidad
de manejo de transitorios utilizando
sistemas de operación normal se ha in -
crementado, con el uso de bombas de -
agua de alimentación movidas por motor
eléctrico y bombas de los actuadores de
barras de control de alta capacidad pa
ra controlar transitorios y accidentes.
En ausencia de un sistema de control de
recirculación para reducir ó aumentar
potencia, el SBWR cuenta con 177 barras
de control (con una unidad de control
hidraúlico para cada par de barras), al
gunas de las cuales se mueven en grupo
simultáneamente, para dar seguimiento a
la demanda de carga hasta una razón de
5%/minuto.
En Laguna Verde cuando se tiene aisla
miento a altos niveles de potencia -
abren las válvulas de alivio; si se tie
ne aislamiento se pierden las bombas di
agua de alimentación ya que éstas son
movidas por turbinas de vapor, accionán
dose por lo tanto los sistemas activos
de emergencia de alta presión (RCIC y/o
HPCS). Laguna Verde cuenta con 109 ba -
rras de control (con una unidad de cm-
trol hidraúlico por barra) y se mueveii
una a una, por lo que la capacidad de
seguimiento de carga utilizando estas
barras es limitada; sin embargo el se-
guimiento se efectúa en forma altamente
conveniente aumentando ó disminuyendo
el caudal de recirculación.
En cuanto a la construcción del SBWR
las simplificaciones discutidas conan
telación en el ciclo de turbina, utill
zando por ejemplo una sola fila de ca
lentadores de agua de alimentación, re
ducen el volumen del edificio de turbI-
na en un 45%, en comparación con otras
plantas con reactores de agua hirviente
de la misma capacidad.
La eliminación de muchas de las bombas,
válvulas operadas por motor y otros
equipos activos requeridos para control
de transitorios y accidentes, resultan
en que el SBWR no requiere un complejo

11. de generadores-diesel de emergencia con
su equipo de control y distribución. Es
ta y otras simplificaciones han resulta
do en una reducción substancial en el -
espacio requerido para contener el equi
po relacionado con seguridad, consoli
dandoáreas. Ene] SBWR, la necesidai
de estructuras clase sísmica 1 se redu-
ce a ]as que contengan equipos asocia- -
dos directamente con e] reactor segúi
se muestra en la Figura 16. En Laguna
Verde de 5 edificios principales por -
Unidad, 3 son estructuras Sísmica 1
La idea bésica en e] arreglo general
del SBWR es minimizar el número de edificios
en e] complejo de generación de potencia,
con las instalaciones para tratamiento de
i agua y desechos radiactivos futuros de un la
do del complejo y el equipo eléctrico y la
sub-estación del otro lado. Con esta misma
idea de minimizar edificios, dentro del edi-
ficio del reactor se tienen: desechos radiic
tivos, talleres calientes, el cuarto de con
tro] y el centro de apoyo técnico, como se -
ilustra en la Figura 17.
En este mismo edificio de] reactor, en
la denominada envolvente de seguridad: el
equipo re]acionado con seguridad se agrupa
alrededor de la estructura del contenedor,
se tiene una separación por cuadrantes para
las divisiones eléctricas, se controla el
acceso al equipo de seguridad; adicionalmen-
te la envolvente presenta una barrera adicTo
nal al control de fugas. En cuanto a los si?
temas auxiliares, éstos se ubican alrededor
del perímetro de la envolvente de seguridad
dentro de 4 compartimientos mayores; con es-
tose mejora la resistencia contra inundacTo
nes, el control de radiación y el control di
personal
El SBWR se di seña para que su construc-
ción sea a base de módulos de estructuras 7
equipos lo cual requiere de una sola grúa de
800 toneladas en el sitio. Los intercambiado
res de calor principales se colocarían en -
las elevaciones inferiores para permitir su
instalación desde los inicios de la construc
ción. Se habla de pre-fabricar módulos como
el pedestal del reactor, las albercas, etc.
Un programa de construcción bien administra-
do podría permitir la realización del proyic
toen tiempo y costos razonables. -
La implementación del Proyecto SBWR.
El OIEA acaba de publicar en Julio del
90, el tercer borrador del reporte titulado
Requisitos del propietario para evaluar sis
temas en reactores avanzados. Este reporte
contiene una serie de requisitos que se mues
tran en la Tabla III y que pueden ser utilizi
REQUISITOS PARA EVALUACION
DE SISTEMAS DE REACTORES AVANZADOS
- Vida de diseño de la planta.
- Características inherentes al diseño de la planta.
- Simplicidad.
- Estandarización.
- Modularizacón.
- Mantenimiento e Inspeccion.
- Exposición a la radiación.
- Factores humanos.
- Utilización de sistemas pasivos.
- Protección contra eventos externos.
- Flexibilidad del ciclo de combustible.
- Almacenamiento de combustible.
- Tamaño de planta.
- Disponibilidad de planta y factpr de capacidad.
- Maniobrabilidad de la planta.
- Requerimientos de personal.
- Impacto ambiental de la operación normal.
- Impacto ambiental de transitorios y accidentes.
- Estado del desarrollo de] diseño.
- Estado de la calificación del combustible.
- Estado del proceso de licencia.
- Protección a la inversión capital.
- Universalidad del diseño.
- Costo de generación.
- Transferencia del diseño para evaluación del impacto ambiental.
- Disposición del combustible.
- Consistencia con otras industrias.
- Uniformidad de diá]ogo.
- Viabilidad de proveedores de equipo.
- Capacidad de servicios fuera de la planta.
T A B L A I I I

