Analisis-de-pandeo-de-la-tapa-de-la-contencion-primaria-de-un-reactor-tipo-BWR

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ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA 
DE LA CONTENCIÓN DE UN 
REACTOR TIPO BWR 
INSTITUTO POLITÉCNICO NACIONAL 
 
 
ESCUELA SUPERIOR DE INGENIERÍA MECÁNICA Y ELÉCTRICA 
 
 
SECCIÓN DE ESTUDIOS DE POSGRADO 
E INVESTIGACIÓN 
 
 
T E S I S 
QUE PARA OBTENER EL GRADO DE
MAESTRO EN CIENCIAS
C O N E S P E C I A L I D A D E N 
I N G E N I E R Í A M E C Á N I C A
P R E S E N T A 
ING. RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ
DIRECTOR: DR. GUILLERMO URRIOLAGOITIA CALDERÓN 
 
 
MÉXICO D. F. 2002.
 
 
 
DEDICATORIAS 
 
 
 
A Dios 
 Por darme vida, salud y porque siempre ha estado conmigo 
en los momentos difíciles. 
 
 
 
 
A mis padres 
Tiburcio Cuamatzi Maldonado 
Rosa Meléndez Bello 
Por confiar y creer en mí, y por su apoyo en este proyecto que he concluido. 
 
 
 
 
A mis hermanos 
Que con su apoyo, me enseñaron a ser perseverante para alcanzar las metas 
esperadas. 
 
 
 
 
A todas las personas que me rodean y que de alguna manera, me impulsaron en 
el desarrollo del presente trabajo. 
 
A G R A D E C I M I E N T O S 
 
 
 
 
Al Consejo Nacional de Ciencia y Tecnología (CONACyT). 
 
Al Instituto Politécnico Nacional. 
 
A la Sección de Estudios de Posgrado e Investigación de la Escuela 
Superior de Ingeniería Mecánica y Eléctrica (SEPI-ESIME). 
 
A mis directores de tesis, Dr. Guillermo Urriolagoitia Calderón y Dr. 
Luis Héctor Hernández Gómez, a quienes agradesco las sugerencias y el 
apoyo incondicional para el desarrollo de este trabajo de tesis. 
 
Al Ing. Pablo Ruíz López, y a la Comisión Nacional de Seguridad 
Nuclear y Salvaguardas (CNSNS), por su apoyo en el desarrollo de este 
trabajo. 
 
Al M. C. Ricardo Lópes Martinez, por su confianza y sus valiosos 
consejos sobre mi formación profesional. 
 
Al M. C. Gabriel Villa y Rabasa por su amistad y sus sujerencias en el 
desarrollo de este tema. 
 
A los sinodales, por su valiosa revisión y sujerencias para la mejora de 
este trabajo. 
 
 A todos los profesores de la Sección de Estudios de Posgrado e 
Investigación, por sus valiosas enseñanzas. 
 
 
GRACIAS POR TODO 
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
R E S U M E N. 
 
 
La Energía Nuclear se obtiene por medio de la fisión nuclear en el interior de los 
Reactores Nucleares de Potencia, al controlarla se utiliza para la generación de 
Energía Eléctrica en Centrales Nucleares. Sin embargo existen riesgos durante las 
diferentes etapas de su generación, es por esto que los Reactores están protegidos 
por medio de la Contención Primaria y la Contención Secundaria, las cuales están 
constituidas de paredes de concreto armado de 1.5 metros de espesor. 
 
En este trabajo se ha desarrollado una metodología para evaluar el comportamiento 
estructural de las tapas elípticas y toroesféricas sujetas a condiciones de presión 
interna, por medio de un análisis de pandeo. El análisis que aquí se describe está 
enfocado a una Cabeza Elíptica localizada en el Domo de la Contención Primaria de 
un Reactor Nuclear de una central Nucleoeléctrica. 
 
La Contención Primaria tiene instalada una Tapa Elíptica que de alguna forma actúa 
como colchón para el caso de que llegase a ocurrir una fuga en el interior de la 
vasija del Reactor. El edificio de las contenciones previene las radiaciones que 
pudieran escapar del interior del reactor. 
 
El pandeo es una forma de falla que resulta de inestabilidad estructural debido a 
una acción compresiva sobre el elemento estructural. La falla por pandeo no tiene 
una relación única con el esfuerzo y la deformación, más bién está relacionada con 
el momento de Inercia de la sección transversal, el módulo de elasticidad del 
material y las dimensiones propias de la estructura. 
 
El problema consiste en determinar el nivel mínimo de presión que podría originar 
pandeo o colapso de la estructura, a este valor de presión se le conoce como carga 
crítica o presión de colapso. El valor de esta carga será el que determine la 
inestabilidad del sistema. 
 
Cuando la geometría de la estructura es sencilla, resulta fácil determinar el valor de 
dicha carga por un método analítico, pero cuando la geometría del sistema es 
compleja, resulta casi imposible obtener una solución analítica, en tal caso se 
recurre a métodos numéricos. 
 
Para nuestro caso, a pesar de ser una geometría no tan complicada, se recurre a la 
solución por ambos métodos, esto con la finalidad de validar a los 2 métodos, y para 
visualizar, de forma gráfica, las zonas críticas que se generan cuando se somete a 
carga al sistema, y así tener una visión más clara de lo que sucede en el sistema. 
 
En la metodología propuesta, se utiliza un método analítico y el Método del 
Elemento Finito. La solución del problema, con el método numérico, se llevó a cabo 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
IV
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
con el programa ANSYS 5.5, esto debido a que en la Sección de Estudios de 
Posgrado e Investigación del Instituto Politécnico Nacional, se tiene disponible, y el 
grupo de investigadores de dicha Sección cuenta con una amplia experiencia en su 
aplicación. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
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ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
A B S T R A C T. 
 
 
The objective of this work is the evaluation of buckling stresses on Ellipsoidal and 
Torispherical Heads subjected to internal pressure, applying both a buckling analysis 
and the Finite Element Method. 
 
A revision is made on Nuclear Plants documents. An analysis reliability in 
mechanical engineering and their relation with buckling analysis is made. A revision 
of parameters for torispherical and ellipsoidal heads was carried out and a 
methodology of analysis to be applied to a three dimensional cylindrical section 
using ANSYS 5.5 is established. 
 
The Nuclear Energy is obtained from nuclear fission, this energy, generated in the 
Nuclear Reactor, is used to generate Electric power. However, there are some risks 
within the different stages of power generation so the reactor is protected by a 
double contention wall made of armed concrete 1.5 m. thick. 
 
Within the Primary Contention there is an elliptic cover which would act as a muffling 
device in the case a failure occurs inside the Reactor Vessel. The building of the 
contention wall are meant to prevent radiation leaks from the inner Reactor. 
 
Buckling is a type of failure which occurs under the action of a compressive stress 
applied to an structure, creating a bulge on the structural element. The load needed 
to create the bulge presents a unique relationship with the stress and strain of the 
element due to characteristic parameters of the structure such as inertia, elasticity, 
module and geometry. 
 
The main problem to solve is to obtain a minimum pressure value to originate the 
collapse of the structure, this value is to become the collapse pressure or critical 
value for the system. 
 
When the geometry of the structure is a simple one, it is easy to determine the 
collapse value by using an analytical method, but when the geometry of the system 
is a complex one, then it is almost impossible to obtain an analytic solution, in such a 
case it becomes apparent the necessity to use numerical methods. 
 
In this case, even though the geometry is not a complex one, solutions by both 
methods are applied, so that a result comparison can be made, being it possible as 
well, to visualize, in a graphic way the critical stress fields which are generated. 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
VI
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
O B J E T I V O. 
 
 
El objetivo principal de esta tesis es conocer la respuesta del comportamiento 
estructural de tapas elípticas sujetasa cargas de presión interna por medio de un 
análisis de pandeo, y las condiciones de carga solicitadas para tomar criterios de 
diseño en el desarrollo de este tipo de tapas de componentes nucleares. Para esto 
se seguirá un planteamiento numérico con el Método del Elemento Finito por medio 
del ANSYS 5.5, y una vez modelado el sistema, se analizarán las concentraciones 
de esfuerzos en los puntos críticos, para así visualizar el nivel de seguridad al que 
se encuentra operando la tapa. 
 
Otro punto muy importante que se pretende es conocer la carga crítica de pandeo, 
cuando el sistema deja de ser estable, de la tapa elíptica, esto con la finalidad de 
visualizar el factor de seguridad al cual se encuentra operando el sistema. Un último 
análisis involucra condiciones de temperatura diferentes a las que suele estar 
sometida la tapa. En los análisis mencionados, se considera que el material es 
isotrópico, continuo, y homogéneo. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
VII
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
J U S T I F I C A C I Ó N. 
 
 
Considerando la preocupación por parte de organismos Internacionales de realizar 
inspecciones de calidad en Centrales Nucleares, se tiene la necesidad de realizar 
un análisis de pandeo en la tapa de la contención primaria de la vasija del reactor, 
debido al enorme riesgo de que el pandeo puede ser una forma de falla realmente 
catastrófica. El conocimiento acerca del estado estructural de este tipo de 
componentes lleva a la identificación de la concentración de esfuerzos y a 
determinar el estado físico del componente nuclear. El análisis de pandeo de la 
tapa antes mencionada está en vinculación con la Gerencia de la Comisión 
Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas (CNSNS). 
 
Los análisis de componentes nucleares, como es el caso de la contención, tienen 
un especial interés debido a que forman un conjunto se resguarda la integridad del 
reactor ya que no dejan que las radiaciones, que pudieran provenir del interior del 
reactor, salgan del edificio de la contención. Es por esta razón que se realizar 
análisis detallados para visualizar los estados actuales de los elementos y/o 
sistemas. 
 
Es importante mencionar que el presente trabajo se encuentra dentro del proyecto 
de invstigación CONACyT DIAC-2000, clave: 34950-U con el nombre de: “Análisis 
de Mecánica Estructural en Componentes con Nivel de Seguridad I en Plantas 
Nucleares”. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
VIII
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
Í N D I C E. 
 
