Unidad 8 CENTRALES NUCLEARES Rev 2018

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Centrales Nucleares 
Tecnología del Calor 
Ricardo ALONSO 
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TECNOLOGÍA del CALOR 
 
 
 
Unidad Nº 8: 
“CENTRALES NUCLEARES” 
 
 
Ing Mario Ricardo ALONSO 
 
 
 
 
 
 
Universidad Tecnológica Nacional 
Facultad Regional Buenos Aires 
Especialidad: Ingeniería Mecánica 
Centrales Nucleares 
Tecnología del Calor 
Ricardo ALONSO 
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CENTRALES NUCLEARES 
 
Introducción 
Proceso de fisión : El núcleo de un tipo apropiado de átomo tiene la habilidad de capturar y absorber 
neutrones. El núcleo resultante así compuesto, es a veces sumamente inestable y sufre un cambio 
espontáneo (fisión), dividiéndose en muchos núcleos de igual ligereza (fragmentos de fisión). Estos 
elementos de la fisión se separan a enormes velocidades, abriéndose paso a través de las partículas que 
los rodean, hasta que pierdan su velocidad, convirtiendo entre tanto su energía cinética en térmica. 
 
Figura 1: 
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La fisión provoca también la liberación de dos o tres neutrones, posibilitándolos para dividir átomos 
adicionales. Si hay una cantidad suficiente de núcleos en una masa, la producción de neutrones iguala ó 
aún supera, a la cantidad de éstos que se pierde, ya sea porque son absorbidos (capturados) por 
materiales no fisionables o por fugas. En este punto el proceso se convierte en espontáneo, 
autoalimentándose (reacción en cadena) con una producción continuada de energía. 
 
Ejemplo: U235 + n � U236 + E1 + E2 + 3n + ~230 M eV 
 
eV: es la energía puesta en juego por un electrón al variar el potencial en un Volt. 
 
 E1 y E2: son las energías puestas en juego 
 
Los 3n pueden impactar otros núcleos y seguir produciendo fisiones y energía. 
 
Los subproductos de la fisión pueden ser ventajosos o desventajosos: 
1- Uranio 233 y 235, así como el Plutonio 239, se convierten en combustibles para el reactor. 
2- Los productos en proceso de desintegración o ya desintegrados (cenizas), tales como el Xenón, 
absorben neutrones y actúan como “estabilizadores” para retardar el proceso. 
3- Se producen partículas que emiten radiaciones de rayos α, β y γ, los cuales son dañinos para los 
materiales del reactor y para el personal de operación. (*) 
 
(*) Radiación: 
α: átomos de Helio (He) debidamente ionizados (núcleos con dos protones y dos neutrones) 
β: electrones 
γ: Ondas electromagnéticas de longitud menor que los rayos X 
 
La fisión nuclear sólo puede producirse con Uranio, Torio y Plutonio (y por los fragmentos resultantes de 
la fisión). 
Los materiales fisionables, hablando en términos estrictos, son aquellos capaces de sostener una 
reacción encadenada. Materiales fértiles son aquellos que no son fisionables, pero que pueden ser 
convertidos en fisionables. El Uranio 235 es el único isotopo (**) fisionable que se encuentra en la 
naturaleza. El Uranio 238 y el Torio 232 pueden ser convertidos, de materiales fértiles que son, en 
materiales fisionables. El Plutonio es manufacturado partiendo del Uranio 238. 
 
Energía de la fisión : De la fisión de todos los átomos de 1 kg de U 235, se desprende una energía de 
19,6 * 109 kcal , lo que implica aproximadamente unas 2000 Toneladas de Fuel oil. 
En el Uranio Natural se encuentra aproximadamente 0,7 % de U 235 (1/ 140), lo que equivale a decir que 
1 kg de U natural representa unas 14 Toneladas de Fuel oil. 
 
(**) Isotopos : La masa de los átomos de un elemento puede presentar diferencias, debido a la variación del número de neutrones 
contenidos dentro del núcleo. Estas especies son llamadas isótopos. Por ejemplo, el hidrógeno, tiene un isótopo (el deuterio) que 
forma el agua pesada. Cada elemento tiene determinado número de isótopos (por ejemplo, el uranio tiene 14) 
 
Para recordar: 
- Número másico (Por ej.: U235) Es el número de partículas del núcleo (protones + neutrones). 
- Número atómico: Es el número de protones (igual al número de electrones de un átomo) 
- En el núcleo de un átomo encontramos protones y neutrones, la suma de las masas de ambos es 
menor que la masa del núcleo, a este hecho se lo denomina defecto de masa , y es lo que mantiene la 
cohesión nuclear. 
Para separar las partículas del núcleo se debe suministrar una energía equivalente a la que origina el 
defecto de masa. 
E= m * c2 
 
 
Productos de la fisión : Con la fisión y la desintegración que le sucede, se forman más de 80 productos 
primarios de fisión, que dan origen a más de 200 isótopos radiactivos de 30 o más elementos diferentes. 
Esta desintegración se realiza en el transcurso de cierto período de tiempo, pudiendo variar el proceso 
de esta desintegración, desde un millonésimo de segundo, hasta millones de años para la mitad del 
proceso (intervalo de tiempo para la desintegración de la mitad del isótopo). 
 
Captura de neutrones : Si es producida por la eyección de la fisión, un neutrón se mueve con una 
rapidez aproximada de la décima parte de velocidad de la luz (neutrón rápido). Si el neutrón se mueve 
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libremente, al chocar con un núcleo atómico puede ser: capturado (absorbido) ó rebotado (rechazado). 
Como el neutrón rápido es capturado con dificultad, es conveniente convertirlo en lento cuando vaga 
entre las partículas que lo rodean, a modo de transformarlo en un neutrón térmico, que es fácilmente 
atrapado. 
 
Balance neutrónico : En un reactor de generación de potencia, la proporción de neutrones producidos 
debe ser precisamente igual al número de los capturados por los isótopos de fisión, más el número de 
neutrones capturado por los elementos no fisionables del reactor y por los electrodos del control, así 
como los que se pierden por fuga. 
 
