Cálculo y diseño preliminar del casco y sistema propulsivo de un rompehielos nuclear

Director: Francisco Javier de Balle de Bou Autores: Sergi Azón Lluch Pau Casamitjana Sorribas Ingeniería Técnica Naval en Propulsión y Servicios del Buque Barcelona, Septiembre de 2014 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SISTEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR 2 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Agradecemos a Javier de Balle de Bou, profesor adjunto de la Facultad de Náutica de Barcelona su apoyo en este proyecto y a la Facultad de Náutica de Barcelona por darnos cobijo y por transmitirnos todo el conocimiento deseado. Barcelona, 10/10/2014 3 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Índice INTRODUCCIÓN……………………………………………………………………..………..10 HISTORIA DE LOS ROMPEHIELOS…..……………………..………………………………11 Barcos de vela en las aguas polares ............................................................................................ 11 Romper el hielo a vapor ............................................................................................................. 12 Rompehielos nucleares ............................................................................................................... 13 Función de los rompehielos ........................................................................................................ 14 Flota internacional ...................................................................................................................... 15 Sociedades de clasificación ........................................................................................................ 17 Técnicas para romper el hielo .................................................................................................... 17 Embestida (Ramming) ............................................................................................................17 Corte ......................................................................................................................................18 Percusión ................................................................................................................................18 Navegación en el hielo ............................................................................................................... 19 Apreciaciones del casco: ........................................................................................................19 - Sistema de burbujeo ........................................................................................................19 - Revestimiento tipo "Inerta 160" ......................................................................................19 - Pandeo Artificial ...............................................................................................................19 - Proa ..................................................................................................................................20 Operaciones en el hielo: .........................................................................................................20 - Convoy .............................................................................................................................20 - Principales rutas del Ártico ...............................................................................................21 El buque “ARKTIKA” ............................................................................................................... 21 El buque “50 Let Pobedy” .......................................................................................................... 23 DATOS PRELIMINARES DEL BUQUE……………………………………………………...24 ESTIMACIÓN DE LA POTENCIA…………………………...……………………………….26 Potencia ...................................................................................................................................... 26 Resistencia ................................................................................................................................. 27 Resistencia en aguas abiertas .................................................................................................27 - Resistencia friccional ........................................................................................................28 - Resistencia por formación de olas....................................................................................29 Resistencia del hielo ...............................................................................................................30 4 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR - Formula de Afana (año 1897) ...........................................................................................30 - El método de Kashteljan...................................................................................................31 - El método de Lewis ..........................................................................................................31 Comparativa de potencias .......................................................................................................... 31 Formula DNV ............................................................................................................................ 33 DISEÑO DEL CASCO………………………………………………………………………....35 Russian Maritime Register of Shipping ...................................................................................... 35 Parte 1: Clasificación. .............................................................................................................35 Parte 2: Formas del casco. ......................................................................................................38 - Requisitos Generales de Formas: .....................................................................................38 - Las fuerzas en el hielo ......................................................................................................45 Resultados del Maxsurf .............................................................................................................. 58 Tabla de dimensiones .............................................................................................................58 Curva de Areas .......................................................................................................................58 SELECCIÓN DEL SISTEMA PROPULSOR…………………………………………………63 Sistema propulsor seleccionado ................................................................................................. 62 Propulsión eléctrica .................................................................................................................... 62 Hélice ......................................................................................................................................... 65 Ejes ............................................................................................................................................ 65 Motor eléctrico ........................................................................................................................... 66 Sistema accionamiento hélices ................................................................................................... 68 Ciclo-convertidores .................................................................................................................... 69 Transformadores ........................................................................................................................ 69 Cuadros de distribución y recepción de la potencia .................................................................... 69 Interruptores automáticos ........................................................................................................... 70 Generadores de potencia eléctrica .............................................................................................. 70 Maquinas primarias .................................................................................................................... 70 Engranaje reductor ..................................................................................................................... 70 Maquinas auxiliares ................................................................................................................... 70 GENERACIÓN DE VAPOR………………………………………………………………...…71 Circuito Secundario .................................................................................................................... 71 Circuito primario ........................................................................................................................ 72 5 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR ENERGÍA NUCLEAR………………………………………………………………………….74 Fundamentos energía nuclear ..................................................................................................... 74 Energía de cohesión ................................................................................................................... 76 Energía de enlace por nucleón .................................................................................................... 78 Radioactividad ........................................................................................................................... 80 Fisión nuclear ............................................................................................................................. 81 REACTORES NUCLEARES……………………………………………………………..……84 Control del reactor...................................................................................................................... 90 Ventajas de los reactores nucleares de fisión .............................................................................. 90 Desventajas de los reactores nucleares de fisión ........................................................................ 91 Reactores nucleares en buques rompehielos ............................................................................... 93 Reactor Nuclear KLT-40S.......................................................................................................... 94 SEGURIDAD EN SISTEMAS DE PROPULSIÓN NUCLEAR……………………………....97 Defensa en profundidad ............................................................................................................. 97 Seguridad nuclear ....................................................................................................................... 98 Pérdida del refrigerante primario...........................................................................................99 Variaciones incontroladas de reactividad.............................................................................100 Aumento de la reactividad del núcleo. .............................................................................100 Reducción de la reactividad del núcleo. ...........................................................................101 Confinamiento del material radioactivo ...............................................................................101 Seguridad marítima .................................................................................................................. 105 Colisión .................................................................................................................................106 Varada ..................................................................................................................................107 Vuelco ..................................................................................................................................107 Inundación y hundimiento. ..................................................................................................108 Incendios y explosiones ........................................................................................................109 Dispositivos de seguridad del reactor KLT-40S ....................................................................... 