Autor: Ing. Miguel Ángel De Loera De Haro Trabajo de ingreso a la Academia Mexicana de Ingeniería. Fecha: 18 de abril de 1996 31 páginas

1. ACADEMIA MEXICANA DE INGENIERIA
Trabajo de ingreso
"LOS ANÁLISIS DE SEGURIDAD COMO UNA
HERRAMIENTA EN LA TOMA DE DECISIONES
PARA MEJORAR LA OPERACIÓN DE LAS
CENTRALES NUCLEOELECTRICAS"
Miguel Ángel De Loera De Haro
18 de abril de 1996

2. LOS ANALISIS DE SEGURIDAD NUCLEAR COMO UNA HERRAMIENTA
EN LA TOMA DE DECISIONES PARA MEJORAR LA OPERACION
DE LAS CENTRALES NUCLEOELECTRICAS
Preparado por:
Miguel Angel De Loera De Haro
INTRODUCCION
Desde el origen de la humanidad, la energía ha jugado un papel preponderante en el
desarrollo de los pueblos e incluso pensadores de las áreas de las artes se han referido en
sus obras a la energía. El celebre Miguel de Cervantes en su obra "Don Quijote" dice:
"Es el fuego que calienta al frío, el frío que modera al calor.., es la moneda común
que compra todas las cosas".
El Sr. Susumu Yoda, Presidente del Instituto de Investigaciones Eléctricas (CRIEPI)
del Japón en su libro, "Trilemma: Three Major Problems Threatening World Survival", valora
la importancia de la energía en nuestra civilización y establece tres parámetros
fundamentales que determinarán en el futuro, la participación de las fuentes de energía:
Cantidad o disponibilidad intensa de recursos, medio ambiente y precio.
1

3. En relación al primer parámetro es muy claro para la mayoría de las personas hoy en
día, que las necesidades de energía, incluyendo por supuesto la energía eléctrica, seguirán
aumentando y lo harán incluso en una mayor proporción al régimen de crecimiento
demográfico, el cual por cierto tiene un comportamiento bastante predecible. Reflexionando
brevemente sobre algunos hechos del pasado se observa que la población al inicio de la
revolución industrial (siglo XVIII) era de 800 millones de habitantes, que actualmente es de
5,700 millones y que a mediados del siglo XXI será de 10,000 millones de habitantes, es
decir un modelo de crecimiento explosivo. La situación de la demanda de energía es aún
mas explosiva pues se espera que el consumo de la misma a mediados del próximo siglo
sea entre dos y tres veces mayor al consumo actual, dependiendo de los escenarios de
ahorro de energía. De mantenerse la tendencia en relación al uso de las fuentes de energía,
es decir una gran dependencia de los combustibles fósiles, se estima que en solamente 250
a 300 años se habrán terminado todos los combustibles fósiles del planeta, los cuales por
cierto tardaron 300 millones de años en generarse en el fondo de la tierra. Si hacemos una
proyección de las necesidades de energía para los finales del siglo XXI o para el siglo XXII,
es totalmente lógico suponer que las necesidades de energía serán tremendas en este breve
espacio del tiempo.
En relación al segundo parámetro no hay duda que el inventario de los llamados
"gases de invernadero", se esta incrementando en la atmósfera de nuestro planeta (Figura
2

4. 1)
[1]
Se sabe perfectamente que dicho incremento se debe a los gases hechos por el
humano o generados artificialmente. Gracias al inventario natural es que tenemos esta
temperatura en la tierra, de otra forma sería considerablemente mas fría, por lo que a mi
me parece lógico establecer la hipótesis de que a mayor concentración de gases en la
atmósfera, mayor temperatura en la tierra, sin embargo existe un gran debate entre los
científicos hoy en día. Tampoco hay consenso en relación al incremento del cambio de
temperatura con relación al tiempo y el efecto en el sistema climático por el incremento de
esta. Estimaciones preliminares de algunos científicos[ 2] muestran que la componente de
respuesta lenta del sistema climático domina y oscila entre 50 y 100 años, por lo que
independientemente de la magnitud del incremento y de los efectos, el problema del cambio
climático es muy serio pero no es una crisis, es decir todavía no. Sin embargo en la medida
que se obtengan mejores estimaciones y algunas evidencias, las políticas internacionales
podrían estar siendo manejadas substancialmente por este problema. De hecho para muchos
es evidente que este problema será el punto dominante de política internacional en el siglo
XXI [3].
Por lo anterior no tengo la menor duda en señalar que en los años por venir, la
utilización de la energía nuclear con fines pacíficos, tiene una enorme ventana de
oportunidad para ampliar su participación en el progreso de los pueblos. De ahí que cada
1
The Greenhouse effect and global climate change, P. Morel, WMO/ICSU World
Climate Research Programme, IAEA-TECDOC-550.
2
Special Invited Presentation, F. M. Bernthal IAEA-TECDOC-550.
3

