LA INGENIERIA DE LAGUNA VERDE

COMO PLATAFORMA PARA

UN NUEVO PROYECTO NUCLEAR

la

CESAR F. GARCIA.

con CFE la firma de Ingeniería Burns & Roe.

LA INGENIERIA DE LAGUNA VERDE COMO PLA TAFORMA PARA UN NUEVO PROYECTO NUCLEAL

SUMARIO.

La ejecución del. Proyecto Laguna Verde ha legado a la ingeniería mexicana un conjun to de experiencias valiosas, que van más - allá de la transferencia y utilización de in formación técnica del extranjero, y que se - traducen en la adopción ordenada de culturas nuevas como son: Seguridad Nuclear, Asegura-miento de Calidad. Calificación Sísmica y Wm biental y Administración de la Configuració.

Otro tema importante en la ingeniería de plantas de potencia es la implementación de una ingeniería integral, que apoye todas las etapas de un proyecto, comenzando con las etapas tradicionales de Construcción y Puesta en Servicio y continuando con la inge niería que brinde el Soporte Técnico duranti la vida operacional de las centrales nucleo-eléctricas. Las actividades asociadas con So porte Técnico en las cuales el grupo de ingi niería de Laguna Verde está interviniendo - son: la gestión de partes de repuesto, la substitución de equipos obsoletos, el monito reo del comportamiento de la planta, la admT nistración del combustible nuclear, la extei sión de la vida útil de la planta y el análT sis de la experiencia operacional tanto ex terna a la planta como interna. -

Las experiencia y culturas adquiridas por el personal de la Oficina de Ingeniería del Proyecto Laguna Verde, se presentan como una plataforma para la ejecución de un nuevo proyecto. De los nuevos reactores en proceso de desarrollo, uno de los que más se asemeja a Laguna Verde es el SBWR (Reactor de Agua Hirviente Simplificado) y por esta razón se utiliza como ejemplo en este trabajo. De he-cho el SBWR es la versión simplificada de Ea guna Verde, lo cual en principio permitiría reducir costos a niveles competitivos con otras tecnologías generadoras de energía - eléctrica y tiempos de construcción razona - bl es.

1.- INTRODUCCION.

La ingeniería de un proyecto nucleoeléc trico se realiza en diferentes etapas. En eT caso específico de Laguna Verde las activida des relevantes de cada una de estas etapas, tal y como se muestra esquemáticamente en la Figura 1, fueron las siguientes:

Ingeniería Preliminar, la cual involu - cró los estudios que permitieron detir-minar la localización del sitio y sus características para construir el Pro - yecto Laguna Verde. -

Ingeniería Básica, la cual consistió en integrar los paquetes de concurso para el Sistema Nuclear de Suministro de Va-por y el Turbogenerador, habiendo selic cionado como proveedores con base a evi luaciones técnicas y económicas a un - reactor de agua hirviente BWR/5 de la General Electric y a un turbogenerador de la Mitsubishi. En esta etapa trabajó

Ingeniería Conceptual, la que originé los criterios de diseño, las especifica clones de equipos, los diagramas de flu jo, los diagramas eléctricos unifilares y los planos de arreglos generales. Es-tas actividades fueron realizadas por la Compañía Ebasco Services, con la par ticipación de algunos ingenieros de la CEE.

Ingeniería de Detalle, la que desarro - lló la ingeniería conceptual en documen tos y planos detallados para el montaji y fabricación de estructuras, sistemas y componentes. Estos trabajos los ini - cié Ebasco en Nueva York y fueron teFmi nados por la Oficina de Ingeniería de la CEE, la cual se estableció en 1980 en Veracruz.

Ingenierfa de Sitio, la que se enfocó a la solución de los problemas de cons --tructibilidad durante el montaje y in cuanto a la puesta en servicio se pre pararon los objetivos y criterios de aceptación de las pruebas preoperacio - les de los sistemas mecánicos, elécti- - cos y de instrumentación y de algunas estructuras importantes como fué la prueba estructural de la contención pri maría; adicionalmente se verificó el cumplimiento de dichos objetivos y cri- - terios en base a los resultados de las pruebas.

Ingeniería de Soporte Técnico, la cual consiste en el apoyo a la operación de la planta en cuanto a la preparación de cambios de diseño, la ingeniería de sistemas de planta y el análisis opera cional. Este soporte técnico lo debe - brindar la organización de ingeniería durante toda la vida útil de la planta

Lo anterior se resume brevemente en la Fi gura 2 donde se muestra el personal parti cipante en la ingeniería en las diversas eEa pas del proyecto. -

2.- CULTURAS EN LA INGENIERIA DE LA NUCLEO ELECTRICIDAD.

El organigrama de la Oficina de Ingenie ría del Proyecto Laguna Verde de la Figura T muestra las especialidades de ingeniería par ticipantes. -

La discusión de cómo hacer ingeniería civil, eléctrica, mecánica, etc., está fuera del alcance de este trabajo. Si bien es me - nester mencionar que dentro de un proyecti nuclear, además de las disciplinas de inge niería tradicionales, se debe contar con gru pos relativamente pequeños de especialistas para brindar el apoyo necesario en temas co-mo Física Aplicada y Administración de Com -bustible Nuclear. De la misma manera se dibe hacer notar que considerando la complejidad de este tipo de proyectos, el apoyo informá-tico es fundamental en los estudios de inge-niería que requieran manejar cálculos sofis-ticados ó grandes volúmenes de datos.

Se pretende entonces discutir, porque - esto es precisamente lo que diferencia un - proyecto nuclear de otros proyectos, las cul turas que están inmersas en la nucleoeléctrf cidad y que de alguna manera representan lo valores de las organizaciones involucradas.

Seguridad Nuclear.

En cumplimiento con la normativa aplica ble, la CEE entregó a la Comisión Nacional - de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS) un informe de Analisis de Seguridad del Pro yecto Laguna Verde. Este informe es la basi para solicitar la Licencia de Operación y una vez aprobado por CNSNS, representa un compromiso que la planta debe satisfacer du-rante la vida útil de la misma. -

Durantes las etapas de construcción, puesta en servicio y pruebas de arranque, el grupo de ingeniería es responsable de asegu-Irar que el proyecto se diseñe, construye y pruebe de tal forma que:

- Se mantenga la integridad de la fronte- ra de presión del enfriador del reac --tor.

- Se tenga la capacidad para asegurar an- te cualquier evento no deseado el par del reactor.

- Se tenga la capacidad de prevenir o mi- - tigar las consecuencias de accidentes que puedan resultar en exposiciones ra-

¡

diactivas fuera del emplazamiento del proyecto

En este período y como parte del proce-so de licenciamiento de la planta, la orgai zación de ingeniería dió respuesta satisfac toria a 1117 de 1451 cuestionamientos por - parte de la CNSNS. Las preguntas restantes fueron respondidaspor otras organizaciones.