110 CONCLUSIONES…………….……………………………………………………………………………………………….…....111 BIBLIOGRAFIA………………………………………………………………………………………………………………...……112 6 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Índice de figuras Figura 1: AGB-Almirante Irizar (1978)………………………………………………………………………………………………………………….…..14 Figura 2: Nordica (1993 - En servicio)…………………………………………………………………………………………………………….…………14 Figura 3: Yamal (1992 - En servicio)………………………………………………………………………………………………………………....……..14 Figura 4: Vaygach (1990-En servicio)…………………………………………………………………………………………………………………..…..15 Figura 5: Arktika (1975-2008)………………………………………………………………………………………………………………………………….15 Figura 6: 50 Let Pobedy 2007-En servicio)………………………………………………………………………………………………………………..15 Figura 7: Russian Maritime Register of Shipping……………………………………………………………………………………..……………….16 Figura 8:Det Norske Veritas……………………………………………………………………………………………………………………………………..16 Figura 9: International Association of classification Societies…………………………………………………………………………………..16 Figura 10: sketch del talón………………………………………………………………………………………………………………………………….…….16 Figura 11: Percusión………………………………………………………………………………………………………………………………….…………….17 Figura 12: Sistema de burbujeo………………………………………………………………………………………………………………………………..18 Figura 13: caso A………………………………………………………………………………………………………………………………………………………19 Figura 14: caso B………………………………………………………………………………………………………………………………………………..…….19 Figura 15: Rutas del Norte………………………………………………………………………………………………………………….……………………20 Figura 16: Dibujo a escala del Rompehielo Arktika……………………………………………………………………………………………………21 Figura 17: Líneas de agua del buque Arktika…………………………………………………………………………………………………………….21 Figura 18: Plano interno del buque Arktika…………………………………………………………………………………………………….…………21 Figura 19: 50 Let Pobedy………………………………………………………………………………………………………………………………..………..22 Figura 20: primera estimación de las formas del casco…………………………………………………………………………………………….23 Figura 21: Zonas de navegabilidad para los buques de clase Arc4, Arc5, Arc6, Arc7, Arc8, Arc9……………………………….36 Figura 22: ángulo de proa α……………………………………………………………………………………………………………………………………..37 Figura 23: ángulo del costado β…………………………………………………………………………………………………………………….…...…..37 Figura 24: ángulo de proa αo…………………………………………………………………………………………………………….…………….……….37 Figura 25: ángulo de proa φ…………………………………………………………………………………………………………………………………….37 Figura 26: Definición de las zonas de hielo………………………………………………………………………………………………………..……..39 Figura 27: Definición zonas del costado……………………………………………………………………………………………………….…………..39 Figura 28: refuerzos en las cuadernas,…………………………………………………………………………………………………………….……… 39 Figura 29: refuerzos en las cuadernas…………………………………………………………………………………………………….…..…..……….39 Figura 30: configuración rígida……………………………………………………………………………………………………………..………………..41 7 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Figura 31configuración aligerada…………………………………………………………………………………………………………………………….41 Figura 32: distribución de zonas en el casco………………………………………………………………………….………………………………….45 Figura 33: definición de ángulos………………………………………………………………………………………………………………………………46 Figura 34: Distribución refuerzos zona media del buque………………..…………………………………………………………………………55 Figura 35: Diseño del casco, costado………………………………………………………………………………………………………….…………….55 Figura 36: Diseño del casco, proa……………………………………………………………………………………………………………………………..56 Figura 37: Diseño del casco popa……………………………………………………………………………………………………………………………..56 Figura 38: Distribución sala de máquinas…………………………………………………………………………………………………………..…….61 Figura 39: Esquema sistema de accionamiento de función única…………………………………………………………………….……….67 Figura 40: Esquema sistema de accionamiento de multifunción………………………………………………………………………………67 Figura 41: Esquema circuito primario y secundario de la generación de vapor……………………………………………..…………71 Figura 42: Posibles efectos del impacto de un neutrón en un núcleo atómico…………………………………………………………..81 Figura 43: Esquema reactor nuclear fisión y sección transversal………………………………………………..…………………………….85 Figura 44: Proceso de fisión posible gracias al moderador………………………………………………………………………..……………..86 Figura 45: Componentes principales del reactor KLT-40S………………………………………………………………………………………….94 Figura 46: Mapa del interior del núcleo del reactor KLT-40S…………………………………………………………………………………….95 Figura 47: Compartimiento de un reactor………………………………………………………………………………………………………..…….100 Figura 48: Sección transversal compartimiento del reactor del buque Otto Hahn…………………………………………….…….101 Figura 49: Sección longitudinal compartimiento del reactor del buque Otto Hahn…………………………………………..…….102 Figura 50: Sección longitudinal compartimiento del reactor del buque NCS-80…………………………………………..………….103 Figura 51: estructura de protección rígida de protección en forma reticular…………………………………………………….…….106 Figura 52: Sistemas de seguridad del reactor KLT-40S………………………………………………………………………………………….109 8 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Índice de Tablas Tabla 1: recopilación de dimensiones buques Nucleares Rusos……………………………………………………………………………….23 Tabla 2: Comparativa de Potencia / Velocidad / Astillero y año de construcción de la flota de rompehielos nucleares rusos………………………………………………………………………………………………………………………………………………………………..………31 Tabla 3: Resumen de las áreas navegables según clase y condiciones………………………………………………………….…………..32 Tabla 4: Clasificación de rompehielos según condiciones de hielo…………………………………………………………………….……..36 Tabla 5: especificaciones de navegabilidad de las diferentes clases…….………………………………………………………….……….36 Tabla 6: Rango de ángulos admisibles según clase…………………………………………………………………………………………..………38 Tabla 7: Rango de valores de β a lo largo de L………………………………………………………………………………………………….………38 Tabla 8: valores de los parámetros de la Figura 26 según clase………………………………………………………………….…………….39 Tabla 9: intersección de las cuadernas con las estructura…………………………………………………………………………………..…….40 Tabla 10: distancias de los aligeramientos y pasos de hombre……………………………………………………………………….…………42 Tabla 11: límite superior de estrés según ReH (límite elástico) del material……………………………………………………….……..43 Tabla 12: coeficiente k1…………………………………………………………………………………………………………………………………………...43 Tabla 13: coeficiente k2…………………………………………………………………………………………………………………………………….……..43 Tabla 14: parámetros de los impactos de rozaduras según clase…………………………………………………………………….……….45 Tabla 15: Tabla d factores. B5 (factores de área); B2 (factores de pico)…………………………………………………………………….48 Tabla 16: margen de corrosión………………………………………………………………………………………………………………………..………49 Tabla 17: condiciones de hielo………………………………………………………………………………………………………………………………….49 Tabla 18: Dimensiones……………………………………………………………………………………………………………………………………..………57 Tabla 19: Resistencia en aguas abiertas (Holtrop)…………………………………………………………………………………………………….58 Tabla 20: Requisitos método Holtrop…………………………………………………………………………………………………………..……………58 Tabla 21: Tipos de reactores nucleares de fisión comerciales para neutrones térmicos……………………………….…………..83 Tabla 22 Comparativa reactores nucleares flota rompehielos rusa………………………………………………………………………….92 Tabla 23: Características principales del reactor KLT-40S……………………………………………………………………………….………..95 Índice de gráficos Grafico 1: Valores de K para embestida y varada……………………………………………………………………………………………………..53 Grafico 2: Curva de áreas……………………………………………………………………………………………………………………………….………..57 Grafica 3: Curva Resistencia – Velocidad……………………………………………………………………………………………………………..…..59 Grafico4: Torque/Potencia/RPM en % en un Motor Eléctrico CC…………………………………………………………………….………..62 Grafico 5: Torque/Potencia/RPM en % en un Motor Eléctrico CC………………………………………………………………………………65 Grafico 6: Torque/RPM en %/RPM en un Motor Eléctrico AC……………………………………………………………………………..…….65 Grafico 7: Curva de energía de enlace por nucleón………………………………………………………………………………………….……….77 9 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR 16 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Buque: Vaygach “Taymyr class” Bandera: Rusia Desplazamiento: 21.100t LOA: 149,7 m Manga: 28,87 m Calado: 9,5 m Planta Propulsora: “Nuclear”: • KLT-40M nuclear reactor (171MW). • 2 GTA 6421-OM5 steam turbines (2x18.400 kW). Buque: Arktika “ARKITKA CLASS” Bandera: Rusia Desplazamiento: 23.460 t LOA: 147,9 m Manga: 29,9 m Calado: 11m Potencia: 56 MW Buque: 50 Let Pobedy “ARKITKA CLASS” Bandera: Rusia Desplazamiento: 28,840 t LOA: 159,6 m Manga: 30 m Calado: 11,8 m Planta propulsora: “Nuclear”: • 2 OK-900 reactor nuclear (2x171MW) Centrando la atención especialmente en los buques nucleares de creación Rusa, cuyo desarrollo, desde la guerra de fría, ha llevado hasta el “50 Let Pobedy”. La última creación de este tipo de rompehielos de propulsión nuclear de la clase “ARKITKA1” (clase que agrupa 6 de los 10 rompehielos de propulsión nuclear creados por Rusia).  Sovetskiy Soyuz (1990-)  Yamal (1992-)  50 Let Pobedy (2007-) Figura 4: Vaygach (1990-En servicio) Figura 5: Arktika (1975-2008) Figura 6: 50 Let Pobedy 2007-En servicio)  Arktika (1975-2008)  Sibir (1977-1992)  Rossiya (1985-) 1La clase “Arktika” agrupa los rompehielos de propulsión nuclear más grandes y poderosos de la flota internacional.Se utilizan para escoltar a los buques mercantes en el Océano Ártico al norte de Sibéria, así como para las expediciones científicas y recreativas al Ártico. 17 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Sociedades de clasificación El diseño del casco ha seguido la línea de barcos como el “Arktika” y el “50 Let Pobedy”, al ser el primero y el último de su clase. Siguiendo con esa dinámica las normas de la sociedad de clasificación Rusa han sido el punto de partida del diseño y posteriormente estas han sido adaptadas a la clasificadora Det Norske Veritas para cumplir con requisitos Europeos, revisando siempre su conclusión en las directrices dictadas por la IACS. Técnicas para romper el hielo Antes de entrar en el diseño práctico, se deben conocer los diferentes factores, técnicas y soluciones para romper el hielo, así como las de navegación en el hielo, funcionalidades y objetivos de este tipo de buques y analizar con detalle si influyen en el diseño del casco. Existen tres técnicas generalizadas para romper el hielo: Embestida (Ramming) Consistente en retroceder una distancia considerable, por lo menos igual a la eslora, desde el punto a romper y por el canal abierto, con el objetivo de tomar impulso para que al avanzar a toda potencia y con la forma característica de la proa, el buque logre montarse encima del hielo y romperlo con el propio peso de la embarcación. Figura 10: sketch del talón. Figura 7: Russian Maritime Register of Shipping Figura 8:Det Norske Veritas Figura 9: International Association of classification Societies 18 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Para ésta técnica se ha diseñado un talón (skeg) para facilitar tanto la maniobra de romper el hielo como para frenar el barco para que no se monte demasiado en el hielo y tener problemas en caso de que éste no ceda. El talón se define como una saliente que se ubica en la proa del buque en la parte inferior de la roda. En caso de que el buque quede atrapado encima del hielo, hay que hacer maniobras de trasvase de agua entre los tanques de lastre2 de estribor y babor para hacer pandear la embarcación e intentar liberar el barco. Corte Los rompehielos cortan el hielo sobre la marcha, ejerciendo sobre él una presión continua con su proa, es decir, con la roda. Este procedimiento sirve únicamente cuando el hielo tiene un espesor relativamente pequeño. Percusión El rompehielos retrocede, toma impulso y embiste con toda su masa el borde del hielo. En este caso lo que actúa no es el peso, sino la energía cinética del buque en movimiento. El rompehielos se transforma en una especie de proyectil de pequeña velocidad, pero de enorme masa, o en un ariete. Los bancos de hielo de varios metros de altura se rompen por la energía de los repetidos golpes que reciben de la sólida proa del rompehielos. Este trabajo permite hacer cabecear el barco de borda a borda y evitar que se quede bloqueado en el hielo. Están hechos por y para la navegación en el hielo, y por ello el corte transversal de su quilla es redondo lo cual les facilita este movimiento de cabeceo lateral. Además, el peso del lastre líquido sirve para intensificar la acción rompedora del buque en el sistema de ruptura del hielo por embestida. 