La central es del tipo PHWR, la generación de la energía eléctrica está basada en un reactor nuclear de potencia que utiliza uranio natural (aunque comenzó a emplearse también uranio levemente enriquecido) como combustible, refrigerado y moderado por agua pesada. Tanto el sistema refrigerante como el moderador están contenidos en un recipiente presurizado de acero.
El diseño de la planta está basado en reactores PWR, y en un reactor prototipo de uranio natural y agua pesada de menor potencia (MZFR), construido en Alemania por el diseñador (Siemens).
El reactor genera en promedio una potencia térmica de 1.179 MW, que dan como resultado posteriormente una potencia eléctrica de 357 MW, de éstos 335 MW (potencia eléctrica neta) son entregados a la red nacional de distribución de energía eléctrica. El resto es consumido por la planta en la alimentación de sistemas propios.
Como combustible se utiliza dióxido de uranio natural, en forma de pastillas, contenidas en barras de zircaloy (vainas), que es un material poco absorbente de neutrones, contribuyendo de esta forma a la economía neutrónica, muy importante en los núcleos de uranio natural. Cada elemento combustible está constituido por una barra central y otras 35 similares dispuestas en 3 anillos (o coronas). El armado se completa con una barra estructural de zircaloy (que no contiene uranio), ubicada en el anillo exterior. El elemento combustible tiene una longitud total de alrededor de 6 metros.
| Los elementos combustibles se colocan en los canales refrigerantes, cuya pared es también de zircaloy. El agua pesada del sistema refrigerante circula entre las barras combustibles. Existen 252 canales, éstos están dispuestos de tal forma que son los vértices de hexágonos (geometría hexagonal). Todo el conjunto está rodeado por el agua pesada del moderador, contenida en un tanque de acero. |
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El refrigerante y el moderador se encuentran a la misma presión (muy alta, unas 114 veces la atmosférica), pero el moderador está más frío, existiendo puntos de contacto físico y de intercambio de calor entre ambos. Al estar presurizados, tanto como el refrigerante como el moderador se mantienen en estado líquido durante todo el proceso.
Existen dos circuitos o ramas para el refrigerante y otros dos para el moderador; cada uno de ellos posee una bomba para mantener la circulación. En el diagrama se muestra un solo circuito para cada uno.
El agua pesada proveniente del núcleo se dirige a los generadores de vapor (uno en cada circuito), en los cuales intercambia calor con el agua liviana ("común") del secundario. En este punto, y por no estar a alta presión, el agua del secundario se convierte en vapor. Durante este proceso, los circuitos primario y secundario no están es contacto físico, no produciéndose mezclado entre ambos.
El vapor posteriormente acciona la turbina que hace girar el generador eléctrico para producir electricidad. El vapor remanente es enfriado en el condensador por agua del río, pasando a estado líquido, reanudándose el ciclo.
La cantidad de fisiones que se producen por segundo (y por consiguiente el número de neutrones presentes que están asociadas al nivel de potencia del reactor) se regulan por barras absorbentes de neutrones (también llamadas "barras de control"), que se introducen en el núcleo (en el moderador) desde la parte superior. Existen dos tipos distintos de estas barras:
Ambos bancos constituyen las barras de control del reactor. La regulación de la potencia del mismo está basada en las señales provenientes de detectores, sensibles a la radiación neutrónica, que se traducen en valores de potencia. Este mecanismo permite tener crítico al núcleo a cualquier valor de potencia.
El control del reactor (o instrumentación nuclear) se completa con detectores ubicados en el interior del moderador, que dan una estimación de la distribución de potencia dentro del núcleo.
Por seguridad, existe otro sistema de corte, que se introduce automáticamente en la eventualidad que el reactor no se haya apagado instantáneamente con la caída de las barras: se trata de la inyección de ácido deuterobórico (el boro es un elemento fuertemente absorbente de neutrones) en el moderador, por tres bocas de entrada independientes. Ambos sistemas garantizan el apagado del reactor frente a cualquier situación prevista o imprevista.
El núcleo, con todas las barras de corte insertadas, se encuentra permanentemente en condiciones de gran seguridad, no pudiendo alcanzar la criticidad de manera espontánea, y existiendo 'enclavamientos' que garantizan ese estado del núcleo aún a pruebas de errores.
| ¿Cómo se vuelve a arrancar el reactor? |
El reactor se coloca nuevamente en funcionamiento siguiendo un camino inverso al del apagado, mediante un procedimiento claramente establecido. Una vez que se encuentren garantizadas todas las condiciones de seguridad necesarias se comienza a levantar muy lentamente las barras de control (inicialmente se insertan totalmente las barras grises). De acuerdo a las señales provenientes de las cámaras de medición se continúa extrayendo las barras, hasta que a determinada altura queda fijo el banco de control 'negro' y lo mismo va ocurriendo con otros grupos de barras de hafnio hasta alcanzar la criticidad. Con posterioridad se comienza a aumentar la potencia del reactor hasta alcanzar el valor máximo de operación (llamado de plena potencia). Este proceso tiene una duración entre 45 a 50 horas aproximadamente.