Por lo que respecta a la etapa de opera ción a partir de la carga de combustible, eT grupo de ingeniería de Laguna Verde es res - ponsable de asegurar que cualquier cambio prueba ó experimento no involucre un 'asunto de Seguridad no revisado. En otras palabras:

Que no se incremente la probabilidad de que ocurra un accidente ó una falla de equipo no evaluado en el Informe de Aná lisis de Seguridad. -

- Que no se origine la posibilidad de un accidente ó una falla de un tipo dife - rente al evaluado en el Informe de Aiá-lisis de Seguridad.

- Que no se reduzca el margen de seguri - dad considerado en las bases de las ts-pecificaciones Técnicas de Operación.

Desde el 21 de Octubre de 1988, cuando se cargó el combustible nuclear en la Unidad de Laguna Verde, al 24 de Julio de 1990, fe-cha en que se dió la autorización provisio -nal por parte de la SEMIP para operar dich Unidad, se prepararon 439 paquetes de modifi cación de diseño y se analizaron 148 eventos operacionales. Cada uno de los 439 paquetes de modificación referidos fué emitido con su

evaluación de seguridad, para asegurar que ninguna de las tres condiciones mencionadas se presentare. El histograrna de emisión de estos paquetes se muestra en la Figura 4.

La ejecución práctica de los conceptos anteriores requiere entender claramente los requisitos de la normativa aplicable, pero más importante aún, conocer las suposiciones y consideraciones iniciales sobre las cuales se besó la ingeniería de las estructuras, sistemas y componentes.

Aseguramiento de Calidad.

La necesidad de asegurar un comporta - miento óptimo de los sistemas y componentes relacionados con la seguridad nuclear de la instalación y la interacción organizacional, ha dado lugar a la creación de una normativa enfocada específicamente al tema de la cali dad, con lo cual se puede garantizar a tra - vés de medidas planeadas y sistemáticas, que la planta se diseñe, construya, pruebe y ope re de manera segura.

Esta normativa fué adoptada y tomada co mo compromiso desde el inicio del proyecto por la CEE, reflejando estos criterios en los Planes de Garantía de Calidad de Cons - trucción y Operación. -

El compromiso mencionado ha implicado para la CFE el capacitar y calificar a todo el personal que desempeña alguna actividad que pueda afectar la seguridad, ya sea en el diseño, construcción, pruebas u operación, :requiriendo que estas actividades se reali - cen bajo procedimientos aprobados, generaiido registros permanentes de los trabajos efec - tuados en las distintas etapas del proyecto.

Mediante las vigilancias, inspecciones y auditorias, se mantiene la aplicación efec tiva de los Planes de Calidad, y en caso de detectarse desviaciones a los mismos, se to man las acciones correctivas basadas en an lisis de tendencias de la calidad.

Las compras de equipos y la asignación de actividades de ingeniería se realizan so-lo a proveedores ó firmas debidamente caliTi cados y con inspecciones en planta. En el pi sado las calificaciones e inspecciones las realizaban compañías extranjeras; en la ac - tualidad estas actividades las realiza e1 Grupo de Evaluación de Proveedores del Pro - yecto Laguna Verde, lo que permite fomentar la participación de empresas nacionales.

En la Tabla 1 se muestran las compañías nacionales calificadas actuamente por Garan-tía de Calidad de la CEE para suministrar equipos o servicios relacionados con la segu ridad. -

e

PROVEEDORES NACIONALES CALIFICADOS

TIPO DE INDUSTRIA - FABRICANTE DISTRIBUIDOR

• - Acero estructural , van 11 a de refuerzo 3

2 . - Material de soldadura 5

3.- Pinturas, recubrimientos y galvanizado 2

4.- Cementos y aditivos 3

5.- Tuberías, accesorios y conectores

6.- Fabricantes estructuras, soportes, tanques

7.- Tornillería, pernos de sujeción y soldables 2

8.- Juntas expansivas, metálicas y neopreno 4

9.- Cables eléctricos 2

10.- Conectores y partes eléctricas -

11.- Material de aislamiento térmico y reflectivo

12.- Servicios de Ing. y Diseño 4

13.- Laboratorios de Pruebas 2

14.- Bombas y partes de repuesto 2

15.- Compañías de inspección

16.- Lámina galvanizada -

17.- Reparación de válvulas

18.- Polipastos

TOTAL ................. 35 2

TABLA 1

Calificación Sísmica y Ambiental.

C - Uno de los conceptos que se introducen a la ingeniería de plantas nucleares, es la calificación sísmica y ambiental de aquellos equipos destinados a cumplir una función de seguridad en condiciones normales o extremas de accidente.

Esta calificación está basada en enfren tar a los equipos a las condiciones de acci-dente más adverso, sea por sismo ó ambienti-les, comprobando que se mantienen funciona - les aún después de haber acelerado su envije cimiento, lo que equivaldría a haber estado operando durante toda su vida calificada, que va desde 5 hasta 40 años.

Los parámetros sísmicos-ambientales son

1 prestablecidos en el diseño tomando en cuen-ta la actividad sísmica de la zona y la re puesta de piso para las diversas ubicacionis de la planta, así como las condiciones de temperatura, presión, humedad y dosis de ra diación en operación normal y aquellas caua das por un posible accidente en el que se in volucran rompimiento de líneas de agua o va- por, dentro o fuera de la contención.

Para cada uno de los equipos relaciona - dos con la seguridad instalados en la plan-ta, han sido revisados sus informes de caTi ficación, para asegurar que los perfiles di sus ensayos envuelven los perfiles particula res de Laguna Verde. Se habla de cerca de 6U familias diferentes y unos 3500 equipos ins-talados con función de seguridad.

Es responsabilidad de Ingeniería el cuidar que se preserve la calificación de los equipos ya instalados y durante toda la vida de la planta, monitoreando las condicio nes ambientales reales, las actividades de mantenimiento y reemplazo, la compra de los repuestos y el comportamiento de los equi - pos.

Administración de la Confiauración.

El desarrollo y utilización de la docu mentación técnica requerida durante la coni trucción, puesta en servicio y operación di una planta nucleoeléctrica, no se podría concebir sin el establecimiento de un siste-ma que garantice el adecuado control, almace namiento y distribución, entre otros proce - - sos, de esta documentación. -

Para este propósito, durante la etapa de Construcción, se confornió un grupo denomi nado "Control de Documentos", el cual en e1 pico del proceso constructivo llegó a contar con 150 personas, que se dedicaban a regis - trar, controlar, archivar, emitir y distrf - buir la documentación que se generaba tanfo por la Oficina de Ingeniería, como la que se recibía de lol diversos contratistas de inge niería y proveedores de equipo. Para dar uni idea del volumen del problema, basta decir que la Unidad 1 requirió para su construc - ción y puesta en servicio de aproximadaminte 200,000 documentos, y tomando en cuenta el número de usuarios que requerían copia de es tos documentos se manejaron del orden de - 3200,000 "copias controladas". Lo anterior se ilustra en las Figuras 5 y 6. El objeti- - yo era asegurar que todos los participante utilizaran la última revisión de cada docu - mento y al final garantizar que cada docuen to representara la condicion "tal y como se construyó".