 
 
RESUMEN. 
ABSTRACT. 
OBJETIVO. 
JUSTIFICACIÓN 
ÍNDICE DE FIGURAS. 
ÍNDICE DE TABLAS. 
SIMBOLOGÍA. 
INTRODUCCIÓN. 
 
 
CAPITULO I. GENERALIDADES SOBRE LAS CENTRALES NUCLEARES. 
 
1.1 Generalidades. 5 
1.2 Energía Nuclear. 7 
1.3 Forma de obtención de la energía nuclear. 7 
1.4 Fisión Nuclear. 8 
1.5 Fusión Nuclear. 10
1.6 Reactor Nuclear. 11
1.7 Clasificación de los reactores nucleares. 12
 1.7.1 Clasificación de los reactores nucleares de acuerdo a su 
 Funcionamiento. 13
1.8 Principio de funcionamiento de un reactor nuclear. 13
1.9 Reactores nucleares de potencia. 14
1.10 Descripción de los reactores de agua a presión (PWR). 15
1.11 descripción de los reactores de agua en ebullición (BWR). 15
 1.11.1 Partes principales de los reactores tipo BWR. 17
1.12 Ciclo del combustible nuclear. 19
1.13 Descripción del ciclo BWR. 21
 1.13.1 Materiales. 22
 1.13.2 Moderadores. 22
 1.13.3 Materiales de control. 23
 1.13.4 Fuidos para la extracción del calor. 23
1.14 Centrales nucleares. 23
 1.14.1 Sistemas de protección de las centrales nucleares. 24
1.15 Contención Mark II. 26
 1.15.1 Contención primaria. 27
 1.15.2 Contención secundaria. 29
1.16 Ventajas y riesgos en la utilización de la energía nuclear. 31
1.17 Referencias. 33
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
IX
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
CAPITULO II. FUNDAMENTOS TEÓRICOS DE PANDEO. 
 
2.1 Definición de pandeo. 35
2.2 Naturaleza del pandeo. 35
2.3 Pandeo elástico de columnas. 37
 2.3.1 Pandeo lateral de barras comprimidas por debajo del limite de
 elasticidad. 38
2.4 Condiciones de frontera para el pandeo de columnas. 39
2.5 Pandeo inelástico. 41
2.6 Pandeo de barras de sección variable. 43
2.7 Pandeo de anillos circulares. 46
 2.7.1 Pandeo de tubos cilíndricos sometidos a presión externa. 49
 2.7.2 Carga crítica de pandeo elástico de cilindros de pared delgada. 51
2.7.3 Influencia de las condiciones de frontera de los extremos sobre el
 pandeo elástico de tubos. 55
2.8 Análisis de pandeo de tubos largos. 56
2.9 Pandeo inelástico de tubos. 57
2.10 Referencias. 59
 
 
CAPITULO III. ANÁLISIS DE ESFUERZOS EN RECIPIENTES
 SOMETIDOS A PRESIÓN INTERNA. 
 
3.1 Filosofía del diseño en recipientes sometidos a presión. 61
3.2 Esfuerzo. 63
 3.2.1 Tipos de carga. 64
 3.2.2 Esfuerzos residuales. 65
3.3 Forma del elemento 65
3.4 Representación gráfica de las componentes intrínsecas del vector
 tensión en un estado tensional tridimensional. Círculo de Mohr. 65
3.5 Esfuerzos en cilindros sometidos a presión interna. 75
3.6 Relación de Poisson. 77
3.7 Teoría general de membranas esforzadas en recipientes sometidos a 
 presión interna. 78
3.8 Cabezas elipsoidales sometidas a presión interna. 80
3.9 Cabezas toroesféricas sometidas a presión interna. 85
 3.9.1 Modo I, falla por fractura. 86
 3.9.2 Modo II, falla por cambios inaceptables de dimensiones. 86
 3.9.3 Modo III, cedencia de la región de la rodilla. 87
 3.9.4 Esfuerzos primarios. 87
 3.9.5 Criterio de las ecuaciones de diseño por fatiga. 88
 3.9.6 Limitaciones y requerimientos para las cabezas toroesféricas. 88
3.10 Cabezas cilíndricas sometidas a esfuerzos de presión interna. 90
3.11 Esfuerzos térmicos. 90
3.11.1 Esfuerzos térmicos en cilindros huecos. 91
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
X
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 3.11.2 Estado firme de esfuerzos térmicos, gradiente logarítmico. 92
3.12 Teorías de falla. 94
3.13 Referencias. 98
 
 
CAPITULO IV. EL MÉTODO DEL ELEMENTO FINITO APLICADO A 
 EL ANÁLISIS DE ESFUERZOS EN RECIPIENTES 
 SOMETIDOS A PRESIÓN INTERNA. 
 
4.1 Antecedentes históricos del Método del Elemento Finito (MEF). 102
4.2 Análisis de esfuerzos y deformaciones. 107
4.3 Componentes de la deformación. 107
4.4 Elementos tridimensionales. 109
4.5 Problemas tridimensionales. 109
4.6 Ecuaciones del elemento. 110
4.7 Formulación del MEF. 111
4.8 Referencias. 117
 
 
CAPITULO V. ANÁLISIS Y EVALUACIÓN DE RESULTADOS. 
 
5.1 Casos de estudio. 119
5.2 Descripción del problema. 119
5.3 Normas y especificaciones. 122
5.4 Procedimiento para la generación de elementos finitos. 124
5.5 Planteamiento de la metodología. 126
5.6 Procedimiento de análisis. 127
5.7 Tipos de análisis a realizar. 127
5.8 El análisis estructural en ANSYS. 128
5.9 El análisis de pandeo en ANSYS. 129
5.10 Validación de la metodología. 131
5.11 Análisis de la tapa a30oC. 132
5.12 Presión de colapso a temperatura de 30oC. 147
5.13 Análisis de la tapa a temperatura de 430oC. 156
5.14 Referencias. 165
 
CONCLUSIONES. 
TRABAJOS FUTUROS. 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XI
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
Í N D I C E D E F I G U R A S. 
 
Figura 1.1 Corte de un reactor tipo BWR. 17
Figura 1.2Diagrama del ciclo BWR. 21
Figura 1.3 Contención primaria. 28
Figura 1.4 Barreras de contención para una Central Nuclear. 30
Figura 2.1 Condiciones de equilibrio para el pandeo. 36
Figura 2.2 Relación entre la carga axial y la deflexión. 38
Figura 2.3 Efecto de fijación de un extremo sobre la carga de pandeo. 40
Figura 2.4 Distribución de esfuerzos uniformes que resultan de la carga 
axial. 42
Figura 2.5 Diagrama de cuerpo libre de una viga. 43
Figura 2.6 Distribución neta del esfuerzo. 44
Figura 2.7 Barra de sección variable. 46
Figura 2.8 Pandeo de un anillo en forma elíptica. 47
Figura 2.9 Influencia de la longitud y tipo de apoyo para la falla por 
pandeo en cilindros de pared delgada sometidos a presión 
externa. 50
Figura 2.10 Fotografía de tubos de pared delgada que fallaron por 
pandeo originado por una presión externa uniforme. 51
Figura 2.11 Análisis del equilibrio de fuerzas para un cuarto de 
circunferencia de la sección transversal de un cilindro de 
pared delgada. 
52
Figura 2.12 Coeficientes de pandeo para cilindros de pared delgada 
sometidos a presión externa lateral; extremos simplemente 
sustentados. 
56
Figura 3.1 Vasija de un reactor nuclear. 61
Figura 3.2 Tipos de diagramas esfuerzo-deformación. 62
Figura 3.3 Componente normal y tangencial de la tensión. 68
Figura 3.4 Representación gráfica del plano X. 69
Figura 3.5 Círculos fundamentales de Mohr. 71
Figura 3.6 Haz de planos que contienen al primer eje principal. 72
Figura 3.7 Haz de planos que contienen al segundo eje principal. 73
Figura 3.8 Haz de planos que contienen al tercer eje principal. 74
Figura 3.9 Representación gráfica de las componentes del esfuerzo 
normal y tangencial en el círculo de Mohr. 74
Figura 3.10 Fuerza radial en el interior de un anillo delgado. 75
Figura 3.11 Esfuerzo longitudinal en un cilindro y una esfera. 77
Figura 3.12 Deformación debida al plano de esfuerzos principales 77
Figura 3.13 Esfuerzos en membranas. 79
Figura 3.14 Generación de un elipsoide. 81
Figura 3.15 Relación de esfuerzo en una membrana elipsoidal con 
respecto al esfuerzo en un cilindro con variación en la 
relación del eje mayor al eje menor. 
84
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XII
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
Figura 3.16 Cabeza Toroesférica. 89
Figura 3.17 Deformaciones térmicas. 91
Figura 3.18 Gradiente térmico en cilindros huecos. 93
Figura 4.1 Conducciones generales de calor para el dominio de 
soluciones tridimensionales. 
113
Figura 5.1 Contención tipo Mark II. 120
Figura 5.2 Porción axisimétrica de la tapa elíptica. 121
Figura 5.3 Solid 45, elemento sólido estrcutural. 124
Figura 5.4 Modelo de elementos finitos y condiciones de frontera. 125
Figura 5.5 Opciones para crear el modelo de elementos finitos. 126
Figura 5.6 Zonas críticas de estudio de la tapa elíptica. 132
Figura 5.7 Representación de esfuerzos en un punto del recipiente. 133
Figura 5.8 Elemento que genera tensión en el plano X-Y. 133
Figura 5.9 Elemento que genera tensión en el plano X-Z. 134
Figura 5.10 Elemento que genera tensión ene l plano Y-Z 134
Figura 5.11 Estado general de esfuerzos del recipiente a presión. 135
Figura 5.12 Estado general de deformación. 136
Figura 5.13 Radios de curvatura de una elipse 137
Figura 5.14 Esfuerzos de Von Misses. 138
Figura 5.15 Esfuerzos de Von Misses 139
Figura 5.16 Esfuerzos circunferenciales X. 139
Figura 5.17 Esfuerzos longitudinales Y. 140
Figura 5.18 Esfuerzos circunferenciales Z. 140
Figura 5.19 Deformación circunferencial X. 141
Figura 5.20 Deformación longitudinal Y. 141
Figura 5.21 Deformación circunferencial Z. 142
Figura 5.22 Primer esfuerzo principal. 142
Figura 5.23 Segundo esfuerz principal. 143
Figura 5.24 Tercer esfuerzo principal. 143
Figura 5.25 Esfuerzo cortante XY. 144
Figura 5.26 Esfuerzo cortante XZ. 144
Figura 5.27 Esfuerzo cortante YZ. 145
Figura 5.28 Malla deformada contra malla no deformada, región de la 
corona 145
Figura 5.29 Malla deformada contra malla no deformada, región de a 
rodilla. 145
Figura 5.30 Malla deformada contra malla no deformada, zona cilíndrica. 146
Figura 5.31 Esfuerzos de Von Misses. 148
Figura 5.32 Esfuerzos de Von Misses. 148
Figura 5.33 Esfuerzos circunferenciales. X. 149
Figura 5.34 Esfuerzos longitudinales Y. 149
Figura 5.35 Esfuerzos circunferenciales Z. 150
Figura 5.36 Deformación circunferencial X. 150
Figura 5.37 Deformación longitudinal Y. 151
Figura 5.38 Deformación circunferencial Z. 151
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XIII
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
Figura 5.39 Primer esfuerzo circunfeencial. 152
Figura 5.40 Segundo esfuerzo principal. 152
Figura 5.41 Tercer esfuerzo principal. 153
Figura 5.42 Malla deformada contra malla no deformada. 153
Figura 5.43 Malla deformada contra malla no deformada, región de la 
corona. 154
Figura 5.44 Malla deformada contra malla no deformada, región de la 
rodilla. 154
Figura 5.45 Malla deformada contra malla no deformada, zona cilíndrica. 155
Figura 5.46 Esfuerzos de Von Misses. 156
Figura 5.47 Esfuerzos de Von Miises. 157
Figura 5.48 Esfuerzos circunferenciales X. 157
Figura 5.49 Esfuerzos longitudinales Y. 158
Figura 5.50 Esfuerzos circunferenciales Z. 158
Figura 5.51 Primer esfuerzo proncipal. 159
Figura 5.52 Segundo esfuerzo principal. 159
Figura 5.53 Tercer esfuerzo principal. 160
Figura 5.54 Deformación circunferencial X. 160
Figura 5.55 Deformación longitudinal Y. 161
Figura 5.56 Deformación circunferencial Z. 161
Figura 5.57 Malla deformada contra malla no deformada. 162
Figura 5.58 Malla deformada contra malla no deformada, región de la 
corona. 
 
