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DESCRIPCION GENERAL DEL DISEÑO MECANICO DEL RECIPIENTE DE PRESION E INTERNOS DEL REACTOR CAREM Diez F.1 Horro R.2 1:(INVAP Ingeniería S.A.), 2:(INVAP S.E.), RESUMEN: En este trabajo se describen el recipiente de presión del reactor CAREM y sus principales componentes mecánicos internos y se exponen los requerimientos funcionales y criterios aplicados para su diseño junto con una reseña de la normativa aplicable en cada caso. ABSTRACT: This paper presents a brief description of the CAREM reactor pressure vessel and its main internal mechanical components and summarizes the functional requirements and approaches applied for their design, together with a review of the normative applicable in each case. 1.- INTRODUCCIÓN El CAREM es un proyecto desarrollado en forma conjunta por la Comisión Nacional de Energía Atómica e INVAP, consistente en un reactor de agua presurizada innovativo, cuyo prototipo será de pequeña potencia (100MWt, aproximadamente 25MWe) que implementa soluciones de diseño no convencionales. La circulación del refrigerante del núcleo es realizada por convección natural y el sistema primario es del tipo integrado, lo que significa que tanto el núcleo como los mecanismos de control de elementos absorbentes, los generadores de vapor y el sistema de presurización están contenidos dentro de un mismo recipiente de presión (fig.1). Básicamente se ha resuelto el diseño por medio de tres componentes principales, el recipiente, los doce generadores de vapor helicoidales ubicados internamente en su periferia, y un cartucho denominado “Barrel” en el que se alojan los componentes del reactor (figs. 2 y 3). En el domo del recipiente una cámara de vapor, actúa como presurizador. La fuerza impulsora es producida por la diferencia de densidad a lo largo del circuito refrigerante y alcanza a compensar todas la pérdidas por fricción y de carga, produciendo el necesario caudal de refrigeración del núcleo. La convección natural se establece gracias a la ubicación de los generadores de vapor que se encuentran arriba del núcleo. El refrigerante actúa también como moderador. 2.- ALCANCE Este trabajo comprende la descripción de los siguientes ítem:

a) Recipiente de Presión del Reactor (RPR). b) Soporte del RPR b) Barrel c) Grilla Inferior de Núcleo (GIN). d) Envolvente de Núcleo (EN). e) Estructura Guía Superior de Núcleo (ESN). f) Columna Guía de Barras de Mecanismos (CGBM). g) Barras de Mecanismos (BM) h) Disco Soporte de Mecanismos (DSM) i) Estructura de Alimentación y Sujeción de Mecanismos (EASM)

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j) Mecanismos de Control de Elementos Absorbentes (MCEA) k) Sistema Separador de Flujo (SSF) l) Generadores de Vapor (GV)

Se excluyen los Elementos Combustibles y los Elementos Absorbentes, los que se describen en la referencia [1], presentada en esta misma Reunión. 3.- CRITERIOS Y REQUERIMIENTOS GENERALES DE DISEÑO DEL RECIPIENTE DE PRESIÓN DEL REACTOR Y SUS INTERNOS (RPR&I)

• El Circuito Primario es de tipo de agua a presión (PWR) integrado, el Recipiente de Presión del Reactor (RPR) aloja 12 Generadores de Vapor en su interior. Los mismos cuentan con una conexión integrada al RPR que permite la entrada de condensado y la salida de vapor sobrecalentado. El diseño del conjunto deberá permitir desmontar y reemplazar a cada uno de los GV desde la boca del RPR.

• El RPR contiene también al Barrel, que aloja el núcleo del reactor, y que junto con el Sistema Separador de Flujo (SSF) materializa la división entre rama caliente y rama fría del circuito primario. El barrel a su vez contiene todos los elementos de la cadena cinemática para accionamiento y control de los Elementos Absorbentes (EEAA). El diseño del conjunto permitirá una única posición de montaje de cada interno.

• Se deberán adoptar soluciones constructivas que permitan el montaje y desmontaje de componentes internos, así como la conexión y desconexión de componentes y sistemas asociados con la seguridad y operación del reactor.

• La circulación del refrigerante primario es por convección natural, por lo tanto, se procurará minimizar las caídas de presión y cambios bruscos de dirección de flujo.

• Se deben minimizar las tareas de construcción y montaje en planta. • Se debe maximizar el transporte de componentes armados, de manera de reducir

los costos del transporte y los tiempos de montaje en el sitio de emplazamiento. • Se deben evitar zonas de estancamiento de agua que den lugar a concentraciones

de oxígeno que provoque corrosión localizada, acumulación de sedimentos activos o activables o concentración de productos de radiólisis, como por ejemplo posibilidad de mezclas detonantes de H2-O2.

• El recambio de combustible se hará en forma remota y manual. • Se debe evitar o al menos reducir al mínimo indispensable el uso de elementos de

fijación roscados o susceptibles de desprenderse dentro del RPR. En los casos en que se deba recurrir a su empleo, se los deberá asegurar convenientemente.

• El Aseguramiento de Calidad seguirá los lineamientos del Código ASME NQA 1 “Quality Assurance Requirements for Nuclear Facility Applications”.

4.- RECIPIENTE DE PRESION DEL REACTOR (RPR) Se trata de un recipiente resistente a la presión, construido en acero ferrítico, con un recubrimiento interno de acero inoxidable e Inconel. El cuerpo del RPR se compone de un fondo semiesférico, virolas cilíndricas intermedias, una transición u “hombro” con forma de zona esférica y la brida que conforma la boca. La tapa se compone de una brida y un casquete con forma de segmento esférico (figs 2 y 3). Tanto el cuerpo como la tapa tienen conexiones para procesos e instrumentación. La altura aproximada del conjunto es de unos 11000 mm y su diámetro interno es de 3160 mm.

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4.1.- FUNCIÓN

El RPR es un componente contenedor de la presión generada por el aumento de temperatura y cambio de fase del fluido refrigerante del circuito primario. Contiene el núcleo del reactor con sus mecanismos de control y soportes, los Generadores de Vapor (GV), el fluido refrigerante que transfiere el calor del núcleo a los GV y componentes cuya función es encausar la circulación del refrigerante. Actúa como una barrera contra el escape de material radiactivo al exterior.