2Tanques de lastre: Los rompehielos están equipados con sistemas de tanques de lastre y bombas de agua que permiten llenar y vaciar rápidamente estos depósitos con agua de mar y variar así la estabilidad lateral del barco. Figura 11: Percusión 19 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Navegación en el hielo La forma del casco de este tipo de buques posibilita la ruptura del hielo, por otra parte, está comprobado que alrededor de un 15% de la potencia generada por la planta propulsora se emplea en vencer las fuerzas de rozamiento causadas por la fricción entre el casco y el hielo. Para mantener este porcentaje dentro de valores aceptables se han ideado diversos sistemas: Apreciaciones del casco: - Sistema de burbujeo Una forma de reducir la fricción entre el casco y el campo de hielo, y por lo tanto la resistencia al avance del buque, es insuflar aire comprimido a través de orificios. Éste crea una fuerte corriente ascendente de agua y aire que forma una capa lubricante entre el casco y el hielo. El sistema es muy común y admite variantes, se emplea también en buques mercantes destinados a navegar en aguas polares. Consiste en toberas dispuestas en el casco por donde se desprende un gran caudal de aire a baja presión dando origen a una capa de burbujas de aire y agua que reducen la fricción. En el caso del "Almirante Irízar" consume hasta 3.000 HP, potencia que se le resta a la disponible para las hélices. - Revestimiento tipo "Inerta 160" EL buque se pinta (previo arenado de superficie) con pintura de epoxy anti abrasiva y antideslizante capaz de trabajar a temperaturas de menos de -50ºC. - Pandeo Artificial Es el método más antiguo, lo usaban los balleneros y consistía en agrupar a la tripulación en una banda y a una orden dada pasar a la otra banda. El método moderno, patentado en Alemania bajo la denominación de "Intering", obtiene el mismo resultado. Actualmente el proceso se controla por computadora y consiste en generar un pandeo artificial por medio del trasvase de un líquido de 1,5 o 1.7 de peso específico, pero de la misma fluidez que el agua. Figura 12: Sistema de burbujeo 20 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Se comporta como un estabilizador de velocidad cero. En estos casos los estabilizadores por aleta no son de utilidad ya que para surtir efecto requieren que el buque se desplace a una cierta velocidad. Este método es el más empleado en la actualidad. - Proa El casco tiene en su proa la parte más ensanchada de modo tal que ella soporta la fricción y no el resto de la eslora, ya que el canal que abre es más ancho que la manga del resto del buque. Operaciones en el hielo: - Convoy La función principal de los rompehielos es abrir rutas, canales, en el hielo para la navegación de mercantes, barcos comerciales o buques de investigación. De forma general los rompehielos se sitúan al frente de la columna y tienen el mando total del convoy y sus órdenes deben ser acatadas. El número de rompehielos que se usan en un convoy es muy importante, sobre todo en condiciones adversas. Si se dispone de más de un rompehielos el primero se situará entre 2 0 3 kilómetros delante del convoy para reconocer el hielo. De lo contrario si sólo disponemos de un rompehielos el convoy se situará a 50-150 metros del rompehielos y en ambos casos respetando una distancia de 460 metros entre la proa y la popa de los demás buques. El viento debe procurarse de proa (caso A) ya que de lo contrario los trozos de hielo que se desprenden del canal pueden dañar los cascos de los buques con el forro exterior más delgado que los rompehielos. En condiciones muy adversas, es imprescindible la ayuda de más de un rompehielos para que canal que abre el que va en cabeza no se cierra detrás suyo. Figura 13: caso A Figura 14: caso B 21 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR - Principales rutas del Ártico Debido a los tratados internacionales los buques de propulsión nuclear no pueden operar por debajo de los 60º de latitud norte. Existen dos alternativas de cruzar el Ártico, el paso del Norte (más antiguo) que bordea el extremo superior de Rusia y la Ruta del Noreste que bordea el límite superior de América. Estos pasos sólo son transitables unos pocos meses al año durante el verano y utilizando buques rompehielos. Aunque, debido al calentamiento global, en 2007 y 2011 los pasos quedaron abiertos de forma bastante segura y no fueron requeridos los servicios de rompehielos. El buque “ARKTIKA” El Buque Arktika mide unos 147,9 metros de eslora total, tiene una manga de 29,9 metros, cala 11metros a plena carga y tiene un desplazamiento de 23.460 toneladas, con una potencia de 55 Mega-vatios es el primer buque nuclear de la clase “ARKTIKA”. Estudiando la forma del casco se aprecian las siguientes observaciones: Empezando por la proa se ve que el ángulo de ataque de la roda es bastante bajo (de unos 30º) en la zona de la línea de agua, y viendo las líneas de agua y la planta del buque se aprecia una proa bastante llena y redonda. En la parte inferior de la roda aparece un talón que, como se ha comentado con anterioridad, ayudará al buque a romper el hielo. Figura 16: Dibujo a escala del Rompehielo Arktika Figura 15: Rutas del Norte Figura 17: Lineas de agua del buque Arktika 22 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Analizando las líneas de agua se ve que la parte inferior de la quilla es plana y que las líneas de los pantoques suben suaves, con cierto radio y con un ángulo bastante abierto. Tanto en el plano de líneas de agua como en el dibujo a escala se denota una sección recta cubriendo la totalidad de la parte central del buque así como que la manga de proa y popa es de una magnitud más pequeña que la del centro. Centrando la atención en la popa se observan dos apéndices (arbotantes a estribor y babor) que sujetan dos de las 3 hélices y un apéndice más coincidiendo con la línea de crujía haciendo las funciones tanto de soporte del eje de la hélice central cómo de dar una forma suave de salida al casco. Al observar el plano interno del Arktika se aprecia el pique de popa, el pique de proa, el reactor nuclear en el centro de la eslora, la distribución de los motores eléctricos, los generadores, el ángulo de salida de los ejes de las hélices y en general la distribución interna del buque. Figura 18: Plano interno del buque Arktika 23 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR El buque “50 Let Pobedy” El buque 50 Let Pobedy es el último de los rompehielos de clase “Arktika” construidos por los Rusos. Tiene un desplazamiento de 28.84o toneladas, 30 metros de manga y cala 11,8 metros y su eslora total es de 159,6 metros. Éste buque está diseñado para romper hielo de hasta 5 metros de espesor. Una de las diferencias principales y uno de los avances más significativos del 50 Let Pobedy sobre el buque Arktika es la incorporación de una proa en forma de cuchara que ha demostrado ser bastante más eficiente que las proas utilizadas hasta el momento. Éste buque sigue teniendo los reactores nucleares en el centro de la eslora, en gran parte para mantener la estabilidad del buque. El “50 Let Pobedy” está construido en doble casco de aleación de acero para baja temperatura con un espesor externo de 48mm en las zonas sensibles al hielo, y 25mm en el resto de zonas no expuestas. Tienen un sistema de asistencia por bombeo de aire comprimido (burbujeo) que disminuye el rozamiento del hielo alrededor del casco formando una película de burbujas que salen a razón de 24m3/seg desde unos chorros situados a 9 metros de profundidad. Figura 19: 50 Let Pobedy 24 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR DATOS PRELIMINARES DEL BUQUE En este punto del proyecto se ha elaborado una tabla con el conjunto de buques de propulsión nuclear y sus características dimensionales, velocidad y potencia, con el objetivo de tener una visión de la línea de diseño que debe seguir el proyecto. Partiendo de toda la información recogida sobre la clase Arktika y una vez estudiado tanto las dimensiones como la forma del casco de estos buques se ha estimado una forma preliminar del casco. Para la modelización del casco se ha usado un software CAD (Rhinoceros) altamente compatible con los programas de análisis de diseño del casco como el Maxsurf, Hullspeed, etc. Figura 20: primera estimación de las formas del casco Nombre eslora (m) manga (m) calado (m) puntal(m) Desp. (t) vel. (kn) pot. (KW) 50 LET POBEDY 160 28 11 17 25840 21 55200 ROSSIYA 150 28 11 17 23625 21 41392 SOVETSKIY SOYUZ 150 30 11 17 23460 19,5 55200 TAYMYR 150 29 916 21100 18,2 43880 VAYGACH 150 29 916 21228 18,2 43880 ARKTIKA 148 28 11 17 23460 21 55168 SIBIR 148 28 11 17 23460 21 55168 Mediana 150,72 28,54 10,43 16,78 23167,57 19,99 49984,00 Tabla 1: recopilación de dimensiones buques Nucleares Rusos 25 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR El casco preliminar tiene las siguientes dimensiones: Desplazamiento: 18.703,6 toneladas. Eslora: 150 metros. Eslora (en la linea de agua): 136,4 metros. Manga: 26,7 metros. Puntal: 15 metros. Calado: 10,5 metros. - Si se comparan los valores obtenidos en el diseño preliminar con los recopilados en la Tabla 1 se aprecia una similitud en la línea dimensional. - En éste caso se ha prescindido del diseño del talón, ya que éste se ha diseñado a parte como apéndice. - Al ser un diseño preliminar centrado en la obra viva del buque la parte de obra muerta y la cubierta superior no se han considerado ya que el objetivo era probar las hidrostáticas y resistivos tanto en el programa Masxurf como en el Hullspeed y estudiar si éstas eran realistas o se aproximaban a los resultados deseados. 32 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR A modo orientativo se realiza una comparativa de distintos buques rompehielos de la flota de rompehielos nucleares rusos: Nombre Astillero y (año) de construcción Potencia de Propulsión (MW) Velocidad (kn) Capacidad mínima de romper hielo (m ) Lenin Admiralty Shipyards - SaintPetersburg (1959) 32,0 18 2,0 Arktika Baltiysky Shipyard, Saint-Petersburg (1975) 54,0 18 2,0 Sibir Baltiysky Shipyard, Saint-Petersburg (1978) 54,0 20,6 2,0 Rossiya Baltiysky Shipyard, Saint-Petersburg (1985) 54,0 20,6 2,0 Taimyr Helsinki Shipyard “Wartsila Marine” (1988) 35,0 18,5 1,77 Sevmorput Zaliv Shipyard, Kerch (1988) 32,5 20,8 1.5 Sov. Souz Baltiysky Shipyard, Saint-Petersburg (1989) 54,0 20,6 - Vaygach Helsinki Shipyard “Wartsila Marine” (1990) 35,0 18,5 1,77 Yamal Baltiysky Shipyard, Saint-Petersburg (1992) 54,0 20,6 2,0 50 Let Pobedy Baltiysky Shipyard, Saint-Petersburg (2007) 54,0 18,6 2,8 Tabla 2: Comparativa de Potencia / Velocidad / Astillero y año de construcción de la flota de rompehielos nucleares rusos 33 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR El rompehielos objeto de estudio y diseño se calcula y diseña para que forme parte de la Polar Class 1, (PC-1); para esta clase de buques el grosor del hielo mínimo que debe ser capaz de romper el buque es de 2,8 m. Vemos en la tabla que solo el rompehielos 50 Let Pobedy tiene dicha capacidad de rotura del hielo, aún así, las dimensiones del buque rompehielos 50 Let Pobedy son mayores que las proyectadas para nuestro buque. Formula DNV La determinación de la potencia del buque finalmente se deriva del cumplimiento de las normas de la sociedad de clasificación DNV, para la certificación de buques aptos para la navegación en aguas polares. Según DNV para la clase PC-1, no existen requerimientos concretos para la instalación de una potencia propulsora determinada. DNV invita a seguir, en estos casos, los requerimientos sí indicados para la clasificación general de buques para el servicio en el ártico y servicio de rompehielos. En este caso la potencia de salida del motor propulsor no debe ser inferior a: Donde:  cs tiene un valor mínimo de 1 para buques rompehielos de proa convencional y no puede exceder un valor de 1,2.  