162
Figura 5.59 Malla deformada contra malla no deformada, región de la 
rodilla. 163
Figura 5.60 Malla deformada contra malla no deformada, zona cilíndrica. 163
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XIV
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
Í N D I C E D E T A B L A S. 
 
 
Tabla 1.1 Diferencia entre las reacciones nucleares y las reacciones 
ordinarias 11
Tabla 1.2 Evolución de los reactores tipo BWR. 16
Tabla 3.1 Esfuerzos primarios y presiones aceptables para la 
fabricación de cabezas toroesféricas. 87
Tabla 3.2 Materiales recomendados para la fabricación de las 
cabezas toroesféricas. 89
Tabla 5.1 Propiedades del materia a 30oC. 122
Tabla 5.2 Propiedades del material a 430oC. 122
Tabla 5.3 Especificaciones de la norma ASME. 123
Tabla 5.4 Cargas de presión a diferentes temperaturas. 125
Tabla 5.5 Elementos que tienen la capacidad de tener no linealidades. 130
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XV
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 
S I M B O L O G Í A. 
 
 
UO2 Dióxido de uranio. 
∆/L Pequeñas deflexiones elásticas. 
P Carga 
Pb Carga máxima de bifurcación. 
Pt Carga de pandeo. 
Pcr Carga crítica 
E Módulo de elasticidad. 
I Momento de inercia. 
l Longitud. 
π Simbolo Pi. 
L Distancia entre los puntos de momento cero. 
Le Longitud efectiva. 
r Radio de giro. 
K Factor de longitud efectiva. 
σ Esfuerzo. 
σcr Esfuerzo crítico. 
є Deformación. 
Mx Momento en el plano xy. 
σx, σy, σz Esfuerzos normales unitarios (actúan sobre un plano normal al eje 
del subíndice). 
M Momento. 
h/ ρ Relación de deformación. 
h Espesor 
Io Momento de inercia en la parte central de una columna. 
x Distancia desde un cierto punto fijo. 
a Distancia desde un cierto punto fijo. 
α Factor numérico que depende de las relaciones de inercia. 
m Factor de potencia. 
q Presión externa por unidad de longitud en la línea media. 
R Radio de la línea media del anillo. 
u Corrimiento radial durante la abolladura. 
uo Corrimiento radial para una sección. 
Mo Momento flector en alguna sección. 
No Fuerza longitudinal compresora en alguna sección. 
A Algún punto fijo. 
B Algún punto fijo. 
D Algún punto fijo. 
φ Medida de cierto ángulo. 
C1Constante de solución. 
C2 Constante de solución. 
p Presión externa. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XVI
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
t Espesor. 
ω Distancia diferencial de deformación en anillos. 
H Punto de referencia. 
H´ Punto de referencia. 
O Punto de referencia. 
E Deformación. 
F Fuerza. 
A Área. 
h Espesor de recipientes a sometidos a presión. 
σ1 Esfuerzo meridional. 
σ2 Esfuerzo circunferencial. 
µ = (1-ν2) Relación de Poisson. 
e Deformación. 
ds1 Dimensión del elemento en la dirección meridional. 
ds2 Dimensión del elemento en la dirección circunferencial. 
r1 Radio de curvatura longitudinal o meridional. 
r2 Radio de curvatura del elemento en la dirección circunferencial. 
a Semi-eje mayor de una elipse. 
b Semi-eje menor de una elipse. 
x Coordenada ortogonal. 
y Coordenada ortogonal. 
θ Ángulo. 
λ Coeficiente de solución de ecuaciones diferenciales. 
τ Esfuerzo cortante. 
Pburst Presión de fractura. 
S Esfuerzo de diseño en la región de la rodilla. 
P Presión de diseño. 
L Radio interno en la zona de la corona. 
t Espesor de la cabeza. 
r Radio interno en la región de la rodilla. 
Sa Esfuerzo en la tobera sobre la región de la rodilla. 
Sk Intensidad de esfuerzos en la región de la rodilla. 
Kt Factor de concentración de esfuerzos. 
E Módulo de Elasticidad. 
ERT Módulo de elasticidad a temperatura ambiente. ? 
ET Módulo de elasticidad a temperatura de diseño. 
Sm Esfuerzo en la membrana. 
єm Deformación meridional. 
єt Deformación circunferencial. 
Rm Radio de curvatura en la región de la rodilla. 
Rt Radio de curvatura del elipsoide. 
St Esfuerzo en la membrana. 
α Coeficiente de expansión térmica. 
T1 Temperatura inicial. 
T2 Temperatura final. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XVII
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
∆T Incremento de temperatura. 
σr Esfuerzo radial. 
σt Esfuerzo tangencial. 
σz Esfuerzo longitudinal. 
Ta Temperatura a la entrada de la pared del recipiente a presión. 
r Radio medio. 
a Radio interior. 
b Radio exterior. 
m Factor exponencial. 
MEF Método del elemento finito. 
єx, єy, єz Deformaciones initarias. 
γ Deformación por cortante.. 
σ 1, σ2, σ3. Esfuerzos principales. 
{σ} Vector de las componentes de esfuerzos. 
{є} Vector de las componentes de desplazamientos. 
{єo} Vector de las componentes de desplazamientos debido al campo de 
temperatura. 
{δ} Vector de operador virtual. 
[K] Matriz de rigidez global. 
{FO} Vector de fuerza inicial global. 
{FB} Vector nodal de fuerza del cuerpo. 
{FT} Vector nodal de fuerza. 
{F} Vector resultante de carga externa. 
[B] Gradiente de temperatura de la matriz de interpolación. 
[N] Temperatura de la matriz de interpolación. 
Ti(t) Valor de a temperatura en cada nodo. 
{T(t)} Vector de la temperatura del elemento nodal. 
qx Componente del vector de velocidad del flujo de calor (x). 
qy Componente del vector de velocidad del flujo de calor (y). 
qz Componente del vector de velocidad del flujo de calor (z). 
Kij Tensor simétrico de conductividad. 
Γ Frontera. 
T1 Temperatura específica de superficie. 
Ts Temperatura desconocida de la superficie. 
nx, ny, nz. Direcciones de los cosenos del exterior a la superficie. 
qs Calor específico por unidad de área. 
h Coeficiente de transferencia de calor por convección. 
Te Cambio de temperatura. 
σ Constante de Stefan Boltzman. 
є Emisividad de la superficie . 
α Absorsividad. 
ω Trabajo total de deformación. 
ρ Densidad del material. 
ωd Trabajo de distorsión. 
σe Esfuerzo de fluencia (límite elástico a tracción). 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XVIII
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
ωe Trabajo crítico. 
σc Esfuerzo crítico. 
τc Tensión tangencial máxima. 
τGe Tensión tangencial octaédrica. 
ε Deformación unitaria. 
qr Proporción de flujo radiante incidente por unidad de área. 
Q Calor generado por unidad de volumen. 
Ω Dominio de estudio. 
[K] Matriz de conductividad térmica. 
[Kc] Elemento de conductividad 
[Kh] Elemento de conductividad 
[Kr] Elemento de conductividad 
{T} Vector de temperatura. 
{RT} Vector de carga de calor. 
{RQ} Vector de carga de calor. 
{Rq} Vector de carga de calor. 
{Rh} Vector de carga de calor. 
{Rr} Vector de carga de calor. 
S1 Superficie de estudio. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
XIX
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
I N T R O D U C C I Ó N: 
 
En la actualidad la demanda de la Energía Eléctrica en nuestro país se ha elevado 
considerablemente, y los picos de consumo de energía eléctrica, son cada vez más 
frecuentes, produciendo sobrecargas en las líneas de transmisión y en los 
transformadores tanto de potencia como los de distribución, lo cual ocasiona que las 
Plantas de Generación eleven su producción al máximo y la demanda sea mayor 
que la oferta. 
 