5. vez más me convenzo que el verdadero reto de la industria nuclear, está en el tercer
parámetro del Sr. Yoda, es decir el económico.
Para esto las centrales nucleoeléctricas deberán mejorar su construcción y operación.
México cuenta actualmente con dos unidades nucleoeléctricas en operación, un plan
energético nacional que no cierra la opción nuclear pero que no contempla nuevas centrales
de este tipo en el corto plazo. En el caso de la operación de las centrales, las áreas del ciclo
de combustible, mantenimiento y operación o producción, sobresalen como favoritas a ser
revisadas con nuevos paradigmas o modelos de pensamiento. Es por lo tanto mi propuesta
de este trabajo de ingreso a esta academia, el que se unan los esfuerzos de la comunidad
nuclear mexicana, para que la capacidad nacional obtenida en análisis de seguridad nuclear
se utilice como una herramienta de toma de decisiones, que permita optimar algunas etapas
del ciclo de combustible, hacer más eficientes los procesos de producción y proporcionar
mayor flexibilidad en la operación de la central, sin disminuir en lo absoluto los índices de
seguridad de la misma e incluso mejorarlos.
CAPACIDAD NACIONAL GANADA
- Análisis determinísticos.
En 1986 la Comisión Federal de Electricidad (CFE), el Instituto Nacional de
Investigaciones Nucleares (ININ) y el Instituto de Investigaciones Eléctricas (IlE), con
el apoyo del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), iniciaron un
4

6. proyecto de transferencia de tecnología utilizando el paquete de códigos Fuel
Management System (FMS) de la compañía ScandPower, con la intención de lograr
capacidad para realizar en México, análisis de administración de combustible y
seguridad nucleares.
En 1990 el mencionado grupo interinstitucional elaboró el Plan Global de
Administración de Combustible y Seguridad Nuclear, con el fin de lograr
independencia tecnológica mediante tres metas concretas: La primera se refiere a
lograr la capacidad para verificar propuestas de proveedores de combustible nuclear,
la segunda a lograr la capacidad para diseñar recargas de combustibles y la tercera
en el sentido de diseñar el combustible nuclear necesario para las centrales
nucleoeléctricas del país.
La primera meta ha sido plenamente alcanzada y el personal de la CFE cuenta
actualmente con la experiencia y capacidad para verificar en forma general, las
propuestas de los proveedores de combustible nuclear, así como también en forma
sistemática y detallada mediante simulaciones numéricas con el uso de programas
computacionales. La segunda meta ha sido alcanzada parcialmente pues aunque el
grupo interinstitucional puede diseñar las recargas de combustible y obligar al
proveedor de combustible nuclear a optimar el diseño del mismo, manteniendo por
supuesto los límites de seguridad, no se ha llevado a cabo el proceso de
licenciamiento de la combinación metodología/modelo/analista, necesaria para
obtener la certificación del organismo regulador y una independencia tecnológica
5