DATOS CARACTERÍSTICOS

DIMENSIONES GENERALES Alto aproximado 11200 mm Diámetro Interno 3160 mm CONDICIONES DE PROYECTO Código de Diseño ASME III Subsection NB Presión de Operación 12.25 MPa absolutos Temperatura de Operación 326 ºC Presión de Diseño 14.5 MPa absolutos Temperatura de Diseño 340 ºC MATERIALES Recipiente ASME SA 508 Grado 3 Clase 1 Recubrimiento interno AISI 347 + Inconel 600 Espárragos ASME SA 540 Grado B23 Clase 4 PESOS Recipiente 1400000 N Internos 570000 N Agua y vapor (en operación normal) 300000 N Agua (en prueba hidráulica) 630000 N

4.2.- NORMATIVA APLICABLE

El RPR deberá ser diseñado y fabricado de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NB (Class 1 Components).

4.3.- CRITERIOS Y REQUERIMIENTOS GENERALES DE DISEÑO

• El diseño deberá facilitar la convección natural del fluido refrigerante, evitando en lo posible cambios bruscos de dirección de flujo y procurando minimizar las caídas de presión.

• El diseño deberá facilitar tanto el acceso al interior del RPR, como las tareas de inspección y mantenimiento.

• Todas las partes y componentes que integran el RPR, con excepción de las piezas específicamente diseñadas para un reemplazo fácil, serán apropiadas para una vida útil de por lo menos 40 años.

• El RPR se construirá en acero ferrítico con un revestimiento interno (cladding) de acero inoxidable austenítico (ver pto. 4.6 Requerimientos de Materiales). Los materiales en contacto con el agua serán de alta resistencia a la corrosión y al desgaste, esto último cuando el uso lo requiera.

• Todas las tuberías y/o penetraciones del recipiente estarán por encima del soporte del recipiente y de las salidas de los generadores de vapor y serán asimismo del mínimo diámetro posible.

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• Todas la penetraciones del RPR deberán verificar que, estando el primario en condiciones nominales de presión, la falla única o rotura de la tubería correspondiente, no producirá un ritmo de pérdida de masa superior a 40 kg/s.

• La configuración de las cañerías internas será tal que, en caso de LOCA de la cañería en cuestión, se minimice la pérdida de refrigerante en estado líquido, a fin de no disminuir la capacidad de refrigeración del núcleo.

• El RPR no tendrá ninguna soldadura longitudinal. En el diseño se evaluarán los efectos de daño por radiación, que deberán ser minimizados, distribuyendo adecuadamente las soldaduras y/o incluyendo los blindajes apropiados.

• Se establecerá la Inspección en servicio de acuerdo a lo indicado en el Código ASME, requiriéndose que las soldaduras del RPR puedan ser inspeccionadas tanto desde el interior como del exterior del mismo.

• La tapa del reactor y los elementos de cierre del RPR como juntas, espárragos, tuercas, arandelas, herramientas, utilajes, dispositivos de manipuleo, apriete, sistema de control de fugas, purgas, monitoreo, etc. conformarán un sistema integrado de diseño, provisión y operación, sin afectar su condición de parte o componente del RPR. Dicho conjunto será denominado Sistema de Cierre del RPR.

• Se deberá considerar la implementación de un programa de vigilancia sobre el RPR (ver pto. 4.5.4) con probetas para ensayos de resistencia mecánica y determinación de la temperatura de transición dúctil-frágil.

• El RPR no llevará aislación térmica junto a la pared, para simplificar las inspecciones.

• Se deberá proteger la pared del RPR contra efecto de calentamiento por radiación gamma (ver pto. 7.1)

• El soporte del recipiente estará ubicado y diseñado de forma tal de minimizar la amplificación del espectro sísmico transmitido al RPR&I a través de la estructura del edificio (ver además pto. 5).

• El soporte del recipiente de presión deberá estar alejado de zonas de concentración de tensiones o de flujo neutrónico intenso.

• Se usaran válvulas de alivio para limitar picos de presión, de acuerdo a los requerimientos de ASME III.

• El RPR debe ser transportable. 4.4.- REQUERIMIENTOS PARTICULARES DE DISEÑO

El esquema de cierre de la tapa del RPR se basa en la instalación de dos sellos metálicos O'Ring o C´Ring en serie, uno interno directamente sometido a la presión y en contacto con la atmósfera interna del RPR en servicio, y otro externo de reserva, que comienza a actuar solo en caso de falla del sello interno. Entre ambos sellos, va conectado un sensor apropiado para detectar el incremento de presión local que se produciría ante una eventual pérdida del sello interno. Como el sello externo es capaz de sostener por sí mismo la hermeticidad e integridad del sellado bajo la presión de diseño, en caso de falla del sello interno es posible programar una secuencia optimizada para su reemplazo y adecuar la operatoria a las necesidades del sistema. Los elementos que constituyen el cierre del RPR serán debidamente calificados en forma individual y en conjunto.

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4.5.- REQUERIMIENTOS DE MATERIALES

El material del RPR será acero SA 508, Grado 3, Clase 1, según ASME sección II, Parte A. Serán además de aplicación requerimientos suplementarios (S10, S11, etc.) y se establecerán restricciones en la composición (P, S, Cu, As, Sb, Sn). 4.5.2.- SOLDADURAS ESTRUCTURALES.

Toda soldadura debe conformar los mismos requerimientos mecánicos mínimos que el material base.

4.5.3.- MATERIAL PARA EL REVESTIMIENTO DE INOXIDABLE DEL RPR

El revestimiento del RPR consistirá de una o más capas de acero inoxidable austenítico y será del tipo plaqueado con banda (“strip cladding”) con un espesor total de 6 mm. Existen zonas que por razones funcionales deberán ser revestidas con Inconel (también con un espesor de 6 mm) típicamente aquellas donde apoyan internos.

4.5.4.- PROGRAMA DE VIGILANCIA

Se implementará un Programa de Vigilancia, el cual se aplicará fundamentalmente a verificar el estado de la barrera de presión del circuito primario y a detectar a tiempo el deterioro de la misma (presencia, evolución y aceptabilidad de defectos) así como tendencias adversas que podrían conducir a situaciones de inseguridad.

5.- SOPORTE DEL RPR El soporte consiste en una pollera de forma troncocónica sobre cuyo extremo superior va apoyado el RPR por medio del resalto previsto a tal fin en su cuerpo. El extremo inferior de la pollera descansa sobre la obra civil. La disposición de la pollera y de la obra civil es tal que la primera constituye una barrera entre las partes inferior y superior de la contención seca. Por tal motivo se le han practicado orificios que permiten la circulación del aire del sistema de ventilación y el acceso de equipo de inspección a la parte inferior del RPR. 5.1.- FUNCIÓN

• Transmitir la carga del RPR&I a la estructura del edificio de la Contención. • Proveer estabilidad estructural al RPR&I bajo condiciones de operación normales o

de falla del reactor. 5.2.- NORMATIVA APLICABLE

El soporte del RPR deberá ser diseñado y fabricado de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NF (Supports). Serán de aplicación las reglas particulares para soportes de componentes Clase 1.