Cabe aclarar que durante la construc - ción y puesta en servicio se emitieron - 40,000 cambios de diseño, siendo estos reali zados en su mayoría por la CFE con el apoyo deS compañías de ingeniería nacionales y con un mínimo de asesoría extranjera. Todo el proceso de registro y control de los docu mentos, incluyendo los cambios mencionados, se llevaba a cabo en forma manual, lo que consistía en llenar tarjetas.

Después de alguna experiencias negati - vas, como fueron los casos de las plantas Zimmer y Midland en los Estados Unidos de Norteamérica, las cuales no pudieron ser li cenciadas por no poder demostrar que fueros construidas de acuerdo a los dcumentos y procedimientos establecidos, la industria nu clear evolucionó en el campo del manejo de la documentación y control de diseño, emi - tiendo directrices para el establecimien€o de un concepto denominado "Administración de la Configuración". Este concepto busca iden-tificar y mantener las bases de diseño (el porqué de las cosas), controlar los cambios de diseño y mantener la documentación en es-tado "tal y como se construyó". El concepto aplica a las estructuras, sistemas, componen tes y programas de computadora durante toda la vida operacional de la planta.

Lo anterior no es un lujo, ya que se tienen casos como las plantas de Tennesse Valley Authority en los Estados Unidos, las cuales han estado paradas varios años por ha ber perdido su configuración y están en pro ceso de reestablecerla. El proceso del ree tablecimiento de la configuración puede lli-gar a ser un problema cuya solución requieFe varios cientos de millones de dólares.

Teniendo en mente lo anterior hacia 1987, el grupo de "Control de Documentos" pa só a ser el grupo de "Control de la Configu ración". Después de un análisis minucioso ie las actividades se transfirió el manejo ma nual a sistemas de control computarizados - que han resultado en la implantación de ba - ses de datos que han permitido finalmenteel eliminar el uso de las tarjetas y el concep- to ya obsoleto de "copi a controlada". -

Los 200,000 documentos de diseño del Proyecto Laguna Verde se encuentran actual - mente controlados por los sistemas de cómu-to mencionados y estos documentos reflejan la condición "tal y como se construyó". Aun-que es obvio, es importante enfatizar que ¡1 uso de la herramienta informática minimiza los errores que se tendrían con métodos ma - nuales. Lo anterior se sintetiza en la Fiu ra 7.

Sin embargo, el concepto de Administra-ción de la Configuración no solo requiere il controlar los documentos y los cambios a los mismos, sino el conocer claramente las bases de diseño (via documentos de entrada, docu - mentos de análisis y documentos de salidaT, de manera que el ingeniero responsable del cambio tenga plena conciencia del impacto de su cambio sobre los aspectos de seguridad nu clear. -

Para satisfacer lo anterior, a partir de 1980 se inició el proceso de transferen cia de responsabilidades y documentación ie Ebasco a CFE, para lo cual se utilizaron 64 procedimientos de Ebasco para continuar con las actividades de diseño por parte de la CFE aceptando 376 paquetes de trabajo. Ha - cia 1984 la Oficina de Ingeniería de la FE contaba con 46 procedimientos propios y ac-tualmente los procedimientos vigentes son 160.

Adicionalmente, con objeto de darles la formalidad requerida a estos trabajos se emitió, en Diciembre 1ro. de 1989, la Espe cificación de Administración de la Configil ración para los documentos de diseño. Esti especificación fué preparada con asesoría extranjera y en estas fechas la Oficina de Ingeniería está iniciando la preparación for mal de los Documentos Base de Diseño a niveT general y a nivel sistema. Es importante men cionar que buscando una utilización lo más práctica posible, estos documentos represen tarán la transferencia formal de Ingenierii a Puesta en Servicio en la Unidad 2 del Pro-yecto. -

Recurso Informático.

Habiendo discutido el concepto de Admi nistración de la Configuración, es adecuadi referirnos a la herramienta informática. Pa ra entender su desarrollo es conveniente u resumen del mismo.

Al inicio de 1980 la Oficina de Inge - niería de Laguna Verde no contaba con 1a herramientas y modelos computarizados para realizar las actividades de ingeniería. Es to obligaba a la renta y por ende a la de pendencia de tecnología extranjera en esfa área.

Para cambiar esta situación se formó un grupo de especialistas capaces de asirni lar la transferencia de tecnología y sopor tar de manera autónoma las herramientas au tomáticas. Como resultado de esto, se tiene a partir de 1986 una biblioteca de progra-mas de cómputo, que cumplen para cada una de sus aplicaciones con las normas y requi sitos establecidos. Ver Figura 8.

Es importante resaltar que todos y cada uno de estos códigos de computadora, antes de ser liberados para su explotación, son probados, realizando validaciones a fin de verificar su funcionamiento y confiabilidad en los resultados. Para lo anterior, se rea lizan un conjunto de corridas muestras por aplicación, mismas que se revisan contra es tándares, cálculos manuales, otras validacTo nes, etc.; esto se realiza en conjunto con - ingenieros especialistas de cada disciplina de ingeniería como parte de un proceso de re visión independiente, con el objeto de esta: blecer la configuración inicial de un prog'Fa ma de cómputo dado.

Este proceso de revisión independiente es ejecutado pra cada código que vaya a ser usado en el análisis ó diseño de estructu - ras, sistemas ó componentes relacionadoscon seguridad. Para esta actividad existen proce dimientos específicos, mismos que son audit' bles bajo el Programa de Aseguramiento de Ca: lidad del Proyecto. -

Los programas de computadora mostrados en la Figura 8 son las herramientas automáti cas que auxilian al ingeniero en la tarea d' diseñar, construir u operar una planta nu - cleoeléctrica. Adicionalmente dada la grn cantidad de documentos, componentes y mate - riales que son requeridos para una plantade este tipo, fué necesario desarrollar un Sis-tema Integral de Información de Ingeniería que permita manejar de manera segura y expe-dita todos estos elementos apoyándose tant en programas técnicos como administrativos. Este sistema se muestra en la Figura 9.

Por último, cada cambio a un programa de cómputo técnico se maneja como un cambio de diseño, que requi ere una evaluación del impacto en la seguridad nuclear de la plan - ta. Los cambios se controlan y documentande acuerdo a procedimientos que establecen la Administración de la Configuración.

3.- EL SOPORTE TECNICO, UNA NUEVA RESPONSA BILIDAD PARA INGENIERIA.