7. total.
Con el fin de validar el desarrollo de la combinación
metodología/modelo/analista, se han hecho comparaciones de los resultados de las
simulaciones contra datos de la Ui de la CLV y contra cálculos del proveedor de
combustible nuclear. Especial énfasis se ha puesto en los transitorios más limitantes
para la misma, por lo que por ejemplo actualmente es perfectamente sabido que los
transitorios de falla del controlador de agua de alimentación en máxima demanda,
representa el mayor reto del combustible para el funcionamiento seguro y confiable
de la central de Laguna Verde.
En la Fig. 2 se observan resultados de las simulaciones para análisis de
licenciamiento, es decir análisis donde los modelos no reflejan las condiciones reales
de la central sino las condiciones mas adversas. En esta figura se comparan los
resultados de nuestros análisis con los del proveedor del combustible nuclear y se
observa muy buena coincidencia para el cálculo del decremento de la razón de
potencia crítica para el ciclo 2 y ciclo 3 de la C1-V-U1. En las Figs. 3, 4, 5 y 6 se
muestran resultados de simulaciones para análisis operacional, es decir análisis donde
los modelos si reflejan las condiciones reales de la central. En estas figuras se
comparan los resultados de nuestros análisis con los transitorios de las pruebas de
arranque de la Unidad 1 deI rechazo de carga del 14 de Julio del 90 y cierre de
válvulas de aislamiento del 23 de Diciembre del 90. Aquí también se observa muy
buena aproximación para el cálculo de la presión del domo y nivel de la vasija entre
otros, con relación a la realidad del comportamiento de la CLV. Estos cálculos

8. comparativos o de verificación de los modelos, permite validar la capacidad del grupo
interinstitucional, y permite ganar confianza para continuar el desarrollo de las
actividades en el área de análisis de seguridad.
La capacidad del grupo interinstitucional también ha logrado el reconocimiento
internacional y hoy en día por ejemplo el IlE ha sido depositario del código TRACG
de la compañía General Electric, con el fin de apoyar la alianza internacional en la
certificación de la tecnología del reactor simplificado de GE, mediante las
simulaciones de predicción de las pruebas experimentales de las instalaciones del
Instituto Paul Sherrer en Suiza. Ha participado conjuntamente con el Electrical Power
Research Institute (EPRI), en el desarrollo del código RETRAN-03 y en los análisis de
"inserción de reactividad a bajas potencias". La CFE y el IlE colaboran actualmente
con GE en los análisis de seguridad para el licenciamiento del incremento nominal de
potencia de las unidades de la CLV. La CNSNS y el IlE han sido invitados por el Idaho
National Engineering Laboratory (INEL), para colaborar en el desarrollo del código
mecanístico para accidentes severos llamado SCADAPSIM.
- Análisis probabilísticos.
En el área de análisis probabilístico de seguridad (APS) también hemos llevado
a cabo avances notables. En 1986 la CFE, la CNSNS, el ININ y el IlE, acordaron llevar
a cabo conjuntamente el análisis probabilístico de seguridad nivel 1 para la CLV-U 1.
El OIEA recomendó fuertemente la realización del estudio y tuvo una participación
Li-
7

9. muy importante, tanto en la planeación de los trabajos como en la revisión de los
métodos y procedimientos empleados y los resultados alcanzados. Hoy en día la CFE,
con la aprobación de la CNSNS, ha obtenido excepciones e incluso modificaciones
permanentes a las especificaciones técnicas utilizando la metodología y capacidad
ganada en APS.
A principios del presente año, la CFE entregó a la CNSNS para su revisión, la
segunda etapa del examen individual de planta de la CLV o también llamado APS de
nivel 2, a fin de cumplir con el requisito regulador establecido en la carta genérica GL
88-20 de la reglamentación nuclear estadounidense y adoptada en México por el
Organismo Regulador. Este estudio, que fue desarrollado por el IlE con apoyo técnico
substancial de la CFE y por encargo de la misma, ha permitido ampliar el
conocimiento del comportamiento de la central y ha mejorado el conocimiento de sus
fuerzas y debilidades.
En esta área, la comunidad nuclear mexicana también ha logrado
reconocimiento internacional. El OIEA por ejemplo ha expresado por escrito palabras
de reconocimiento a los logros alcanzados por los grupos de la CNSNS, CFE y el IlE.
Hoy en día el IlE participa dentro del grupo desarrollador de la "Estación de Trabajo
para Riesgos y Confiabilidad" del Electrical Power Research Institute (EPRI) de los
Estados Unidos, con la cual se pretende estar a la vanguardia de las herramientas
tecnológicas para aplicación de APS.
CASOS ILUSTRATIVOS DE APLICACION DE LA CAPACIDAD