12. dos como una lista de verificación. De hecho,
algunos de estos conceptos fueron discutidos
superficialmente en párrafos anteriores cuan
do se enunciaron tanto las características -
del SBWR como las de Laguna Verde.
Dada su cultura nuclear y la experien -
cia derivada de Laguna Verde, el personalde
ingeniería del Proyecto Laguna Verde está
plenamente calificado para analizar y discu-
tir a profundidad cada uno de los puntos d
la Tabal III.
Como es de esperarse,las "vivencias
del personal de Laguna Verde son en un reac-
tor de agua hirviente. Dicho personal tiene
las lecciones de los problemas y soluciones
de ingeniería y diseño, constructibilidad,
pruebas, adquisición de equipos y servicios
y comportamiento operacional.
Siendo el SBWR un reactor de agua hir -
viente, la ejecución de un proyecto de este
tipo no debe de presentar problemas técnicos
desconocidos. El hecho de tener menos equi -
pos activos podría simplificar la ingenieiía
y el mantenimiento de este nuevo proyecto.
De la misma manera el tener una participa -
ción mayor de estructuras, sistemas y compo-
nentes categorizados como no relacionados -
con seguridad, ayudaría a fomentar la parti-
cipación de la industria nacional al obviaF
los requisitos de seguridad nuclear, asegura
miento de calidad y calificación sísmica-arn
biental
Tomando en cuenta que en el SBWR se han
segregado claramente las áreas relacionadas
con seguridad de las no relacionadas y la se
paración divisional de los sistemas y compo-
nentes relacionados con la seguridad, los -
problemas de interacción entre sistemas y se
paración divisional no se deben presentar. -
Sin duda, la mayor ventaja del personal
con las "vivencias" de Laguna Verde es su ca
pacidad de saber pedir y saber comprar, con
una perspectiva de 40 años ó más, en lugar
de una perspectiva de simple constructor. Es
tas vivencias permitirían la consideración -
práctica de conceptos que afectan la opera -
ción de la planta como son: los accesos pra
mantenimiento e inspección, en servicio, la
administración de la configuración, las par
tes de repuesto, el cumplimiento con las e-
pecificaciones técnicas de operaci6n, etc.
desde el inicio de la ingeniería.
5.- CONCLUSIONES.
Laguna Verde no es solo una instalación
física que genera electricidad y que es segu
ra, sino también un grupo calificado e iden
tificado con la energía nuclear. El reto d
este grupo, en estos días, es lograr que La-
guna Verde opere a un alto factor de capacT-
dad que pruebe las bondades de la nucleoel'c
tricidad en comparación con otras tecnolo
gias
Dicho grupo hizo Laguna Verde y tiene
una idea muy clara de cómo se construye una
planta con un reactor de agua hirviente y de
cómo se comporta la planta en estado esta -
ble y en transitorios. En este trabajo se
utilizó el SBWR como un ejemplo, pero toman-
do en cuenta que éste es la posible versión
simplificada de Laguna Verde, existen bases
para afirmar que el SBWR se puede hacer y ha
cer bien, una vez confirmada su viabilidad.
El SBWR, es interesante técnicamente,
pero no es precisamente un reto tecnológico.
El verdadero reto es ejecutarlo en un peno-
,do que no rebase los 6 años y que sus costos
sean razonables. Este tiempo de ejecución es
posible si se preserva y fomenta a nivel na-
cional la capacidad de decisión, la capaci -
dad de compra y manufactura y si existe la
voluntad nacional de unir esfuerzos en inge-
niería para que todo esto sea posible.
Un reactor simplificado le presenta la
oportunidad a México y a su ingeniería, de
probar que las plantas nucleares pueden ser
más simples y más baratas, pero más que todo
el demostrar que la energía nuclear continúa
siendo una opción viable para suministrar
energía eléctrica a México. El año 2010 no
está muy lejos.