EN la mayoría de las instalaciones in - dustriales la participación de ingeniería termina con la entrega de 'documentos al cons tructor y permanece como una organización pi ra resolver dudas ó aclarar requisitos duraT te el proceso constructivo. -

En general la participación de ingenie-ría durante la operación de la instalación es muy limitada, si acaso existe, a menos de que se tenga un problema grave en la insta - 1 ación.

En las plantas nucleoeléctricas la par ticipación de ingeniería como Soporte TécnT co, es requerida por normativa y en la prá tica ésta es necesaria para mejorar la segu ridad, confiabilidad y comportamiento de las plantas.

Tomando como ejemplo la filosofía de compañías eléctricas con ideas avanzadas, in geniería en su nuevo papel es responsable - de:

- Proteger la salud del público.

Coadyuvar en el suministro confiable de energí a eléctrica.

- Cuidar que se cumplan las regulaciones y normas.

- Proteger la inversión capital (mediante la Administración de la Configuración).

- Optimizar la inversión (implementando paquetes de modificación).

- Mantener la calificación del equipo (aplicando programas de reemplazo).

Enfocar problemas a largo plazo (evitar las crisis y ser la "conciencia' de la planta).

Algunas actividades de Soporte Técnico han sido discutidas en parte en párrafos an tenores y a continuación se hará referencTa a otras tareas que son parte de esta nueva responsabilidad de ingeniería.

Repuestos y Substitución de Equipos Obsoletos

La adquisición de repuestos durante la etapa operativa de la planta, no solo lleva como propósito el mantener en funcionamiento los equipos, sino también preservar su cali- - ficación original, verificando que se trat' de repuestos de la misma forma, función, ajuste, materiales y proceso de manufactura.

Esta actividad de compra se complica en la medida que los equipos se vuelven obsole-tos o que los fabricantes abandonan el em - pleo de programas de calidad, haciendo nce-sano recalificar las partes de repuesto, e incluso el mismo equipo.

En el caso Laguna Verde, la gestión de los repuestos ha llevado a crear una base de datos gigantesca, con más de 35,000 regis - tros que listan la descripción, caracterTsti cas, clasificación, condiciones ambientales, material, dimensiones y mucha otra informa - ción asociada a cada uno de los repuestosT Dicho de otra manera, se tiene una radiogra-fía con los registros completos para cada uno de los repuestos de la planta, asegurán-do así que se mantiene la calificación y con figuración original o en todo caso, que cual quien modificación es evaluada en su impac - to.

El Monitoreo del Comportamiento de la Planta

Existen dos tipos de monitoreo de la planta:

- El requerido por normativa como pruebas de acuerdo a las Especificaciones Técni cas de Operacion.

El recomendado para mejorar la eficien-cia térmica, la potencia eléctrica a Ta salida del generador y en general la confiabilidad de los equipos.

Por lo que se refiere al monitoreo por normativa, ingeniería está involucrada en es

tablecer valores de referencia que permitan verificar por pruebas que las bombas dan su presión de descarga a los caudales especifi- - cados y en definir los limites de degrada --ción permisibles; de la misma manera,ingnie ría establece los tiempos de apertura y cie-rre de las válvulas de acuerdo a su función. Lo anterior está enfocado a asegurar que los componentes activos como son las válvulas y bombas funcionen satisfactoriamente cuando operan como parte de un sistema de seguridad en alguna emergencia.

En cuanto al monitoreo de la eficiencia y comportamiento de equipo, la planta cuenta con un programa de computadora en línea deno minada, "Cálculos de Comportam iento de Bala

1 ce de Planta", el cual realiza cálculos num ricos para determinar:

- Balance térmico y eficiencia.

- Comportamiento de turbina.

- Comportamiento del condensador princi - pal.

- Comportamiento de calentadores de agua de alimentación.

- Comportamiento del separador de hume -- dad/recalentador. -

- Etc.

Por su parte ingeniería cuenta con un programa de computadora fuera de línea, deno minado HBAL, que simula el ciclo térmico y permite predecir qué le pasa a la planta cuando por ejemplo, se saquen de servicio al gunos equipos, se incremente la temperatura de agua de mar, etc.

Ambos programas se encuentran en proce-so de validación y una vez aceptados se coii plementarán entre sí para satisfacer el obje tivo de operar eficientemente. -

Administración del Combustible Nuclear

En este tópico se hace referencia exclu sivamente a la administración de combustiblé dentro del núcleo. Normalnente y como parte del Sistema Nuclear de Suministro de Vapor los proveedores incluyen programas de cómpu-to sofisticados para dar seguimiento al qul mado del núcleo durante la operación de 1a planta. Estos programas se utilizan para op timizar el quemado del combustible y sus r sultados son importantes para el diseño de las recargas de combustible subsecuentes. Es te diseño de recargas a su vez se hace tradT cionalmente, al menos durante los primeros - ciclos de combustible, por el proveedor del reactor.

Al igual que en caso del monitoreo del comportamiento de la planta, ingeniería está ajustando y validando, un conjunto de progra mas de cómputo fuera de línea llamados FueT Management System, con la asistencia de otras organizaciones del Proyecto Laguna Ver de, el IlE y el ININ. Con estos programas se dará seguimiento en paralelo al quemado del núcleo. Actualmente se pueden ya realizar a gunas predicciones y simular algunostransi-

torios. El objetivo a mediano plazo es alcan zar independencia tecnológica que permita a quirir el combustible nuclear en el mercado internacional, optimizar el quemado y plani- - ficar las recargas a conveniencia de la CF.

Una vez más los programas en línea y fuera de línea se complementarán para una ad ministración de combustible óptima.

Extensión de la Vida Util de la Planta.

Puede parecer extraño hablar de exten sión de la vida útil de la planta, cuando Laguna Verde apenas inicia su operación. Sin embargo, considerando la inversión capital tan alta en este tipo de plantas y la opera-ción satisfactoria de muchas de éstas, la x perinecia internacional indica que la mayo - ría de los propietarios tratarán de extender la operación de las plantas tanto como sea posible.

Esta extensión debe ser debidamente jus tificada, existen los medios para hacerlo, pero es necesario comenzar el registro de los eventos desde el inicio de la operación.

El calcular el factor de uso por fatiga de los componentes de planta seleccionados, en lugar del simple conteo de los ciclos tér micos (calentamientos y enfriamientos en arranques, paros y transitorios), puede coad yuvar en gran parte a la justificación de la extensión de vida. El monitoreo de ciertos parámetros de la planta y la utilización de funciones de influencia derivadas de modelos de elementos finitos, permiten inferir la fa tiga real sobre los componentes. Existen si temas de monitoreo que pueden realizar los cálculos requeridos y mantener registros his tóricos del uso de la fatiga. -

El número real de ciclos térmicos puede exceder las bases de diseño. Afortunadamente la severidad de los transitorios es menor que las bases de diseño, como se aprecia en la Figura 10, en la cual se tienen por ejem plo 80 eventos con una severidad de 40%, 50 eventos con una severidad de 2=%, etc.