Como se sabe la economía de cualquier nación está basada en la infraestructura de 
Energía Eléctrica ya que ésta es factor importante para el desarrollo y crecimiento 
de la economía Nacional. 
 
La mayor parte de la Energía Eléctrica que se genera en nuestro país es a base de 
las Plantas Hidroeléctricas y Plantas de Vapor que utilizan combustibles no 
renovables como los hidrocarburos y el carbón, pero los combustibles no 
renovables se están agotando, y la construcción de presas que proporcionen el 
caudal necesario de agua para proporcionar la suficiente fuerza y hacer girar las 
flechas de los motores síncronos tiene costos muy elevados en su desarrollo. Esto 
ha llevado a la necesidad de instalar Plantas Nucleoeléctricas que, con 
relativamente poco combustible, pueden generar grandes cantidades de Energía 
Eléctrica durante considerables tiempos de vida. 
 
Las Centrales Nucleoeléctricas son la solución a los problemas de energía Eléctrica 
ya que tienen la capacidad de generar grandes cantidades de electricidad y hasta 
cierto punto seguras si se toman las medidas de seguridad adecuadas en la 
operación y mantenimiento de las mismas. 
 
Las Centrales Nucleoeléctricas utilizan como combustible “Uranio Enriquecido” que 
al ser bombardeados los núcleos con neutrones o electrones provocan la división de 
éstos liberando gran cantidad de calor el cual se utiliza para generar vapor que es 
conducido a la zona de turbogeneradores. 
 
Las Gerencias de las Centrales Nucleares, como es el caso de la Comisión 
Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas (CNSNS), están siempre en 
constante preocupación acerca del funcionamiento de los componentes nucleares y 
los sistemas de seguridad de la Central Nuclear. Por esta causa, se realizan 
constantes estudios de los componentes nucleares con la finalidad de predecir 
posibles fallas. 
 
Periódicamente se realizan estudios de los componentes nucleares. Se realizan 
estudios de diferentes aspectos como son: análisis de esfuerzos que pueden estar 
dentro del rango lineal o no lineal, análisis de fractura, análisis de fatiga, etc. Con 
los resultados obtenidos se toman decisiones importantes sobre la programación o 
el cambio inmediato de algunos componentes que hayan cumplido su vida útil. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
1
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
 Una Central Nuclear consta de varios edificios o sistemas como son: edificio del 
reactor, edificio de control, edificio de turbomaquinaria, edificio de almacenamiento, 
zona de transmisión. El enfoque del presente trabajo está dirigido hacía el edificio 
del reactor, que es donde se manejan los elementos radiactivos por lo cual se le 
debe tomar especial interés. 
 
El edificio del reactor está formado por la contención tipo MARK II que envuelve al 
reactor. La contención Mark II está dividida en la Contención Primaria y Contención 
Secundaria con paredes de concreto armado de 1.5 metros de espesor, ésta última 
tiene instalada en el domo una tapa de acero SA516 Grado70. Dicha tapa actúa 
como colchón amortiguando las sobrepresiones generadas en el reactor para el 
caso de que llegase a ocurrir una falla en la vasija del reactor. La función de la 
contención completa es impedir que las radiaciones provenientes del reactor 
salieran al exterior del edificio para el caso de ocurrir alguna fuga del reactor. 
 
En la Gerencia de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardas, se 
tuvo la preocupación sobre el funcionamiento de la tapa de la Contención Primaria, 
y es por ello que se propuso que se realizara un análisis de pandeo para visualizar 
el estado de la tapa en condiciones normales de operación como en condiciones de 
sobrepresurización. 
 
En este trabajo se propuso hacer un planteamiento con el Método del Elemento 
Finito utilizando el programa ANSYS 5.5. La razón por la cual se utilizó el programa 
ANSYS 5.5, se debe a que en la Sección de Estudios de Posgrado e Investigación 
del Instituto Politécnico Nacional, se tiene disponible éste programa y además en 
los desarrollo de diferentes temas de investigación se ha demostrado su eficacia. 
 
El presente trabajo se presenta en 5 capítulos donde se explican las bases teóricas 
que intervienen para llevar a cabo tal objetivo. Una breve descripción de cada 
capítulo se menciona a continuación: 
 
 
Capítulo I. Generalidades sobre la Energía Nuclear y las Centrales 
Nucleoeléctricas. En este capítulo se describe la forma de obtención de la Energía 
Nuclear, la descripción de las Centrales Nucleares, las ventajas y desventajas de 
utilizar éste tipo de combustible para generar Energía Eléctrica. 
 
 
Capítulo II. Fundamentos Teóricos de Pandeo. Se mencionan los principios 
teóricos de pandeo en elementos estructurales, en tuberías en anillos y en barras 
de sección variable, también se explica la naturaleza la naturaleza que lo ocasiona. 
Capítulo III. Análisis de esfuerzos en Recipientes sometidos a Presión Interna. 
En este capítulo se describen las ecuaciones que describen los patrones de 
esfuerzos en recipientes a presión, los tipos de tapas más comunes y sus 
respectivos principios teóricos sobre la evaluación de esfuerzos. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
2
 
ANÁLISIS DE PANDEO DE LA TAPA DE LA CONTENCIÓN 
DE UN REACTOR TIPO BWR 
 
 
 
 
Capítulo IV. El Método del Elemento Finito aplicado al Análisis de Esfuerzos en 
Recipientes sometidos a Presión Interna. Se da una breve reseña histórica y la 
formulación del Método del Elemento Finito, y la formulación. 
 
Capítulo V. Aplicación, Análisis y Evaluación de Resultados. Este último capítulo 
es sin lugar a duda la esencia del trabajo ya que aquí se muestran los resultados 
obtenidos por el método analítico y el método numérico. 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
3
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
 
 
 
CAPÍTULO I 
 
 
 
 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA 
NUCLEAR Y LAS CENTRALES 
NUCLEARES 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
 
En el presente capítulo se hace una introducción 
sobre la forma de obtención de la energía nuclear, 
se mencionan las ventajas y los riesgos que 
implica su utilización, se menciona la 
clasificación de los reactores nucleares, prestando 
especial atención al tipo de BWR y los sistemas 
de seguridad de una Central Nuclear. Debido a 
que el reactor tipo BWR está resguardado por la 
contención tipo MARK II, se muestran las 
barreras de la contención y la ubicación de la tapa 
en estudio. 
 
 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
4
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
1.1 GENERALIDADES: 
 
La demanda de energía eléctrica ha obligado a la utilización de combustibles que de 
alguna forma cambien a los combustible fósiles ya que éstos se están agotando, 
debido a esto, se hace necesario el uso de nuevas técnicas y/o recientes 
tecnologías para satisfacer las demandas incrementadas de energía con técnicas 
más económicas, rentables y con fuentes de potencia más estables que permitan 
evitar los picos de demanda de la energía eléctrica. Es por esto que se hace 
necesaria la construcción de Plantas de Generación Eléctrica por medio de Energía 
Nuclear, ya que con este tipo de combustible se puede lograr la generación de 
grandes cantidades de energía con poco combustible. Si se tienen los cuidados 
requeridos se pueden operar este tipo de plantas con seguridad. 
 
Una Central Nucleoeléctrica, es una instalación de generación de energía eléctrica 
a partir de Energía Nuclear, funciona con el mismo principio que las centrales 
térmicas convencionales. A diferencia de las centrales térmicas convencionales en 
donde el calor se obtiene de la combustión de carbón o hidrocarburos. En las 
Plantas Nucleoeléctricas el calor se obtiene de la fisión del uranio [1.2]. La 
conversión del calor para generar energía eléctrica se realiza en 3 etapas[1.6], en la 
primera la energía del combustible se utiliza para producir vapor a elevada presión y 
temperatura. 
 
En la segunda etapa, la energía calorífica (vapor) se transforma en energía 
mecánica para provocar el movimiento de la turbina acoplada al generador, y en la 
tercera etapa el giro del eje de la turbina transmite el movimiento a un motor 
síncrono (generador) para la generación de la energía eléctrica que después se 
transmite a los transformadores para cambiar las características de la corriente y del 
voltaje; en estos transformadores, lo que se hace es: disminuir la corriente 
aumentando el voltaje para así poder transmitir la corriente, ya que de no hacer 
estos cambios se necesitarían cables muy gruesos para la transmisión de la energía 
eléctrica. 
 
Las centrales Nucleoeléctricas se diferencian de las demás centrales térmicas 
convencionales solamente en la primera etapa de conversión[1.3], es decir, en la 
forma de producir vapor. En otras palabras, en las centrales Nucleoeléctricas el 
vapor se produce dentro del reactor, este no tiene sistemas de inyección continua 
de combustible y aire, ni dentro de él se necesita de un dispositivo de eliminación 
continua de residuos sólidos y tampoco se producen gases de combustión. 
 