Reacción en cadena : Un proceso de fisión autoalimentado se mantiene, cuando las pérdidas de 
neutrones se reducen a un punto en el cual haya para cada fisión, invariablemente un neutrón disponible 
y uno más para la siguiente. A esta evolución se le llama reacción en cadena. Es comparable con la 
combustión ordinaria, en la cual la llama puede ser mantenida únicamente si se ha alcanzado una 
temperatura lo suficientemente alta para el objeto. 
Para obtener el número de neutrones suficientes para la fisión, después de haber tomado en cuenta las 
pérdidas, solamente es necesario contar con una cantidad de Uranio lo suficientemente grande. El 
tamaño necesario de Uranio para mantener la reacción en cadena, conocido como el estado crítico, varía 
considerablemente de acuerdo con el diseño y con los materiales del reactor, algunos reactores trabajan 
sobre unos cuantos kilos de Uranio enriquecido, mientras que otros requieren toneladas de Uranio 
natural. 
Algunos conceptos a tener en cuenta en la reacción en cadena: 
• Para fisionar un núcleo de Uranio 238, se necesita un neutrón con 1 MeV de energía o más. El U238 
es el isótopo más abundante. 
• Para fisionar un núcleo de Uranio 235, se necesita un neutrón con 0,1 eV de energía. 
 
• Se define como Unidad de masa atómica (Uma)= 1 gr / N° de Avogadro = 1 gr / 6,025*1025. 
• Se define como factor de multiplicación de una reacción en cadena a cuantas veces se multiplica 
cada neutrón que se genera (cuantos núcleos se fisionan y cuantos neutrones se pierden). 
 Si es mayor que 1 habrá explosión. 
 Si es menor que 1 disminuye y se detiene 
 Se controla así la reacción 
 
• Resonancia : El Uranio 238 “captura” los neutrones, cuya energía está en un determinado nivel 
(entre 1 y 7 eV). Por lo tanto en el Uranio natural la cadena se pierde rápidamente (hay poco U235). 
Para mantener la reacción en el Uranio natural, se baja rápidamente la energía de los núcleos 
pasando de la zona de resonancia a la zona de nivel térmico , o sea energías de 0,1 a 0,3 eV, es 
decir a la velocidad del movimiento térmico de las moléculas, a temperaturas ordinarias. Es la menor 
velocidad con la que se mueve un neutrón (no excede 0,3 a 0,4 eV) 
El control o regulación de la velocidad de la reacción(factor de multiplicación) se hace por lo general por 
medio de placas de Cadmio, Bario, Plomo, etc, que absorben grandes cantidades de neutrones. 
 Cuando se rebaja la velocidad de los neutrones. se habla de reactores térmicos , mientras que si no se 
utiliza un moderador tendremos un reactor rápido , en el cual en un espacio activo de 1 m3 pueden 
generarse, por ejemplo 50.000 kW ó más. Si se piensa en el problema técnico de extraer semejante 
potencia de un espacio tan reducido circulando un fluido cualquiera se puede tener una idea de 
complejidad de los problemas de exactitud, regulación y estabilidad que presenta el diseño de un reactor 
rápido. 
 
Producción de Plutonio : La reacción que hemos comentado se basa en la utilización de U 235, pero en 
realidad el elemento más común (140 veces más abundante) es el U 238, que en presencia de un 
neutrón reacciona en la forma siguiente: 
 
 
92U
238 + 0N
1 = 92U
239 + Energía 
 
92U239 = 93Np239 + electrón 
 
93Np239 = 94Pu239 + electrón 
 
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El elemento final es ahora el Plutonio (Pu) que es fisionable en igual forma que el U 235. Se observará 
así que no sólo se ha obtenido energía, sino un nuevo átomo fisionable a su vez. 
Por lo tanto, si nuestro combustible es una mezcla de U 235 y de U 238, y la reacción se hace proceder 
en forma que parte de los neutrones generados por el U 235 se usen para reaccionar con el U 238, se 
generará uno o más átomos de Pu 239 por cada átomo de U 235, y se tendrá lo que se llama un reactor 
reproductor (breeder). La importancia de esta reacción reside en que multiplica el aprovechamiento de 
combustible teóricamente en hasta 140 veces. 
Una reacción similar permite obtener otro isótopo fisionable de Uranio, el U 233, a partir del Torio, lo que 
nuevamente amplía el suministro de combustible en varios centenares de veces. 
En la práctica, la medida del aprovechamiento del combustible se hace a través de la dimensión llamada 
grado de quemado (burn-up), que expresa la energía térmica generada en kWh por cada kg de 
combustible que cumple su ciclo útil. 
 
Agotamiento del combustible : Además de masa crítica necesaria para mantener una reacción en 
cadena, se requiere combustible adicional para la operación del reactor, porque: 
a) el combustible se agota, lo que reduce la actividad neutrónica, y 
b) los productos estabilizantes de la fisión se acumulan y absorben neutrones. 
Debido a estos obstáculos se hace necesario que el combustible sea reprocesado ocasionalmente. El 
mejor rendimiento obtenido con la práctica actual, ha demostrado que el reprocesamiento se hace 
necesario después que se ha quemado menos del 1,2% del combustible. Además los elementos del 
combustible tienen que ser refabricados, a consecuencia del daño metalúrgico que sufren con motivo de 
la radiación. 
 
 
ELEMENTOS COMPONENTES DEL REACTOR 
 
Un reactor nuclear es una parte del equipo destinada a iniciar, mantener y controlar una reacción de 
fisión en cadena, de manera tal, que la energía sea liberada gradualmente. En esencia, el reactor 
nuclear es un horno en el que se produce calor. Este calor debe ser removido, en el caso del reactor 
generador de potencia, para convertirlo en trabajo útil. 
En lo fundamental, todos los reactores tienen ciertos elementos que les son comunes, tal como se 
observa en la figura 2: 
• Un núcleo, que contiene el combustible fisionable y probablemente un moderador (o diluyente de 
combustible). 
• Un intercambiador para la traslación del calor. 
• Un reflector de neutrones. 
• Una pantalla o caja de protección. 
• Un sistema de control. 
• Elementos estructurales 
• Equipo de manejo de combustible. 
 
El diseñador de un reactor tiene a su disposición más de 1700 posibilidades de combinación de 
materiales para variar la velocidad de los neutrones, tipo de combustible, forma de combustible, 
moderadores y refrigerantes. Una vez que se han valorizado los problemas de orden técnico, solamente 
vale la pena estudiar unas 50 de todas las posibilidades existentes. Sin embargo desde el punto de vista 
técnico práctico, tal vez sea solamente una docena de todas las combinaciones, las que puedan llenar 
las condiciones de (1) costos (capital de inversión, combustible, operación y mantenimiento), (2) fácil 
obtención del combustible, (3) fácil obtención de los materiales de los elementos componentes, (4) 
resistencia a la corrosión y (5) seguridad en la operación. 
 