10. A continuación presento algunos casos que ilustran como se puede aplicar esta
capacidad en beneficio de una mejor explotación garantizando la seguridad de la central.
Algunos de ellos representan actividades ya realizadas y otros son expectativas de
aplicación.
- Administración de combustible nuclear.
Los análisis de administración de combustible dentro del núcleo, proporcionan
a la central las bases técnicas para la toma de decisiones relacionadas con la
selección del diseño del combustible, del diseño de la recarga y la forma de operar
la central de una manera segura y óptima desde el punto de vista económico.
En un proceso iterativo y con la ayuda de programas de cómputo los
ingenieros responsables de la administración del combustible dentro del núcleo,
realizan el diseño del combustible, en base a las necesidades del Plan de Utilización
de Energía (PUE), definen el número y acomodo de los ensambles nuevos y usados
dentro del núcleo y proponen un escenario de operación con patrones de barras de
control que satisfagan la energía requerida y cumpliendo los límites térmicos de
seguridad, Fig. 7. En esta figura por ejemplo se muestra el desarrollo del patrón de
barras para la ira. recarga de la U2 de la CLV, a diferentes pasos de quemado. En
la primera parte de la figura se observa un paso de quemado al inicio del ciclo (BOC),
con las posiciones de las barras de control y con los valores de los límites térmicos.
En la segunda parte se observa un paso de quemado al fin del ciclo (EOC), con el
patrón de barras de control y los valores de los límites térmicos correspondientes.

11. En este proceso se debe observar el cumplimiento de los límites térmicos de
seguridad del núcleo tales como la razón mínima crítica de potencia (MCPR), la razón
máxima de generación lineal de calor (MLHGR) y la razón máxima promedio planar
de generación lineal de calor (MAPLHGR); así como el exceso de reactividad del
núcleo y el margen de apagado, bajo la simulación de condiciones de operación reales
en estado estacionario de flujo, potencia y patrones de barra, Figs. 7 y 8.
Actualmente la CFE el ININ y el IlE han trabajado conjuntamente en esta área
y la experiencia ha demostrado que realizar los análisis de administración de
combustible dentro del núcleo de manera independiente al proveedor del combustible,
redunda en un beneficio económico para la central, al ahorrar número de
combustibles en la recarga, al optimar el diseño y al obtener el máximo de energía
del núcleo y de cada uno de los elementos combustibles. Esto debe lograrse sin
poner en riesgo la integridad del combustible y la seguridad de la central.
El desarrollo de nuevos métodos y herramientas de cálculo aunado al desarrollo
mismo de las computadoras permitirá realizar mejores simulaciones, con lo cual se
reducirá la incertidumbre asociada a los cálculos en la etapa de diseño, evaluando
con mejor precisión los márgenes a los límites térmicos y por lo tanto mejorando la
utilización del combustible y la operación del reactor.
- Especificaciones técnicas de operación.
Las especificaciones técnicas de operación (ETOs) de una central
nucleoeléctrica establecen los límites de seguridad, las condiciones límites de
10

12. operación y los requisitos de vigilancia, con el fin de lograr una operación segura de
la misma. En algunos casos los criterios de las condiciones límites de operación se
han seleccionado en forma muy conservadora, por lo que a veces proporcionan poca
flexibilidad en la operación de la central. Uno de los casos ejemplo en el
aprovechamiento de la capacidad nacional es llevar a cabo un análisis determinístico
para revisar las bases técnicas de las especificaciones técnicas que proporcione
elementos de mayor detalle en cuanto al desempeño de su función bajo diferentes
condiciones de operación normal y anormal. Los resultados del análisis determinístico
se complementarían con un análisis probabilístico que valide las alternativas de
modificación de las especificaciones técnicas, en términos del incremento o
disminución del riesgo y considerando los datos particulares de confiabilidad de los
sistemas y sus componentes. Por ejemplo el sistema de agua de servicios nucleares
(NSW) es un sistema que en determinadas circunstancias prevee poca flexibilidad en
la operación de la central. El NSW proporciona el sumidero principal de calor del
reactor en condiciones de emergencia y de los sistemas de la central en operación
normal. Cuenta con dos lazos independientes y cada lazo tiene dos bombas en
paralelo de 100% de capacidad cada una bajo condiciones de emergencia. En
condiciones normales trabaja con tres bombas y la cuarta en reserva con un tiempo
máximo de inoperabilidad permitido de 30 días según ETOs. En condiciones de un
lazo del NSW inoperable, el tiempo de inoperabilidad permitido es de 72 horas según
ETOs. Sin embargo esta situación conlleva finalmente a dejar sin enfriamiento a uno
de los trenes del circuito cerrado de agua de enfriamiento nuclear (NCCW), el cual
11