13. ETAPAS DE LAGUNA VERDE
- ESTUDIOS
DE SITIO
EVALUACION Y
ADJUDICACION
DE CONTRATOS
- CR!IEROS DE DISEÑO
ESPECIFICACIONES - INST&LACION
DE EQUIPO - MOITAJE
- DIAGRAMAS Y ARREGLOS - PRUEBAS
- 08JETIVOS Y CRITERIOS
DE PRUEBA
- MODIFICACIONES
DE CAMPO
- PRUEBAS DE
ARRANOUE
1968 1970 1972 1975 1985 1988 1990
INGENIERIA
PRELIMINAR INGENIERItt
BÁSICA INCENIERIA
CONCEPTUAL INGENIERIA
DE DETALLE
INGENIERIA
DE SITIO
ETAPA ETAPA DE PUESTA
CONSTRUCTIVA EN MARCHA Y
ARRANQUE
IN(ENIERIA DE
SOPORTE TECNICO
OPERAClON
REPUESTOS
MODIFICACIONES
FIGURA 1

14. -_cD CiD _
-
1•.
-
CO - C)
-< LJ
r CJ
GO _
GO
—
GO
ND _
_ GO
- cn —
GO
C_)
GO -, —
GO _(1)-
GO -
GO
GO
CO

15. ORGANIGRAMA DE LA OFICINA DE INGENIERIA DEL P.N.L.V.
GE R [NC A
DEL
PROYECTO
JEFATURA DE
SOPORTE
TECNICO
GARANTIA 1
DE INFORMÁTICA
CALIDAD 1
JEFATURA 1 COORDINADOR JEFATURA 1 EAURA 1 JEFATURA 1 JEFATURA JEFATURA JEFATURA
DE 1 CAIJFICACION DE DE
[TECNICA
DE DE DE DE ANALISIS
ESTRUCTURAS! 1 DE EQUIPO SISTEMAS ORDINACION INCENIERIA 1 1 SISTEMAS 1 INCENIERIA NUCLEARES
TUBERIAS 1 1 MECÁNICOS 1 1 IDE SITIO UlI 1 ELECTRICOS 1 DE SITIO U2 1 1 AQIBIENTALES
SUPERVISOR SUPERVISOR' ISUPERVISORI SUPERVISOR' 'SUPERVISOR SUPERVISOR 1 SUPERVISOR II SUPERVISOR SUPERVISOR1 ISUPERVISORI SUPERVISOR
DE 1 1 DE II DE 1 1 DE H DE II DE 1 1 DE DE 1
DE DE DE
ESTRUCTURAS MATERIALES TUBERIAS
1 MECANICA II H.V.AC. DESECHOS
1RADIACTIVOS 1 ELECTRICOS UINSTRUMENTACION 1 FISICA
APLICADA
ANJALISIS
,
LUCLEARES
INC-ENIERIA
AMBIENTAL
FIGURA 3

16. en CD (Ji
-
Co 15co
29
23
24
28
33
24 -
17 -
22 =cJ-J
28
CDO
23 =
12
48
9 _
'1-
34 -
21
15
19
9
cIl

