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Concurso Energía y Sociedad
Foro Nuclear Español |
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P R O
Y E C
T O
Diseño de un sistema de abastecimiento
energético a una colonia Lunar
Colegio Apóstol Santiago Curso 1º de Bachillerato
Jesuitas –
Vigo Enero 2001
ÍNDICE
1.
Introducción............................................................
pag. 3
2.
Geología lunar.
Emplazamiento...............................pag. 4
3.
Diseño del
reactor nuclear.........................................pag 5
4.
Logística y
transporte..............................................pag. 10
5.
Conclusiones
............................................................pag 12
6.
Bibliografía................................................................pag
12
7. Relación de componentes del
grupo de trabajo.........pag 13
8. Apéndice: Documentación anexa
1- Reacciones de fisión............................................pag
14
2- Sismología lunar..................…............................pag 14
3- Detección de hielo lunar......................................pag 15
1.- Introducción.
Objetivo
El creciente desarrollo de la investigación espacial
demanda cada día la realización de proyectos cada vez más ambiciosos, como la
puesta en marcha de la estación espacial internacional ISS o las misiones a
Marte. El objetivo de este trabajo es diseñar
un sistema de abastecimiento energético para una futura colonia lunar.
La primera cuestión que se nos plantea es el tipo de
energía a utilizar. Después de analizar todas las posibilidades sólo dos tipos
de energía serían viables: la energía
solar y la energía nuclear.
¿Porqué no usar otros tipos de energía?
No nos sería posible emplear otros tipos de energía
puesto que:
- En la Luna no hay viento - con ello desestimamos
la opción de la energía "eólica".
- Es muy costoso transportar cualquier tipo de
combustible fósil por tanto tampoco seria viable la energía térmica.
- La inexistencia de corrientes fluviales nos obliga
a desestimar la energía "hidráulica".
¿Cómo aprovechar la energía solar?
Es
fácil aprovechar este tipo de energía a
través de paneles solares fotovoltáicos que la captasen y la convirtieran en
energía útil para su posterior aprovechamiento.
¿Cómo aprovechar la energía nuclear?
Consistiría en construir una pequeña central nuclear
en la superficie de la Luna con la que podríamos producir la energía necesaria para el abastecimiento
de toda la colonia.
Para ello debemos transportar los materiales para su
construcción, así como los elementos combustibles necesarios para producir la
energía (véase Apéndice 1). El agua necesaria para refrigeración y moderación
podríamos obtenerla de los casquetes polares de la Luna. En los apartados
siguientes de este trabajo iremos desarrollando cada una de las partes de este
proyecto que hemos denominado Proyecto
SELENIA .
2.- Geología Lunar. Emplazamiento.
Tenemos que encontrar un lugar en la superficie de
la Luna que cumpla una serie de condiciones:
- Terreno suficientemente grande y llano para
albergar una base lunar .
- Baja actividad sísmica en la zona.
- Proximidad a las zonas lunares donde eventualmente
se encuentre el hielo.
Prospección
“selenológica”
Tras análisis exhaustivos de la topografía lunar en escala 1:1.000.000, llegamos a la conclusión que el cráter Platón, cuyas coordenadas son 55 ºN 10 ºW, y situado entre los mares de la Lluvia y del Frío; posee las características idoneas para la instalación de la base lunar en su interior. Al poseer un diámetro de unos 100 km y una superficie interior completamente plana, se adecua totalmente a nuestros requerimientos.
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La estación se instala en un cráter para disponer de una superficie estable sobre la que trabajar, además de la abundancia de metales y otros compuestos en dicho cráter. Como se puede comprobar en la imagen, se trata de una zona oscurecida donde no se recibe radiación solar en su interior, al contrario que en la periferia. La mayor concentración de agua en esta posición está más al norte, aunque también se sospecha de la existencia encuentra en zonas cercanas en la vertiente norte del cráter. |
Sismología lunar
- El estudio de
la sismología lunar nos indica que lel emplazamiento elegido no presenta
riesgos de actividad sísmica con
capacidad destructora. (véase Apéndice 2)
Presencia de hielo
El "Lunar Prospector" ha
utilizado un espectrómetro de neutrones para analizar la composición del suelo,
incluyendo la detección de hidrógeno.
Se estima que puede existir un
total de unos seis mil millones de toneladas de hielo en los dos polos (6 x 109
t) . La cantidad estimada de hielo es, por tanto, más de diez veces superior a
lo que se estimaba antes.
La intensidad de la señal en el
polo norte es un 15 % más intensa, por lo que se supone que las cantidades de
hielo son algo superiores ahí que en el polo sur.