13. a su vez deja sin enfriamiento a uno de los lazos del sistema de recirculación del
reactor.
La operación con un sólo lazo del sistema de recirculación del reactor no está
licenciada en la central de Laguna Verde, por lo que en dichas circunstancias se
deben tomar medidas para colocar la unidad al menos en parada caliente en un lapso
de 12 horas. En México ya se han realizado análisis termohidraúlicos del reactor tanto
para licenciamiento de las unidades 1 y 2 como para licenciamiento de recargas de
combustible con dos lazos de recirculación. Esto ha permitido que hoy en día se
cuente con capacidad que podría utilizarse para evaluar el comportamiento del núcleo
con un sólo lazo de recirculación, a fin de verificar el cumplimiento de los límites
térmicos operacionales y de seguridad.
- Manejo de accidentes severos.
A raíz de los accidentes de la Isla de las Tres Millas y de Chernobyl, la
comunidad nuclear internacional ha realizado una actividad muy intensa en el tema
de accidentes severos. La mayoría de los países que cuentan con centrales
nucleoeléctricas han desarrollado proyectos de investigación, con el fin de obtener
conocimiento en relación al comportamiento de las centrales bajo condiciones mas
allá de las bases de diseño. En México las instituciones del área nuclear también
tienen actividades relacionadas a los accidentes severos.
Gracias a las actividades de investigación mencionadas en el área de los
accidentes severos, la mayoría de los países con centrales nucleoeléctricas, han
12

14. implementado o están implementando acciones para mejorar la capacidad de
respuesta de la central en su conjunto, ante un evento de muy baja probabilidad de
accidente severo. Las acciones en su conjunto están enmarcadas en el concepto
llamado "manejo de accidentes severos" y tienen como objetivo final reducir el riesgo
de liberaciones grandes de material radiactivo. Las acciones de manejo de accidentes
severos normalmente consisten en lineamientos de toma de decisiones críticas que:
- Eviten el daño al núcleo,
- Terminen el daño al núcleo y retengan el núcleo dentro de la vasija,
- Mantengan la integridad de la contención y
- Minimicen las liberaciones al exterior.
Las acciones de manejo de accidentes severos también incluyen:
- Modificaciones de equipo para facilitar la implementación de procedimientos
- Entrenamiento en accidentes severos.
El estudio de la segunda etapa del examen individual de planta dejó muy claro
que la contención de la CLV es uno de los puntos fuertes de diseño. También dejó
clara la necesidad de realizar mejoras contra escenarios de pérdida total de energía
eléctrica (PTEE). Para ilustrar la aplicación de la capacidad nacional ganada en esta
13

15. área, me permití mostrar un análisis comparativo de la respuesta de la central,
considerando dos escenarios de operación ante un mismo accidente severo, dentro
de la secuencia de pérdida total de energía eléctrica.
Durante la PTEE, y esto hay que aclarar que significa perder todas las líneas
de transmisión entre la CLV y Puebla, Poza Rica y Veracruz, así como los tres
generadores diesel de emergencia con que cuenta la central, entonces durante la
PTEE sólo se dispone del sistema de enfriamiento del núcleo con el reactor aislado
(RCIC) para aportar agua de enfriamiento al reactor. Se considera que este sistema
funciona durante 4 horas debido al agotamiento de la energía de las baterías que
alimentan los controles del RCIC. La energía térmica liberada durante el accidente
hipotético, se transfiere al contenedor primario y debido a la falta de energía eléctrica
no se puede tomar acción alguna que permita aliviar la acumulación de la energía,
conduciendo inevitablemente a una falla no controlada de éste. La instalación de un
disco de ruptura que falle mecánicamente, o proveer en forma alterna energía
eléctrica a la válvula de venteo de emergencia, podría constituir una opción para
evitar la falla catastrófica del contenedor primario.
El primer escenario plantea la selección de la presión de falla del disco de
ruptura o la apertura de la válvula de venteo de emergencia, 0.5 Kg/cm2 por abajo
de la establecida en los procedimientos de operación de emergencia de la CLV (OEs),
de 4.74 Kg/cm2 man. Un segundo escenario plantea la selección de la presión de
falla del disco de ruptura o apertura de la válvula de venteo de emergencia, 0.5
Kg/cm2 por abajo de la calculada en el estudio de la "Segunda Etapa del Examen
14