En México, la Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas, cuenta con una central 
nuclear [1.2], localizada sobre la costa del Golfo de México en municipio de Alto 
Lucero, en el estado de Veracruz, a 70 kilómetros al noroeste de la ciudad de 
Veracruz. La central Laguna Verde, está integrada por 2 unidades, cada una con 
una capacidad de 682 Mwe. Los reactores son del tipo Agua Hirviente (BWR/5) y la 
contención es tipo Mark II de ciclo directo. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
5
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
El 29 de junio de 1990, la unidad 1 inició sus actividades de operación comercial 
generando mas de 42 millones de mega watts hora, con una disponibilidad del 25% 
y un factor de capacidad del 80.25%. Por su parte el 10 de abril de 1995 la unidad 2 
inició sus actividades de operación comercial, con una producción superior a 22.6 
millones de mega watts hora, siendo el factor de disponibilidad de 85% y el de 
capacidad de 87.86%. ambas unidades representan el 4.1 % de la potencial real 
instalada del Sistema Eléctrico Nacional, y su contribución a la generación es del 
7.5%. 
 
El edificio del reactor con dimensiones de 42x40 m de base y de 74 m de altura, se 
divide en 2 secciones: Contenedor Primario donde se ubica la vasija del reactor, y el 
Contendor Secundario. El Contenedor Secundario está constituido con paredes de 
concreto subdividido en 8 niveles, estando en la cota 49.90 el piso superior o de 
recargue de combustible, en este nivel se encuentran las albercas de combustible 
nuevo y gastado, y la cavidad del reactor.Los equipos necesarios para la 
introducción y extracción de los elementos de combustibles, también están ubicados 
en dicho nivel. 
 
Cabe mencionar que la Contención Secundaria siempre es mantenida a una presión 
menor a la exterior, lo que impide en todo momento la salida de gases si esto se 
presentara. El contenedor Primario tiene la estructura cilíndrica-cónica constituida 
con paredes de concreto de 1.5 m de espesor. La parte interna de esta estructura 
está recubierta con una placa de acero de 6 mm de espesor. 
 
La contención primaria está dividida en 2 partes; la parte superior llamada Pozo 
Seco que contiene fundamentalmente a la Vasija del Reactor, las tuberías de los 
sistemas de vapor principal, agua de alimentación de recirculación; además de los 
sistemas auxiliares, controles e instrumentación necesarios de acuerdo con el 
diseño. La parte inferior llamada Alberca de Supresión de Presión, es utilizada para 
aliviar excesos de presión en la vasija y tuberías del sistema de vapor principal. 
 
La vasija del reactor es un recipiente cilíndrico de aproximadamente 20 m de 
longitud, diseñado y fabricado con acero de baja aleación, recubierto internamente 
con acero inoxidable. 
 
El núcleo del reactor está constituido por 444 ensambles de combustible que 
contiene cerca de 81 toneladas de Uranio en 109 barras de control y agua utilizada 
como refrigerante y moderador. 
 
El núcleo del reactor, es alojado en el interior de la vasija y es aquí donde tiene 
lugar la fisión nuclear. El combustible nuclear se encuentra alojado en pequeños 
cilindros de 1.25 cm. de diámetro y 1 cm. de altura, introducidas a su vez en tubos 
construidos de Zircaloy 2, con una longitud aproximada de 4 m las que se 
denominan “Barras de Combustible”. El arreglo de 62 de estas barras más 2 barras 
huecas por donde circula agua forman un ensamble de combustible. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
6
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
1.2 ENERGÌA NUCLEAR. 
 
La energía nuclear es una de las formas de obtener electricidad a gran escala. Una 
de las fuentes de energía más modernas y que sin lugar a dudas ha levantado más 
polémica, es la energía nuclear. Ella compite con el carbón, el óleo combustible y el 
gas natural. Sin embargo, en las próximas décadas estos combustibles serán 
extintos o quedarán extremamente nocivos para el medio ambiente. Están también 
las llamadas fuentes alternativas de energía, como son el viento y la energía solar, 
los cuales hasta el momento no son económicamente factibles para la producción 
de energía en amplia escala. 
 
La energía nuclear podrá proporcionar energía durante cientos de miles de años a 
la humanidad, pero ¿es segura?. Muchos científicos afirman que si, pero no 
descartan la posibilidad de accidentes. Se puede observar que esta empezando a 
disminuir la oposición a la utilización de la energía nuclear. La verdad es que la 
presión de ambientalistas contra la utilización de combustibles fósiles resulta en un 
creciente interés por la alternativa nuclear como fuente de energía. Esta 
transformación es nítida en países de grande influencia en el escenario mundial, 
como los Estados Unidos, Japón y Francia. A esto se le suma el gran impacto 
ambiental que produce una Planta Hidroeléctrica a corto, medio y largo plazo: es 
necesario inundar una gran área donde viven centenas de especies de la fauna y 
flora, además del propio hombre, se pierden amplias áreas de cultivo. Como 
resultado, las inversiones necesarias para compensar los impactos sufridos por la 
población local y por el medio ambiente son muy grandes lo que lleva a cuestionar 
su viabilidad económica. Estudios recientes muestran que la gran retención de 
biomasa depositada en el fondo de los reservatorios se deteriora liberando gases 
como el dióxido de carbono y el metano. 
 
La energía eléctrica es factor esencial para asegurar el crecimiento económico del 
país y la calidad de vida de la población. La necesidad de atender la demanda 
siempre creciente de energía, la garantizan las Centrales Nucleares ya que juegan 
un importante papel en la matriz energética de cualquier país. 
 
 
1.3 FORMA DE OBTENCIÓN DE LA ENERGÍA NUCLEAR. 
 
La energía nuclear la consiguió por primera vez el científico italiano Enrico Fermi en 
1942. Fermi construyó el primer reactor nuclear. En él se usaba uranio para 
producir calor. 
 
La energía nuclear se obtiene mediante la fusión nuclear, así como también 
mediante la fisión nuclear. La primera está en investigación, y se obtiene en 
laboratorios, ya que se emplea más energía en la obtención que la que se obtiene y 
por ello, todavía no es viable. La fisión es la que se emplea actualmente en las 
centrales nucleares. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
7
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
El proceso de fisión nuclear es muy peligroso. Se genera tanta energía que puede 
producirse una explosión, tal como ocurre en una bomba atómica. En una Central 
Nuclear, la fisión se controla para que la energía generada no provoque 
explosiones. 
 
 
1.4 FISIÒN NUCLEAR. 
 
La energía que mantiene unidos los átomos de una molécula es mucho menor que 
la energía que une los protones y neutrones del núcleo de un átomo. Existen 
reacciones químicas mediante las cuales es posible liberar la energía de las 
moléculas, y existen reacciones nucleares que logran liberar la energía de los 
núcleos. Dada la distinta naturaleza del enlace químico y del enlace nuclear, una 
reacción nuclear desarrolla una cantidad de energía incomparablemente mayor que 
una reacción química. La energía liberada por una reacción nuclear es varios 
millones de veces mayor que la liberada por una reacción química. 
 
La energía producida por la fisión de 1 kg. de uranio-235, es equivalente a la 
energía que se puede obtener de la combustión de 2 400 toneladas de carbón. El 
desarrollo de energía va acompañado de una desaparición de masa, según una ley 
de equivalencia entre masa y energía descubierta por Albert Einstein, la famosa 
fórmula E=MC2, donde E es la Energía liberada, M la diferencia de masa o 
incremento, y C es la velocidad de la luz. Esta ecuación significa que la masa se 
puede transformar en Energía y al revés, la energía en masa. Según esta fórmula, 
cuando en un proceso se pierde masa, esta no desaparece sin más, se transforma 
en energía, según la fórmula anterior. Según dicha fórmula, una pequeña cantidad 
de masa, libera gran cantidad de energía, pues la velocidad de la luz al cuadrado 
es: 90.000.000.000.000.000, que al multiplicarlo por la masa, resulta una energía 
grande en comparación con la masa transformada. Por ejemplo, si se transforma un 
miligramo de masa en energía, tenemos que la Energía liberada es: E = 
0.000001Kg x 90.000.000.000.000.000 = 90.000.000.000 julios = 90 giga julios. 
 
Para hacerse una idea de la energía desprendida, supongamos que tenemos un 
reactor nuclear que es capaz de transformar un miligramo de masa en energía en 
una hora, y que se aprovecha toda la energía. Pues bien, la potencia sería W=E / T, 
donde E es la Energía y T el tiempo. Una hora son 3.600 segundos, luego W = 
90.000.000.000 / 3600 = 25.000.000 Watios = 25 megawatios. Una casa 
convencional, consume unos 3,3 kilowatios/hora. Si tenemos esto en cuenta, 
tenemos que con esa energía podríamos satisfacer a 7.576 hogares que cuenten 
con un TV, horno, frigorífico, estufa, etc., aunque si consideramos que no llegan a la 
máxima potencia, pues casi nunca se llega a 3300 watios/hora, y que por la noche 
apenas consumen energía, se podría satisfacer a más del doble de hogares. En las 
centrales nucleares, hay muchos cilindros de Uranio, y con ello se consigue una 
gran cantidad de energía, ya que se consigue una potencia de unos 900 
megawatios, siendo la energíasuministrada por las centrales nucleares. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
8
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
Se obtiene electricidad al aprovechar la energía almacenada en el núcleo de los 
átomos. En algunos átomos muy pesados, el núcleo se puede dividir en dos partes 
más pequeñas. El proceso de fisión nuclear libera una enorme cantidad de calor, 
que en una central nuclear se utiliza para hacer hervir el agua; el vapor impulsa una 
turbina que, al girar, acciona un generador y éste produce la electricidad. 
 
La primera aplicación práctica fue la bomba atómica, en la cual se liberó una 
energía de 12 kilotones (energía equivalente a 12.000 toneladas de explosivo TNT), 
destruyendo una ciudad entera. Esta es una forma de liberación de energía de 
forma incontrolada. En las centrales nucleares, el proceso está controlado, de forma 
que la energía no sea gigantesca, ya que destruiría el reactor, y se transformaría en 
una bomba atómica. 
 