Una parte al menos del hielo está
hundido en el subsuelo, bajo una capa de hasta 40 centímetros de roca y tierra
seca.
El hielo puede aprovecharse para
el suministro de agua como refrigerante y moderador de nuestro reactor nuclear.
El agua líquida puede emplearse en un segundo momento para, por vía
electrolítica, suministrar hidrógeno
como combustible para los cohetes remolcadores, así como el insustituible
oxigeno tan necesario para el desarrollo vital. Mas información en el Apéndice
3.
3.- Diseño del
reactor.
Como
queda dicho en la introducción, la necesidad prioritaria de una colonia humana
en la Luna es la energía. Cómo conseguirla es lo que nos atañe y la solución
que proponemos, tal y como venimos diciendo en capítulos anteriores es el uso
de la energía nuclear ,esta energía se obtendrá por medio de la reacción de
fisión que se efectuará en el interior del núcleo del reactor que hemos dado en
llamar Selenia, un reactor de agua a presión, de 150 MW de potencia
eléctrica.
En la tabla siguiente se recogen lo datos térmicos e
hidráulicos del reactor previamente calculados y cuyo desarrollo omitimos por
razones de brevedad .
Datos térmicos e hidráulicos |
|||
|
Potencia térmica total (inicial) |
1411,665 kJ/h |
||
|
337,719 kcal/h |
|||
|
392 MW |
|||
Circulación del refrigerante
|
Caudal
en el núcleo |
1,542·107 kg/h |
|
|
Sección
normal de circulación en el núcleo |
1,431 m2 |
||
|
Velocidad
de circulación entre barras |
4,267 m/s |
||
|
Presión |
Presión
de funcionamiento (normal) |
136,100 atm |
|
|
13790,333 kPa |
|||
|
Presión
de proyecto |
170,120 atm |
||
|
17237,409 kPa |
|||
|
Caída
de presión a través de la vasija del reactor |
2,310 atm |
||
|
234,061 kPa |
|||
|
Caída
de presión a través del núcleo del reactor |
1,100 atm |
||
|
111,458 kPa |
|||
|
Transmisión de calor |
Superficie
de transmisión de calor |
1439,997 m2 |
|
|
Flujo
calorífico medio |
980,069 kJ h-1 m-2 |
||
|
234,466 kcal h-1 m-2 |
|||
|
Flujo
calorífico máximo |
5065,014 kJ h-1 m-2 |
||
|
1211,726 kcal h-1 m-2 |
|||
|
Coeficiente
de transmisión de calor (valor medio) |
123,673
kJ h-1 m -2 K-1 |
||
|
Temperatura |
Refrigerante
en el núcleo (valor medio) |
542 K (269 ºC) |
|
|
Refrigerante
a la entrada de la vasija |
533 K
(260 ºC) |
||
|
Ascenso
del refrigerante en el núcleo (promedio) |
18,33
K (18,33 ºC) |
||
|
Caída
a través de la película (promedio) |
7,94
K (7,94 ºC) |
||
|
Superficie
de la vaina (máximo) |
624 K
(351 ºC) |
||
|
Interior
del combustible (máximo) |
2661
K (2388 ºC) |
||
|
Salida
del canal caliente |
590 K
(317 ºC) |
||
Vapor
|
Temperatura |
519 K
(246 ºC) |
|
|
Presión |
35,724
atm |
||
|
3619,734
kPa |
|||
Proyecto nuclear
El establecimiento de
la configuración definitiva del núcleo de un reactor es un proceso reiterativo,
que supone una solución de compromiso entre parámetros térmicos y nucleares.
Admitiremos, por sencillez, que el número de barras de combustible necesario
viene determinado por el valor máximo permisible del flujo calorífico. Teniendo
en cuenta que el núcleo del reactor debe tener una relación de longitud a
diámetro razonable (1,2 en el caso de nuestro reactor), su configuración puede
basarse exclusivamente en consideraciones de transmisión de calor. Los
resultados deben satisfacer las condiciones de reactividad, condiciones en las
que el grado de enriquecimiento constituye una variable.