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5.3.- CRITERIOS Y REQUERIMIENTOS GENERALES DE DISEÑO

El sistema de soportación del reactor debe satisfacer los siguientes requerimientos:

• Minimizar las aceleraciones, desplazamientos, esfuerzos y tensiones sobre el RPR por causa de solicitaciones estáticas, sísmicas y/o térmicas.

• El soporte deberá permitir la inspección en servicio del RPR. Por la misma razón deberá evitarse que el soporte constituya una barrera infranqueable entre la parte superior y la inferior de la contención seca.

• La parte del soporte en contacto directo con el hormigón de la contención no podrá superar la temperatura admisible para este último.

5.4- MATERIAL El material de la pollera será acero al carbono o acero de baja aleación según alguna de las especificaciones permitidas por el Código ASME (parágrafo NF-2121). 6.- INTERNOS Por “Internos” se entiende aquí al Barrel y todos los componentes montados en su interior y la EASM (ver fig. 2). El Barrel consiste en una estructura cilíndrica que cuelga de la boca del RPR, con ventanas en la parte superior para permitir la circulación del fluido refrigerante y que contiene en su interior al núcleo del reactor y a todos los componentes necesarios para el accionamiento de los Elementos Absorbentes:

a) Grilla Inferior de Núcleo (GIN). b) Elementos Combustibles (EECC) c) Envolvente de Núcleo (EN). d) Estructura Guía Superior de Núcleo (EGSN). e) Columna Guía de Barras de Mecanismos (CGBM). f) Elementos Absorbentes. g) Barras de Mecanismos (BM) h) Disco Soporte de Mecanismos (DSM)1 i) Mecanismos de Control de Elementos Absorbente (MCEA) j) Estructura de Alimentación y Sujeción de Mecanismos (EASM)

Se pretende lograr una unidad mecánica independiente del RPR, que aloje al núcleo y a los Elementos de Control. Dicha unidad tipo “cartucho” puede ser ensamblada y puesta a punto, prácticamente en su totalidad, fuera del RPR. El diseño del conjunto está orientado a facilitar las maniobras de recambio de combustibles, así como las tareas de mantenimiento e inspecciones que sean necesarias. La solución constructiva intenta minimizar la pérdida de carga en el circuito primario. El diseño por otra parte, permite la extracción total de los componentes alojados en el interior del Barrel. Estos componentes tienen una serie de requerimientos que deben satisfacer como conjunto y que se exponen a continuación:

1 El DSM conforma una unidad estructural con la CGBM, aun cuando poseen funciones diferenciadas. En este trabajo se ha seguido el criterio de tratarlos como dos componentes independientes.

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• El conjunto será diseñado buscando, en lo posible, el comportamiento sísmico como cuerpo rígido.

• Debe permitir el movimiento de las barras de control. • El diseño del conjunto deberá estar orientado a facilitar las maniobras de

recambio de combustibles, así como las tareas de mantenimiento e inspecciones que sean necesarias.

• La solución constructiva debe tener en cuenta el área de paso necesaria para minimizar la pérdida de carga en el circuito primario.

• Debe permitir la extracción total de los componentes alojados en el interior del Barrel.

• Debe ser inspeccionable en su totalidad. • Debe permitir el paso de conductos de instrumentación y/o proceso a la zona

inferior del recipiente de presión. • Se procurará lograr uniones sencillas entre los componentes estructurales; por

simple apoyo o encastre de los mismos, permitiendo una única posición de montaje de cada interno. Todos los componentes deben contar con elementos posicionadores y centradores (ranuras, pernos, guías, etc.) que aseguren el funcionamiento y la alineación de las barras de control y seguridad.

• Las deformaciones de origen térmico no deben inducir esfuerzos o tensiones por interferencia mecánica entre los componentes principales.

En los puntos que siguen se enuncian los criterios de diseño particulares de los internos. 7.- BARREL

El Barrel (fig. 4) consiste en una estructura cilíndrica que cuelga de la boca del RPR, y que contiene en su interior al núcleo del reactor y a todos los componentes necesarios para el accionamiento de los Elementos Absorbentes. Su extremo inferior esta guiado por una estructura solidaria a la pared interior del casquete inferior del RPR. La función de dicha estructura es aportar una reacción a las fuerzas horizontales, de origen hidrodinámico o sísmico, que puedan actuar sobre el Barrel. 7.1.- FUNCIÓN

• Alojar y soportar la carga de los elementos combustibles, componentes mecánicos del núcleo y elementos de la cadena cinemática de accionamiento de las barras de Control y transferirla a las paredes del recipiente de presión.

• Impedir el mezclado del flujo refrigerante ascendente con el flujo descendente que proviene de los generadores de vapor.

• Aportar blindaje térmico contra la radiación gamma.


El Barrel es esencialmente una estructura soporte de núcleo y como tal deberá ser diseñado y fabricado de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures).

7.3.- REQUERIMIENTOS GENERALES DE DISEÑO

• Minimizar la obstrucción del flujo refrigerante a la entrada del núcleo del reactor.

• Canalizar el flujo del primario hacia la entrada de los generadores de vapor, minimizando la pérdida de carga.

• Distribuir circunferencialmente la carga transmitida al recipiente de presión.

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• Debe permitir la extracción total de los componentes alojados en su interior. • Debe ser inspeccionable en su totalidad. • Debe ser totalmente extraíble del RPR, de forma tal que de un acceso franco al

lado interior del casquete inferior para la inspección de su soldadura; además de permitir la inspección del mismo Barrel en la Contención Húmeda.

• Los componentes estructurales podrán cumplir funciones adicionales como por ejemplo blindaje térmico o deflectores de flujo, etc.

7.4- MATERIAL

El Barrel se construirá en acero inoxidable austenítico.

8.- GRILLA INFERIOR DE NÚCLEO (GIN) El núcleo del reactor CAREM cuenta con 61 Elementos Combustibles insertados en un disco perforado o Grilla Inferior de Núcleo(fig. 5), que constituye el fondo de la estructura cilíndrica denominada Barrel. 8.1.- FUNCIÓN

Esta grilla tiene las siguientes funciones:

• Tomar por la boquilla inferior a los Elementos Combustibles y darles una orientación fija.