Los núcleos de los átomos son en general muy estables, pero, si son golpeados por 
protones o electrones dotados de suficiente energía, se rompen. Si un elemento no 
es radiactivo, sus átomos tienen un núcleo muy estable: el átomo puede perder o 
ganar electrones, puede unirse a otros átomos o separarse de ellos, pero su núcleo 
sigue intacto. Para romper el núcleo de un átomo es necesario golpearlo con una 
partícula. En los aceleradores se utilizan partículas llevadas a velocidad 
elevadísima. La partícula usada como proyectil puede ser un protón o un electrón; 
en el camino que le conduce a dar en el blanco, es decir, el núcleo del átomo, es 
acelerada por un campo eléctrico y guiada por un campo magnético. Cuando la 
partícula alcanza el núcleo tiene suficiente energía para romperlo en varias partes 
liberando gran cantidad de energía. 
 
La fisión nuclear es la que se utiliza actualmente en las centrales nucleares. Cuando 
un átomo pesado (como por ejemplo el Uranio o el Plutonio) se divide o rompe en 
dos átomos más ligeros, la suma de las masas de estos últimos átomos obtenidos, 
más la de los neutrones desprendidos es menor que la masa del átomo original, 
luego se verifica la fórmula de Albert Einstein E=MC2, con lo que se desprende 
energía. Para romper un átomo, se emplea un neutrón (ya que es neutro 
eléctricamente y su trayectoria no es desviada), que se lanza contra el átomo a 
romper, por ejemplo, Uranio. Al chocar el neutrón, el átomo de Uranio-235 se 
convierte en Uranio-236 durante un brevísimo espacio de tiempo, pues tiene un 
neutrón más que es el que ha chocado con él, siendo este último átomo sumamente 
inestable, dividiéndose en dos átomos diferentes y más ligeros que el Uranio-236 
(por ejemplo Kriptón y Bario; o Xenón y Estroncio), desprendiendo 2 ó 3 neutrones 
(los neutrones desprendidos, dependen de los átomos obtenidos), nosotros 
tomamos como ejemplo 3 neutrones, pero puede que solo se desprendan 2. En 
caso de obtener Bario y Kriptón, se desprenden 3 neutrones; mientras que si se 
obtiene Xenon y estroncio, solo se liberan 2 neutrones. Estos 3 neutrones, vuelven 
a chocar con otros 3 átomos de Uranio-235, liberando en total 9 neutrones, energía 
y otros dos átomos más ligeros, y así sucesivamente, generando de esta forma una 
reacción en cadena. 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
9
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
Como se puede comprobar, en cada reacción sucesiva, se rompen 3n-1 átomos, 
donde n es 1º, 2º, 3º, 4º, ..., reacción. De esta forma, donde más energía se libera 
es al final, ya que se rompen gran cantidad de átomos, según la relación 3n-1, 
liberándose gran cantidad de energía. 
 
 
1.5 FUSIÒN NUCLEAR. 
 
La Fusión nuclear es el proceso de combinación de dos núcleos ligeros para formar 
uno mas pesado, con el desprendimiento de energía correspondiente a la diferencia 
entre la energía de ligadura de los productos y la suma de las energías de da 
ligadura de los dos núcleos ligeros. Se puede poner como ejemplo la siguiente 
reacción de fusión nuclear: 
 
 D12 + D12 => He23 + n01 + 3,22 MeV. 1.1 
 
Estas reacciones sólo pueden tener lugar si los núcleos reaccionantes poseen la 
energía suficiente para superar la fuerza de repulsión de Coulomb. La fusión 
nuclear, está actualmente en líneas de investigación, debido a que hasta hoy no es 
un proceso viable, ya que se invierte más energía en el proceso de producción que 
la que se obtiene. 
 
La fusión, es un proceso natural en estrellas, produciéndose reacciones nucleares 
por fusión debido a la elevadísima temperatura de estas estrellas, que están 
compuestas principalmente por Hidrógeno y Helio. El hidrógeno, en condiciones 
normales de temperatura, se repele entre sí cuando intentas unirlo (fusionarlo) a 
otro átomo de hidrógeno, debido a su repulsión electrostática. Para vencer esta 
repulsión electrostática, el átomo de hidrógeno debe chocar violentamente contra 
otro átomo de hidrógeno, fusionándose, y dando lugar a Helio, que no es fusionable. 
La diferencia de masa entre el átomo obtenido y el original es mayor que en la 
fisión, liberándose así una gran cantidad de energía (muchísimo mayor que en la 
fisión). Estos choques violentos, se consiguen con una elevada temperatura, que 
excita los átomos de hidrógeno, y se mueven muy rápidamente, chocando unos 
contra otros. 
 
La primera reacción de fusión realizada por el ser humano, tuvo origen militar, con 
una bomba termonuclear (o también llamada bomba-H o de Hidrógeno), que para 
obtener la temperatura adecuada (casi la del Sol, unos 20 millones de grados 
centígrados), se utilizó una bomba atómica. Esta bomba termonuclear libera 
grandes cantidades de energía. Las bombas termonucleares actuales, alcanzan los 
60 megatones (equivalente a 60 millones de toneladas de explosivo TNT), lo cual 
puede arrasar todo lo que haya en un radio de 40 ó 50 Kilómetros a la redonda, eso 
sin incluir la radiación electromagnética y la onda expansiva, así como la lluvia 
ácida. 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
10
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
En la tabla 1.1 se muestra la direferencia entre las Reacciones Nucleares y las 
Reacciones Ordinarias. 
 
Tabla 1.1 Diferencia entre las Reacciones Nucleares y las Reacciones 
Ordinarias. 
Reacción Nuclear Reacción química ordinaria 
 Los elementos pueden transformarse 
uno en otro. 
 No pueden producirse elementos 
nuevos. 
 Participan partículas del interior del 
núcleo. 
 Por lo general, solo participan los 
electrones más externos 
 Se liberan o absorben cantidades 
considerables de energía. 
 Se liberan o absorben cantidades 
relativamente pequeñas de energía. 
 La velocidad de reacción no depende 
de factores externos 
 La velocidad de reacción depende 
de factores como concentración, 
temperatura, catalizador y presión. 
 
 
1.6 REACTOR NUCLEAR. 
 
Es una instalación física donde se produce, mantiene y controla una reacción 
nuclear en cadena. Por lo tanto, en un reactor nuclear se utiliza un combustible 
adecuado que permita asegurar la normal producción de energía generada por las 
sucesivas fisiones. Algunos reactores pueden disipar el calor obtenido de las 
fisiones, otros sin embargo utilizan el calor para producir energía eléctrica. 
 
El primer reactor construido en el mundo fue operado en 1942, en dependencias de 
la Universidad de Chicago (USA), bajo la atenta dirección del famoso investigador 
Enrico Fermi. De ahí el nombre de "Pila de Fermi", como posteriormente se 
denominó a este reactor. Su estructura y composición eran básicas si se le compara 
con los reactores actualesexistentes en el mundo, basando su confinamiento y 
seguridad en sólidas paredes de ladrillos de grafito. 
 
Se utiliza material fisionable en cantidades específicas y dispuesto en forma tal, que 
permite extraer con rapidez y facilidad la energía generada. El combustible en un 
reactor se encuentra en forma sólida, siendo el más utilizado el Uranio bajo su 
forma isotópica de U-235. Sin embargo, hay elementos igualmente fisionables, 
como por ejemplo el Plutonio que es un subproducto de la fisión del Uranio. 
En la naturaleza existe poca cantidad de Uranio fisionable, es alrededor del 0,7%, 
por lo que en la mayoría de los reactores se emplea combustible "enriquecido", es 
decir, combustible donde se aumenta la cantidad de Uranio 235. 
 
Los reactores nucleares son instalaciones para el aprovechamiento de la energía 
producida por la escisión artificial de los núcleos de un elemento radiactivo. Esta 
escisión, o fisión nuclear, se obtiene bombardeando con neutrones los núcleos del 
elemento. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
11
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
Desde el punto de vista de su empleo practico, los reactores se clasifican en 
reactores de potencia y reactores experimentales. Los primeros se usan con 
fines industriales (producción de energía termoeléctrica, propulsión naval, etc.), 
mientras que los segundos sirven para efectuar estudios, investigaciones y 
experimentos sobre los materiales sometidos a las radiaciones, así como sobre el 
comportamiento, en condiciones especiales de funcionamiento, de los reactores y 
sobre los problemas inherentes a su proyección y construcción o bien para la 
producción de isótopos radiactivos. 
 
 
1.7 CLASIFICACIÒN DE LOS REACTORES NUCLEARES. 
 
Según el nivel energético medio de los neutrones que producen la reacción, los 
reactores pueden clasificarse en tres categorías: 
 
I. Reactores veloces, en los que, a causa de la presencia de un diluyente de 
elevado peso atómico, los neutrones liberados en cada fisión a pesar de los 
choques con los núcleos de la masa diluyente, conservan una energía cinética muy 
elevada, hasta el momento de la captura por parte de un nuevo núcleo fisionable 
para el desarrollo sucesivo de la reacción en cadena. 
 
II. Reactores intermedios (llamados también de neutrones epitérmicos o de 
resonancia), en los que el moderador posee un peso atómico medio y los 
neutrones liberados por una fisión pierden gran parte de su energía antes de dar 
lugar a la fisión siguiente. 
 
III. Reactores lentos (o térmicos), en los que el moderador es un elemento ligero 
(es decir, con peso atómico muy bajo, del orden en magnitud de la masa del 
neutrón) que absorbe en la disminución de velocidad de los neutrones gran parte de 
la energía de éstos, reduciendo su nivel energético hasta el correspondiente a la 
temperatura de la masa activa del combustible. Este ultimo tipo de reactor ha sido, 
hasta ahora, el mas difundido, pero en la actualidad, gracias al desarrollo de las 
investigaciones científicas y a las mejoras tecnológicas, existe una tendencia 
decidida, incluso para la utilización a escala industrial, a emplear reactores veloces, 
sobre todo por el hecho (muy importante desde el punto de vista del costo del 
combustible y, por tanto, de la energía nuclear) de que estos presentan grandes 
posibilidades de autofertilización, es decir, de conversión, por medio de neutrones 
procedentes en exceso de las fisiones en cadena, de núcleos no fisionables en 
isótopos fisionables del mismo o de distinto material. Los reactores en los que se 
realiza, además de la reacción de fisión controlada, esta importante función, se 
denominan precisamente autofertilizantes (breeders). 
 