17. -,
zz
rt
•
- _
AI1 _
-3
DOCUMENTOS __
DE VENDEDOR
(7
-3
ESPECIFICACIONErl
I
PROCEDIMIENTOS
CAMBIOS DE DISEÑO
YDECAMPO
-3
MISCELANEOS
T0TAL -a
L)

18. =C) rl
-(J
r
C) rl
- -
- C)
C.n c: rl
-e
1•1
-c
m -e
- II t
__II
-
$
Cf) Cf) CfD Cf) CID CID
CID
-e
CID
CID L

19. _ cD ><
mm Cri_
_
II_
II
1
I-)
-
t-
- --
-
t
_
—2
cn
/
-
—2
_
-e -e
L
-
CD
C)
C)
-
/1

20. GT-STRUDL W[LDDA
BASEPLATE ANSYS (*)
CIVIL MARCO FLUSH
* ) CODIGO RENTADO
PIPESTRESS BASEPLATE
TUBERIAS REPIPE RELAP 1V
MARCO RELAP y
FALLAS PSSU
ELECTRICA FLUX CCARS
LOAD [MS
PCPCI
I&C
MECANICOS ESTRUCTURALES
NUCLEARES ELECTRICOS
/
CODIGOSDECOMPUTADORAPARADISENOYANALISIS
SBAL RELAP IV
HBAL RELAP y MECÁNICACONTEMP
SBAL
CONTEMP
HV18FO0
HV19FOO H.V.Á.C.
SBAL DESECHOS
RADIACTIVOS
MERGE B!SON SLAVE
CONVERT POLGEN..B
ECLIPSE PRESTO_B
ANÁLISISFALC POST_PRO
FCSII RAMON&38
NUCLEARESHAULOAD RECORD
MD1 RFCARE
MD2 PETRA
FIBWR SPL
RELAP IV SBAL
FISICARELAP y HBAL
PATH CONTEMP APLICADA
XOODOO METEORO
SHIRAZI-D HURAC2 ANÁLISIS
PRITCHAR CRACII
AMBIENTALESPAUUK CAAC
FIGURA8

21. SVdíUOVJ
S00S333V/UftL
3!OdOS/33J
S3IdOdOS
S3OVOflVIO3dS3
SV1l1A1YP
5310N3V SO31I13OS!
S]1VA -
S00103d -.
31Od0S/'33i
S100dS
S]1d0dO
S30VOPV?33dS3
SV1flA1VA
S3d0ÁVM SO3l13i0St -
SíIV1IlJVH 1
U1 1OLtNO3
00I03d A
S3N013iSIflO3 30 OIN3IIN!fl33S -
01S]í1dflS3id 30 lOdlNO3 -
StJO!3ISIflb31
3G IO?1INO
0!WJ!I1N3INW 30
SVVJ30&I N0I3V1N3Y3V0138 -
01N3IWN0!StAOidV 30 NO?1S33 -
OVOflVO 30 S313AIN -
0ZYid?33d 30 ~90U -
N0!3V711V301 A W0I3V0!J!1N301 -
O1SÍkI1
1I SUIVd
o se
6 V?fflDId
SONV1d 30 N0I3VJO0V3 A ON3SIO -
Uv
NO 13 VIIOJN1
aU vI1JJsIs
VJ]IN]NI la
NOI3VI'1IOJNI ]O
1Vd]1NI V]1SIS
SOIVU la isvn
010N33N? 1NO3
N003]10d OVO1803S
S001O0V8 SOIN3l?J3flO3J -
0Y0ifl03S '1V1N3IV V3!(SIS
V3i1333 NOI3V3USV3O -
N0i3V3030 -
GV(111V3
auvisn
5V31N031 S3NOI3V3UI93dS3 -
S]N0l3V3U0OP 30 1011NO3 -
ON3510 30 53SV -
O3!N331 OAOJV 30 S30fU1310S -
S01N30330dd -
NOI3VIí1JkINO3 Vi
U NOI3V1JJSINIIUV
/ S310dOS -
/ SO3I813iOSI - Qt)3 30 SOSiAV -
/ 3VIN011 30 5313fl0Vd - OG30W3A 30 SONV1d -
/ N0I3V1W1dIIl 30 SONV1d - ONJSLO 30 SOWd
/ oiis svioff soul
1 SO1N3IÍ13OU
1U 10?IJJNO3
SOdIf13 -
S3IO1OY - SV1flA1VA -
VW3fl1 30 SY3Nfl - S3GYOflVI33dS3 -
SINNOdIO3
U SVJSI1
VIMONI IG NOINMON aú UNDUNI MUSIS