Potencia desarrollada por el reactor : 
El rendimiento de energía obtenible de un reactor, es independiente del tamaño del núcleo. La capacidad 
de operación se rige por algunas limitaciones de orden tecnológico, tales como la temperatura del 
material, el coeficiente de transferencia de calor y la capacidad de remoción de calor. 
 
 
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Figura 2: Componentes del sistema de un reactor de generación de potencia 
 
 
Métodos de conversión de la energía nuclear : 
 
La energía de la fisión puede convertirse indirectamente en energía mecánica o eléctrica, mediante una 
turbina de gas o de vapor en una planta correspondiente. La conversión directa en la cual un reactor 
termoeléctrico genera por sí mismo electricidad, es una posibilidad teórica que puede ser desarrollada en 
el futuro. Para la conversión indirecta en una planta, en la que los ahorros de peso y espacio son 
factores importantes, es de primordial interés una instalación a base de turbina de gas, utilizando el ciclo 
abierto (los gases escapan), o el ciclo cerrado (con retorno de los gases), como equipo de propulsión. En 
las plantas en las que se usan turbinas de vapor, éste puede ser generado en una forma directa de 
calefacción o mediante un serpentín secundario en forma indirecta de calefacción. 
 
Clasificación de los reactores : 
 
Los reactores se clasifican de acuerdo con el uso al que se destinan, conversión de combustible, grado 
de energía neutrónica y otras características, tales como el método de remoción del calor, disposición del 
combustible o tipo de moderador. 
 
Clasificación según su aplicación : 
 
Los reactores pueden ser diseñados para la producción de potencia, como finalidad principal o como una 
función secundaria 
 
1- Reactor de potencia . Es un reactor de diseño especial para la producción de potencia; puede ser: 
(a) del tipo móvil para aviones, submarinos, barcos de superficie y aplicaciones similares 
(b) estacionario para una central termoeléctrica de servicio público 
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(c) tipo paquete transportable por desarme o mediante su colocación sobre vagones de ferrocarril o en 
barcazas. 
2- Reactor para investigaciones . Este tipo de reactores se emplea principalmente para investigación 
científica, estudios e investigaciones de física básica y técnica nuclear; la potencia generada se 
considera como un subproducto. 
3- Reactor para prueba de materiales . Es un reactor que se emplea para determinar: 
(a) los daños ocasionados por las radiaciones 
(b) el grado de tolerancia para los daños que ocasiona la radiación 
(c) los efectos benéficos de la radiación. 
4- Reactor de construcción experimental . Se trata de un reactor de baja potencia, para estudio de 
diseño, materiales y disposición de los elementos componentes. 
5- Reactor de producción . Se denomina así al reactor que transforma materiales fértiles en 
combustibles fisionables, para su empleo en cualquier parte. 
 
Clasificación por la conversión del combustible : 
 
Los reactores pueden ser 
1- Autoregenerativos . Reactores de conversión y producción. 
2- No autoregenerativos . Quemadores. 
a- Un quemador agota (quema) el material fisionable en el núcleo, hasta que los residuos ya no 
sostienen el proceso de la reacción nuclear en cadena. El núcleo debe recibir entonces material 
fisionable nuevo. 
b- Un convertidor utiliza parte de los neutrones para convertir el material fértil, comoel U 238, en 
material fisionable, como el Plutonio. Este combustible generado (invariablemente menos que el 
consumido), es utilizado para aumentar el suministro y de esta manera prolongar la vida del núcleo. 
c- Un reactor autorregenerativo conduce el proceso de conversión de material fértil en material fisionable 
a un punto en que de hecho produce más materia fisionable de la que consume. 
d- Un reactor de producción consume, cuando menos la misma cantidad de material fisionable que la 
que produce. El combustible generado, transformado, es retirado para reprocesarlo. 
 
Clasificación según el grado de energía neutrónica : 
 
El reactor puede ser 
1- Reactor térmico . Si la energía cinética de los neutrones es reducida (la velocidad de los neutrones 
aminorada), se aplica el nombre de reactor térmico; se emplea un moderador para lograr la disminución 
de la velocidad. La mayoría de los reactores son del tipo térmico. 
2- Reactor intermedio . Es un reactor en el que algunos neutrones, pero no la mayoría son moderados, 
recibiendo el nombre de reactor intermedio; no ha despertado interés su desarrollo. 
3- Reactor rápido . Si la velocidad de los neutrones no se reduce, se dice que el reactor es rápido; es 
necesaria la aplicación de un diluyente del combustible, para reducir la intensidad del flujo térmico en 
dichos reactores, en los que se tropieza con dificultades de orden tecnológico con la transmisión del 
calor, debido al tamaño tan reducido de su núcleo. 
 
Características de diseño de un reactor 
 
Combustible : Existe la posibilidad de seleccionar el combustible entre el Uranio 235 natural, mezcla de 
Uranio y Torio, mezcla de Uranio y Plutonio, Torio o Plutonio. El combustible puede estar en forma 
metálica, puede ser un óxido (óxido de Uranio), una solución de sal (florita de Uranio, sulfato de uranil, 
nitrato de uranil, fosfato de uranil). 
Frecuentemente es deseable el enriquecimiento de Uranio 235, en estado natural, agregándole U 233 o 
Pu 239. Aunque el enriquecimiento resulta muy costoso, es algunas veces conveniente, o aún necesario 
para los siguientes reactores: 
1- Aquellos en los que se emplea agua ordinaria como refrigerante o moderador. 
2- Los que utilizan sodio líquido como refrigerante y grafito como moderador. 
3- Reactores militares, para los que la movilidad y la construcción compacta son las condiciones 
preponderantes. 
 