• Soportar el peso de los Elementos Combustibles y transferirlo al Barrel2. • Permitir la entrada del flujo refrigerante hacia los Elementos Combustibles.


La GIN deberá ser diseñada y fabricada de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures).


• Su diseño debe ser compatible con el de la boquilla inferior de los Elementos Combustibles.

• Debe imponer una única orientación para cada elemento Combustible. • Debe permanecer centrada respecto del Barrel y a la vez poder dilatar libremente

respecto del mismo. • La GIN debe poder retirarse totalmente del recipiente de presión, durante alguna

parada fría en la vida útil del reactor, para su inspección, reparación o recambio.

8.4.- MATERIALES Además de los problemas de corrosión comunes a los demás internos, en la selección del material se deberá tener en cuenta que las boquillas de los Elementos Combustibles van insertadas en los respectivos agujeros de la GIN. Por lo tanto el material (o el tratamiento superficial del mismo) deberá ser tal que minimice la probabilidad de deterioro superficial a través de las sucesivas operaciones de recambio de Elementos Combustibles.

2 La GIN junto con la GSN soportan a los EECC, pero sólo la primera recibe la carga correspondiente al peso propio de estos.

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9.- ENVOLVENTE DEL NÚCLEO (EN) La Envolvente de Núcleo (fig. 6) esta compuesta por:

• Un conducto poligonal de chapa, cuyos lados acompañan el contorno exterior del núcleo, y cuyos extremos son solidarios a dos marcos o cuadernas exteriores.

• Un marco o cuaderna exterior superior, que consiste en un disco con un calado interior constituido por una poligonal con la forma del conducto mencionado.

• Un marco o cuaderna exterior inferior, similar a la superior, aunque de menor diámetro, guiada por la pared interior del Barrel.

Se prevé, además, el agregado de una cuaderna exterior adicional (entre las cuadernas extremas) si surgiesen exigencias estructurales que lo justifiquen. 9.1.- FUNCIÓN

La EN tiene las siguientes funciones:

• Canalizar el flujo refrigerante por el interior del núcleo, permitiendo una fuga limitada (en by pass) entre la envolvente y la pared interior del Barrel.

• Alojar a la fuente neutrónica.


La EN no cumple funciones estructurales, al menos en lo que respecta a soportar el núcleo, por tal motivo no se considera mandatorio que el diseño y la fabricación respondan a una de las subsecciones del Código ASME. No obstante ello, dado lo crítico de su ubicación dentro del reactor, se recomienda que su diseño siga los lineamientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures) en lo que sea aplicable.


• Tal como se señaló en el pto. 9.1, la función principal de la Envolvente de Núcleo es canalizar el flujo de refrigerante primario hacia los EECC. Dicha función no implica un estado de cargas intrínseco significativo. Sin embargo deberán ser tenidas en cuenta durante el diseño de este componente cargas indirectas como las dilataciones diferenciales por heterogeneidad térmica y sensibilidad a vibraciones de baja frecuencia o de origen sísmico.

• Las paredes del conducto, y las cuadernas exteriores contarán con agujeros, que deberán satisfacer los requerimientos termohidráulicos para obtener una fuga limitada (en by pass) cuyo objetivo es evitar el estancamiento y la estratificación del agua entre la envolvente y la pared interior del Barrel. Además debe permitir la autocompensación de presiones entre ambos lados de la envolvente, ante un supuesto caso de descompresión súbita, evitando así una sobrecarga por presión en las paredes de la envolvente.

• La EN debe poder retirarse totalmente del recipiente de presión, durante alguna parada fría en la vida útil del reactor, para su inspección, reparación, recambio de detectores de flujo, etc.

• La cuaderna exterior superior contará con ranuras o pernos posicionadores, que permitan la dilatación diferencial entre la envolvente de núcleo y el Barrel, y que además mantenga centrado un componente dentro del otro. Dicha cuaderna, también deberá contar con los enganches o acoples necesarios para el posicionamiento, introducción o extracción de la envolvente de núcleo en el Barrel.

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9.4.- MATERIALES

Para el prototipo del CAREM se prevé la utilización de acero inoxidable austenítico en la construcción de la EN. Cuando se cuente con datos de su comportamiento en servicio podrá eventualmente considerarse la utilización parcial o total de chapa de zircalloy en futuros diseños.

10- ESTRUCTURA GUIA SUPERIOR DE NÚCLEO (EGSN) Este interno (fig. 7) consta básicamente de dos grupos de componentes: La Grilla Superior de Núcleo (GSN) por un lado y las Torretas y la Placa Guía Superior (PGS) por otro. Si bien estos elementos tienen algunas funciones bien diferenciadas entre sí, conforman un conjunto por razones estructurales. La Grilla Superior del Núcleo (fig. 8) consiste en una placa multiperforada, con un borde cilíndrico y chaflanado, alojada en el escalón interior previsto para tal fin en el Barrel y asentada sobre la cuaderna superior de la envolvente de núcleo. El escalón en el Barrel está provisto de guías que fijan la posición del la GSN, tomando las cargas horizontales que pudieran aparecer (por ejemplo en caso de sismo) sin restringir los desplazamientos radiales relativos entre ambos componentes debidos a la expansión térmica. Este interno cuenta con 61 agujeros en correspondencia con los EECC. Sobre la cara inferior de la GSN van montados tres pines por cada agujero, dispuestos en forma concéntrica a los mismos que encajan en tres vértices interiores (a 120° entre sí) de la caja hexagonal superior de cada EC. De ésta manera, se obtiene el posicionado de los extremos superiores de cada EC, y se absorbe parte de las cargas horizontales que pudieran aparecer sobre los mismos. Las Torretas (fig. 9) son componentes que guían a cada conjunto de Elementos Absorbentes, conocido como “araña”, a lo largo de todo su recorrido. Su cantidad es 28, 25 en correspondencia con las posiciones en planta de los MCEA más 3 en las posiciones de resguardo (posiciones en las que eventualmente podrían montarse mecanismos adicionales del SER en caso de necesidad). A fin de lograr un comportamiento estructural adecuado ante excitaciones de tipo sísmico, las torretas conforman una única estructura con la GSN, a la cual van bridadas, y la Placa Guía Superior, la cual las guía axialmente en su otro extremo. La PGS (fig.10) es un elemento estructural que vincula entre sí a las torretas por su extremo superior y a todo el conjunto con el Barrel, mediante guías dispuestas radialmente. Estas guías siguen la filosofía de diseño general de los internos del RPR, tomando los esfuerzos dinámicos horizontales, pero permitiendo la dilatación diferencial radial y axial entre componentes. 10.1- FUNCIÓN

• Posicionar los extremos superiores de los elementos combustibles. • Absorber parte de las cargas, y limitar los desplazamientos horizontales de los

EECC, relativos al Barrel, que pudieran darse como consecuencia de movimientos horizontales, como en el caso sísmico.