| ¿Se debe cargar combustible? ¿Cuándo y cómo se lo hace? |
El uranio, igual que cualquier otro combustible, se va consumiendo con el uso (o "quemando") con una paulatina disminución en la producción de neutrones y en la cantidad de fisiones, con la consecuente reducción en el aporte de potencia. Recordemos que la central Atucha 1 emplea uranio natural. Como en los reactores de uranio natural es escasa la cantidad inicial de material físil (los átomos de uranio 235, ó U-235), se hace imposible operar el reactor por largo tiempo sin reemplazar (recambiar) los elementos más gastados. Este recambio debe hacerse mientras el reactor está operando, lo que se suele llamar recambio "on-line" (del inglés).
En los reactores que utilizan uranio enriquecido, el proceso de desaparición de los átomos de U-235 es más lento por existir un gran "excedente" inicial de neutrones, con lo cual no se hace necesario recambiar en corto tiempo al combustible. En estos núcleos, el recambio de combustible, total o parcial, se hace masivamente cada año y medio ó dos, con el reactor apagado.
En la CNA 1, en condiciones normales, se cambian entre 1 y 2 elementos combustibles por día de operación a plena potencia (1,2 en promedio). Esto representa un consumo anual promedio de 370 elementos. Si la planta funcionara en forma continua y al 100% de su potencia, este valor se elevaría aproximadamente a 445 elementos combustibles.
En la práctica, para mejorar el consumo, por cada elemento combustible nuevo ('fresco') que ingresa, se mueven otros 2 o 3 a otras posiciones dentro del núcleo, el último de los cuales, generalmente el más gastado o ("quemado"), es extraido del reactor.
También es importante señalar la contribución que tiene en este proceso el plutonio formado en el combustible a partir de la absorción de un neutrón por un núcleo de uranio 238 ó U-238. El plutonio, un elemento físil como el U-235, aporta gran parte de las fisiones que se producen a lo largo de la vida útil del elemento combustible.
El procedimiento del recambio de combustible es realizado por una máquina dirigida por un operador desde la sala de control de la planta. El traslado del combustible hacia y desde el núcleo se lleva a cabo bajo agua liviana, que cumple las funciones tanto de refrigeración como de blindaje ante las radiaciones provenientes de los elementos combustibles quemados, dado que el agua es un excelente absorbente de las mismas, incluyendo a los neutrones. Esto permite además, que de ser requerido, un combustible que haya estado en el reactor pueda ser reenviado al mismo, posibilitando que los combustibles que fueron extraídos por razones operativas (para control del elemento, inspección de algún canal, etc.) terminen su irradiación eficientemente.
Los elementos combustibles que salen del reactor son depositados en un recinto cerrado y son sumergidos en grandes piletas con agua liviana. Pueden permanecer bajo agua por muy largo tiempo. De hecho, hasta el presente todos los combustibles utilizados siguen en el lugar. El depósito cuenta con sistemas de refrigeración y blindaje para garantizar la integridad de los elementos, la seguridad del personal encargado del manejo y control de los mismos y el aislamiento del medio ambiente.
| ¿En Atucha 1 sólo se puede usar uranio natural? |
El núcleo de Atucha 1 fue diseñado para usar uranio natural (0,71% de átomos de U-235), actualmente se encuentra en pleno desarrollo un plan para la utilización de elementos combustibles con uranio levemente enriquecido (0,85 % en U-235), se trata del proyecto ULE-Atucha1.
A pesar de constituir una variación muy pequeña en el contenido de U-235, el rendimiento en energía casi se duplica. Esto no requiere modificaciones en las instalaciones de la planta y se estima en unos 7 millones de dólares el ahorro que se obtendría en el costo anual de operación. El número de elementos combustibles a utilizar se reduciría a unos 210 ó 215 por año, por lo cual se alargaría el tiempo para completar la capacidad del depósito de elementos combustibles extraídos.
Hacia fines de marzo de 1999, 171 de los elementos combustibles presentes en el núcleo eran de uranio levemente enriquecido y el resto de uranio natural.
La central fue diseñada de acuerdo a lo que se llama la "cultura de la seguridad". Con relación al núcleo, tanto el instrumental que mide la potencia y su variación en el tiempo, como otras señales concernientes a la seguridad, están por lo menos triplicadas, y en todos los casos, el accionar de una sola de las tres, determina el corte inmediato del reactor.