Disposición del combustible : En combustible puede ser distribuido en la totalidad del núcleo del 
reactor en forma heterogénea, o de una manera homogénea. 
Elementos heterogéneos del combustible del reactor . El combustible puede colocarse en forma de 
trozos, varillas delgadas, piezas tubulares, placas delgadas superpuestas, o en granos de cerámica 
(óxido de Uranio). El combustible es maquinado en trozos o conformado en prensas. El material 
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fisionable es aleado con otro metal (embebido en el metal) adecuado (se usan el Aluminio, el Zirconio, el 
Niobio o el Molibdeno). Para la protección contra la corrosión por parte del refrigerante, el elemento 
combustible lleva un encamisado con un metal de protección conveniente (Aluminio, Zirconio o Acero 
inoxidable). 
El elemento combustible está uniformemente distribuido dentro del núcleo del reactor, en una bien 
definida forma geométrica (celosías) en la masa del moderador. El problema mayor es la tendencia a la 
deformación a causa de la intensa radiación. 
La preparación inicial del combustible, es costosa; pero la remoción del revestimiento y 
reacondicionamiento, son operaciones complicadas y doblemente costosas. Esto último forma parte de 
los mayores obstáculos para el desarrollo de la energía nuclear. 
Combustibles homogéneos para reactor . El combustible es aleado o uniformemente esparcido en un 
moderador, diluyente o material refrigerante, para formar una mezcla. Esta mezcla puede ser sólida o 
fluida (en forma de solución, pasta delgada o fundida). Se emplean pastas acuosas (agua pesada u 
ordinaria) así como metal líquido (bismuto fundido). El material del recipiente es de acero inoxidable. 
Los sistemas de combustible homogéneo o fluido para reactor, tienen las siguientes ventajas: 
• procesamiento químico continuo de la solución combustible, probablemente en el reactor mismo, sin 
la necesidad de disolver elementos de combustible sólido; 
• eliminación de la fabricación y refabricación costosa de materiales combustibles radioactivos; 
• tiene buena transmisión del calor y buenas características de control nuclear. 
 
Aunque estos sistemas son en teoría muy atractivos, tienen todavía problemas serios de protección y 
mantenimiento por: 
• la contaminación radioactiva de la tubería, bombas, turbinas, etc; y 
• la necesidad de una planta química integral para procesos. 
 
 
 
 
Figura 3: Esquema de 
reactor tipo PWR 
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Moderador : Se le da el nombre de moderador a una sustancia que ejerce su influencia sobre los 
neutrones, obligándolos a disminuir su velocidad y ayudándolos a perder su energía cinética. Los 
neutrones moderados (lentos), tienen mayor posibilidad de ser capturados por material fisionable. La 
proporción de la propiedad moderadora es conocida con el nombre de fuerza de moderación. 
El moderador no debe absorber cantidades excesivas de neutrones, una condición que descarta 
definitivamente al Hidrógeno, Litio, Boro, y otros elementos similares. El Helio que por una parte es 
adecuado, no es suficientemente denso para el objeto en forma gaseosa. Los únicos moderadores 
adecuados, son, en la actualidad, los siguientes: 
• Agua común, que absorbe la suficiente cantidad de neutrones como para hacer prohibitivo su uso 
con Uranio natural. 
• Agua pesada que es escasa y es costosa. 
• Carbono (en forma de grafito de alta pureza), que tiene un bajo costo. 
• Berilio (metal u óxido) que es bastante oneroso. 
• Líquidos térmicos a base de polifenilo orgánico (difenilo y terfenilos). 
� 20 choques de un neutrón con núcleos de H2, reducen su velocidad a velocidad térmica. 
� Aproximadamente 125 choques con Carbono (Grafito), causan el efecto anterior. 
 
Diluyente : Algunos reactores, especialmente los reactores rápidos, requieren un núcleo más grande 
para la remoción de calor y para fines de reducción de temperatura. Por este motivo la masa de 
combustible debe ser aumentada mediante un diluyente. 
 
Reflector : Se utiliza algún material de baja capacidad de absorción de neutrones para evitar el escape 
de los mismos, colocando un revestimiento de reflexión alrededor del núcleo. Los materiales propios 
para la reflexión son: 
• el agua pesada, 
• Berilio (metal u óxido), y 
• Carbono (grafito). 
En los reactores de producción se utiliza el Uranio 238 como material reflector. 
 
Refrigerante : Un fluido térmico (gaseoso o líquido), se hace circular a través del núcleo del reactor, para 
remover el calor que se genera. Este fluido térmico conocido con el nombre de refrigerante, remueve el 
calor por uno de los siguientes métodos: 
1- Enfriamiento interno, circulando el refrigerante (convección forzada o libre) a través del núcleo del 
reactor. 
2- Enfriamiento externo, circulando combustible líquido (reactor del tipo homogéneo) directamente a 
través de un intercambiador de calor, fuera del reactor. 
3- Enfriamiento por líquido en ebullición, disponiendo la vaporización del refrigerante dentro del reactor. 
La liberación de calor en un reactor térmico, es aproximadamente del 90% en los elementos del 
combustible, 5% en el moderador y 5% en el reflector y en la pantalla. Considerada en forma aproximada 
el 80% de la liberación de calor se desarrolla instantáneamente y el resto se demora ligeramente. 
El refrigerante puede servir también como moderador y como portador de calor simultáneamente. Las 
sustancias empleadas, o que ofrecen oportunidad de ser usadas, incluyen las siguientes: 
• Refrigerantes líquidos . Agua (común y pesada);Litio, Sodio, aleación de Sodio-Potasio (22/78 %), 
aleación eutéctica de Plomo-Bismuto (44,4/55,5 %), aleación eutéctica de Plomo-Magnesio (97,5/2,5 
%), líquidos térmicos a base de Polifenilo orgánico (difenilos y terfenilos), Hidróxido de Sodio e 
hidrocarburos en forma de aceite (petróleo). 
• Refrigerantes gaseosos . Helio, dióxido de carbono, aire y vapor de agua. 
 
Además del uso de un simple serpentín refrigerante, se utilizan las siguientes variantes: 
� Un serpentín de mercurio intermedio, que se interpone entre un serpentín primario de sodio fundido y 
un serpentín secundario de vapor de agua. 
� Un serpentín independiente, colocado para remover el calor interno de la pantalla. 
� Retorno del vapor de agua o de otro material vaporizado, al reactor, para su sobrecalentamiento. 
 
Los reactores se clasifican frecuentemente de acuerdo con el tipo de refrigerante, como: 
Reactores de agua a presión. 
Reactores de sodio-grafito 
Reactores de moderador orgánico. 
Reactores enfriados por medio de gas 
Reactores de pileta (investigación en baja escala). 
 