Desde el punto de vista tecnológico, los reactores lentos pueden clasificarse a su 
vez en: 
 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
a) Reactores heterogéneos, tienen el elemento moderador interpuesto de forma 
discontinua en la masa activa de los elementos de combustible. 
 
b) Reactores homogéneos, tienen el elemento moderador mezclado con la masa 
activa de los elementos de combustible de modo intimo y homogéneo. 
 
Los reactores de investigación utilizan los neutrones generados en la fisión para 
producir radioisótopos o bien para realizar diversos estudios en materiales. Los 
reactores de potencias utilizan el calor generado en la fisión para producir energía 
eléctrica, desalinización de agua de mar, calefacción, o bien para sistemas de 
propulsión 
 
 
1.7.1 CLASIFICACIÓN DE LOS REACTORES NUCLEARES DE ACUERDO A SU 
 FUNCIONAMIENTO. 
 
Existen otros criterios para clasificar los diversos tipos de reactores: 
 
• Según la velocidad de los neutrones que emergen de las reacciones de 
fisión. Se habla de reactores rápidos o bien reactores térmicos. 
 
• Según el combustible utilizado. Hay reactores de Uranio natural (la 
proporción de Uranio utilizado en el combustible es muy cercana a la que 
posee en la naturaleza), y reactores de Uranio enriquecido (se aumenta la 
proporción de Uranio en el combustible). 
 
• Según el moderador utilizado. Se puede utilizar como moderador el agua 
ligera, el agua pesada o el grafito. 
 
• Según el refrigerante utilizado. Se utiliza como refrigerante el agua (ligera o 
pesada), un gas (anhídrido carbónico, aire), vapor de agua, sales u otros 
líquidos. Estos materiales pueden actuar en cierto tipo de reactores como 
refrigerante y moderador a la vez. 
 
 
1.8 PRINCIPIO DE FUNCIONAMIENTO DE UN REACTOR NUCLEAR. 
 
Como se ha mencionado, lo que se produce en un reactor nuclear es una reacción 
en cadena controlada mediante dispositivos especiales. El principio elemental de 
funcionamiento de un Reactor Nuclear es la rotura (fisión) de los núcleos de los 
átomos de la masa del material fisionable (denominado combustible nuclear), por 
medio de los neutrones capturados por ellos, con liberación de energía térmica y 
emisión de algunos neutrones (entre dos y cuatro, estadísticamente 2.56 por cada 
fisión), además de la formación de dos núcleos de masas inferiores. Los neutrones 
emitidos en cada fisión, una vez reducida su velocidad por medio de una sustancia 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
situada entre los elementos del combustible y denominada moderador o diluyente, 
según los tipos, producen el bombardeo de otros núcleos, provocando su fisión y 
dando lugar así a una reacción en cadena. El fenómeno se halla ligado 
esencialmente a las leyes de la probabilidad, de las que depende la posibilidad de 
que un neutrón libre sea capturado por un núcleo fisionable, antes de salir de la 
masa activa de combustible, garantizando así la continuidad de la reacción. Dicha 
probabilidad es tanto mayor cuanto mas eficaz es la reducción de la velocidad de 
los neutrones y cuanto mayor es la masa de material fisionable. En todo reactor, 
esta masa no puede ser inferior a cierto valor, denominado masa critica, por debajo 
del cual la reacción en cadena no tiene lugar. 
 
Cuando un átomo de uranio-235 es embestido por un neutrón, su núcleo se escinde 
dando origen a 2 núcleos mas ligeros, a 2 o 3 neutrones y a un notable cantidad de 
energía. Cada uno de los neutrones producidos colisionan con otro átomo de uranio 
y el proceso se repite, afectando cada vez a un número mayor de átomos. El uranio 
se introduce en el reactor en forma de barras dentro de las cuales van enfiladas, 
con una profundidad que puede regularse a conveniencia, otras barras de control, 
generalmente de cadmio. Este, al absorber parte de los neutrones, da a la reacción 
el desarrollo deseado. La energía térmicaque se libera en la fisión nuclear es 
extraída por un fluido refrigerante que circula por un circuito cerrado, que la cede a 
su vez, en un intercambiador de calor, al fluido destinado eventualmente a trabajar 
en el ciclo termodinámico de utilización, si se trata de un reactor de potencia. 
 
 
1.9 REACTORES NUCLEARES DE POTENCIA. 
 
Son los utilizados para la generación de Energía Eléctrica, desempeñan el mismo 
papel que las calderas en las instalaciones de tipo tradicional. La diferencia mas 
importante consiste en el hecho de que mientras para una caldera de combustión 
tradicional (con aceites pesados o carbón) el combustible posee un contenido 
energético especifico relativamente bajo y, por tanto, debe ser aprovisionado con 
continuidad en el curso de la vida de la instalación, en el caso de la caldera nuclear 
el combustible posee un contenido energético específico tan elevado que una carga 
completa del mismo garantiza su funcionamiento durante varios anos. Por esta 
razón, el reactor puede considerarse como un gran deposito de combustible. 
 
 En los restantes aspectos, las instalaciones en las que se emplean los reactores 
nucleares son idénticas a las de tipo tradicional. En general, el fluido que trabaja en 
el ciclo industrial se obtiene indirectamente a través de intercambiadores de calor, a 
partir del fluido de refrigeración del reactor. pero no faltan los casos de utilización 
directa o mixta del propio fluido de refrigeración. 
 
Los reactores industriales pueden dividirse en seis tipos distintos: de agua 
presurizada, de agua hirviente, de sodio grafito, de gas, orgánicos y homogéneos 
de combustible liquido. Hay dos tipos de reactores de potencia de mayor uso en el 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
mundo: el Reactor de Agua en Ebullición (tipo BWR) y el Reactor de Agua a Presión 
(PWR). 
 
 
1.10 DESCRIPCIÓN DE LOS REACTORES DE AGUA A PRESIÓN (PWR). 
 
Este tipo de Reactores Nucleares es ampliamente utilizado en Estados Unidos, 
Alemania, Francia y Japón. El refrigerante es agua a gran presión. El moderador 
puede ser agua o bien grafito. Su combustible también es Uranio-238 enriquecido 
con Uranio-235. El reactor se basa en el principio de que el agua sometida a 
grandes presiones puede evaporarse sin llegar al punto de ebullición, es decir, a 
temperaturas mayores de 100 °C. El vapor se produce a unos 600 °C, el cual pasa 
a un intercambiador de calor donde es enfriado y condensado para volver en forma 
líquida al reactor. En el intercambio hay traspaso de calor a un circuito secundario 
de agua. El agua del circuito secundario, producto del calor, produce vapor, que se 
introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico. 
 
 
1.11 DESCRIPCIÓN DE LOS REACTORES DE AGUA EN EBULLICIÓN (BWR). 
 
Han sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Suecia y Alemania y su 
utilización es extensa. Utilizan agua natural purificada como moderador y 
refrigerante. Como combustible dispone de Uranio-238 enriquecido con Uranio-235, 
el cual como se sabe, facilita la generación de fisiones nucleares. El calor generado 
por la reacciones en cadena se utiliza para hacer hervir el agua. El vapor producido 
se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico. El vapor que sale 
de la turbina pasa por un condensador, donde es transformado nuevamente en 
agua líquida. Posteriormente vuelve al reactor al ser impulsada por un bomba 
adecuada. 
 
La primera línea de reactores que se desarrollaron fueron los del tipo BWR (Boiler 
Water Reactor) en 1957. Este primer tipo de reactores de 1000 psi de presión, 
proveía la fuerza para un generador de 5 Mwe. Mas adelante se lograron extrapolar 
los primeros resultados para la instalación de una planta de generación eléctrica 
denominada Desdren 1, localizada cerca de Morris, Illinois. Esta inició sus 
operaciones en 1959 y tenía la capacidad de suministrar 180 Mwe. Logrando la 
producción de energía eléctrica comercial en 1961. 
 
 Desde entonces se ha estado innovando oportunamente el control de este tipo de 
sistemas y en paralelo la mejora de equipos que involucran el diseño de reactores y 
sus accesorios, apoyado por programas de desarrollo prototipo que han sido 
introducidos en el mercado. Esta estrategia metódica de diseño permite 
operaciones de retroalimentación de campo y así desarrollar mejoras en el diseño 
de equipos. En la Tabla 1.2 se presenta detalladamente la evolución de los 
reactores tipo BWR[1.4]. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
Tabla 1.2. Evolución de los Reactores tipo BWR. 
NUMERO DE 
PRODUCTO 
AÑO DE 
INTRODUCCIÓN
CARACTERÍSTICA DE LAS PLANTAS 
 
BWR/1 
 
1955 
Desdren 1. 
El punto de la Piedra Grande, Humboldt, KRB, 
inicio comercial de los reactores tipo BWR, 
primera separación interna de vapor 
BWR/2 1963 Oyster Creek. 
Plantas económicas, ciclo directo largo. 
 
BWR/3 
 
1965 
Desdren 2. 
Primera aplicación de las bombas de reacción. 
ECCS implementados; rocío e inundación, 
BWR/4 1966 Browns Ferry. 
Densidad de poder aumentada (20%). 
 
BWR/5 
 
1969 
Zimmer 
Sistemas ECCS implementados, Válvula de 
control de fluido. 
 
BWR/6 
 
1972 
BWR/6. 
8 por 8 pastillas de combustible. 
Bombas de reacción implementadas y 
separadores de vapor, reducción de 
combustible, salidas incrementadas, ECCS 
implementados, sistemas de sensibilidad 
implementados. 
 