También existen dispositivos o sistemas redundantes, de tal modo, que en general, de cada uno de ellos, se cuenta con un número superior al necesario para su funcionamiento.
| ¿Quién construyó la CNA1? ¿Quién la opera? |
Fechas importantes
El diseño y la construcción fueron realizados por la empresa Siemens, de la República Federal de Alemania. A través de un contrato 'llave en mano', la planta fue entregada a la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), su primera propietaria y operadora en 1974.
Inicialmente su potencia térmica era de 1.100 MW, pero la misma fue aumentada a los actuales 1.179 MW en 1977, luego de un estudio hecho en forma conjunta por Siemens y CNEA.
| Primera puesta a critico (arranque inicial, a potencia cero): |
13/01/74 |
 Primera sincronización (conexión a la red)  |
19/03/74 |
| Recepción de la planta por parte de CNEA: |
24/06/74 |
| Llegada a 1100 MW (plena potencia inicial): |
16/11/74 |
| Llegada al nuevo valor de plena potencia (1179 MW): |
06/05/77 |
En los primeros tiempos de funcionamiento, la responsabilidad de la operación era compartida entre CNEA -CNA1 y el constructor. Posteriormente se asumió en forma plena la conducción de la operación, continuando el asesoramiento por parte del titular del diseño, y fundamentalmente, con la colaboración permanente de los distintos sectores de la CNEA.
En agosto de 1994, el gobierno nacional decidió la creación de la empresa Nucleoélectrica Argentina Sociedad Anónima (NASA) para operar las centrales nucleares existentes. Inicialmente esta empresa se formó con los sectores de la CNEA directamente involucrados en la operación de éstas.
La Comisión Nacional de Energía Atómica continúa con su apoyo al funcionamiento de la CNA1 mediante tareas de asesoramiento técnico, desarrollo y de servicios para la central, participando en el proyecto ULE-Atucha 1, en el programa de vigilancia del recipiente de presión, en estudios relacionados con los elementos combustibles, y en otros temas de interés mutuo. En la actualidad, Nucleoeléctrica Argentina se encuentra en proceso de privatización. En la misma situación se hallan otras áreas productivas de la CNEA.
Si bien la potencia eléctrica de la CNA1 es la de una central eléctrica mediana, correspondiéndole sólo el 1,7 % de la potencia instalada total en el país, el aporte en energía eléctrica producida, se encuentra aproximadamente en el 4 % del total generado. Si se le agrega la proveniente de la Central Nuclear Embalse (CNE), la energía eléctrica de origen nuclear, representa alrededor del 12 % del total (según datos de diciembre de 1998).
| Datos técnicos de la CNA1: |
Potencia térmica total (producida por el núcleo): ___________________ 1.179 MW
Potencia eléctrica bruta (producida por el generadoreléctrico): _________ 357 MW
Potencia eléctrica neta (entregada a la red, para distribución): ___________335 MW
Presión del sistema primario y del moderador: _______________________115 ata
Recipiente de presión de acero: ___________________________(diámetro: 5,36 m,
altura: 12 m,
espesor: 220 mm)
Envoltura de seguridad de acero: __________________(esfera de 50 m de diámetro,
espesor de 24 mm)
Presión de diseño para la envoltura: ________________________________3,8 atm
Diámetro equivalente del núcleo: ________________________________4.540 mm
Altura: _____________________________________________________6.220 mm
Diámetro del tanque del moderador: _____________________________5.040 mm
Longitud de la columna de uranio en el elemento: ___________________5.300 mm
Diámetro interior de un canal refrigerante: _________________________54,1 mm
Cantidad de canales refrigerantes: ____________________________________252
Diámetro exterior de una barra combustible: _______________________11,9 mm
Espesor de zircaloy de la barra: __________________________________0,55 mm
Número de barras combustibles por elemento: __________________________36
Masa de uranio: __________________________38,7 ton (252 elementos cada uno
con 0,1535 ton, valor promedio)
| Datos sobre la operación: |
Factor de carga (1): __________________________________________ 98,92 %
Factor de carga acumulado anual (para los últimos 12 meses) (2): ______ 99,54 %
Factor de carga acumulado 1974/1999 (3): ________________________70,08 %
Cantidad de elementos combustibles utilizados: ______________________8.326
(284 de ellos de uranio levemente enriquecido)
| 1) |
El factor de carga es la relación entre la energía eléctrica neta efectivamente producida y la energía neta máxima posible de generar (a plena potencia) en un dado período, en porcentajes. En este caso se aplica al mes de marzo de 1999. |
| 2) |
Idem (1) para el total acumulado en los últimos 12 meses (1/04/98-31/3/99) |
| 3) |
Idem (1) para el factor de carga acumulado "histórico", desde comienzos del la operación (1974), incluye el tiempo sin generación eléctrica de las paradas por mantenimiento, reparación, etc. |
tres barras de acero (material absorbente) que integran el denominado "banco gris") y juegan un papel de ajuste fino en la absorción y