22. SEVERIDAD DELTRANSITORIO
(PORCENTAJEDE LASBASESDEDISENO)
r1, - = I --
II.
a
u
. u
•
a
•
u
u
• a LJ
Z u
u
•
•
a
u
• __
•
u .
ri
• cf)
_ u
u
u
w
(1)
rn
— •
U
•
(Y)
u
•- u
u • cf)
m
u • cD
Z • • CJJ
- la
u • CD
a •
___
u
-- U
•
•
•U cJ_
• •
a
• a
u
a
• •
•
a
• u
cio
u

23. m
C-)
NN
-
rN_
-
-4
-
7-0
CD
P
cJJ
-.
-
e-)=_ CD
_

24. X %
_
a
I /
7, ( 1
_
•
-
m-
- _
-
C)
LP)
..

25. 1
—
-- — — — —C-n — _
— - —3 _ - (_ C) C- -
— _ _ -- = j
_ cID _. c-, - — - . c- ci
(_ (_
t-
= --
_cw
—3 — —9 —3
_ —3 —3 - ro
— t
—3
—9-3
t— —

26. -D ri
6
¿7 -Ó—
(1
CD
-
L
- r-
CD
- c..
1
cJJ
CW =

27. (I
CO
CID
tTj
Kp
_
L
CD
- 1
—1---
I H-
y
c:l
-I
1
—c
1
Ie rn(,)
CD
C)
cl cí
(1)
92
ciIIIIiIIIICD
L - CID

28. ARREGLO GENERAL DEL SBWR
1 SUB-ESTACION
[1111TUNEL
ESTRUCTURA
SISMICA 1
EDIFICIO DEL
TURBOGENERADOR
E-- EDIFICIO
DEL
REACTOR
EIIIEiIII
TRATAMIENTO DE AGUA
Y ALMACENAMIENTO
1 1
ALMACENAMIENTO 1
FUTURO DE
COMBUSTIBLE n TRATAMIENTO
FUTURO DE
DESECHOS
FIGURA16

29. ARREGLO DEL EDIFICIO DEL REACTOR SBWR
1 ÁREADECONTROL 1
1 AIRE ACNDICIONADO 1
AUXILIARES
AIRE DE SERVKIO
AIRE DE iNS IRUMENTOS
AREA DE SERVICIO
AIRE ACONDICIONADO
FUNCIONESRELACIONADAS
CONSEGURIDAD
FRONTERADEPR[SION
VASIJA DEL REACTOR
CONDENSADOR DE AISLAMIENTO
ENE RIAMIENTO POR GRAVEDAD
ENFRAMIEMTO DE LA CONTENCION
CONTROL LIQUIDO EN RESERVA
CONTROL DE ATMOSFERA DE CONTENCION
ENVOLVENTEDESEGURIDAD
TABLERO DE APAGADO REMOTO
CUARTO DE MONGOREO
AREA DE BAIERIAS
TABLERO DE BARRAS DE CONTROL
FUNCIONESNORELACIONADAS
AUXILIARESNUCL[AR[S
AlMACENAMIENTO DL COMBUSTIBLE GASTADO
SisíLMAS DE EWFRAMI[NTO
ALBERCAS DE COMBUSTIBLE
AIRE ACONDICIONADO
FUNCIONESNORELACIONADAS
TRATAMIENTODEDESECHOS
LIQUIDOS
1 1 AIRE ACONDICIONADO 11
FUNCIONESNORELACIONADAS
AGUA DE SERCIO
AGUA DE ENFRIAMIENTO
SISTEMA DE CONDENSADO
GENERADORES DIESEL
FIGURA17
u