16. Individual de Planta de la CLV-U1". La curva de presión-temperatura de falla del
contenedor primario del estudio se muestra en la Fig. 9, así como la curva de
apertura del disco o la válvula de venteo de emergencia.
Los resultados de ambas simulaciones muestran que para el primer caso, la
falla de la contención se predice a las 10 horas a partir de que se presenta el evento
iniciador, en tanto que para el segundo caso la falla de la contención ocurre a las 17
horas de iniciado el evento, con una mejora de la respuesta de la contención de 7
horas. El beneficio en términos de tiempo también se traduce en una mejora del
término fuente, ya que la disminución en los productos radioactivos mas
representativos es de un orden de magnitud. En la Fig. 10 se muestra gráficamente
y comparativamente los resultados del término fuente de ámbas simulaciones.
- Programación de equipo fuera de servicio.
Durante la operación de las centrales nucleoeléctricas es muy común que se
presente la situación de declarar equipo fuera de servicio por varias razones,
mantenimiento, inspecciones, vigilancias, etc. En estas situaciones se busca
aprovechar al máximo la salida de equipo o equipos que trabajan en la misma
función, con el fin de permanecer dentro de las Especificaciones Técnicas de
Operación y al mismo tiempo asegurando no caer en situaciones de paro automático
de la central. Esta vieja competencia entre seguridad y explotación puede ser
equilibrada mediante el apoyo de herramientas que permitan visualizar rápidamente
los riesgos y sus causantes. El análisis probabilístico de seguridad actualizado y en
15

17. o fuera de línea, que incluya no nada mas los sistemas de seguridad sino también los
sistemas sensibles de la central, permite encontrar cualitativa y cuantitativamente el
equilibrio entre ámbas fuerzas y es la herramienta idónea de apoyo para los
ingenieros programadores. La comunidad nuclear mexicana esta preparada para
emprender esta tarea e incluso ya ha habido pláticas con personal de la central con
resultados muy positivos.
PLAN DE ACCION
He tenido la suerte y el gusto de dirigir uno de los grupos que ha participado
activamente en el desarrollo de la capacidad nacional en materia de análisis de combustible
y seguridad nucleares. He experimentado el esfuerzo diario para lograr en equipo, el
conocimiento del estado del arte del comportamiento de una tecnología compleja, bajo
condiciones normales y anormales de operación.
La globalización internacional nos impone retos aún mas difíciles que obligan sin duda
alguna a realizar las alianzas estratégicas. Basta sólo con imaginarse cual sería la situación
en México en materia de seguridad nuclear si en el pasado las autoridades de las
instituciones involucradas con la energía nuclear, no hubieran iniciado los esfuerzos
conjuntos para desarrollar la capacidad de análisis de administración de combustible y
seguridad nucleares.
Como resultado de lo anteriormente expuesto, considero que sería conveniente
aprovechar esta capacidad para apoyar a la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde en
16

18. alcanzar sus objetivos de capacidad y disponibilidad, garantizando al mismo tiempo la
seguridad del público y la protección al medio ambiente. Las siguientes tres líneas de acción
permitirían apoyar la consecución de los objetivos de la CLV:
- Programa interinstitucional de certificación de la metodología nacional para
licenciamiento de recargas de combustible nuclear.
- Programa interinstitucional de flexibilidad en la operación de la CLV.
- Programa interinstitucional de manejo de accidentes severos.
Puesto que la planeación, programación y ejecución de los mencionados programas
requiere de la participación de todas las instituciones nacionales relacionadas a la energía
nuclear, a continuación presento algunas consideraciones de carácter general que deberán
incluirse en el plan de acción, pero no trato de analizar profunda y exhaustivamente las
actividades del mismo.
En relación al primer punto pienso que éste debe considerar la especificación de los
documentos típicos y sus criterios de evaluación para la certificación de la combinación
metodología/modelo/analista, la elaboración del programa de trabajo y la definición de
responsabilidades del mismo. Actualmente además de la capacidad nacional ganada, tanto
la CNSNS como la CFE y los institutos de investigación, cuentan con información ya
aplicada en otros países que puede utilizarse como referencia en este proceso. Es muy
importante que mientras se obtiene la certificación de las herramientas de análisis, se
continuen realizando las actividades de verificación de los diseños de recargas de
combustible nuclear de los proveedores.
17