γ es el ángulo de proa.  cp es 1 para hélices de paso variable y 1,1 para hélices de paso fijo.  B es la manga máxima en la línea de agua.  T es el calado de diseño  IN es el Ice class Number, este factor se expresa como el grueso de hielo mínimo que debe romper cada tipo de buque según su clasificación, expresado en decímetros. 34 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Por tanto la ecuación para nuestro buque es: Esta potencia es la potencia entregada por el motor o IHP (Indicated Horse Power). La potencia que se entregara a la hélice o DHP (Delivered Horse Power) será un 85%, según DNV, de la potencia calculada: 35 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR DISEÑO DEL CASCO Russian Maritime Register of Shipping Parte 1: Clasificación. Según el “For the Classification and Contruction of Sea-Going Ships Volume 1” de la sociedad de clasificación rusa los rompehielos son buques especializados en cualquier tarea en aguas polares: escolta de barcos en el hielo, superar las crestas de hielo, obertura de un canal navegable, remolcar, romper el hielo y operaciones de rescate. Alerta también que los buques rompehielos deben tener autonomía para moverse per el hielo sin ningún tipo de ayuda. Los rompehielos se distinguen en las siguientes clases (2.2.3.2):  Rompehielos 6: definido por poder hacer tareas de rompehielos en los puertos y en la zona de rada3 pero no en mares árticos, con más de 1,5 metros de espesor en el hielo. Debe ser capaz mantener una movilidad continuada con hielo no dañado con anterioridad de 1metro de espesor.  Rompehielos 7: definido por ser capaz de hacer operaciones de rotura del hielo en zonas árticas y costeras, en el invierno y primavera, con un espesor de hielo no superior a los 2 metros y en verano y otoño de 2,5 metros de espesor. En aguas que no sean árticas debe ser capaz de romper el hielo de 2 metros de espesor y mantener un movimiento de avance continuo en hielos de 1,5 metros de espesor. La potencia mínima que debe tener a la salida del eje son 11 megavatios.  Rompehielos 8: definido por ser capaz de operar en hielos de 3 metros de espesor, durante invierno y primavera, en zonas árticas y navegar durante el otoño y el verano sin restricciones. Deben ser capaces de mantener el avance continuo con 2 metros de hielo y la potencia de salida del eje no debe ser inferior a 22 megavatios.  Rompehielos 9: definido por ser capaz de operar en hielos de más de 4 metros de espesor, durante invierno y primavera, en zonas árticas y navegar durante el otoño y el verano sin restricciones. Deben ser capaces de mantener el avance continuo, con hielo no dañado, y de más de dos metros. La potencia de salida del eje no debe ser inferior a 48 mega-vatios. Según estas definiciones, nuestro buque debe estar dentro de los rompehielos clase 9. 3Una rada es una zona fuera de puerto en la que un barco puede echar el ancla. Se trata de un área cerrada con una apertura al mar, más estrecha que una bahía o golfo. 36 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR La sociedad de clasificación también distingue entre diferentes tipos de buque según: Ice1,Ice2,Ice3: el grupo de buques que no son árticos y en consecuencia no pueden navegar por las aguas heladas del ártico. Arc4, Arc5, Arc6, Arc7, Arc8, Arc9: Buques que pueden navegar en aguas árticas bajo condiciones específicas. La siguiente tabla muestra un resumen de las zonas navegables según el tipo de clase o subclase y además de marcar el periodo del año en que dichos buques pueden navegar. Donde:  IN - navegación independiente  IEN - navegación de escolta-rompehielos.  +/- - operación permitida/no permitida. - Operación de alto riesgo  EN – navegación extrema  H,M,E – navegación dura, media y fácil. Tal y como se aprecia en la Tabla 3 la clase que cumple con las especificaciones definidas con anterioridad es el Arc9 puesto que le es permitido navegar en cualquiera de las zonas Árticas tanto en navegación independiente como realizando el servicio de escolta de otros buques. Tabla 3: Resumen de las áreas navegables según clase y condiciones 37 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Las siguientes tablas muestran el resumen de las condiciones en las que las diferentes subclases de rompehielos pueden navegar así como las estaciones en las que les está permitido hacerlo bajo los diferentes estados del hielo Figura 21: Zonas de navegabilidad para los buques de clase Arc4, Arc5, Arc6, Arc7, Arc8, Arc9 Tabla 4: Clasificación de rompehielos según condiciones de hielo Tabla 5: especificaciones de navegabilidad de las diferentes clases 38 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Figura 23: ángulo del costado β Figura 25: ángulo de proa φ Figura 24: ángulo de proa αo Figura 22: ángulo de proa α Como se muestra en la Tabla 4 y Tabla 5 la clase que cumple mejor con los objetivos de diseño propuestos es la Arc9 que permite navegar en todo tipo de condiciones y durante todo el año. Para cumplir con esta clase el buque debe tener la potencia suficiente para romper mes de 3 metros de espesor de hielo como norma general. En condiciones de invierno debe ser capaz de romper el hielo compacto de 3,5 metros y en verano de 4 metros. Usando los siguientes métodos descritos con anterioridad: embestida para las crestas de hielo y percusión para los hielos compactos. Observamos también que las velocidades permitidas en estas condiciones no deben ser de 12 nudos. En conclusión, según “For the Classification and Contruction of Sea-Going Ships Volume 1” la clasificación del buque es la siguiente: Rompehielos9, subclase Arc9 Parte 2: Formas del casco. Este capítulo se centra en las especificaciones de diseño requeridas por la clasificadora rusa con el objetico de cumplir tanto las generales como las específicas de la clase Rompehielos 9 y la subclase Arc9. - Requisitos Generales de Formas: Ángulos Los requisitos de diseño especificados en el punto 3.10.1.2 del reglamento de DNV para la navegación en hielo, destacan las siguientes formas de la proa y los costados: 39 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Donde:  α: ángulo desde la línea de crujía hasta la línea de flotación de verano de la sección considerada.  β: ángulo del costado medido desde la perpendicular, en la cuaderna, en la línea de flotación de verano.  α0: ángulo desde la línea de crujía hasta el costado medido en el eje de la perpendicular de proa con la línea de flotación de verano.  Φ: ángulo formado por la línea de flotación de verano y la inclinación de la roda. Dichos ángulos deben cumplir la siguiente normativa: Así como β debe estar dentro de los siguientes rangos a lo largo de la eslora de la embarcación. Recomendaciones especiales de la zona de proa y popa:  Las popas de no pueden acabar en espejo.  Los bulbos no están permitidos en la clase Rompehielos.  Es imprescindible la implementación de un talón para los buques de clase Arc9. Tabla 6: Rango de ángulos admisibles según clase. Tabla 7: Rango de valores de β a lo largo de L. 40 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Estructura Zonas de refuerzo para el hielo En la Figura 26 y la Tabla 8 se definen las zonas que deben ser reforzadas para el hielo: Recomendaciones especiales  Obligatoriedad de doble fondo.  Obligatoriedad de doble forro. Requerimientos generales  Las cuadernas intermedias deben ir siempre unidas a las cubiertas con soportes aligerados o con un sistema de vigas. (Figura 28 y Figura 29). Figura 29: refuerzos en las cuadernas Figura 26: Definición de las zonas de hielo Tabla 8: valores de los parámetros de la Figura 26 según clase. Figura 27: Definición zonas del costado Figura 28: refuerzos en las cuadernas 41 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR  Las bulárcamas deben ser continuas hasta el doble fondo.  Las cuadernas intermedias deben terminar (en su parte superior) unidas a la cubierta superior siempre por encima de la zona 1 (ballast line).  En la región I y II la distancia entre longitudinales no debe exceder de 2 metros.  Coincidiendo con la línea de flotación y de lastre (Ice Load line and ballast line) debe instalarse un longitudinal o en su defecto coincidir con una cubierta.  Si la distancia entre cuadernas es más grande a 2 metros deben incorporase cuadernas intermedias.  Las intersecciones entre las estructuras de chapa y las cuadernas deben estar en concordancia con la Tabla 8. Doble casco Una vez definida la configuración transversal para el doble fondo:  En lugar de una quilla vertical debe adoptarse la quilla de cajón o quilla hueca, consistente en dos vagras equidistantes de la de crujía extendiéndose (de forma continua) por el buque lo más a proa y popa posible, hasta el pique de proa y popa. La separación entre las dos varengas no puede exceder a 1,9 m.  La distancia entre vagras de la quilla de cajón y sus contiguas no puede exceder a 4,2 metros medidos en el fondo. Figura 28: refuerzos en las cuadernas Tabla 9: intersección de las cuadernas con las estructura. 48 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Coeficiente de corrección de cargas de área Línea de carga Presión En zonas fuera de la proa Fuerza Línea de carga Cargas de diseño Estimación media de presión en el área Cálculo de espesor: Donde:  tnet = espesor necesario para resistir las cargas del hielo.  ts = margen de corrosión. 49 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Donde:  s = distancia entre cuadernas  AF = factor de área  PPFp = factor de presión de pico.  σF = límite elástico del material.  b =  l = distancia entre los soportes de la cuadernas (longitudinales, vagras, etc) Tabla 15: Tabla d factores. B5 (factores de area); B2 (factores de pico) 50 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Margen de corrosión: Fuerza debido a la embestida Donde:  EKE = 1/2 Δ vram 2 Tabla 17: condiciones de hielo Tabla 16: margen de corrosión 51 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR En los Polar-30 la vram mínima y recomendada es de 4 m/s. Fuerzas Verticales en la Proa Fuerza Vertical de cizalla Donde: Momento flector 52 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Fuerzas verticales de varada en hielo Fuerzas debido a la compresión entre dos témpanos de hielo Presión Local Los buques deben soportar la presión local del hielo que toma un valor diferente dependiendo de las características del hielo y de la zona concreta del casco: 53 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Presión de diseño de la plancha Con el factor de corrección que depende de las dimensiones de las diferentes estructuras según la zona, podemos estimar la presión de diseño de las planchas: 54 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Fuerza de cizalla vertical devido a la embestida o a la varada en hielo En el Gráfico 1 siguientes podemos ver cómo cambian los valores de k para los diferentes valores de la eslora. Grafico 1: Valores de K para embestida y varada. 