• La función principal de las Torretas es guiar a los EA, evitando movimientos laterales de los mismos que impidan o dificulten su deslizamiento y/o caída (Scram) y prevenir su avería o el deterioro del respectivo EC.

• La Placa Guía Superior tiene por función brindar continuidad estructural al conjunto de Torretas, aportando al conjunto rigidez ante excitaciones sísmicas.

10.2- REQUERIMIENTOS GENERALES DE DISEÑO

La EGSN, debe satisfacer los siguientes requerimientos funcionales:

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• Permitir las dilataciones o crecimiento longitudinal de los EECC. • Ofrecer suficiente resistencia a la extracción de un Elemento Combustible en el

caso de que sea arrastrado por un mecanismo de control o seguridad, trabado en los tubos guías del Elemento Combustible, durante su carrera ascendente.

• Ofrecer la mínima obstrucción posible al flujo ascendente del circuito primario. • Permitir el paso de las arañas con sus respectivos dedos de control en toda su

carrera ascendente-descendente. • La GSN debe poder retirarse totalmente del recipiente de presión, siendo ésta

una maniobra normal de cualquier parada fría para recambio de elementos combustibles.

• Permitir el pasaje de la instrumentación “incore”. • Todos los componentes de la EGSN se construirán en acero inoxidable

austenítico.

10.3- NORMATIVA APLICABLE

La EGSN deberá ser diseñada y fabricada de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures).

11- COLUMNA GUÍA DE BARRAS DE MECANISMOS (CGBM) La CGBM (fig. 11) es un componente suspendido y guiado por el Barrel mediante el DSM y guías inferiores En rigor la CGBM junto con el DSM conforman una unidad desde el punto de vista estructural, no así desde el funcional. En lo que sigue se ha preferido describirlos como dos internos independientes. La CGBM consta de una envolvente cilíndrica, dos grillas portabujes y bujes para el guiado de las BM (28 por cada grilla). Las grillas portabujes (fig. 12) consisten en anillos planos abulonados a las respectivas bridas de la envolvente y cuyo interior está cruzado por brazos sobre los cuales se disponen los bujes que guían a las barras de mecanismos. 11.1- FUNCIÓN

A la CGBM se le han asignado las siguientes funciones principales:

• Brindar apoyos intermedios a las barras de mecanismos, cuya función se describe en el pto. 12.1, para evitar excesiva flexibilidad estructural de las mismas y limitar a la dirección vertical la transferencia de esfuerzos entre las barras de mecanismos y las arañas portadoras de los dedos de control.

• Guiar la inserción de instrumentación en el núcleo. • Eventualmente podría servir como tope para evitar el desplazamiento axial de la

EGSN ante excitaciones sísmicas verticales superiores a 1g. 11.2- NORMATIVA APLICABLE

La CGBM deberá ser diseñada y fabricada de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures) en lo que sea aplicable.


• Obtener una estructura guía de mecanismos suficientemente rígida para evitar desalineaciones por flexibilidad de la misma durante su maniobra en parada.

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• Interconectar los espacios para permitir la circulación natural del fluido primario.

• Deberá poder retirarse totalmente del recipiente de presión, siendo ésta una maniobra normal de cualquier parada fría para recambio de elementos combustibles.

• Deberá contar con elementos que permitan el izaje, de la misma. • Deberá contar con elementos posicionadores y centradores (ranuras, pernos,

guías, etc.) que aseguren el funcionamiento y la alineación de las barras de control y seguridad.

• Las deformaciones de origen térmico no deben inducir esfuerzos o tensiones por interferencia mecánica entre los componentes principales de la CGBM.

• Se deben considerar las aberturas, y soportes necesarios para que la estructura permita el paso de conductos de instrumentación, proceso, etc.

• Se deberá optimizar las distancias entre grillas portabujes con el objeto de lograr la menor respuesta dinámica de las BM.

11.4- MATERIAL

La envolvente y las grillas porta bujes se construirán en acero inoxidable austenítico.

12- BARRAS DE MECANISMOS (BM) Son barras cilíndricas huecas con acoplamientos en ambos extremos que le permiten vincularse con el vástago del MCEA en su parte superior y con la “araña” de elementos absorbentes en su parte inferior. 12.1- FUNCIÓN

Las funciones de las BM son las siguientes: • Transmitir el movimiento vertical de los MCEA a las arañas portadoras de los

EEAA. • Permitir el acople a distancia con sus respectivas arañas, durante una parada de

recambio de combustibles • Mantener a las arañas colgadas, (aún en el punto de máxima inserción de los

dedos de control) mientras ambos componentes estén acoplados.

El acoplamiento entre BM y Araña por su parte tiene las siguientes funciones: • Vincular la BM con la respectiva Araña del EA. • Permitir las acciones manuales de acoplamiento y desacoplamiento a distancia. • Absorber diferencias de posición entre el extremo de la BM y la respectiva

Araña de EA.

12.2- REQUERIMIENTOS GENERALES DE DISEÑO Las BM deberán tener la máxima rigidez posible compatible con las condiciones de contorno que le impongan el resto de los componentes de la cadena cinemática. Deberán construirse en un material que posea adecuada resistencia a la corrosión del medio y al desgaste.

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13- DISCO SOPORTE DE MECANISMOS (DSM) Consiste en una placa circular con orificios con encastre tipo bayoneta para soportar a los MCEA y orificios para pasaje de instrumentación y comunicación de volúmenes (fig. 13). El DSM conforma una unidad estructural con la Columna Guía de Barras de Mecanismos (CGBM). Ambos componentes descansan sobre un escalón del Barrel. 13.1- FUNCIÓN

Sobre el DSM recaen las siguientes funciones principales y auxiliares:

• Brindar una posición y soportar a los MCEA3. • Soportar a la CGBM4. • Soportar a los tubos-guía de la instrumentación incore y posicionarlos

frente a las conexiones de la tapa del RPR. 13.2- NORMATIVA APLICABLE

El DSM deberá ser diseñado y fabricado de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures) en lo que sea aplicable.


• Contará con 28 alojamientos para los mecanismos, 25 para los MCEA del SAC y del SER más 3 previstos como resguardo (posiciones en las que eventualmente podrían montarse mecanismos adicionales del SER en caso de necesidad).