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Pantalla : Se compone de una cubierta (líquida o sólida), con la masa suficiente para absorber todos los 
tipos de rayos γ que escapan del reactor. La pantalla debe también retardar y capturar neutrones. Las 
radiaciones α y β son de consecuencia mínimas. 
La pantalla interior (pantalla térmica), con aproximadamente 10% del espesor total, intercepta el 90% de 
la radiación nuclear, generando una considerable cantidad de calor que debe ser removido. El resto de la 
pantalla comprende una pared de protección biológica, de gran espesor (cercana al metro). Una pantalla 
de protección adecuada, incluye lo siguiente: 
• Un elemento pesado (Hierro, Plomo, aleación Estaño-Cadmio, Tántalo, óxido de Hierro o sulfato de 
Bario) 
• Un elemento con bajo número de masa (es preferible el Hidrógeno, al agua, concreto, madera o 
fibras de caña) 
• Un absorbedor de neutrones (Boro en forma de borato, ácido bórico, bórax u otros boratos). 
 
Control del reactor : La reacción en cadena es proporcionada por lo siguiente: 
• El uso de un absorbedor de neutrones. 
• Variando la cantidad de combustible dentro del reactor. 
• Variando el nivel del líquido moderador (agua pesada-control aproximado). 
• Reposición del reflector para variar la fuga de neutrones. 
Si hay disponible más de un neutrón fisionado para una fisión posterior, la actividad del reactor 
aumentará. Cuando se ha logrado la proporción de actividad deseada, los neutrones sobrantes serán 
absorbidos, o se permitirá que escapen. La absorción controlada, que se utiliza en todos los reactores 
térmicos, es lograda introduciendo o removiendo un enérgico absorbedor de neutrones (boro, acero 
boratado, aleación de boro-niquel, hafnio o aleación de aluminio-boro-plomo). Si estas varillas de control 
(barras, cintas o placas) proporcionan un control inexacto (aproximado), estas son barras fijas; un control 
más exacto se obtiene por medio de barras regulables. Barras de seguridad, conocidas como varillas de 
parada rápida o parada de emergencia provocan una parada rápida. 
Para casos de emergencia, se han previsto dispositivos de seguridad contra retroacción. Estos 
dispositivos pueden: 
• vaciar el combustible fluido en recipientes no críticos, o 
• verter cierta cantidad de cápsulas de acero borotado dentro del recipiente del reactor. 
 
Materiales del reactor : Para corresponder a la demanda de materiales resistentes a la radiación, se ha 
desarrollado el empleo de metales especiales (circonio, aleaciones de circonio, berilio). Otros metales 
apropiados (desde el punto de vista de baja absorción de neutrones) son el níquel, el cobre y el hierro. 
En la actualidad se están usando aleaciones de cerámica con metales. 
El agua ordinaria se usa ampliamente como refrigerante, moderador, reflector y pantalla reflectora; el 
agua tiene las siguientes ventajas: 
• bajo precio, 
• baja potencia para su bombeo, 
• buena transmisión del calor, y 
• propiedades moderadoras excelentes. 
Su bajo punto de ebullición y su tendencia a la alta absorción de neutrones térmicos, son sus 
desventajas. 
El agua pesada tiene una tendencia de absorción de neutrones muy baja, permitiendo con esto su 
aplicación en los reactores no enriquecidos. Sus otras propiedades son muy similares a la del agua 
común. Su alto costo y la necesidad de operar con un sistema de circuito cerrado para evitar 
contaminaciones, son sus desventajas. 
Los gases que se usan como refrigerantes, el aire el CO2 y el helio; tienen las siguientes desventajas: 
• requerir un alto consumo de potencia para el bombeo, 
• baja capacidad calórica, y 
• necesidad de altas velocidades para lograr una buena transferencia de calor 
El hidrógeno es explosivo y ataca a la mayoría de los metales, el nitrógeno tiene una marcada tendencia 
a la absorción de radiaciones. 
El sodio líquido se está utilizando en los reactores, particularmente como refrigerante; el bismuto es el 
metal que sirve como portador de combustible; el mercurio es adecuado para emplearse en el reactor 
rápido pero tiende a la absorción de neutrones térmicos. La aleación sodio-potasio tiene características 
inferiores, con excepción de su punto de fusión. Los metales líquidos permiten la operación a altas 
temperaturas con buenas características de transferencia de calor. Para esto se necesita operar con 
sistemas absolutamente cerrados, por los riesgos de incendio y toxicidad. 
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Se han propuesto las sales fundidas y flúor como refrigerantes. Las sales de sodio y potasio, absorben 
activamente neutrones. 
El circonio aunque de un costo relativamente elevado, tiene las siguientes ventajas: 
• buenas propiedades mecánicas, hasta aproximadamente los 399°C 
• una excelente resistencia a la corrosión, especialmente en los sistemas de agua 
• baja tendencia a la absorción de neutrones 
• puede ser fabricado en muchas formas 
El aluminio tiene las siguientes ventajas: 
• posibilidades excelentes de fabricación 
• bajo costo 
• una tecnología bien cimentada 
• buenas propiedades mecánicas y resistencia a la corrosión a bajas temperaturas 
• excelente transferencia de calor y propiedades nucleares 
El uso del aluminio se limita, sin embargo, a los sistemas de baja temperatura, debido a su bajo punto de 
fusión e inestabilidad a la temperatura. 
El acero inoxidable tiene también una tecnología bien establecida, costo razonable, buenas cualidades 
mecánicas y resistencia a la corrosión hasta temperaturas moderadamente elevadas. Se le utiliza 
cuando puede ser tolerada una alta absorción de neutrones. 
El boro tiene una alta tendencia a la absorción de neutrones, especialmente cuando está enriquecido con 
Boro-10. Su metalurgia está bien establecida y se obtiene a un precio moderado. 
El cadmio tiene muy alta tendencia a la absorción de neutrones y una metalurgia bien cimentada., se 
consigue a un precio razonable. 
El hafnio que se obtiene como una impureza en la producción del circonio, se ha podido obtener en 
cantidades significativas y se utiliza como un absorbedor de neutrones. 
 
Elementos estructurales. Los materiales a emplear como recipientes, elementos de soporte, deben 
satisfacer, además de las condiciones usuales para las estructuras, la adaptabilidad a las demandas 
especiales de un sistema nuclear. 
 
Sistemas mecánicos . Los instrumentos, bombas, válvulas y demás material similar, deben tener las 
propiedades físicas y químicas generales requeridas para su aplicación, así como cualidades especiales 
nucleares. Los equipos sujetos a la contaminación radioactiva, deben ser desmontados, reemplazados o 
reparados, con equipo de control remoto. 
 
Equipo para el manejo de combustible . El combustible altamente radiactivo, tiene que removerse y 
transportarse por medio de equipos de control remoto. 
 