55 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR CÁLCULOS Una vez realizados los cálculos pertinentes se ha estimado los siguientes valores:  Coeficiente de forma: 0,2368  Estimación fuerza del hielo en proa: 27 kN  Coeficiente de corrección de cargas de área: 7,456  Línea de carga: 7,58 MP/m  Presión: 15 MP  Estimación media de presión en el área de proa: 15,3 MN  Cálculo de espesor en proa: 60 mm  Estimación fuerza del hielo en proa: 8.67 kN  Coeficiente de corrección de cargas de área: 7,456  Línea de carga: 11,14 MP/m  Presión: 10,36 MP  Estimación media de presión en el área de proa: 15,3 MN  Cálculo de espesor en proa: 47 mm  Fuerza debido a la embestida: 1379 kN  Fuerza Vertical de cizalla: 1,44 MN  Momento flector:  entre 0.5L i 0.7L desde la proa : 23,89  desde la proa hasta 0,95L: 9,83  popa:  Fuerzas verticales de varada en hielo: 759,26 kN  Presión de diseño de la plancha: 11836,73 kN  Fuerzas debido a la compresión entre dos témpanos de hielo: 1320,6 k/m  Presión Local: 1000 kN/m  Fuerza de cizalla vertical devido a la embestida o a la varada en hielo: 551,7 kN 56 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR PROPUESTA DE DISEÑO FINAL A partir del estudio de las recomendaciones de las sociedades de clasificación se ha estimado una distribución de los refuerzos, se ha optado por una distribución longitudinal con doble casco y doble forro, con quilla cuadrada y tracas de margen. Para unir la estructura del fondo con la cuaderna se ha usado consolas que soldadas a las cuadernas y a las varengas le dan rigidez a la estructura. Con un espesor de forro exterior de unos 47 milímetros de chapa. Igualmente a partir de dichas recomendaciones y los cálculos realizados se ha hecho una propuesta del diseño del casco que una vez revisado el diseño que se hizo de forma preliminar se ha llegado al siguiente resultado: Figura 35: Diseño del casco, costado Figura 34: Distribución refuerzos zona media del buque. 57 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Una vez obtenido el diseño deseado se ha introducido en el programa Maxsurf y Hullspeed a fin de medir sus dimensiones, comprobar que las formas son correctas y calcular su resistencia en aguas abiertas a diferentes velocidades. Figura 37: Diseño del casco popa. Figura 36: Diseño del casco, proa 64 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR  Los productores de energía térmica y fuentes de transformación de la misma no tienen la necesidad de situarse lo más a popa posible para reducir así la longitud del sistema de transmisión con objeto de minimizar las pérdidas de potencia. Así pues pueden establecerse mejores criterios de estabilidad y operatividad para el buque en la selección de la situación a bordo de dichos equipos.  La inversión de la marcha del buque se resuelve en un sistema eléctrico con un simple cambio de fase, con un sistema de control muy sencillo, obteniendo una respuesta rápida de la inversión de la marcha, por el contrario, en la propulsión convencional la inversión de la marcha presenta más dificultades de operación y mayor tiempo de respuesta, ya sea con un motor reversible o el uso de hélices de paso variable.  A cualquier régimen de operación del buque la maquina primaria de producción de energía siempre funcionara a pleno rendimiento o un punto muy cercano a él, se alarga así la vida útil del equipo.  El control de la velocidad del sistema propulsivo es muy sencillo y de respuesta muy rápida, y se puede llevar a cabo desde cualquier punto del buque que se considere más eficaz según especificaciones de diseño.  La energía eléctrica para la propulsión puede emplearse también para los servicios auxiliares cuando el buque no demanda de toda su potencia propulsora, se reducen así costes de instalación de potencia auxiliar. El uso de un sistema de propulsión eléctrica sin embargo, respecto a la propulsión convencional presenta ciertas desventajas:  Implica un disminución del rendimiento de la instalación a causa del mayor número de pasos intermedios necesarios para la transformación de la energía térmica en energía mecánica, la potencia producida en el dispositivo encargado para ello, ya sea motor de combustión interna, turbina de gas, turbina de vapor, etc. se convierte en potencia eléctrica en el alternador o generador, se distribuye la energía eléctrica por el sistema de distribución y regulación hasta llegar al motor eléctrico que de nuevo transforma la potencia eléctrica en potencia mecánica para mover la hélice.  Mayor peso y empacho por unidad de potencia producida  Mayor consumo energético a regímenes de revoluciones constantes.  El personal a bordo debe estar cualificado y familiarizado para los requerimientos del sistema propulsivo eléctrico, muy distintos al convencional.  Pueden presentarse problemas electromagnéticos entre distintos equipos. 65 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR El motivo principal de la elección de este tipo de propulsión concuerda además con la elección de la energía nuclear como fuente de energía utilizada a bordo, pues la autonomía cuasi indefinida que se asume gracias a la energía nuclear no concuerda con la elección de un sistema propulsivo convencional con motores de combustión interna con el respectivo consumo de combustible, necesidad de tanques de almacenamiento del mismo y de las paradas operacionales para repostar combustible. Hélice Las hélices se seleccionan del tipo de paso fijo, al contar con motores eléctricos, la propulsión reversible requiere de hélices de paso fijo, no existe la necesidad de mantener un número constante de revoluciones del motor para entregar el máximo par y potencia de la forma más eficiente, caso que sí sucede en la propulsión con motores de combustión interna, por tanto no es necesario el uso de hélices de paso variable que es el tipo de hélice más indicado para el caso descrito. Además de este modo se ahorra la instalación y mantenimiento del sistema del control del paso de la hélice. El diámetro de la hélice se determina según las cargas de la hélice. Ejes Se diseña el sistema propulsivo con tres líneas de eje por ser esta la configuración más utilizada en los buques rompehielos rusos del tipo Arktika, en los cuales se inspira el rompehielos objeto de estudio y diseño, además de ser la configuración que más resistencia ofrece al sistema propulsivo en contra del hielo, sin comprometer en exceso las dimensiones del casco y cámara de máquinas. 66 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Motor eléctrico En el grafico siguiente se puede observar las características típicas de un motor de corriente continuo: Se observa en el grafico que el par entregado es máximo a cualquier régimen de operación del motor, excepto en condiciones superiores al 100% de la carga. Por tanto el motor ideal para la propulsión del rompehielos es a priori un motor eléctrico de corriente continuo. El problema de los motores de corriente continua es la limitación de potencia de los mismos, hasta 7500 kW por línea de eje, en contraposición se estima que los motores eléctricos de corriente alterna pueden alcanzar unos 45000 kW por eje propulsivo. En el grafico siguiente se pude observar la curva del par en porcentaje respecto la velocidad de giro en revoluciones por minuto de un motor eléctrico estándar de corriente alterna: Grafico 5: Torque/Potencia/RPM en % en un Motor Eléctrico CC Grafico 6: Torque/RPM en %/RPM en un Motor Eléctrico AC 67 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Se observa en el grafico que el par entregado es elevado a bajas revoluciones y máximo a plena carga, se observa en este caso particular que si el motor trabaja sin carga la velocidad del mismo es de 1800 rpm. La necesidad de romper el hielo implica la demanda de un par máximo a todas las cargas del motor, esto conduce a la elección de motores de corriente continuo como motores para la propulsión del buque y descarta los motores de combustión interna. La necesidad de una elevada potencia propulsora conduce a la elección de motores eléctricos de corriente alterna para la propulsión. El compromiso con la potencia propulsora es más importante que el compromiso con la necesidad de un par máximo a todas las cargas del motor, por tanto se decide instalar como motores propulsores motores eléctricos de corriente alterna. Dentro de los motores de corriente alterna se encuentran motores síncronos, asíncronos y de inducción electromagnética, el rendimiento de los motores síncronos es ligeramente superior al rendimiento de los motores asíncronos y de inducción con potencias similares, entre un 3% y un 4% mayor. Se selecciona por tanto un motor eléctrico de corriente alterna síncrono. Los motores síncronos además disponen de un mayor espacio entre rotor y estator por lo que tienen una mayor tolerancia a la desalineación que los motores asíncronos y los de inducción electromagnética. Las maquinas síncronas son motores trifásicos de corriente alterna que funcionan a la velocidad de sincronismo, es decir que la velocidad del rotor y la velocidad del campo magnético del estator son iguales sin producirse deslizamiento. Para variar la velocidad del motor se deben usar convertidores de frecuencia y para invertir el sentido de giro se debe realizar un cambio de fase. 68 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Sistema accionamiento hélices Un sistema de accionamiento de CA único consta, por lo general, de un transformador de entrada o suministro eléctrico, un convertidor de frecuencia, un motor de CA y una carga. En el interior del convertidor de monofrecuencias hay un rectificador, un enlace de CC y una unidad inversora. Donde: 1 - Rectificador. 3 - Unidad inversora. 2 - Enlace de CC. 4 - Suministro de corriente eléctrica. En nuestro caso nos encontramos con un sistema de multiaccionamiento, caso en el que normalmente se utiliza una unidad rectificadora independiente. Las unidades de inversores se conectan directamente a un enlace de CC común. Donde: 1 - Sección de alimentación independiente 3 - Secciones de accionamiento inversora. 2 - Enlace común de CC. 4 - Suministro de corriente eléctrica. Figura 39: Esquema sistema de acciónamiento de función única. Convertidor de monofrequencias Figura 40: Esquema sistema de acciónamiento de multifunción 69 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Ciclo-convertidores El problema de elección del motor eléctrico de corriente alterna o corriente continuo se ha solventado con la elección de un motor de corriente alterna por requerimientos de la potencia propulsiva. Sin embargo con esta opción se renuncia a la obtención de un par máximo a cargas bajas del motor. Esta condición desfavorable para el proceso de romper el hielo se solventa mediante el uso de ciclo-convertidores. Un ciclo-convertidor es un dispositivo diseñado para llevar a cabo la conversión de corriente AC-AC sin necesidad de las dos etapas convencionales para esta conversión, primero un rectificador de AC-CD y luego de un inversor de CD-AC; lo que eleva el rendimiento de la instalación y reduce la cantidad de componentes necesarios. El ciclo-convertidor puede conseguir que un motor síncrono de corriente alterna se comporte dinámicamente como un motor de corriente continua proporcionando un elevado par al eje desde 0 a las máximas revoluciones del motor y además consigue una mayor rapidez en la inversión del sentido de giro del motor. Como la tensión de energía generada no suele coincidir con la tensión requerida por el ciclo-convertidor es necesaria la instalación de transformadores. Transformadores Un transformador es un dispositivo estático basado en los fenómenos de la inducción electromagnética destinado a transformar un sistema de corrientes variables en otro sistema de corrientes con tensiones e intensidades distintas pero con la misma frecuencia. Cuadros de distribución y recepción de la potencia Los cuadros de distribución y recepción de la potencia albergan las barras de distribución de la potencia, que reciben la potencia eléctrica de los generadores eléctricos y son responsables de distribuir la potencia a los distintos consumidores, tanto los motores de propulsión como los sistemas auxiliares. 