• Deberá tener un comportamiento sísmico de cuerpo rígido. • Deberá contar con agujeros de comunicación entre los volúmenes inferior y

superior del recipiente.

13.4- MATERIAL

El DSM se construirá en acero inoxidable austenítico.

14- ESTRUCTURA DE ALIMENTACIÓN Y SUJECIÓN DE MECANISMOS (EASM) Este interno (fig. 14), que apoya sobre la brida superior perforada del Barrel, esta constituido por un chasis que cumple las funciones estructurales y una serie de caños y conectores que canalizan el agua de alimentación a los Mecanismos de Control de Elementos Absorbentes (MCEA). El diseño es tal que el conexionado hidráulico entre las penetraciones del RPR y los MCEA se verifica automáticamente al montar este componente.

3 El DSM junto con la EASM soportan a los MCEA, pero sólo el primero recibe la carga correspondiente al peso propio de estos (el DASM brinda apoyo lateral en caso de sismo). 4 El DSM junto con el Barrel soportan a la CGBM, pero sólo el primero recibe la carga correspondiente al peso propio de esta (el Barrel guía axialmente a la CGBM).

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14.1- FUNCIÓN

• Conectar hidráulicamente cada Mecanismo con su correspondiente orificio de alimentación de agua del sistema hidráulico para accionamiento.

• Definir una guía para el extremo superior de los mecanismos MCEA (SAC y SER) que tome cargas horizontales, transfiriéndolas a la brida de la boca del RPR y permita la libre dilatación vertical de los mismos.

• Permitir el paso de los tubos guías de instrumentación incore hacia la tapa del RPR.

• En caso necesario, limitar la flexibilidad de los tubos guías de instrumentación incore.

• Brindar soporte y permitir el ruteo de los cables de instrumentación de los MCEA.


La EASM deberá ser diseñada y fabricada de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures) en lo que sea aplicable.


• Deberá poder permitir la alimentación y sujección de 28 MCEA, 25 del SAC y del SER más 3 previstos como resguardo (mecanismos adicionales del SER que eventualmente podrían montarse en caso de necesidad).

• Deberá contar con aberturas suficientes para evitar diferencias de presión entre sus caras y permitir la libre convección del vapor.

• Deberá garantizar una posición única de montaje. • Tendrá un comportamiento sísmico de cuerpo rígido. • Su diseño deberá minimizar la posibilidad de desgaste o enclavamiento de

las partes desarmables. • Deberá minimizar la distorsión de los pulsos hidráulicos para el comando

de los MCEA. • Deberá soportar la carga de presión de sus conexiones y garantizar la

estanqueidad de las mismas. • Deberá permitir el conexionado hidráulico simultáneo, sin atención

particular a cada conector. • Deberá garantizar su posición ante cargas eventuales como sismo o

despresurización súbita. • Deberá contar con cáncamos de izaje. • El sistema de guiado del extremo superior de los MCEA deberá ser tal que

permita la remoción de la EASM durante las operaciones de recambio de combustibles, atendiendo las limitaciones impuestas por las normas de protección radiológica.

14.4- REQUERIMIENTOS PARTICULARES DE DISEÑO 14.4.1- Bujes para guiado de mecanismos

La función de estos bujes es guiar el extremo superior de los mecanismos (MCEA-SER y MCEA-SAC) que se encuentran vinculados por su base de montaje al DSM.

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Los bujes deberán permitir a los MCEA poder dilatarse libremente hacia arriba , al calentarse durante el arranque y marcha del reactor, y permanecer guiados para transferir las cargas horizontales.

14.4.2- Conexión Bellow

Cada conexión Bellow de la EASM tiene las siguientes funciones: • Sellar la unión de alimentación de agua entre el RPR y EASM. • Permitir el acoplamiento/desacoplamiento de la unión en forma sencilla.

15- MECANISMOS DE CONTROL DE ELEMENTOS ABSORBENTES (MCEA) Los MCEA tienen accionamiento hidráulico, lo que constituye otra innovación del reactor CAREM. Esto permite que los mecanismos estén totalmente contenidos dentro del recipiente de presión. La simplicidad del diseño de este sistema es un importante desarrollo en el concepto del CAREM y y un factor de peso en su confiabilidad. 15.1- FUNCIÓN Los Mecanismos de Control de Elementos Absorbentes son los encargados de mover los Elementos Absorbentes (EA) del reactor, a los cuales están vinculados mediante una barra rígida guiada a lo largo de su recorrido. El conjunto consta de 25 unidades. De acuerdo a su función los MCEA se clasifican en:

Sistema de Ajuste y Control (SAC) (fig. 15): 19 mecanismos Sistema de Extinción Rápido (SER) (fig. 16): 6 mecanismos

No obstante ello, todos los componentes asociados al guiado de la cadena cinemática5 y a la alimentación de los MCEA, deberán diseñarse previendo la eventual incorporación de 3 mecanismos adicionales del SER.

• Uno de los mecanismos pertenecientes al SAC es de regulación fina o control (el

que ocupa la posición central), mientras que los 18 restantes son de ajuste. • La función de ajuste y control del SAC consiste en proveer la regulación de la

reactividad del núcleo durante el estado operativo de parada caliente permitiendo alcanzar la criticidad del reactor a potencia cero hasta el estado de operación potencia normal y regular la potencia del reactor y compensar cambios de la reactividad del núcleo producidos por el quemado de los elementos combustibles (EC) y/o transitorios operacionales. Para ello los MCEA SAC deben ser capaces de desplazar en forma continua y controlada los EA, hacia arriba o hacia abajo. Adicionalmente el SAC cumple una función de seguridad, produciendo el descenso de los EA ante una señal de disparo, aportando así la reactividad negativa necesaria para mantener el reactor apagado.

• El SER cumple la función de seguridad relacionada con la extinción de la reacción nuclear en situaciones operacionales y accidentales. y contribuye parcialmente al mantenimiento de la condición de apagado. Durante la operación normal los 6 EA del SER permanecen en el tope superior fuera del núcleo. Ante una señal de disparo, el sistema produce la inserción completa en forma inmediata de los EA.

5 Cadena cinemática: Elementos Absorbentes, Barra de control y Mecanismos de Control.

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• Los elementos de control se mantienen en su posición debido a la circulación de un caudal de agua desde la cámara inferior de un conjunto pistón / cilindro. En el tope el pistón cierra parcialmente el orificio de salida y reduce el caudal al caudal de pérdida.