Para las condiciones
de funcionamiento establecidas, se calcula que el flujo calorífico máximo debe
ser del orden de 5056,787 kJ h-1 m-2 (1209,758 kcal h-1 m-2),
algo menos del 50 % del valor estimado para quemado destructivo, aproximadamente
igual a 11338,1 kJ h-1 m-2
(2712,5 kcal h-1 m-2). Con el fin de tener en cuenta
desviaciones locales respecto al comportamiento medio, se reduce el flujo
máximo mediante el llamado factor "de canal caliente". En el presente
caso, dicho factor vale 5,17; consecuentemente, el flujo calorífico medio viene
a ser igual a 978,477 kJ h-1 m-2 (234,085 kcal h-1
m-2). La potencia térmica
inicial del reactor es de 392 MW, equivalente a 337,719 kcal/h, así que la
superficie total de los elementos combustibles debe ser igual a:
La longitud de la
barra de combustible es de 2,286 m, y como el diámetro exterior es de 8,636 mm,
resulta para cada barra una superficie de 622,45 cm2, por tanto:
Proyecto Preliminar
del Reactor
El número de barras que contendrá el reactor será de
23000. Las barras se dispondrán en subconjuntos rígidos, y nueve de estos
subconjuntos, perfectamente trabados, formarán un conjunto completo de
elementos combustibles. El módulo básico de cada uno de los subconjuntos será
de 6 x 6, pero el número total de barras por conjunto completo no llegará a 9 x
6 x 6 = 324, puesto que habrá que dejar espacios libres para las barras de
control cruciformes. Así pues, habrá 76 conjuntos de elementos combustibles, la
mitad de los cuales contendrán 304 barras cada uno y la otra mitad 305 barras.
El paso o espaciado entre barras de combustible,
correspondiente a la relación agua/uranio de 3,0 a 1, será de 1,07 cm. La celda
unitaria de barra combustible más moderador tendrá, por consiguiente, una
sección de 1,15 cm2. Teniendo en cuenta la sección normal de cada
subconjunto, así como el espacio necesario para la barra de control, obtenemos
la sección total para el conjunto de elementos combustibles. Como el núcleo del
reactor contendrá 76 conjuntos de este tipo, la sección recta total viene a ser
de 28.292 cm2, a la que corresponderá un diámetro del cilindro
equivalente de 188,5 cm.
Podrá ahora utilizarse el método aproximado para
redes uranio-agua, con el fin de comprobar que las especificaciones dadas
anteriormente conducen, en realidad, al factor de multiplicación efectivo que
se considera necesario. Es suficiente indicar ahora que, utilizando las
dimensiones citadas para calcular la laplaciana del reactor, se llega a un
factor de multiplicación efectivo para el conjunto de 1,18, en satisfactoria
concordancia con los cálculos más precisos, que conducen a una reactividad en
exceso del 20 %.
La reactividad en exceso a la temperatura de
funcionamiento del moderador (542 K o bien 269 ºC) puede determinarse
utilizando constantes nucleares corregidas a dicha temperatura. Se encuentra
así, que el factor de multiplicación efectivo a 542 K, es igual a 1,13
deduciéndose de aquí el valor medio, aproximado, del coeficiente de temperatura
isotérmico. Un coeficiente de temperatura adicional proviene del efecto Doppler
de potencia. Se estima que este efecto reduce la reactividad en 0,025, cuando
el reactor pasa de potencia cero, a 542 K, condición a la que corresponde kef
= 1,13 a la potencia máxima a dicha temperatura, sin venenos en ambos casos. A
esta última condición corresponde, pues, kef = 1,105.
Finalmente, hay que considerar el envenenamiento por
xenón y samario durante el funcionamiento del reactor. El flujo medio de
neutrones térmicos en el reactor presenta un valor de 2 x 1013
neutrones cm-2 s-1, y, por tanto, el margen para
envenenamiento será del orden de 0,032. (Los valores del factor de
multiplicación efectivo correspondientes a diversas condiciones del núcleo del
reactor se indican en la tabla, con todas las barras de control retiradas). El
grado medio de quemado de 8000 MWdía por tonelada representa un tiempo de
funcionamiento total de 10000 horas, a un nivel de potencia inicial de 392 MW
térmicos. El cálculo de la reactividad en exceso, necesaria para compensar las
pérdidas que tendrán lugar durante este período, conducen a un valor aproximado
del 7 %.
Condición
|
kef |
|
Frío y limpio |
1,20 |
|
Caliente y limpio y potencia cero |
1,13 |
|
Caliente y limpio y potencia máxima |
1,105 |
|
Caliente, vida inicial, potencia máxima,
equilibrio de xenón y samario |
1,073 |
Factores
de multiplicación efectivos del Reactor Selenia
Barras de Control
Las barras de control, juntamente con el veneno
consumible, deberán ser suficientes para compensar el 20 % de reactividad en
exceso, más un margen para la parada, de que dispondrá el reactor frío y
limpio. Hay que contar además, con la condición de seguridad, exigida a todos
los sistemas de reactores, de que la retirada completa de una sola barra de
control no lleve al reactor al estado crítico. Esto significa que la parada del
reactor sigue siendo posible, aún cuando una de las barras se haya agotado por
completo. Al examinar el proyecto del sistema de control de un reactor moderado
por agua ordinaria, es preciso recordar que la zona de influencia efectiva de
una barra de control se extiende a una distancia igual, más o menos, a la
longitud de difusión de los neutrones en el núcleo del reactor. En los
reactores de agua a presión, L es del orden de 2 cm, o acaso menos, de suerte
que es preciso distribuir numerosas barras de control por todo el núcleo del
reactor.