70 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Interruptores automáticos Dispositivos de seguridad capaces de cortar el flujo eléctrico en caso de sobrecarga eléctrica del sistema que comprometa la integridad del sistema y del personal trabajando a bordo. Generadores de potencia eléctrica Conectados al engranaje reductor de las maquinas primarias, son los responsables de producir la energía eléctrica a partir de la energía mecánica producida por las maquinas primarias. Maquinas primarias Como maquina primaria se selecciona el uso de turbinas de vapor que aprovechan el vapor procedente del circuito térmico nuclear, para generar trabajo. Engranaje reductor Las turbinas de vapor pueden girar hasta una velocidad nominal de rpm muy elevados, los generadores eléctricos no pueden soportar esta velocidad para su operación, teniendo que trabajar a un régimen de rpm muy inferior, esta diferencia de velocidades de operación obliga la instalación de un engranaje reductor capaz de disminuir la velocidad angular de la máquina hasta valores operacionales aceptables por el generador. Maquinas auxiliares Las maquinas auxiliares son turbinas de vapor de menor potencia y tamaño que las turbinas principales, conectadas a generadores auxiliares para la producción de potencia eléctrica para los servicios auxiliares del buque y servicios auxiliares de la propulsión. 71 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR GENERACIÓN DE VAPOR La generación de vapor en el buque rompehielos se divide en dos circuitos de vapor independientes, el circuito primario y el secundario. El circuito primario consiste en el sistema en que a partir de la energía nuclear se producirá vapor para el circuito secundario. El circuito secundario es el circuito de trabajo del vapor que se expansiona en las turbinas para la propulsión turbo-eléctrica. Ambos circuitos están totalmente separados a nivel de flujo, de tal modo que el flujo de vapor que trabaja en las turbinas no atraviesa en su estado liquido el reactor nuclear. El vapor del circuito secundario se genera en un intercambiador de calor donde sí actúa un flujo refrigerante que pasa por el reactor. Así, el flujo del circuito secundario no sufre la radioactividad del reactor, evitando males mayores en las más que probables pérdidas de vapor en las turbinas, por ejemplo a través de los obturadores. Circuito Secundario El circuito secundario de vapor consiste en una instalación convencional de una planta de turbinas de vapor, con la única diferencia que la caldera o generador de vapor principal es un intercambiador de calor con el liquido refrigerante del reactor donde se produce la vaporización del agua, por tanto no es necesario la aportación de calor por quema de combustible en la caldera. El intercambiador está situado dentro del compartimentado destinado al circuito primario. El vapor generado es vapor saturado, es necesario sobrecalentar el vapor en el mismo intercambiador de calor con el fluido refrigerante del reactor para alcanzar una mayor entalpia antes de trabajar en la turbina. El vapor sobrecalentado es transportado del intercambiador a la máquina de expansión o turbina donde se transforma la energía térmica del vapor en energía mecánica. Al expansionarse el vapor, se produce una diferencia de entalpia entre la entrada y la salida de la turbina, esta diferencia de entalpia es la energía térmica disponible del vapor, a mayor salto entálpico mayor será la energía proporcionada por la turbina. Después de la expansión, el vapor ya con poca entalpia, es enfriado en el condensador. El condensador es un recipiente intercambiador de calor, en el que el vapor se condensa y vuelve a su estado líquido, gracias al calor cedido al líquido refrigerante, en este caso, agua de mar. El agua de salida del condensador es bombeada de nuevo al intercambiador de calor generador de vapor, repitiendo así el ciclo de trabajo del vapor. 72 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Circuito primario El circuito primario consiste en la instalación de la planta nuclear. El objetivo principal de este circuito es que el fluido refrigerante del reactor nuclear transmita el calor absorbido dentro del reactor al agua del circuito secundario, en el generador de vapor, para que se vaporice y pueda expansionarse en las turbinas. El calor necesario se libera en el reactor como resultado de las reacciones nucleares producidas en su interior. La energía térmica es transmitida a un medio refrigerante que circula dentro de un sistema cerrado que pasa por el interior del reactor. Este sistema esta presurizado a un elevado valor de presión para evitar que el fluido refrigerante se vaporice dentro de este circuito. Esto se consigue mediante un tanque de presión. El circuito del líquido refrigerante es un circuito cerrado, dispone de sus propias bombas de circulación, para vencer las pérdidas de carga del sistema. En la figura siguiente se muestra un esquema básico del funcionamiento del circuito primario y secundario de la generación de vapor: El circuito primario, esta encapsulado con un medio protector (7) para evitar fugas radioactivas al medio ambiente. La generación de energía térmica del reactor nuclear (1) está controlada por el dispositivo de control del reactor (2). Una protección específica (3) se añade a la estructura del reactor nuclear. El circuito cerrado del refrigerante del reactor está compuesto por el tanque de presión (4), el generador de vapor (5) y las bombas de circulación del liquido refrigerante (6). Figura 41: Esquema circuito primario y secundario de la generación de vapor 73 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR El circuito secundario es un ciclo convencional de trabajo del vapor, el vapor generado y recalentado en el generador de vapor del circuito primario se transporta a las turbinas de alta presión (9), de baja presión (10) y turbogenerador auxiliar (14). Después de expansionarse el vapor es condensado en el condensador principal (11) procedente del la turbina de alta y baja presión y en el condensador auxiliar (15) el vapor procedente de la turbina auxiliar. Los condensadores son refrigerados por agua de mar gracias a las bombas de circulación de agua de mar (13). En los condensadores el vapor vuelve a su estado liquido y el agua es mandada por las bombas de condensado (12) e nuevo al generador de vapor del circuito primario. Las turbinas de alta y baja presión son las responsables de producir la energía eléctrica en el generador (17) conectados a las turbinas a través del engranaje reductor principal (16). 80 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Radioactividad En su estado natural, todos los isótopos de número atómico superior al 83 son radioactivos. Isotopos de rango inferior se pueden convertir en radioactivos de manera artificial, bombardeándolos con neutrones, alterando así su relación neutrón / protón, antes estable, en el núcleo. La radioactividad se basa en el proceso de estabilización de isotopos radioactivos, que experimentan una descomposición radioactiva dando lugar a la formación de núcleos más ligeros y estables, hasta conseguir la estabilización total del núcleo. La descomposición radioactiva ocurre a través de la emisión de una partícula α, partículas cargadas positivamente compuestas por dos neutrones y dos protones, núcleo del átomo del Helio (He); o de una partícula β, flujos de electrones (beta negativas) o positrones (beta positivas). Junto a la partícula α o β también se pueden emitir uno o varios rayos γ, los rayos gamma son una radiación electromagnética con una frecuencia determinada, poseen una gran cantidad de energía y una corta longitud de onda. Algunos isótopos solo emiten rayos gamma en su proceso de descomposición. La radioactividad ioniza el medio que atraviesa, a excepción del neutrón, que no posee carga, pero ioniza la materia de forma indirecta. Una propiedad muy importante de todos los isótopos radioactivos es el tiempo que dura su desintegración o descenso a un elemento estable. El tiempo estimado hasta la reducción del número de radioactivos a la mitad se conoce como periodo de semidesintegración, reduciéndose así la radioactividad a la mitad. La vida media de un isotopo radioactivo pude variar de microsegundos a miles de millones de años, algunos casos significativos son: 92U238  4,51·109 años. 92U235  7,13·108 años. 88Ra226  1.620 años. 53I135  6,7 horas. 84Po214  10-6 segundos. 81 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Fisión nuclear La fisión fue descubierta en 1939 por Otto Hahn y Fritz Strassman que consiguieron explicar el nuevo fenómeno al suponer que el núcleo de uranio al capturar el neutrón se escindía en dos partes de masas aproximadamente iguales. Las mediciones obtenidas demostraban que por cada fisión se liberaba una energía de unos 200 MeV. En la fisión de un núcleo de uranio, no solo aparecen dos núcleos más ligeros resultado de la división del uranio, sino que además se emiten 2 o 3, 2,5 por término medio, neutrones. Como el proceso en su inicio solo requiere de un neutrón para producir la fisión y de esta se desprenden 2,5 neutrones, se dispone de una situación idónea que da lugar a la reacción en cadena auto-sostenida, obteniendo así energía de forma continua si se dispone de suficiente uranio. Como el uranio es un núcleo pesado no se cumple la relación N = Z, igual número de protones que de neutrones, que sí se cumple para los elementos más ligeros. Por tanto, los productos resultantes de la fisión poseen un exceso de neutrones. Este exceso de neutrones en los productos de fisión hace que sean inestables, es decir, radioactivos, hasta alcanzar la estabilidad al desintegrarse los neutrones excedentes por desintegración de partículas beta generalmente. Cuando un neutrón viaja en un espacio interatómico, pueden suceder tres efectos distintos al impactar este contra un átomo:  El neutrón rebotar contra el átomo de forma elástica produciéndose una dispersión del neutrón: Colisión elástica  Penetrar en el interior del átomo pudiendo desencadenar tres fenómenos distintos:  El neutrón puede ser rechazado de núcleo del átomo con distinto nivel de energía, dispersión inelástica.  El neutrón puede permanecer en el interior del núcleo, capturado.  El neutrón puede causar la fragmentación del núcleo del átomo, fisión. Tanto si el neutrón es capturado por el núcleo o acusa su fisión, en ambos casos se produce la absorción del neutrón por parte del núcleo del átomo. 82 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR La posibilidad de que un neutrón colisione con un átomo es mesurable y varía según la naturaleza del átomo impactado. Depende del área de la sección transversal (ó) que presenta dicho átomo, la unidad de sección transversal se mide en barns siendo: Se considera que un elemento tiene cuatro cuatros secciones rectas diferentes:  Sección recta de dispersión: medida por la probabilidad de rebote del neutrón después de la colisión.  Sección recta de captura: medida por la probabilidad de captura del neutrón sin causar fisión.  Sección recta de fisión: medida por la probabilidad de fisión del átomo después de capturar el neutrón.  