En lo que respecta al núcleo del reactor, éste consiste esencialmente de un arreglo 
de ensambles de combustible y barras enfriadas por agua y vapor. El nivel de 
potencia nuclear es ajustado por barras de mando de posicionamiento en el núcleo. 
Se recircula agua forzada a través del núcleo y los separadores de vapor por 
bombas de reacción localizadas alrededor del núcleo, dentro de la vasija del 
reactor. Motivo por lo que las bombas de reacción están provistas de 2 bombas 
centrífugas las cuales circulan agua de la vasija con presiones incrementadas a 
través de las bombas de reacción. La ebullición del agua es controlada como un 
sistema cercano a presión constante. 
 
Durante operaciones normales, el vapor admitido en la turbina es controlado por el 
regulador de presión de la turbina, el cual mantiene la presión constante en la 
entrada de la turbina, de este modo se controla la presión de la vasija del reactor. 
La integración del regulador de presión de vapor de la turbina y el sistema de 
control de agua de recirculación en el reactor le dan la calidad al vapor producido 
que demanda la turbina.. Los sistemas auxiliares que son usados para las 
operaciones normales de este tipo de reactores son [1.5]: 
 
 Sistema de limpieza de agua del reactor. 
 Paro de la función refrigerante. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
 Combustible, piscina y sistema de filtración. 
 Bloqueo del sistema de agua refrigerante para el servicio del reactor. 
 Sistema de disposición de desechos radiactivos. 
 
 En la figura 1.1 se muestra un esquema de un Reactor tipo BWR. 
 
 
Figura 1.1. 
Corte de un Reactor tipo BWR. 
 
 
1.11.1 PARTES PRINCIPALES DE LOS REACTORES TIPO BWR. 
 
Barras de Combustible. Son el lugar físico donde se confina el Combustible 
Nuclear. Algunas Barras de Combustible contienen el Uranio mezclado en Aluminio 
bajo la forma de láminas planas separadas por una cierta distancia que permite la 
circulación de fluido para disipar el calor generado. Las láminas se ubican en una 
especie de caja que les sirve de soporte. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICASNúcleo del Reactor. Está constituido por las Barras de Combustible. El núcleo 
posee una forma geométrica que le es característica, refrigerado por un fluido, 
generalmente agua. En algunos reactores el núcleo se ubica en el interior de una 
piscina con agua, a unos 10 a 12 metros de profundidad, o bien al interior de una 
asija de presión construida enacero. v 
Barras de control. Todo reactor posee un sistema que permite iniciar o detener las 
fisiones nucleares en cadena. Este sistema lo constituyen las Barras de Control, 
capaces de capturar los neutrones que se encuentran en el medio circundante. La 
captura neutrónica evita que se produzcan nuevas fisiones de núcleos atómicos del 
Uranio. Generalmente, las Barras de Control se fabrican de Cadmio o Boro. 
 
Moderador. Los neutrones obtenidos de la fisión nuclear emergen con velocidades 
muy altas (neutrones rápidos). Para asegurar continuidad de la reacción en cadena, 
es decir, procurar que los "nuevos neutrones" sigan colisionando con los núcleos 
atómicos del combustible, es necesario disminuir la velocidad de estas partículas 
(neutrones lentos). Se disminuye la energía cinética de los neutrones rápidos 
mediante choques con átomos de otro material adecuado, llamado Moderador. Se 
utiliza como Moderador el agua natural (agua ligera), el agua pesada (deuterada), el 
Carbono (grafito), etc.. 
 
Refrigerante. El calor generado por las fisiones se debe extraer del núcleo del 
reactor. Para lograr este proceso se utilizan fluidos en los cuales se sumerge el 
núcleo. El fluido no debe ser corrosivo, debe poseer gran poder de absorción 
calorífico y tener pocas impurezas. Se puede utilizar de refrigerante el agua ligera, 
el agua pesada, el anhídrido carbónico, etc.. 
 
Blindaje. En un reactor se produce gran cantidad de todo tipo de Radiaciones las 
cuales se distribuyen en todas direcciones. Para evitar que los operarios del reactor 
y el medio externo sean sometidos indebidamente a tales radiaciones, se utiliza un 
adecuado "Blindaje Biológico" que rodea al reactor. Los materiales más usados en 
la construcción de blindajes para un reactor son el agua, el plomo y el hormigón de 
alta densidad, con 1.5 metros de espesor como mínimo. 
 
Sistemas de Control. Básicamente está constituido por las barras de control y por 
diversa instrumentación de monitoreo. Las barras de control son accionadas por 
una serie de sistemas mecánicos, eléctricos u electrónicos, de tal manera que 
aseguren con rapidez la extinción de las reacciones nucleares. 
 
La instrumentación de monitoreo se ubica en el interior o en el exterior del núcleo 
del reactor y su finalidad es mantener constante vigilancia de aquellos parámetros 
necesarios para la seguridad: presión, temperatura, nivel de radiación, etc. 
 
Sistemas de contención. Constituido por una serie de barreras múltiples que 
impiden el escape de la radiación y de los productos radiactivos. 
 
RUBÉN CUAMATZI MELÉNDEZ 
 
 
18
 
CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
• La primera barrera, en cierto tipo de reactores, es un material cerámico que 
recubre el Uranio utilizado como elemento combustible. 
 
• La segunda barrera es la estructura que contiene al Uranio, es decir, se trata 
de las barras de combustible. 
 
• La tercera barrera es la vasija que contiene el núcleo del reactor. En los 
reactores de potencia se denomina vasija de presión y se construye de un 
acero especial con un revestimiento interior de acero inoxidable. 
 
• La cuarta barrera lo constituye el edificio que alberga al reactor en su 
conjunto. Se conoce con el nombre de "Edificio de Contención" y se 
construye de hormigón armado de, a lo menos, 90 cm de espesor. 
 
Se utiliza para prevenir posibles escapes de productos radiactivos al exterior, 
resistir fuertes impactos internos o externos, soportar grandes variaciones de 
presión, soportar grandes terremotos y mantener una ligera depresión en su 
interior que asegure una entrada constante de aire desde el exterior, de tal 
forma de evitar cualquier escape de material activado. 
 
Toda central nuclear se diseña y construye bajo el concepto de Seguridad a 
Ultranza, es decir, se privilegia ante todo la seguridad de toda instalación. Se busca 
reducir al mínimo posible toda exposición a las radiaciones, no sólo en caso de 
accidente, sino durante las operaciones normales de su personal. 
 
 
1.12 CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR. 
 
El Ciclo del Combustible Nuclear son todos los procesos por los cuales se somete al 
Uranio desde que se extrae de la tierra hasta su utilización en el reactor y su 
posterior reelaboración o su almacenamiento como residuo. Consta de las 
siguientes etapas: 
 
Primera etapa de Minería y Concentración del Uranio. En esta etapa se extrae el 
mineral y se separa el Uranio que contiene. Posteriormente se eliminan las 
impurezas que aún contiene el mineral de Uranio obtenido en el proceso de 
separación inicial. La concentración del mineral consiste en utilizar procesos físico-
químicos para aumentar los contenidos de Uranio a valores superiores al 70%. En 
todo el proceso se utiliza Uranio natural cuya composición isotópica es de 
aproximadamente: 99% de Uranio-238, 0,7% de Uranio-235 y 0,006% de Uranio-
234. 
 
Segunda etapa de Conversión y Enriquecimiento. El Uranio concentrado se 
purifica por medio de sucesivos tratamientos en disoluciones y precipitaciones hasta 
 
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CAPITULO I 
GENERALIDADES SOBRE LA ENERGÍA NUCLEAR Y LAS CENTRALES NUCLEOLÉCTRICAS 
 
 
 
 
que se convierte en un elemento llamado Hexafloruro de Uranio. Posteriormente el 
Hexafloruro de Uranio se enriquece, es decir, se aumenta la proporción de átomos 
de Uranio-235 con respecto al Uranio-238. Para ello se realiza una separación 
selectiva a nivel atómico, utilizando procesos de difusión gaseosa, 
ultracentrifugación, procesos aerodinámicos, intercambio químico o métodos de 
separación por láser. 
 
Tercera etapa de Fabricación de Elementos Combustibles. El Uranio 
enriquecido se somete a presión y altas temperaturas para transformarlo en 
pequeños cuerpos cerámicos. Las pastillas cerámicas se colocan en el interior de 
unas varillas rellenadas con un gas inerte. Las varillas se apilan en un tubo 
fabricado de una aleación de circonio, dando forma al llamado Elemento 
Combustible. 
 
Cuarta etapa de Uso del Combustible en un reactor. Los Elementos 
Combustibles se introducen en el interior del reactor y forman parte del núcleo. El 
Uranio presente en los Elementos Combustibles genera las fisiones que activan al 
reactor y a medida que transcurre el tiempo se gasta, dejando como desecho los 
productos de fisión, por ejemplo el Plutonio. 
 
En las centrales de potencia el combustible gastado se almacena temporalmente en 
la propia instalación, en una piscina especialmente adecuada para ello, lo que 
permite bajar la actividad de los productos de fisión de vida corta. 
 
Quinta etapa de Reelaboración. Se sabe que en el combustible gastado se ha 
consumido sólo una pequeña fracción del Uranio que contiene. Se procede 
entonces a la reelaboración del combustible con el objeto de separar el Uranio que 
aún es utilizable. En el proceso de reelaboración también se pueden aislar ciertas 
cantidades de Plutonio u otros productos de fisión, los cuales son de utilidad en el 
funcionamiento de algunos tipos de reactores. La reelaboración es compleja y 
demanda fuertes inversiones en plantas industriales de alta tecnología. 
 
Sexta etapa de Almacenamiento de Residuos. El almacenamiento de los 
residuos puede ser temporal o definitivo. El almacenamiento temporal supone, en 
algunos casos, el control y posterior reelaboración del combustible gastado. Si no 
es posible llevar a cabo la reelaboración el combustible gastado se almacena en 
forma definitiva. 
 
Los residuos radiactivos se