En este tema es responsabilidad de inge niería el definir qué señales de la computa dora de proceso se pueden utilizar para el monitoreo en cuestión, complementar estas se Piales con instrumentación adicional, colec tar los datos, almacenarlos y evaluar el Tac tor del uso de fatiga.

Exoeriencia Oneracional

Una de las grandes ventajas con que cuenta el personal que trabaja en la indus - tria nuclear, es la disponibilidad de infr-mación tan amplia que existe sobre la expe- - riencia operacional en las centrales nucla res. Este intercambio de información no tu ne paralelo en comparación con otras tecnol gias generadoras de energía eléctrica.

-

La buena comunicación en los países oc cidentales siempre existió y ésta se incre -mentó después del Accidente en la Planta e la Isla de las Tres Millas, que originé la creación de INPO (Institute of Nuclear Power Operations) en los Estados Unidos de Norteaméri -

ca. La comunicación se tiene ahora a nivel mundial por la integración de la WANO (World Association of Nuclear Operators) después del accidente de Chernobyl

El objetivo común es reducir al mínimo la posibilidad de un accidente y eventos ope racionales no anticipados, utilizando entre otras cosas el intercambio activo de expe - riencia operacional. Otro objetivo es opirar las centrales nuclares bajo el concepto de excelencia.

Esta información solo es valiosa si se cuenta con un grupo capaz de procesar esta información, de tal modo que determine si se tiene impacto sobre la planta Laguna Verde, y se emita un paquete de modificación que evite se presente un evento ó problema sinhi lar. Esta responsabilidad recae sobre la Ofi cina de Ingeniería en caso de requerirse uni modificación al diseño.

EXPERI ENC

En la Tabla II se indican los diversos

documentos asociados con experiencia opera - cional que están siendo analizados por Ine niería y el avance en su solución. Es impoF-tante hacer notar el número relativamente elevado de documentos disponibles para anál i si 5

Los últimos dos tipos de documentos de la Tabla II son generados en la planta Lagu na Verde y se debe enfatizar que la descrip-ción del evento ó inconformidad en estos d cumentos es importante, pero lo es más aún el determinar la causa raíz que originó el problema. Lo anterior es fundamental para la toma de decisiones adecuadas cuando se trata de establecer tendencias ó problemas recurrentes.

PERAC TONAL

Tipo de Documento y Fuente Descripción del Doumnto

No. Documentos No. Documentos

Recibidos Resueltos

SER INPO)

1 SIL (General Electric)

TE (NRC)

RIC (Laguna Verde)

Reporte de Evento Significativo Estos reportes proporcionan una breve qescripción del evento. Contiene una sección de comentariosdoqde normalmente se indican las causas del evento, qué acciones se to-maron y sugerencias para evitarlo. 1

Cartas de Información. Usadas por GE para documentar cambios recomendados al equipo y procedimientos, así como transmitir informa ción relativa a condiciones de operación singulares y experiencias en p'antas con reactores de agua hirvien te.

Noticias de Información. Emitidas por la Comisión ReguladoraNuclear de los Es tados Unidos (USNRC) para dar información de un even: to ó condición que pueda ser relevante para la saluff y seguridad, salvaguardias y protección al ambiente

Reportes de Inconforniidad. Estos reportes se emiten por la Planta Laguna Verde cuando se encuentra una situación anómala, que no está de acuerdo al diseño, procedimientoó normas aplica-bles.

Eventos Reportables. Se emiten por la Planta Laguna Verde cuando ocurre un evento operacional no planeado ó bien cuando eso incu rre en alguna violación a las Especificaciones Técni-cas de Operacion.

112 36

111 47

372 323

857 462

136 122

T A B L AlII

4.- UN NUEVO PROYECTO.

Los lineamientos de política para la mo dernización del sector energético 1990-1994, plantean llevar adelante un programa bien definido de centrales estandarizadas, que permitan reducir costos, aprovechar los re - cursos humanos y apoyar a la industria nacio nal, desde la ingeniería hasta los componen-tes. Con base en estos criterios, adicional-

mente a Laguna Verde, se plantea incorporar para el año 2010, entre 1.6 0W y 5.5 GW.

Habiendo adoptado una 'cultura nuclear" y entendido que una planta nucleoeléctrica se debe diseñar no solo para contruirla, si no para operarla eficientemente durante 40 años o más, la CEE, utilizando a la Oficina de Ingeniería del Proyecto Laguna Verde, tie ne la oportunidad y responsabilidad de partl

cipar activamente para que los lineamientos 1 turbina de alta presión, 1 paso de re del párrafo anterior se lleven a cabo. Se de calentamiento y 1 turbina de baja pre be mencionar que los primeros frutos de la - sión acopladas al generador eléctric. experiencia se están recogiendo con la ejecu El ciclo térmico tiene 2 etapas de bom- ción de la Unidad 2 de Laguna Verde, la cuaT beo y 6 pasos de calentamiento en una es una Unidad 1 mejorada, sola fila. Esto se muestra en la Figura

Aunque el motivo de este trabajo no es el sugerir la tecnología para las centrales estandarizadas futuras, ni tampoco describir las tecnologías disponibles, es importante postular los objetivos claves para la posi - ble futura planta estándar en México: -

- Diseñar una planta cuya operación sea más simple

- Utilizar sistemas de seguridad pasivos (actualmente en desarrollo), en lugar de sistemas activos, que no requieran acción por parte del operador durante eventos anormales.

- Utilizar la última tecnología disponi

el -

ble. -

- Diseñar una planta que compita con otras tecnologías generadoras de eléc - tricidad.

El SBWR como ejemplo de la nueva generación de plantas.

Dentro de la tecnología de reactores de agua hirviente (BWRS) se tienen 2 nuevos di seños: el reactor de agua hirviente avanzada (ABWR) y el reactor de agua hirviente simpli ficado (SBWR). Ambos conceptos surgen de la buenas características operacionales que han demostrado los BWR convencionales del tipo Laguna Verde. El ABWR ha terminado su desa - rrollo y se espera que inicie su operació comercial en Japón en 1996; este reactor tie ne una capacidad de 1350 MWe. En cuanto al - SBWR, se encuentra aún en proceso de desarro ib, se espera tener su diseño certificado - hacia 1995 y tiene una capacidad de 600 MWe. Sin embargo, considerando que el SBWR es un diseño tipo Laguna Verde simplificado y con un tamaño compatible con la red eléctrica na cional, se utiliza al SBWR como ejemplo en - este trabajo.