19. El segundo punto debe estar fuertemente ligado a las necesidades y experiencias de
la central, y deberá considerar ¡nicialmente una detección y prioritización de áreas y
sistemas factibles a una mejora incluyendo las especificaciones técnicas de operación. Los
resultados del APS de nivel 2 y de la actualización del APS de nivel 1 podrían ser el punto
de partida para el caso de los sistemas de seguridad y para el área de entrenamiento. La
experiencia operacional ganada por la central en relación al comportamiento de los sistemas
sensibles, permitirá la obtención de información valiosa para el caso de los sistemas que no
son de seguridad.
En relación al tercer punto quiero señalar ante todo, que la implementación de
medidas de manejo de accidentes severos tendrá un impacto notable en la organización de
la central, por el establecimiento de nuevas responsabilidades y por los requerimientos de
calificación y entrenamiento del personal. No cabe duda que la estrategia a seguir es
obtener lineamientos genéricos desarrollados para los reactores de agua ligera en ebullición
y adecuarlos específicamente para las unidades de Laguna Verde, tomando muy en cuenta
que la generalización sin argumento es inconveniente, debido al nivel de incertidumbre
inherente a los procesos y al nivel de preparación del personal de operación. Por lo que
antes de la personalización, considero conveniente reducir al máximo la incertidumbre del
comportamiento de la central bajo condiciones de accidentes severos, mediante la
identificación y determinación de los fenómenos físicos asociados, así como la definición
del nivel de obligatoriedad en la toma de decisiones de las medidas de control y mitigación
del accidente.
18

20. CONCLUSIONES
La capacidad de la comunidad nuclear mexicana no está a prueba y ya se ha
demostrado plenamente con la construcción y operación de las dos unidades de la central
nucleoeléctrica de Laguna Verde. Es el momento de dar un paso más hacia adelante, es el
momento de lograr la independencia tecnológica en materia de administración de
combustible y seguridad nucleares. La inversión es muy pequeña y en general la mayor
parte ya se ha realizado. Esta propuesta es en beneficio de la operación económica y segura
de las centrales nucleoeléctricas del país y en beneficio de la comunidad nuclear mexicana.

21. 3-
o-
(Y)
CD
z
cr-
CD
£
In
figura 1
LO
(Y)
1720 1760 1800 1840 1880 1920 1960 2000
Y E R R
Coricentration of carbon dioxide in the atmosphere, from the
analysis of lee-cores (1745-1960) and direct measurernents
(1958-1985) according to Siegenthaler and Oescher (1981).
20

22. 1 25
12
115
11
05
145
35
2 4 6 8 lO
1.07
T=(S)
12
u LJ
figura 2
CALCULO DE LICENCIAMIENTO PARA EL M CPR
RECHAZO DE CARGA COMBUSTIBLE: GE-9
TABLA COMPARATIVA DE RESULTADOS
A M C PR = M C PR in ic - M C PR m in
ANALISIS DE CANAL CALIENTE CICLO 2
ICPR=1.2585
2 *
115
DELT= 0.1885
11
SLMCPR= 1.07
iC,
T=(S)
2 3 4 5
21

23. LI LI
figura 3
Cálculo de Validación
RECHAZO DE CARGA
7.6 E± 6
7.2E+6
o
o
E
o
9 6.8E+6
a)
-o
c
'o(1)
a)
o-
6.4E+6
6E+ 6
14Jul9O [y-Ui
0.00 5.00 10.00 15.00 20.00 25.00
Tiempo (S)
22

24. figura 4
Cálculo de Validación
RECHAZO DE CARGA
14Jul9O LV-U1
160.00
140.00
120.00
100.00
E
o
- 80.00
>
z
60.00
40.00
20.00
0.00 5.00 10.00 15.00 20.00 25.00
Tiempo (S)
23