Dada la conveniencia de reducir a un mínimo las
variaciones de flujo neutrónico, así como
la de conservar la red cuadrada, regular, de
elementos combustibles, son muchos los reactores moderados por agua que
utilizan para su control elementos absorbentes de tipo cruciforme. Nuestro
reactor dispondrá de barras de este tipo.
Criterios de
Blindaje
Naturalmente, es imprescindible disponer de un
sistema de blindaje biológico en torno al reactor, capaz de reducir la dosis de
radiación a niveles tolerables para el servicio normal y operaciones de
mantenimiento. El blindaje tiene que absorber neutrones rápidos y térmicos, así
como radiaciones gamma primarias y secundarias. Para alcanzar el grado de
atenuación requerido, el sistema de blindaje consta normalmente de dos
componentes: blindaje térmico y blindaje biológico, aunque a su vez, cada uno
de ellos puede estar constituido por varios componentes. No hay que olvidar que
al abordar el proyecto de los blindajes, es necesario establecer los criterios
que el sistema ha de satisfacer y que están perfectamente recogidos en los
protocolos de protección radiológica de las instalaciones nucleares y que
omitimos en este breve resumen del Proyecto por razón de brevedad.
El sistema del blindaje térmico constará
principalmente de tres partes: camisa del núcleo, de acero de 2,54 cm; blindaje
térmico principal, de 7,62 cm de espesor; finalmente, la propia vasija de
presión del reactor, cuyas paredes tendrá un grosor de 20,07 cm. Fuera de la
vasija de presión hay un blindaje de agua de 91,2 cm de grosor, destinado a la
atenuación de neutrones; habrá sido proyectado para que reduzca el flujo
neutrónico a 1 x 103 neutrones cm-2 s-1. El
tanque de agua estará rodeado por un muro de hormigón armado de aproximadamente
152 cm de espesor, que atenuará neutrones y radiaciones gamma hasta el nivel
del sistema de refrigeración principal. Un blindaje secundario de hormigón,
inmediatamente antes de la vasija de contención exterior, también con un grosor
aproximado de 152 cm, circundará toda la planta. Los valores numéricos se
indican en la siguiente tabla
|
Zona |
Radio interior (cm) |
Grosos (cm) |
|
Reflector (agua) |
97,1 |
20,7 |
|
Camisa del núcleo (acero) |
117,8 |
2,6 |
|
Capa de agua |
120,4 |
5,3 |
|
Blindaje térmico (acero) |
125,7 |
7,6 |
|
Capa de agua |
133,3 |
5,1 |
|
Vasija de presión (acero) |
138,4 |
20,0 |
|
Capa de agua |
158,4 |
91,6 |
|
Hormigón |
250 |
152 |
4.-
Logística y transporte.
4.1.- Transporte de la
Tierra a la Luna.
En una primera
fase, con la tecnología actual, y teniendo en cuenta la enorme carga a
transportar, parece en primera aproximación que el medio más indicado de
transporte es el cohete ruso Energía, capaz de transportar hasta la
órbita terrestre una peso de 140 toneladas como máximo, a las que hay que
restar el peso del vagón o contenedor adecuado, unas 20 o 30 toneladas,
quedando unas 110-120 toneladas de carga útil. Es el cohete espacial más
potente construido hasta la fecha.
Pero como se
ha mencionado antes, no puede llegar más allá de una determinada órbita. Para
suplir este problema, el vagón de carga transportado debería llevar acoplado un
propulsor lo suficientemente potente para que, una vez alcanzada la órbita,
pudiera llegar sin más problema hasta la superficie lunar. Para evitar que el
peso del combustible reste capacidad de carga al vagón, proponemos la siguiente
solución: transporte desde la tierra del vagón sin combustible alguno. Una vez
en órbita y separado del cohete, el vagón sería dirigido a una estación
espacial construida al efecto con grandes depósitos de combustible, donde se
llenaría del mismo y desde la cual cogería el impulso suficiente para llegar a
la Luna.
Conociendo el gran volumen y peso de la carga a
transportar, la maquinaria de construcción, los habitáculos provisionales de
los operarios, la estructura del edificio de la central, los componentes del
reactor y los elementos combustibles del mismo, se ha realizado una primera
estimación del número de viajes necesarios para transportar todo el material
hasta su emplazamiento en la Luna.