Sección recta de absorción: suma de de la sección recta de captura y sección recta de fisión. Estas secciones no son constantes para cada elemento sino que pueden variar según la velocidad de aproximación del neutrón. Asimismo según la velocidad de aproximación del neutrón se pude clasificar al mismo del modo siguiente:  Neutrón térmico: tiene una energía menor que 1 eV, comparable a la energía que poseen los átomos o partículas agitadas térmicamente.  Neutrón intermedio: tiene una energía de entre 1 eV y 105 eV.  Neutrón rápido: posee una energía superior a 105 eV. Figura 42: Posibles efectos del impacto de un neutrón en un núcleo atómico. 83 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Para favorecer el proceso de fisión no conviene el empleo de neutrones rápidos, su alta velocidad reduce mucho la posibilidad de absorción del neutrón ya que el neutrón rápido no permanecerá en las proximidades del átomo el suficiente tiempo para que les afecten las fuerzas nucleares implicadas; por este motivo, para aumentar la posibilidad de absorción del neutrón y la subsiguiente fisión del núcleo se emplean neutrones térmicos. 84 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR REACTORES NUCLEARES Un reactor nuclear es un recipiente herméticamente cerrado, en donde tiene lugar las reacciones nucleares de la fisión atómica de forma controlada, disponiendo de equipos, accesorios y medios necesarios para transformar la energía térmica de la fisión en energía térmica utilizable, ya en el exterior del reactor, para la generación de vapor. Los reactores más utilizados para la propulsión de buques son de agua a presión, comúnmente denominados PWR (Pressurized Light Water Reactor), estos reactores están refrigerados por agua a presión para evitar que el agua se vaporice dentro del reactor. Otro tipo de reactor, mucho menos utilizado en la propulsión de buques es el reactor de solido líquido. Existen varios tipos de reactores nucleares de fisión, cuya diferencia básica es el combustible que utilizan, que influye directamente en el tipo de moderador y refrigerante usados. Existen multitud de posibles combinaciones entre tipo de combustible, moderador y refrigerante, solo algunas son viables técnicamente, aproximadamente 100 combinaciones, contando las opciones con neutrones rápidos. De todas ellas solo unas cuantas se utilizan en reactores de uso comercial para la generación de electricidad. COMBUSTIBLE MODERADOR REFIGERANTE Uranio natural Grafito Aire CO2 H2O (agua ligera) D2O (agua pesada) D2O Compuestos orgánicos H2O D2O Gas Uranio enriquecido Grafito Aire CO2 H2O D2O Sodio D2O Compuestos orgánicos H2O D2O Gas H2O H2O Tabla 21: Tipos de reactores nucleares de fisión comerciales para neutrones térmicos 85 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Existen varias formas de clasificar los distintos reactores nucleares, la más utilizada para reactores comerciales usando neutrones térmicos, es la siguiente, en la que se expresa la combinación moderador/refrigerante utilizada y modo de refrigeración:  PWR: (Pressurized Water Reactor). Reactor de agua a presión. Combustible uranio enriquecido, moderador y refrigerante agua ligera.  BWR: (Boiling Water Reactor). Rector de agua en ebullición. Combustible uranio enriquecido, moderador y refrigerante agua ligera. Tanto los reactores PWR como BWR forman parte de los reactores del tipo LWR (Light Water Reactor), reactores de agua ligera que utilizan como refrigerante y moderador el agua y como combustible uranio enriquecido.  CANDU: (Canada Deuterium Uranium). Combustible uranio natural, moderador y refrigerante agua pesada, compuesta por dos átomos de deuterio y uno de oxígeno, D2O.  AGR: (Advanced Gas-cooled Reactor). Reactor refrigerado por gas avanzado. Combustible uranio enriquecido, moderador grafito, refrigerante CO2.  RBMK: (Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny). Reactor de canales de alta potencia. Combustible uranio natural o enriquecido, moderador grafito, refrigerante agua ligera. Su principal función es la producción de plutonio, y como subproducto genera energía eléctrica  Existen otros reactores, pero su uso no es tan extendido como los anteriores:  FBR: (Fast Breeder Reactors). Reactores rápidos realimentados. Utilizan neutrones rápidos en lugar de térmicos para la consecución de la fisión. Combustible plutonio, refrigerante sodio líquido. Este reactor no necesita moderador.  ADS: (Accelerator Driven System). Sistema asistido por acelerador. Utiliza una masa subcrítica de torio, en la que se produce la fisión por la introducción de neutrones en el reactor, mediante el uso de aceleradores de partículas. Se encuentran en fase de experimentación, y se prevé que una de sus funciones fundamentales sea la eliminación de los residuos nucleares producidos en otros reactores de fisión. El tamaño de un reactor depende, entre otros factores, de de la cantidad de combustible 92U235 presente en el centro activo del reactor; los reactores usados en barcos de superficie tienen una altura entre 12 y 14 metros y un diámetro aproximado de 4,5 metros. 86 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR La figura siguiente muestra las partes esenciales de un reactor nuclear de fisión: El reactor consta de las siguientes partes esenciales:  Combustible: Isótopos fisionables divisibles, o fértiles convertibles en fisionable por activación neutrónica. La forma y composición del combustible puede variar; el combustible está compuesto por material fisionable en íntimo contacto con el moderador y el refrigerador. La envolvente exterior de cada elemento confina los fragmentos de la fisión dentro de los elementos combustibles, y además, sirve como superficie para la transmisión del calor: el envolvente suele ser de aluminio, circonio y aceros inoxidables. Los combustibles utilizados son el Uranio 235, Uranio 238, Plutonio 239, Torio 232, o mezclas de los anteriores. El combustible habitual en las centrales refrigeradas por agua ligera es el dióxido de uranio enriquecido, en el que alrededor del 3% de los núcleos de uranio son U235 y el resto de U238. La proporción de U235 en el uranio natural es sólo de 0.72%, por lo que es necesario someterlo a un proceso de enriquecimiento.  Moderador: Material utilizado para producir en el reactor neutrones térmicos mediante colisiones. El moderador debe bajar la energía inicial de los neutrones emitidos en la fisión de los materiales radioactivos, de 1 o 2 MeV a 1 eV para que sean neutrones térmicos y favorecer así la producción de nuevas fisiones, asegurando así la reacción en cadena. Figura 43: Esquema reactor nuclear fisión y sección transversal 87 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Un moderador debe tener una elevada sección transversal para rebotes y una baja sección transversal para absorción, con objeto de reducir la velocidad de un neutrón después de un pequeño número de colisiones. Los núcleos atómicos cuya masa es próxima a la masa de un neutrón son los más indicados para retardar el neutrón. Por esto se emplea como moderador el agua, agua pesada, grafito, berilio o sodio metálico. El agua es un buen moderador y su coste es muy bajo, aún así hay que tener en cuenta que no puede contener ninguna impureza, pudiendo causar la captura del neutrón o problemas radiológicos.  Entrada del refrigerante: El refrigerante es un fluido cuyo principal objetivo es absorber el calor generado en el interior del reactor. Puede ser gas o líquido, debe poseer muy buenas propiedades para la transmisión del calor, tener buenas propiedades térmicas, no ser corrosivo para el sistema, no ser peligroso si está expuesto a la radiación y tener el menor coste posible. Los refrigerantes más utilizados son el agua, agua pesada, anhídrido carbónico, helio y sodio metálico.  Salida del refrigerante: Orificio de salida del liquido refrigerante del reactor que será transportado hasta el generador de vapor de la instalación respectiva.  Región activa del reactor: Es el corazón del reactor nuclear, está constituida por el combustible, las barras de control, el reflector y los orificios de paso, todo ello dispuesto para permitir el íntimo contacto del combustible, el moderador y el refrigerante. Figura 44: Proceso de fisión posible gracias al moderador 88 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR El reflector está pensado para reducir el escape de neutrones y aumenta la eficiencia del reactor, suele emplearse como reflector agua, agua pesada, grafito o uranio.  Barras de control: Cumplen dos funciones fundamentales en el reactor, mantienen el flujo de neutrones constante y proporcionan un medio para apagar el reactor. El material utilizado para las barras de control debe tener una elevada sección eficaz para la captura de neutrones y una menor sección eficaz para la fisión. Los tres materiales más utilizados son el cadmio, el boro y el hafnio.  Mecanismo exterior de control de las barras: Mecanismo responsable del manejo de las barras de control, puede ser accionado mecánicamente, hidráulicamente o por gravedad, según requerimientos de la situación. Para el correcto funcionamiento del reactor, debe retirar poco a poco las barras de control de la región activa del reactor, hasta que se alcanza la situación de masa crítica; a partir de aquí se requiere muy poca regulación de la posición de las barras de control. En situación de emergencia las barras de control deben poder ser introducidas rápidamente en la región activa del reactor para detener bruscamente su actividad. Si es preciso reactivar el reactor a bordo, se realizara la operación con el suministro de energía procedente del motor diesel de emergencia.  Orificios de paso: Orificios utilizados para proporcionar una intensidad apropiada de circulación del fluido refrigerante a través de las regiones centrales, que debe ser mayor que en las zonas periféricas si hay menor densidad de neutrones en el exterior de la zona activa respecto al interior. Esto pude suceder en caso de pérdidas de neutrones.  Estructura en forma de parrilla: Envolvente de soporten de la región activa, debe tener la estructura óptima mínima imprescindible en la región activa para reducir la captura parásita de neutrones, pero debe ser suficientemente rígida y resistente para mantener las barras de control en la posición correcta y evitar las vibraciones que produce la elevada velocidad del fluido refrigerante sobre ellas.  Protección de plomo.  Pantalla Térmica: Pantalla de acero que concentra el calor en el interior del reactor. Su propósito es reducir la radiación para que esta no afecte a los instrumentos de medidas respectivos y proteger de la radiación al personal de trabajo. 89 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR  Vasija del reactor.  Pantalla biológica: Pantalla que envuelve totalmente al reactor, cumple con el mismo propósito que la pantalla térmica. Ambas pantallas protegen de la radiación; para las pantallas contra las partículas α, se pueden utilizar materiales sencillos ya que las partículas α solo tiene una carga eléctrica positiva de 2, bastara con unos pocos centímetros de capa de aire para atenuarlas. Para las partículas β, cualquier material ligero como el aluminio o algunos plásticos son suficientes para su eficaz atenuación. Sin embargo los neutrones y los rayos γ tienen una elevada energía de penetración, dificultando así su atenuación, los neutrones serán mejor atenuados por materiales elásticos, que puedan provocar colisiones elásticas en su impacto, cualquier material hidrogenado como el polietileno, el polietileno con boro o el agua son elementos eficaces para la atenuación de los neutrones. Para atenuar los rayos γ es necesario el empleo de un material mucho más denso, como por ejemplo, el plomo. La región activa, su envolvente de soporte y la pantalla térmica tienen una estructura resistente común unida al envolvente exterior del reactor, que es la que resiste la presión interior desarrollada durante el funcionamiento del reactor. La masa crítica es la masa de material fisionable que contiene el reactor suficiente para que sea posible mantener una reacción en cadena auto-alimentada. La masa crítica depende del material fisionable y de su pureza, de la geometría y tamaño del reactor y de la materia del moderador y barras de control. 