Es importante aclarar que el diseño ac-tual de Laguna Verde refleja las tecnologís disponibles durante su proceso de construc - ción y que continúa incorporando tecnologTa de vanguardia, como es un nuevo sistema de información en línea computarizado, para ga-rantizar un alto nivel de seguridad en cum- - plimiento con la normativa vigente. Por ofra parte, el concepto del SBWR implementa sim - plificaciones derivadas precisamente de ls experiencias adquiridas durante la ingenie - ría, construcción y operación de los reacfo-res de agua hirviente, buscando reducir tiim pos de construcción y los costos durante to das las etapas del proyecto. Con esto en mn te se describen las características principi les del SBWR, comentando a la vez el diseño de Laguna Verde.

En el SBWR se utiliza un ciclo directo, con circulación natural en el núcleo y baja densidad de potencia nuclear. El sistema del turbogenerador consta de:

Laguna Verde también utiliza: un ciclo directo, con circulación forzada en el núcleo mediante 2 bombas de recircula - ción externas a la vasija del reactor. El sistema del turbogenerador está cons tituído por: 1 turbina de alta presión, 2 separadores de humedad cada uno con dobl e paso de recal entami ento y 2 turbi nas de baja presión acopladas al gener dor eléctrico. El ciclo requiere de 3 etapas de bombeo y 6 pasos de calenta - miento en doble fila.

Además de eliminar con el SBWR las bom bas y tuberías externas de recircula ción forzadas con sus válvulas y site-mas de control e instrumentación asocTa das, es importante aclarar que la circ lación natural es un diseño plenamente probado. Laguna Verde puede alcanzar hasta un 50% de potencia nominal con circulación natural; y Dodewaard en Ho-landa ha producido energía eléctrica - por 25 años con circulación natural, a un factor de capacidad promedio del 84%.

El SBWR utiliza una vasija del reactor relativamente grande, rodeada por un sistema pasivo de supresión de presión de la contención que incluye grandes al bercas de agua, las cuales inyectarían agua a la vasija por gravedad con el ob jeto de mantener el núcleo cubierto coT agua en caso de emergencia. Lo anterior requiere la despresurización del reac - tor por medio de 6 válvulas de desprisu rización de tipo explosivas. Estos con ceptos se muestran en la Figura 12. -

La vasija de presión del SBWR mostrada en la Figura 13, tiene 24 metros de al to y 7 metros de diámetro excepto en l fondo donde tiene 6 metros. La altura de esta vasija es un factor clave para establecer la circulación natural reque rida a través del núcleo. La chimenea en el espacio existente entre el tope del núcleo y el separador de vapor mejo ra dicha circulación. El diámetro de li vasija es mayor en la parte superior pa ra incrementar el inventario de agua - arriba del núcleo. El diámetro es menor en el fondo para reducir el volumen a reemplazar para suministrar enfr*amien to del núcleo. La gran reserva de agu arriba del núcleo proporciona a los sis temas automáticos un tiempo amplio par restablecer el nivel de agua utilizando sistemas no relacionados con seguridad, evitando actuaciones de los sistemas de emergenci a.

Adicionalmente, en el evento de un acci dente de pérdida de refrigerante el nú cleo del SBWR no perdería mucho inventa rio de refrigerante, debido a que se han eliminado todas las boquillas gran-des en la parte baja de la vasija.

En Laguna Verde el agua requerida para el enfriamiento del núcleo es bombeada utilizando sistemas activos desde una alberca de supresión, ubicada por deba-jo de la vasija ó bien desde tanques ex ternos al edificio del reactor.

En cuanto a la vasija de Laguna Verde, ésta tiene 21 metros de alto y 5 metros de diámetro a todo lo largo del cilin - dro. Tiene 12 boquillas grandes ubic - cas en la parte baja de la vasija, por debajo del núcleo del reactor. Estas bo quillas están asociadas con las dos l neas del sistema de recirculación forza da; la rotura de una línea en la suc - ción de su bomba asociada es el AccTden te Base de Diseño por pérdida de refri gerante, para el cual se diseño Lagun Verde.

El SBWR cuenta con un sistema pasivo de enfriamiento de la contención el cual no requiere acción del operador por va-rios días. Este enfriamiento involucri la utilización del condensador de aisla-miento para condensar el vapor que ha sido liberado a la contención en un ac-cidente, como se indica en la Figura T4. El vapor se conduce por circulación na-tural hacia el lado de tubos donde se condensa rápidamente. El condensado re-torna por gravedad a la vasija y los a ses no condensablesse ventean en forma pasiva a la alberca de supresión. Los condensadores de aislamiento se conside ran una tecnología aceptada que se ha - usado éxitosamente en las generaciones anteriores de reactores de agua hirvien te, por ejemplo en Santa María de Garo ña en España, como dispositivos de coT-trol de presión durante eventos de ai- - lamiento. -

Por otra parte, después de una secuen - cia de despresurización e inundaciónde la vasija del reactor en el SBWR, se tiene suficiente agua en los sistemas de enfriamiento por gravedad y en las albercas de supresión para inundar la contención hasta cuando menos un metro por arriba del combustible. Consecuente mente el núcleo permanecerá enfriado in definidamente después de un accidente - de pérdida de refrigerante. Esto se ilustra en la Figura 15.

En Laguna Verde para el enfriamiento ó la inundación de la contención se utili zan sistemas de bombeo y válvulas, que succionan el agua requerida desde la al berca de supresión u otros tanques ex: ternos.

El SBWR utiliza tecnología de vanguar - dia desarrollada para otros reactore avanzados como el ABWR. Algunos ejem - plos de avances tecnológicos son: ba - rras de control electrohidraúlicas,ins trumentación y control digital y cablea do eléctrico multiplexado.

El núcleo del SBWR, al igual que el res to de los reactores de agua hirviente, se diseña para utilizar diseños estánda res de combustible nuclear.

Este núcleo del SBWR se diseña para te ner una densidad de potencia de solo 42 KW/litro. La baja densidad de poten-cia resultaría en una mejor economía del ciclo de combustible utilizando ci- - clos de 24 meses (Laguna Verde tiene por el momento ciclos de 12 meses). Es-ta baja densidad de potencia se traduce en mejores márgenes de estabilidad tér micos e hidrodinámicos, en comparación con plantas que se encuentran actualmen te en operación. Adicionalmente, el pri blema de fragilización en la vasija deT reactor, que no se ha presentado en otros reactores de agua hirviente, tam-poco sería un problema en el SBWR debI-do a esta baja densidad de potencia.

Por lo que se refiere a su maniobrabili dad el SBWR tiene márgenes inherentes - debido a características como un inven-tario de agua mayor en una vasija de presión más grande previamente discuti das, lo que reduciría eventos como la apertura de válvulas de alivio en el evento de un aislamiento. La capacidad de manejo de transitorios utilizando sistemas de operación normal se ha in - crementado, con el uso de bombas de - agua de alimentación movidas por motor eléctrico y bombas de los actuadores de barras de control de alta capacidad pa ra controlar transitorios y accidentes. En ausencia de un sistema de control de recirculación para reducir ó aumentar potencia, el SBWR cuenta con 177 barras de control (con una unidad de control hidraúlico para cada par de barras), al gunas de las cuales se mueven en grupo simultáneamente, para dar seguimiento a la demanda de carga hasta una razón de 5%/minuto.