• Las restantes 19 barras pertenecen al sistema de ajuste y control. En este caso la pared interna del cilindro y la pared externa del pistón tienen una serie de acanaladuras que producen cambios en la pérdida de carga dependiendo de la posición relativa de ambos. Un caudal constante mantiene el pistón en una posición fija. Los cambios en la posición de los elementos se obtienen mediante pulsos de aumento de caudal (para desplazar el elemento hacia arriba) o de disminución de Ambos tipos de mecanismos producen SCRAM por el mismo principio: las barras caen por gravedad cuando el caudal se interrumpe, por lo tanto el mal funcionamiento de cualquier parte activa del circuito hidráulico causa inmediatamente la extinción del reactor.

• El mecanismo del sistema de extinción está diseñado usando un gran espacio entre el pistón y el cilindro de manera que se minimice el tiempo de caída o sea que en algunos segundos las barras absorbentes se encuentren completamente introducidas en el núcleo.

• El sistema de ajuste y control está diseñado para garantizar que cada pulso de caudal producirá sólo un salto, por lo tanto las tolerancias y los espacios involucrados son sensiblemente menores.

• En el caso de los elementos de regulación y ajuste no existe restricción o requerimiento en cuanto al tiempo de caída.


• La carrera de los MCEA entre las posiciones extremas será la establecida por

diseño del EC, es decir 1400 mm. • Ante la falta de suministro de agua, todos los mecanismos deberán caer por

gravedad. • Los MCEA deben tener la capacidad de elevar el 150% de la carga nominal. • El diámetro del pistón esta limitado por la distancia existente entre los ejes de

EECC. adyacentes. • El diseño del sistema debe asegurar que los EA bajo ninguna circunstancia

puedan ser extraídos por completo de sus respectivas guías situadas en el EC. • El sistema debe ser compatible con la operación periódica de recarga del núcleo

(refuelling), para lo cual deberá existir la posibilidad de extraer en forma simple todo el conjunto de MCEA, para permitir la realización de las operaciones de manipuleo a distancia de los EC en el núcleo, desde la boca del recipiente de presión.

• El diseño debe prever operaciones mínimas de mantenimiento compatibles con las normas de seguridad radiológica.

• La presión y el caudal necesarios para el accionamiento (subida) de los mecanismos de seguridad serán compatibles con los valores de diseño del sistema hidráulico para accionamiento.

15.3- REQUERIMIENTOS DE DISEÑO PARA LOS MCEA SAC

• La respuesta del sistema debe ser repetitiva y predecible (un impulso produce un

desplazamiento del pistón de sólo un paso) en las siguientes condiciones: a) Todo el rango de operación del reactor. b) cualquier posición del pistón dentro del cilindro. c) toda la vida útil del mecanismo.

• El paso del mecanismo será de 20 mm. • La velocidad máxima de extracción de los EA es del orden de 1 cm/s. • El sistema de medición de posición debe discriminar el paso de movimiento del

mecanismo.

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15.4- REQUERIMIENTOS DE DISEÑO PARA LOS MCEA SER

• Las posiciones estables permitidas para estos mecanismos son totalmente

insertado o totalmente extraído (No operan en posiciones intermedias). • Ante una condición de Scram, el sistema deberá introducir totalmente los EA,

desde su posición elevada, en un tiempo no mayor a 2 segundos, contados a partir de la emisión de la señal de SCRAM y hasta que el mecanismo llega al freno inferior.

• La velocidad máxima de extracción de los EA es del orden de 1 cm/s. • La posición de estos mecanismos se mide en sus puntos extremos.

15.5- MATERIALES

• Los materiales seleccionados para la construcción de los MCEA deben contar con las siguientes propiedades:

• Buena resistencia a la corrosión bajo las condiciones ambientales del domo del reactor.

• Baja activación • Deberán ser adecuados para soportar los correspondientes niveles de radiación a

los cuales estarán sometidos a largo de su vida útil. • Buena resistencia mecánica al desgaste (en los casos que corresponda).

16- SISTEMA SEPARADOR DE FLUJO (SSF) Consiste básicamente en una placa anular, situada por debajo de los GV y enhebrada en el barrel, cuyo borde exterior apoya en un resalto del RPR. La misma esta conformada en sectores, a fin de permitir su introducción a través de la boca del RPR. El sistema se completa con un elemento que produce el efecto de sellado entre la placa y el Barrel y 12 elementos de sello entre la placa y cada uno de los GV. 16.1- FUNCIÓN

Constituir una barrera en el circuito primario que evite el bypass a los GV. El efecto de sellado no debe ser 100% efectivo a fin de evitar la formación de zonas estancas.


El SSF deberá ser diseñado y fabricado de acuerdo a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NG (Core Support Structures) en lo que sea aplicable.


• Debe producir un sello6 entre su borde interior y el Barrel y entre ella y cada uno de los GV.

• La placa anular debe estar compuesta de dos mitades (ya sea totalmente separadas o articuladas entre sí) a fin de permitir su inserción a través de la boca del RPR (la placa es el primer interno del reactor que se monta).

6 Por “sello” se entiende aquí la reducción del caudal de cortocircuito a valores que surgen de requerimientos Termohidráulicos.

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• La placa anular debe poseer la rigidez adecuada para permitir el correcto desempeño de los elementos de sello.

17- GENERADORES DE VAPOR (GV)

El reactor cuenta con doce generadores de vapor de un paso, donde el primario circula del lado de la carcaza y el secundario por los tubos en forma ascendente, a contracorriente (figs. 1 y 16). Se encuentran ubicados alrededor de la superficie interna del recipiente de presión, equidistantes entre sí y por encima del núcleo. Su concepción es innovativa no sólo por estar los mismos integrados dentro del RPR sino porque el mazo tubular es de tipo helicoidal. Los tubos descienden por la parte central y ascienden por una de la diferentes capas que forma los arrollamientos describiendo una hélice. Al final los tubos emergen de la hélice en la periferia y llegan a la placa-tubo. Cada tubo dentro del manojo está fijado en su posición por separadores. Los tubos se agrupan en 6 camisas. El número de tubos por camisa ha sido determinado de forma tal de obtener longitudes similares en cada uno de los tubos, lográndose así una pérdida de carga y sobrecalentamiento uniforme en el lado secundario. Una carcaza rodeando la capa externa de las helicoides y los sellos del SSF forman el sistema de separación de caudales, que garantiza que todo el sistema primario circula a través de los generadores de vapor.