Equipo de aviso contra radiaciones . Laoperación y mantenimiento de una planta, depende de la 
limitación de la radiación dentro de márgenes tolerables, tanto para la exposición continua, como para la 
ocasional. Es imposible eliminar por completo la radiación. Se emplean diversos equipos de aviso para 
detectar la iniciación de un mal funcionamiento que ocasione una intensificación de las radiaciones más 
allá de los límites de seguridad. 
 
 
 
 
Los cuatro tipos básicos de reactor 
 
a) PWR – Reactor de agua a presión (pressurized wat er reactor) 
 
Este sistema ha sido desarrollado fundamentalmente en EE UU, y es utilizado normalmente por ese 
país también en sus aplicaciones marinas (plantas propulsoras de submarinos y buques de superficie). 
En este sistema se utiliza un sistema cerrado de agua a muy alta presión, que extrae el calor del reactor, 
actuando al mismo tiempo como moderador. La exigencia de utilizar altas presiones deriva de la 
necesidad de trabajar a temperaturas suficientemente altas, como para obtener un rendimiento térmico 
aceptable. 
El desarrollo de este tipo de reactor exige de disponer de medios de fabricación extraordinarios, ya que 
los recipientes a presión de los reactores actuales se hallan en el orden de peso (por pieza) de más de 
500 Tn, construidos en chapas especiales de espesores del orden de 200 a 300 mm. La inversión de 
capital para talleres resulta también enorme, y se justifica solo en presencia de un mercado suficiente, 
como probablemente sólo se pueda encontrar comercialmente en EE UU y en Europa. 
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Otra consideración fundamental es que, en razón de las características nucleares de los materiales, en 
este tipo de reactor se utiliza Uranio “enriquecido”, es decir Uranio natural al que se le ha adicionado 
algunos por cientos de U 235 aumentando así la concentración de núcleos fisionables. Este proceso de 
enriquecimiento exige también instalaciones con inversiones cuantiosas, lo que limita las posibilidades 
de abastecimiento, y se convierte en un factor de suma importancia en la decisión al tipo de central a 
utilizar. 
Por último, el recambio de elementos agotados exige la detención de la central una vez por año, en 
forma similar a una central convencional a combustible fósil. 
 
 
 
b) BWR – Reactor de agua hirviente (boiling water r eactor) 
 
Este sistema es una variación del PWR, derivada del hecho de que en el reactor PWR, al existir un 
circuito de refrigeración cerrado “primario”, se debe transferir este calor al circuito final generando vapor 
en intercambiadores que exigen un salto de temperatura, de tal forma que el vapor finalmente útil se 
halla a una temperatura aún inferior, en detrimento del rendimiento. En el reactor BWR, generando 
directamente vapor en el cuerpo del reactor, se elimina la necesidad de los intercambiadores de calor. 
A este sistema se aplican las mismas consideraciones que al PWR respecto a los medios de 
fabricación, al combustible a utilizar, y a la detención de planta para el recambio de elementos agotados. 
 
Figura 4: Diagrama Reactor PWR 
Figura 5: Diagrama Reactor BWR 
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c) GCR – Reactor enfriado por gas (gas cooled react or) 
Este sistema es utilizado típicamente en Gran Bretaña y en los primeros “reactores de potencia” de 
Francia, y refleja nítidamente las diferencias básicas ambientales respecto a los PWR y BWR. 
En este caso se utiliza gas a presión (CO2) como transmisor de calor entre el reactor y los 
intercambiadores-generadores de vapor, y como moderador se emplea grafito en bloques entre los 
cuales se ubican los elementos combustibles. 
En este caso aunque el volumen del reactor es mucho más grande, esto se puede realizar sin excesivos 
requerimientos de taller, debido a que todo el sistema de gas se halla a presiones del orden de 20 
atmósferas. Además, y lo que es fundamental en este sistema, se utiliza como combustible uranio 
natural sin enriquecer, lo que amplía las fuentes de suministro. 
Por otra parte, este diseño permite, mediante dispositivos ingeniosos y complicados, recambiar 
elementos agotados durante la marcha, lo que se realiza en forma cíclica y no requiere la detención de 
la central. 
 
 
 
 
 
 
 
Figura 6: Diagrama Reactor GCR 
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d) HWR – Reactor de agua pesada (heavy water reacto r). 
 
Este sistema refleja también condiciones ambientales, ya que constituye un apartamiento considerable 
de las anteriores, y su primera versión comercial ha sido realizada en Canadá, con medios de 
fabricación enormemente inferiores a los requeridos en los otros casos. 
La diferencia básica de diseño reside en que los elementos combustibles se hallan alojados dentro de 
tubos individuales, y la extracción de calor se realiza por circulación de agua pesada a presión por 
dichos tubos, estando todo el conjunto de tubos sumergidos en agua pesada que actúa como 
moderador. 
El circuito térmico exterior se completa en forma cerrada a través de un intercambiador-caldera, igual 
que en el tipo PWR. 
En este tipo es también posible un recambio de elementos agotados durante la marcha de la central, y 
se puede trabajar con Uranio natural. Este sistema presenta una serie de variantes. En una de ellas se 
utiliza agua normal en el circuito de extracción de calor, en forma de agua hirviente, es decir se elimina 
el doble circuito de refrigeración, generando vapor en forma similar al BWR. En todos los casos se utiliza 
agua pesada como moderador: Otras variantes emplean como material refrigerante gas CO2 o 
materiales orgánicos. 
 
 
 
 
La situación argentina 
 
 La primera central nuclear instalada en la Argentina, se halla en Atucha, provincia de Buenos Aires, la 
Comisión Nacional de Energía Atómica, analizados los distintos sistemas, decidió para la misma el uso 
de Uranio natural; razones de independencia industrial y económica influyeron en la decisión. La central 
de Atucha I , que se opera desde 1974, tiene una potencia de 319 MW, funcionando según el sistema 
Figura 7: Diagrama Reactor HWR 
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HWR, o sea Uranio natural – agua pesada. La central se ha construido siguiendo la tecnología alemana 
de Siemens a través de la KWU. 
 