En Laguna Verde cuando se tiene aisla miento a altos niveles de potencia - abren las válvulas de alivio; si se tie ne aislamiento se pierden las bombas di agua de alimentación ya que éstas son movidas por turbinas de vapor, accionán dose por lo tanto los sistemas activos de emergencia de alta presión (RCIC y/o HPCS). Laguna Verde cuenta con 109 ba - rras de control (con una unidad de cm-trol hidraúlico por barra) y se mueveii una a una, por lo que la capacidad de seguimiento de carga utilizando estas barras es limitada; sin embargo el se-guimiento se efectúa en forma altamente conveniente aumentando ó disminuyendo el caudal de recirculación.

En cuanto a la construcción del SBWR las simplificaciones discutidas conan telación en el ciclo de turbina, utill zando por ejemplo una sola fila de ca lentadores de agua de alimentación, re ducen el volumen del edificio de turbI-na en un 45%, en comparación con otras plantas con reactores de agua hirviente de la misma capacidad.

La eliminación de muchas de las bombas, válvulas operadas por motor y otros equipos activos requeridos para control de transitorios y accidentes, resultan en que el SBWR no requiere un complejo

de generadores-diesel de emergencia con su equipo de control y distribución. Es ta y otras simplificaciones han resulta do en una reducción substancial en el - espacio requerido para contener el equi po relacionado con seguridad, consoli dandoáreas. Ene] SBWR, la necesidai de estructuras clase sísmica 1 se redu-ce a ]as que contengan equipos asocia- - dos directamente con e] reactor segúi se muestra en la Figura 16. En Laguna Verde de 5 edificios principales por - Unidad, 3 son estructuras Sísmica 1

La idea bésica en e] arreglo general del SBWR es minimizar el número de edificios en e] complejo de generación de potencia, con las instalaciones para tratamiento de

i agua y desechos radiactivos futuros de un la do del complejo y el equipo eléctrico y la sub-estación del otro lado. Con esta misma idea de minimizar edificios, dentro del edi-ficio del reactor se tienen: desechos radiic tivos, talleres calientes, el cuarto de con tro] y el centro de apoyo técnico, como se - ilustra en la Figura 17.

En este mismo edificio de] reactor, en la denominada envolvente de seguridad: el equipo re]acionado con seguridad se agrupa alrededor de la estructura del contenedor, se tiene una separación por cuadrantes para

las divisiones eléctricas, se controla el acceso al equipo de seguridad; adicionalmen-te la envolvente presenta una barrera adicTo nal al control de fugas. En cuanto a los si? temas auxiliares, éstos se ubican alrededor del perímetro de la envolvente de seguridad dentro de 4 compartimientos mayores; con es-tose mejora la resistencia contra inundacTo nes, el control de radiación y el control di personal

El SBWR se di seña para que su construc-ción sea a base de módulos de estructuras 7 equipos lo cual requiere de una sola grúa de 800 toneladas en el sitio. Los intercambiado res de calor principales se colocarían en - las elevaciones inferiores para permitir su instalación desde los inicios de la construc ción. Se habla de pre-fabricar módulos como el pedestal del reactor, las albercas, etc. Un programa de construcción bien administra-do podría permitir la realización del proyic toen tiempo y costos razonables. -

La implementación del Proyecto SBWR.

El OIEA acaba de publicar en Julio del 90, el tercer borrador del reporte titulado Requisitos del propietario para evaluar sis

temas en reactores avanzados. Este reporte contiene una serie de requisitos que se mues tran en la Tabla III y que pueden ser utilizi

REQUISITOS PARA EVALUACION

DE SISTEMAS DE REACTORES AVANZADOS

- Vida de diseño de la planta. - Características inherentes al diseño de la planta. - Simplicidad. - Estandarización. - Modularizacón. - Mantenimiento e Inspeccion. - Exposición a la radiación. - Factores humanos. - Utilización de sistemas pasivos. - Protección contra eventos externos. - Flexibilidad del ciclo de combustible. - Almacenamiento de combustible. - Tamaño de planta. - Disponibilidad de planta y factpr de capacidad. - Maniobrabilidad de la planta. - Requerimientos de personal. - Impacto ambiental de la operación normal. - Impacto ambiental de transitorios y accidentes. - Estado del desarrollo de] diseño. - Estado de la calificación del combustible. - Estado del proceso de licencia. - Protección a la inversión capital. - Universalidad del diseño. - Costo de generación. - Transferencia del diseño para evaluación del impacto ambiental. - Disposición del combustible. - Consistencia con otras industrias. - Uniformidad de diá]ogo. - Viabilidad de proveedores de equipo. - Capacidad de servicios fuera de la planta.

T A B L A I I I

dos como una lista de verificación. De hecho, algunos de estos conceptos fueron discutidos superficialmente en párrafos anteriores cuan do se enunciaron tanto las características - del SBWR como las de Laguna Verde.

Dada su cultura nuclear y la experien - cia derivada de Laguna Verde, el personalde ingeniería del Proyecto Laguna Verde está plenamente calificado para analizar y discu-tir a profundidad cada uno de los puntos d la Tabal III.

Como es de esperarse,las "vivencias del personal de Laguna Verde son en un reac-tor de agua hirviente. Dicho personal tiene las lecciones de los problemas y soluciones de ingeniería y diseño, constructibilidad, pruebas, adquisición de equipos y servicios y comportamiento operacional.

Siendo el SBWR un reactor de agua hir - viente, la ejecución de un proyecto de este tipo no debe de presentar problemas técnicos desconocidos. El hecho de tener menos equi - pos activos podría simplificar la ingenieiía y el mantenimiento de este nuevo proyecto. De la misma manera el tener una participa - ción mayor de estructuras, sistemas y compo-nentes categorizados como no relacionados - con seguridad, ayudaría a fomentar la parti-cipación de la industria nacional al obviaF los requisitos de seguridad nuclear, asegura miento de calidad y calificación sísmica-arn biental

Tomando en cuenta que en el SBWR se han segregado claramente las áreas relacionadas con seguridad de las no relacionadas y la se paración divisional de los sistemas y compo-nentes relacionados con la seguridad, los - problemas de interacción entre sistemas y se paración divisional no se deben presentar. -

Sin duda, la mayor ventaja del personal con las "vivencias" de Laguna Verde es su ca pacidad de saber pedir y saber comprar, con una perspectiva de 40 años ó más, en lugar de una perspectiva de simple constructor. Es tas vivencias permitirían la consideración - práctica de conceptos que afectan la opera - ción de la planta como son: los accesos pra mantenimiento e inspección, en servicio, la administración de la configuración, las par tes de repuesto, el cumplimiento con las e-pecificaciones técnicas de operaci6n, etc. desde el inicio de la ingeniería.