DATOS CARACTERÍSTICOS Primario (casco) Secundario (tubos) DIMENSIONES GENERALES Alto aproximado 4000 mm Diámetro Externo 610 mm Superficie por unidad 68.3 m2 Tubos (Ø, cantidad, long. promedio) Ø 5/8” BWG 15 / 52 / 26.3 m(*) CONDICIONES DE PROYECTO Código de Diseño ASME III Subsection NB Cantidad de unidades 12 Potencia Térmica Nominal por unidad 8.4 MW Presión de Operación 12.25 MPa absolutos 4.7 MPa absolutos (†) Temperatura de Entrada (‡) 326 ºC 200 ºC (condensado) Temperatura de Salida (‡) 284 ºC 290 ºC (vapor sobrec.) Presión de Diseño 0 MPa / 14.5 MPa abs. (!) 7.7 MPa int./14.5 MPa ext (#) Temperatura de Diseño 340 ºC 340 ºC MATERIALES Carcaza Acero inoxidable austenítico Placa tubo Inconel 625 Tubos Inconel 690 PESOS Haz tubular 10000 N Total 20000 N

Notas: (*) Longitud correspondiente sólo a la espira, sin las acometidas ni las bajadas de condensado. (†) A la salida de los GV. (‡) Valores nominales. (!)La carcaza de los GV no está sometida a presión, ni interna ni externa, mientras que la placa tubo soporta la presión del primario sobre su cara interna. (#) La presión interna de diseño de los tubos es de 7.7 MPa, no obstante ello se diseñarán para soportar una presión externa igual a la del primario (14.4 MPa) sin dar crédito a la presión interna. Durante la prueba hidráulica del RPR con sus internos montados, se deberán tomar los recaudos necesarios para evitar el daño a los tubos de los GV.

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Una característica distintiva de este diseño mini-helicoidal es que cada generador tiene una única placa-tubo, conteniendo el ingreso de condensado por la zona central de la misma y la salida de vapor por la zona perimetral. La placa-tubo de los generadores de vapor está diseñada para obturar la penetración del recipiente en caso de un accidente de pérdida de refrigerante en esa conexión. Los componentes estructurales dentro de la carcaza (como por ejemplo los soportes del mazo tubular) se han diseñado para respetar el requerimiento de minimizar la pérdida de carga. Los materiales constitutivos de los GV son resistentes a la corrosión del lado primario y/o secundario, según corresponda, no habiéndose admitido materiales con cladding. Los generadores estarán construidos con tubos sin costura, en tramos suficientemente largos como para garantizar la ausencia de soldaduras de empalme. El diseño contempla el acceso y/o maniobras, herramientas, etc. que permiten la inspección y/o anulación de tubos fallados y el reemplazo de los GV. Los GV se diseñan para una vida útil de 40 años, pero se considera la posibilidad de recambio de los mismos a lo largo de la vida útil del reactor. Se contempla en el diseño de los GV que las maniobras de desmontaje y reemplazo sean realizadas desde la boca del RPR. Las uniones entre GV y RPR, que impliquen soldaduras o deformaciones plásticas de éste último, son diseñadas para admitir su reparación, remoción y renovación. 17.1- FUNCIÓN

Tienen como función transferir el calor generado en el sistema primario al sistema secundario durante la operación normal.


Su diseño responde a los requerimientos del Código ASME (Boiler and Pressure Vessel Code), Sección III (Nuclear Power Plant Components), División 1, Subsección NB (Class 1 Components).


• Los componentes estructurales dentro de la carcaza (como por ejemplo los soportes del mazo tubular) se diseñarán para minimizar la pérdida de carga.

• La placa tubo será capaz de soportar la presión del primario actuando sobre una de sus caras, sin crédito por la presión actuante sobre la otra.

• Los tubos deben ser capaces de soportar la presión externa del primario, sin crédito por su presión interna.

• Los GV serán soportados de manera tal, que las dilataciones de origen térmico no produzcan esfuerzos importantes sobre los mismos, o sobre el RPR u otros componentes.

• Los huelgos y tolerancias mecánicas de los soportes y/o fijaciones de los GV, serán compatibles con las maniobras, dispositivos, herramientas y prácticas de montaje y/o remoción de componentes nucleares de ese porte.

• El diseño contemplará la minimización de las tensiones y/o deformaciones de origen térmico en zonas que no tengan como función principal la trasferencia de calor.

REFERENCIAS [1] Estévez E., Markiewicz M., Gerding R. “DISEÑO MECÁNICO DEL ELEMENTO COMBUSTIBLE PARA EL REACTOR CAREM-25”.

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CAMARA DE VAPOR (PRESURIZADOR)

SALIDA DE VAPOR

ENTRADA DE CONDENSADO

GENERADOR DE VAPOR

NUCLEO

Fig. 1 – ESQUEMA DEL SISTEMA PRIMARIO

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Fig. 2 – RECIPIENTE DE PRESIÓN E INTERNOS - Elevación

22

Fig. 3 - RECIPIENTE DE PRESIÓN E INTERNOS – Corte transversal

23

Fig. 4 - BARREL

24

Fig. 5 – GRILLA INFERIOR DE NÚCLEO (GIN

25

Fig. 6 – ENVOLVENTE DE NUCLEO (EN))

26

Fig. 7 – ESTRUCTURA GUÍA SUPERIOR DE NÚCLEO (EGSN)

27

Fig. 8 – EGSN: GRILLA SUPERIOR DE NÚCLEO (GSN)

28

Fig. 9 – EGSN: TORRETAS

29

Fig. 10 – EGSN: PLACA GUÍA SUPERIOR (PGS)

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Fig. 11 – COLUMNA GUÍA DE BARRAS DE MECANISMOS (CGBM)

31

Fig. 12 – CGBM: GRILLA PORTA BUJES

32

Fig. 13 – DISCO SOPORTE DE MECANISMOS (DSM)

33

Fig. 14 – ESTRUCTURA DE ALIMENTACIÓN Y SUJECCION DE MECANISMOS

(EASM)

34

Fig. 15 – MECANISMO DE CONTROL DE ELEMENTOS ABSORBENTES – SISTEMA DE ACCIONAMIENTO Y CONTROL (MCEA-SAC)

35

Fig. 16 – MECANISMO DE CONTROL DE ELEMENTOS ABSORBENTES – SISTEMA DE EXTINCIÓN RÁPIDA (MCEA-SER)

36

Fig. 17 – GENERADOR DE VAPOR (GV)

descripcion general del diseÑo mecanico del … · 1 descripcion general del diseÑo mecanico del...

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