Figura 8: ATUCHA I, Diagrama de flujo simplificado 
 
Las características principales de esta central son las siguientes 
 
Instalación general 
Tipo de reactor: Reactor de agua a presión moderado y refrigerado por agua pesada con Uranio natural 
como combustible. 
Potencia en bornes del generador: 367 MWe 
Potencia neta de la central: 345 MWe 
Potencia térmica del reactor: 1.190 MWth 
 
Núcleo del reactor 
Combustible: Dióxido de Uranio natural sinterizado en forma de tabletas 
Número de elementos: 253 
Forma de elementos combustibles: haces de 37 barras 
Disposición de las barras de combustible: en 3 círculos concéntricos 
Longitud activa: 5.250 mm 
Peso total del Uranio natural: 38,6 Tn 
Diámetro exterior de la vaina: 11,9 mm 
Espesor de paredes de la vaina: 0,5 mm 
Material de la vaina: Circonio (Zry-4) 
Grado de quemado del combustible: 7.000 MWd/t con reserva de reactividad para servicio cíclico 
Relación de volúmenes moderador-combustible: 16,8 
Densidad media del flujo térmico: 58,5 W/cm2 
Potencia media específica de las barras de combustible: 218,5 W/cm 
Cambio de elementos de combustibles continuo durante el servicio de potencia 
 
 
 
 
 
 
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Figura 9: Columna de combustible 
 
Barras de regulación y accionamiento 
 
Número: 29 
Absorbente: Aleación Plata Cadmio Indio (Ag 80In15 Cd5) 
Tipo de accionamiento: elevador electromagnético intermitente, tipo de fricción. 
 
Figura 10: 
Disposición 
de las barras 
de control 
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Recipiente de presión del reactor 
Diámetrointerior: 5.360 mm 
Espesor de paredes de la parte cilíndrica: 220 mm 
Altura externa total: ~ 12.000 mm 
Peso de la parte inferior: 320 Tn 
Material básico: Acero inoxidable aleado (22NiMoCr37) 
Revestimiento: X5CrNiNb 19 9 
 
 
Figura 11: Recipiente de presión de la central ATUC HA I 
 
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Sistemas principales del reactor 
Refrigerante y moderador: Agua pesada (Deuterio: D2O) 
Número de circuitos de refrigeración en paralelo: 2 
Caudal de cada circuito de refrigeración: 10.000 T/h 
Presión de servicio a la salida del recipiente a presión reactor: 115 at 
Temperatura del medio refrigerante del recipiente a presión reactor a la entrada: 272 °C 
Temperatura del medio refrigerante del recipiente a presión reactor a la salida: 306 °C 
Caudal del moderador: 1.400 T/h 
Temperatura media del moderador: 170 °C 
 
Generador de vapor 
Tipo: Intercambiador de calor de tubos en U 
Altura: 15400 mm 
Diámetro: 3600 / 2680 mm 
Material de la envolvente: Acero para construcciones de granulación fina y de aleación pobre Rheinrohr 
HSB 55 C, N° de fabricación 9877 
Material de las placas tubulares: Acero inoxidable aleado (22NiMoCr37) 
Espesor de las placas tubulares: 525 mm 
Material: Incoloy 800 
Dimensiones de los tubos: 18 x 1 mm 
 
 
Bombas del refrigerante principal 
Tipo: Bombas centrífugas de una etapa con obturación de alta presión en el eje excenta de contactos 
Altura de elevación (temperatura a carga nominal): 113 m.c.agua 
Caudal (temperatura a carga nominal): 11.750 m3/h 
Potencia absorbida por el motor bajo la temperatura a carga nominal: 4200 kW 
Velocidad de rotación: 1400 rpm 
Figura 12: Bomba del refrigerante del 
reactor, tipo ANDRITZ 
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Envolvente de seguridad de acero 
Diámetro: 50 m 
Espesor de paredes: 20 mm 
Presión de diseño: 3,8 ata 
Cuota de fugas de diseño: 0,5 Vol. %/d 
 
Instalación de vapor 
Caudal de vapor vivo: 1737 Tn/h 
Presión del vapor vivo a la salida del generador de vapor: 44 ate 
Humedad del vapor vivo: 0,3 % 
Presión absoluta en el condensador: 0,045 ata 
Temperatura del agua de refrigeración: 17 °C 
Caudal de agua de refrigeración del condensador: 62.500 m3/h 
Forma de la turbina: Turbina de condensación de un eje y cuatro carcasas con una carcasa de alta 
presión de doble flujo y tres carcasas de baja presión de doble flujo. 
Velocidad de rotación del turbogrupo: 3.000 rpm 
Longitud de los álabes de la última etapa de baja presión: 689 mm 
 
Alternador 
Potencia efectiva: 367 MW 
Potencia aparente: 425 MVA 
Factor de potencia: 21 kV 
Margen de ajuste de la tensión: ± 5 % 
Refrigeración: Hidrógeno a una sobrepresión de 4 at 
 
Transformador del bloque 
Potencia nominal: 400 MVA 
Relación de transformación: 245 kV ±11 % / 21 kV 
 
 
Central Nuclear de Embalse 
 
Como consecuencia del éxito logrado en Atucha I se resolvió construir una segunda central de 600 MW 
en la provincia de Córdoba sobre el Río Tercero, esta central también funciona con el sistema HWR y 
responde a la tecnología canadiense, el reactor es tipo CANDU (Reactor canadiense a Deuterio y 
Uranio-Agua pesada a presión) 
 
El resumen de las características técnicas principales de esta central son las siguientes: 
Reactor 
Tipo de reactor: CANDU – D20 presurizada. Tubos de presión horizontales. 
Potencia térmica del reactor: 2.109 MW 
Moderador: D20 
Refrigerante: D20 
Figura 13: Sección longitudinal de la turbina de va por de 310 MW 
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1-Tanque del sistema de rociado, 2- Válvula del sistema de rociado, 3- Bomba del moderador, 4- Intercambiador de calor del 
moderador, 5-Gabinete de alimentadores, 6- Cara del reactor, 7- Reactor, 8- Mecanismo de reactividad, 9- Bombas del sistema 
primario de transporte de calor, 10- Carro de la máquina de recambio, 11- Máquina de recambio, 12- Catenaria de la máquina de 
recambio, 13- Recinto de mantenimiento de la máquina de recambio, 14- Puertas de recinto de la máquina de recambio, 15- 
Tanque de decaimiento del sistema de refrigeración de blindaje, 16- Enfriador local de aire, 17- Presurizador, 18- Generador de 
vapor, 19- Puente grúa 
Figura 14: Vista interior del edificio del reactor 
 