5.- CONCLUSIONES.

Laguna Verde no es solo una instalación física que genera electricidad y que es segu ra, sino también un grupo calificado e iden tificado con la energía nuclear. El reto d este grupo, en estos días, es lograr que La-guna Verde opere a un alto factor de capacT-dad que pruebe las bondades de la nucleoel'c tricidad en comparación con otras tecnolo gias

Dicho grupo hizo Laguna Verde y tiene una idea muy clara de cómo se construye una planta con un reactor de agua hirviente y de cómo se comporta la planta en estado esta - ble y en transitorios. En este trabajo se utilizó el SBWR como un ejemplo, pero toman-

do en cuenta que éste es la posible versión simplificada de Laguna Verde, existen bases para afirmar que el SBWR se puede hacer y ha cer bien, una vez confirmada su viabilidad.

El SBWR, es interesante técnicamente, pero no es precisamente un reto tecnológico. El verdadero reto es ejecutarlo en un peno-

,do que no rebase los 6 años y que sus costos sean razonables. Este tiempo de ejecución es posible si se preserva y fomenta a nivel na-cional la capacidad de decisión, la capaci -dad de compra y manufactura y si existe la voluntad nacional de unir esfuerzos en inge-niería para que todo esto sea posible.

Un reactor simplificado le presenta la oportunidad a México y a su ingeniería, de probar que las plantas nucleares pueden ser más simples y más baratas, pero más que todo el demostrar que la energía nuclear continúa siendo una opción viable para suministrar energía eléctrica a México. El año 2010 no está muy lejos.

ETAPAS DE LAGUNA VERDE

- ESTUDIOS DE SITIO

EVALUACION Y ADJUDICACION

DE CONTRATOS

- CR!IEROS DE DISEÑO ESPECIFICACIONES - INST&LACION

DE EQUIPO - MOITAJE - DIAGRAMAS Y ARREGLOS - PRUEBAS

- 08JETIVOS Y CRITERIOS DE PRUEBA

- MODIFICACIONES DE CAMPO

- PRUEBAS DE ARRANOUE

1968 1970 1972 1975 1985 1988 1990

INGENIERIA

PRELIMINAR INGENIERItt

BÁSICA INCENIERIA

CONCEPTUAL INGENIERIA

DE DETALLE INGENIERIA

DE SITIO

ETAPA ETAPA DE PUESTA CONSTRUCTIVA EN MARCHA Y

ARRANQUE

IN(ENIERIA DE

SOPORTE TECNICO

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JEFATURA DE SOPORTE TECNICO

GARANTIA 1 DE INFORMÁTICA

CALIDAD 1

JEFATURA 1 COORDINADOR JEFATURA 1 EAURA 1 JEFATURA 1 JEFATURA JEFATURA JEFATURA

DE 1 CAIJFICACION DE DE

[TECNICA

DE DE DE DE ANALISIS ESTRUCTURAS! 1 DE EQUIPO SISTEMAS ORDINACION INCENIERIA 1 1 SISTEMAS 1 INCENIERIA NUCLEARES

TUBERIAS 1 1 MECÁNICOS 1 1 IDE SITIO UlI 1 ELECTRICOS 1 DE SITIO U2 1 1 AQIBIENTALES

SUPERVISOR SUPERVISOR' ISUPERVISORI SUPERVISOR' 'SUPERVISOR SUPERVISOR 1 SUPERVISOR II SUPERVISOR SUPERVISOR1 ISUPERVISORI SUPERVISOR

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ESTRUCTURAS MATERIALES TUBERIAS 1 MECANICA II H.V.AC. DESECHOS 1 RADIACTIVOS 1 ELECTRICOS U INSTRUMENTACION 1 FISICA APLICADA

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INC-ENIERIA AMBIENTAL

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ELECTRICA FLUX CCARS

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MECANICOS ESTRUCTURALES

NUCLEARES ELECTRICOS

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CODIGOS DE COMPUTADORA PARA DISENO Y ANALISIS

SBAL RELAP IV HBAL RELAP y MECÁNICA CONTEMP

SBAL CONTEMP

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SBAL DESECHOS RADIACTIVOS

MERGE B!SON SLAVE CONVERT POLGEN..B ECLIPSE PRESTO_B ANÁLISIS FALC POST_PRO FCSII RAMON&38 NUCLEARES HAULOAD RECORD MD1 RFCARE MD2 PETRA FIBWR SPL

RELAP IV SBAL FISICA RELAP y HBAL PATH CONTEMP APLICADA

XOODOO METEORO SHIRAZI-D HURAC2 ANÁLISIS PRITCHAR CRACII AMBIENTALES PAUUK CAAC

FIGURA 8

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ARREGLO GENERAL DEL SBWR

1 SUB-ESTACION

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ESTRUCTURA SISMICA 1

EDIFICIO DEL TURBOGENERADOR E-- EDIFICIO

DEL REACTOR

EIIIEiIII

TRATAMIENTO DE AGUA Y ALMACENAMIENTO

1 1

ALMACENAMIENTO 1 FUTURO DE

COMBUSTIBLE n TRATAMIENTO FUTURO DE DESECHOS

FIGURA 16

ARREGLO DEL EDIFICIO DEL REACTOR SBWR

1 ÁREA DE CONTROL 1

1 AIRE ACNDICIONADO 1

AUXILIARES AIRE DE SERVKIO AIRE DE iNS IRUMENTOS AREA DE SERVICIO AIRE ACONDICIONADO

FUNCIONES RELACIONADAS CON SEGURIDAD

FRONTERA DE PR[SION

VASIJA DEL REACTOR CONDENSADOR DE AISLAMIENTO ENE RIAMIENTO POR GRAVEDAD ENFRAMIEMTO DE LA CONTENCION CONTROL LIQUIDO EN RESERVA CONTROL DE ATMOSFERA DE CONTENCION

ENVOLVENTE DE SEGURIDAD

TABLERO DE APAGADO REMOTO CUARTO DE MONGOREO AREA DE BAIERIAS TABLERO DE BARRAS DE CONTROL

FUNCIONES NO RELACIONADAS AUXILIARES NUCL[AR[S

AlMACENAMIENTO DL COMBUSTIBLE GASTADO SisíLMAS DE EWFRAMI[NTO ALBERCAS DE COMBUSTIBLE AIRE ACONDICIONADO

FUNCIONES NO RELACIONADAS TRATAMIENTO DE DESECHOS

LIQU IDOS

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FUNCIONES NO RELACIONADAS

AGUA DE SER\CIO AGUA DE ENFRIAMIENTO SISTEMA DE CONDENSADO GENERADORES DIESEL

FIGURA 17

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