25. u ii
figura 5
Cálculo de Validación
CIERRE DE VÁLVULAS DE AISLAMIENTO
23Dic90 LV-U1
E:nL.I.
!.1ISIS]
40.00
o
a)
20.00
-20.00
-40.00
0.00 5.00 10.00 15.00 20.00 25.00 30.00
Tiempo (S)
24

26. LI
figura 6
Cálculo de Vald ación
CIERRE DE VALVU LAS DE AISLAMIENTO
23 Dic 90 [y-Ui
o
o
E
o
o
-o
c
'o
6.8E+6
6.4E+6
0.00 5.00 10.00 15.00 20.00 25.00 30.0
Tiempo (S)
25

27. figura 7a
DESARROLLO DEL PATRON DE BARRAS DE LA ia RECARGA DE LA CLV/U2
PATRON DE BARRAS C2 LV-2, BOC 200 MWD/ST SEC—A2 96% DE FLUJO FMS
************ CORE AVERAGE EXPOSURE,MWD/TU = 0.90045E+04
PRESENT OPERATING CONDITION DATA PERCENT
FULL CORE TH.POWER,W = 0.19310E+10 100.00
FULL CORE FLOW RATE,KG/SEC = 0.74389E+04 96.00
NOTCHES DE EXTRACCION
22 26 30 34 38 42
23 ! 6! 48 48 ! 48 ! 40 ! 48
19 48! 48 48 ! 48 ! 48 ! 48
15 48 48 ! 6 ! 48 ! 48 ! 48
11 ! 48 48 ! 48 ! 48 48 ! 48
07 ! 40 ! 48 ! 48 ! 48 48
03 ! 48 48 48 48
RESULTADOS:
K—EFECTJIVA = 0.9986
MCPR = 1.58 CANAL:6 NODO: 24
MLHGR = 426.7 W/CM CANAL:17 NODO: 5
13.01 KW/FT COORD: (33) (20)
RAPLHGR = 0.871 COORD: (33) (20)
NFLCFR = 0.800 MFLPD = 0.903
26

28. Llmi ti
figura 7b
PAIRON DE DZPPS C2 LV-2, EE 7185 MWD/ST SEC-A2 107% DE FLUJO FMS
COPE AVEROE EXPOSUPE,MWD/TU = 0.16704E+05
PPESENT OPTING CONDITION nATA PECENT
FDLL COPE TH.PCWER,W = 0.19310E+10 100.00
FJIJ COPE EILW RM'E,KG/SEC = 0.82913E+04 107.00
NOHES DE EXTRACCION
22 26 30 34 38 42
23 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48
19!48!48!48!48!48!48! PESULT7IXXS:
15! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! K-EFECTIVT=0.9956
11 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! MCPR = 1.40 CT½NZL:3 NOLO: 23
07 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! MLIHGR = 411.1 W/Q4 CPN7L:3 NOLO: 15
03 ! 48 ! 48 ! 48 ! 48 ! 12.53 K/FT COJRD: (27) (22)
P7PLHGR = 0.896 CcX3PD: (27) (22)
MFLCPR = 0.900 MFLPD = 0.870
27

29. figura 8
CLV/U2
MARGEN DE APAGADO CICLO 2
0.04
rL-LI E
0.035
0.03
1-
-J
'Ji
0.025
u) 0.02
0.015
0.01
0.00 0.10 0.20 0.30 0.40 0.50 0.60 0.70 0.80 0.90 1.00
FRACCIÓN DE CICLO

30. Li
1 .40E+06
1 .20E+06
1 .00E+06
8.00E+05
e
o-
a-
6.00E+05
4.00 E+05
2.00E+05
0.00E+00
o
figura 9
Falla del contenedor CLV-ul
50 100 150 200 250 300 350 400 450 500 550 600 650 700 750
T (K)
Á Disco de ruptura
• PDW Pa
29

31. 0.035
0.030
0.025
5 0.020
-Q
0.015
0.010
o
o
0.005
u-
iNsIsTo]
figura 10
Discos de ruptura ref. OEs, ref IPE
CsI CsOH
30