Temperatura media del refrigerante: 288 °C 
Presión media del refrigerante: 112 Kg/cm2 
Combustible: Uranio natural, UO2. Recarga durante la operación 
Cantidad de combustible en el núcleo: 84 Tn de UO2 
Tiempo promedio de residencia del combustible en el núcleo: 288 días de plena potencia. 
Quemado de extracción estimado: 6.700 MWd/t 
Número de canales de elementos combustibles: 380 
 
 
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Elementos combustibles por canal: 12 
Potencia lineal máxima: 42 W/cm 
 
Sistema primario de transporte de calor 
Bombas de transporte de calor: Tipo vertical de aspiración simple y doble descarga centrífuga, cant.: 4 
Caudal: 8.020 m3/h 
Potencia eléctrica: 8450 HP/bomba 
Generadores de vapor: Tipo casco y tubos en U 
Material de los tubos: Incolloy 800 
 
Turbina – Ciclo térmico 
Turbina de vapor de eje único en tandem con dos recalentadores separadores de humedad, con una 
etapa de alta presión y tres etapas de baja presión. 
Número de revoluciones: 1.500 rpm 
Título del vapor: 0,99 a la entrada de la etapa alta presión de turbina 
Presión del vapor: 46,2 kg/cm2 
Caudal de vapor: 3.366Tn/h 
Capacidad del by-pass de turbina: 65% de plena potencia en forma permanente 
Salto térmico en el condensador: máx 7 °C 
Bombas de refrigeración del condensador: cant 3 del 33% cada una 
Caudal total de refrigeración: 163.800 m3/h 
Figura 16: Central de Nuclear de Embalse 
Esquema de los sistemas complementarios 
Figura 15: Calandria, el reactor 
propiamente dicho, formado por 
un tanque cilíndrico horizontal 
de acero inoxidable, que 
contiene el agua pesada del 
moderador. La calandria se halla 
penetrada, horizontalmente, por 
380 canales de combustible 
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Sistema generación eléctrica 
Tipo de generador: trifásico 4 polos 
Potencia aparente: 763,53 MVA 
Potencia eléctrica bruta: 648 MW 
Consumo propio: 48 MW 
Tensión de salida: 22 KV ± 5% 
Cos φ: 0,85 
Frecuencia: 50 Hz 
Refrigeración: Estator refrigerado con agua, rotor refrigerado con hidrógeno. 
Excitación: Sistema estático – Rectificadores controlados de silicio. 
 
Atucha II (Central Néstor Kirchner) 
 
La tercera central nuclear argentina, se levanta a escasos metros de la primera, a poco más de 100 km 
de la Capital Federal y próxima a la localidad de Lima, partido de Zárate, provincia de Buenos Aires. 
Se trata de una central del tipo PHWR, es decir que su reactor es del tipo de recipiente de presión. Utiliza 
como combustible uranio natural y como moderador agua pesada a presión: La potencia neta de la 
central integrada al Sistema Interconectado Nacional de 500 kV, es de 692 MW. 
El proyecto se inició en Octubre de 1977, se pensaba para Julio de 1987 entregar la central en operación 
comercial. Lamentablemente, los inconvenientes económicos en que se encontraba nuestro país hizo 
que el proyecto, avanzado en más del 80% se detuviera, y prácticamente se paralizó, por falta de fondos; 
a ello había que agregarle que desde que se sucedieron los accidentes en Chernobyl, este tipo de 
generación ha sufrido ataques de los grupos ecologistas a nivel mundial, lo que contribuyó también a que 
el proyecto fuese detenido completamente. Fue el presidente Néstor Kirchner quien revitalizó la obra en 
2006, luego de que mucho equipamiento se encontrara deteriorado y obsoleto (fundamentalmente todos 
los sistemas de automatismo y control), finalmente alcanzó su primera criticidad el 3 de junio de 2014, y 
el 27 de ese mismo mes se sincronizó el generador al sistema interconectado. 
 
Datos Técnicos 
Instalación general 
Potencia térmica del reactor: 2.160 MW térmicos 
Potencia en bornes delgenerador: 744,7 MW eléctricos 
Potencia neta de la central: 692 MW eléctricos 
Eficiencia total (neta): 32% 
 
Figura 17: Circuitos de la Central Nuclear de Atuch a II 
 
 
 
 
 
1 Reactor, 2 Generador de vapor, 3 Bomba de circuito primario, 4 Bomba del moderador, 
5 Intercambiador del moderador, 6 Turbina de alta presión, 7 Separador de humedad, 
8 Turbina de baja presión, 9 Condensador, 10 Precalentador, 11 Bomba de agua de 
alimentación, 12 Bomba principal del refrigerante, 13 Bomba de extracción del condensado 
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Instalación térmica 
Caudal de vapor vivo: 3440 Tn/h 
Presión del vapor vivo a la salida del generador: 55,9 ata 
Grado de humedad del vapor: 0,25 % 
Presión en el condensador: 0,048 ata 
Temperatura del agua refrigerante (valor de diseño): 20°C 
Caudal de agua a través del condensador: 138.000 m3/h 
Tensión en bornes del generador: 21 KV 
Tensión en bornes del transformador de salida: 500 KV 
 
Instalación del reactor 
Combustible: Dióxido de Uranio (UO2) en su composición isotópica natural 
Densidad: 10,4 gr/cm3 
Diámetro de las pastillas: 11,57 mm 
Longitud de las pastillas: 14 mm 
Material de las vainas: Zircaloy-4 
Diámetro exterior de las vainas: 12,9 mm 
Espesor de las paredes: 
Configuración de los elementos combustibles: Manojo de 37 barras sin barra central de ejecución 
Número de elementos combustibles: 451 
Longitud activa de un elemento combustible: 5,30 m 
Peso total del Uranio contenido en el combustible: 85,1 
Consumo total anual de Uranio: 90Tn con un factor de carga del 85% 
Refrigerante: Agua pesada (D2O) 
Moderador: Agua pesada (D2O) 
Circuitos principales de refrigeración: 2 
Circuitos de refrigeración del moderador: 4 
Caudal total del refrigerante: 37.080 Tn/h 
Presión de servicio del circuito primario: 115 ata 
Temperatura del refrigerante a la salida del recipiente del reactor: 312,3 °C 
Salto térmico: 35,5 °C 
Relación de volumen moderador combustible: 13,7 
Grado de quemado del combustible: 7500MW día por tonelada 
Agua pesada total en el circuito: 525,3 Tn 
Agua pesada de reserva: 40 Tn 
Reposición anual de agua pesada: menor que 5 Tn