96 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR La tabla 23 indica los parámetros y características principales del reactor KLT-40S PARAMETRO VALOR Potencia térmica (MW) 150 Número de elementos combustibles 121 Tipo de Fuel Cermet3 Diametro del nucleo (mm) 1220 Altura del nucleo 1200 Numero barras de control 8 barras de compensación + 3 barras de protección de emergencia Cantidad de uraanio (kg) 1273 Cantidad de uraanio 235 (kg) 179 Porcentaje de enriquecimiento de uranio en el nucleo (%) 14,1 Vida útil del combustibile (dias) 14000 Tiempo de operación si necesidad de repostar combustible (años) ≈ 2,3 La Figura 23muestra un mapa de la disposición del interior del nucleo. 3Cermet es un tipo de combustible nuclear consistente en partículas cerámicas (Oxido de Uranio)i ntegrada en una matriz cerámica. Su nombre se deriva de Ceramic y Metal, CerMet. Tabla 23: Caracteristicas principales del reactor KLT-40S Figura 46: Mapa del interior del nucleo del reactor KLT-40S 97 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR SEGURIDAD EN SISTEMAS DE PROPULSION NUCLEAR El mayor de los riesgos vinculados la propulsión nuclear no es diferente del que entraña una planta nuclear de generación de electricidad en tierra. El riesgo radiológico y el consecuente daño potencial que podrían causar las radiaciones ionizantes liberadas como resultado de un accidente. Se entiende por seguridad nuclear las medidas de protección de personas, del Medio Ambiente, y de la propia instalación nuclear contra los riesgos radiológicos que éstas representan. Un buque de propulsión nuclear debe satisfacer no sólo las condiciones de seguridad relativas a una planta nuclear, sino también las correspondientes a la seguridad marítima, estando ambas interrelacionadas, es decir, un accidente marítimo, por ejemplo una colisión, puede dar lugar a un incidente/accidente nuclear como pérdida de refrigerante primario; y un incidente/accidente nuclear puede ocasionar un accidente marítimo, como la pérdida del sistema propulsivo por fallo del reactor. El estudio de la seguridad en buques nucleares se puede dividir según los ciclos de generación de vapor del buque, el ciclo primario, responsable de la generación del vapor y que incluye el reactor nuclear, su sistema de refrigeración, los sistemas auxiliares, los sistemas de seguridad y la instrumentación y control respectivos; y el circuito secundario donde se transforma el vapor en potencia útil. Defensa en profundidad El concepto defensa en profundidad constituye el fundamento de la seguridad nuclear de los reactores de propulsión nuclear y también de los reactores industriales. La defensa en profundidad está basada en cuatro barreras físicas (seguridad pasiva) combinadas con cuatro niveles de seguridad (seguridad activa) que evitan los daños radiológicos potenciales provocados por la liberación de material radiactivo, a la tripulación, al pasaje, al público en general y al Medio Ambiente en el supuesto de fallo, error, incidente o accidente. Las barreras físicas son:  Pastilla cerámica de combustible.  Vaina del combustible. 98 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR  Envolvente a presión del refrigerante primario.  Recinto de contención. Los niveles de seguridad son:  Previsión de accidente: Mediante diseño conservador, establecimiento de límites y condiciones operacionales (Especificaciones Técnicas de Funcionamiento), garantía de calidad, cualificación y entrenamiento del personal y cultura de seguridad.  Control de operación incluyendo las respuestas a situaciones anormales y a fallos de sistemas.  Protección contra accidentes: Sistemas de seguridad, procedimientos y acciones del operador.  Mitigación de accidentes: Gestión de accidentes desde el buque y desde el exterior. Protección del recinto de contención. Las barreras físicas contienen de forma independiente las sustancias radioactivas, mientras que los niveles de seguridad evitan o mitigan las consecuencias de los accidentes mediante la prevención de daños a las barreras físicas y al circuito primario. Las barreras físicas y los niveles de seguridad están entrelazados entre sí formando un conjunto de ocho capas de seguridad. Seguridad nuclear Un reactor nuclear, cualquiera que sea su estado incluyendo situaciones de accidente, debe tener garantizados las tres funciones básicas de seguridad:  Refrigeración adecuada de los elementos combustibles.  Control de la reactividad del núcleo.  Confinamiento del material radiactivo. La primera función exige la integridad de la envolvente a presión del refrigerante primario (tercera barrera física), la segunda queda limitada a posibles fallos en la operación de elementos de los control y también a la introducción ocasional de agua fría en el reactor, lo que originaria un aumento inadvertido de la reactividad y por 99 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR tanto de la potencia generada en el núcleo con una variación de tipo exponencial. La tercera exige la estanqueidad del recinto de contención (cuarta barrera física). Una deficiencia en una de estas funciones, podría dar lugar a un incidente/accidente nuclear de graves consecuencias. Según el Organismo Internacional de Energía Atómica (IAEA), se entiende por incidente una degradación de la defensa en profundidad unida a una liberación de radioactividad muy pequeña fuera del buque nuclear y ningún daño al núcleo del reactor ni a las barreras físicas, permitiéndose la sobreexposición no fatal de un tripulante. En caso de superar estas condiciones se estaría en una situación de accidente. La Escala Internacional de Sucesos Nucleares (INES), clasifica estos sucesos en siete niveles, correspondiendo los más bajos (1-3) a incidentes y los más altos a accidentes (4-7). La Escala INES es de aplicación a la industria nuclear civil y al transporte del material radiactivo de esta industria. Sin embargo se pude aplicar la Escala INES a los sucesos nucleares en las plantas de propulsión marina, ya que permite tener una idea de la posible gravedad de los mismos. Pérdida del refrigerante primario La falta de integridad del sistema primario puede causar pérdidas del refrigerante primario teniendo como consecuencia una mala refrigeración de los elementos combustibles y por tanto la posible fusión de las vainas seguida de la liberación de productos de fisión, que finalmente deberán ser retenidos en el recinto de contención, que generalmente no forma parte de la estructura del buque. En caso de pérdidas del refrigerante primario los sistemas de seguridad, son los siguientes, deben mitigar las consecuencias del incidente/accidente:  Sistema de refrigeración de emergencia de alta presión (AP) y baja presión (BP) según el tamaño de la rotura de la envolvente a presión del refrigerante primario (tercera barrera física).  Sistema de evacuación del calor residual.  Sistemas asociados a la contención:  Aislamiento.  Refrigeración y purificación de su atmósfera incluido el control de hidrógeno. 100 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Los reactores PWR integrados presentan una mayor seguridad ante un pérdida del refrigerante primario pues el sistema de refrigeración de emergencia sólo requiere el subsistema de alta presión (AP) no siendo necesarios por tanto ni acumuladores de agua ni el subsistema de baja presión (BP). Así mismo el PWR integrado autopresurizado muestra semejanzas con el reactor de agua en ebullición (BWR), pudiendo disponerse de un sistema de reducción de presión del recinto de contención. Así en caso de pérdida del refrigerante primario, el sistema de refrigeración de emergencia inyecta agua de una piscina de condensación como en los BWR al reactor, mientras que el vapor procedente de la rotura de algún circuito que contenga agua primaria se condensa en la propia piscina, estando asegurado el enfriamiento de la misma por el sistema de refrigeración de componentes que cede su calor al mar a través del sistema de refrigeración de agua salada. El accidente de pérdida de refrigerante primario ha sido la causa principal de incidentes / accidentes nucleares en los submarinos nucleares, habiéndose registrado seis casos. Variaciones incontroladas de reactividad Aumento de la reactividad del núcleo. El aumento incontrolado de la reactividad del núcleo, puede deberse a un fallo operacional de los sistemas de absorción neutrónica. Barras de control En relación con los bancos/barras de elementos de control móviles, en general el diseño de las plantas nucleares navales, sólo permite su accionamiento secuencial en el arranque mientras que en operación a potencia, sólo un banco/barra de control permanece introducido parcialmente en el núcleo (máximo un tercio de su longitud). Es decir, únicamente puede extraerse de forma incontrolada un solo banco, situación que debe ser compensada por el sistema de control. Sistema de compensación química Por otra parte el sistema de compensación química, en general sólo se utiliza en los reactores navales como un sistema de emergencia de protección del núcleo, se conoce como sistema de boración de emergencia. En caso de fallo de una bomba de refrigeración del reactor, se produce una reducción automática de potencia de la bomba, y su posterior arranque, se produce una disminución de la temperatura del refrigerante lo que conduce a un aumento de reactividad que debe ser compensado por el sistema de control del reactor, no debiendo producirse el disparo del mismo. 101 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR En cualquier caso existe como redundancia independiente, un sistema de boración de emergencia. Reducción de la reactividad del núcleo. En el supuesto de parada por avería de una o varias bombas de refrigeración del reactor se produce una disminución de la capacidad de refrigeración del núcleo lo que da lugar a un aumento de la temperatura media del refrigerante y por tanto a un decremento de la potencia generada vía coeficiente de reactividad por temperatura. El sistema de control debe evitar el disparo del reactor, cuya potencia se estabilizará a un nivel inferior de potencia. Si se producen accidentes en el sistema secundario, como rotura de la tubería principal de vapor o de la tubería de alimentación, disparo de la bomba de alimentación o aceleración de la misma, puede evitarse el disparo del reactor si el buque dispone de dos sistemas secundarios. Confinamiento del material radioactivo En la Figura 47 se puede observar un recinto de contención naval, mostrando un reactor nuclear PWR no integrado. Corresponde a un diseño de rompehielos canadiense. Figura 47: Compartimiento de un reactor 102 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR La contención cuya función es evitar la emisión de sustancias radioactivas tanto en operación normal como en condiciones de máximo accidente, como puede ser la rotura en doble guillotina de la tubería de refrigeración del reactor, condiciones que definen la presión y temperatura de diseño de la estructura. La Figura 44 muestra la sección transversal de la estructura del buque nuclear Otto Hahn, en el compartimento del reactor, indicando el recinto de contención y el blindaje secundario. La Figura 48 presenta la sección longitudinal del buque nuclear Otto Hahn en los compartimentos del reactor, de sus sistemas auxiliares y del combustible irradiado, incluyendo, secciones del recinto de contención, del reactor y de la piscina de combustible irradiado. El Otto Hahn estaba propulsado por un reactor PWR integrado y autopresurizado, siendo su presión de trabajo 60 bar. Figura 48: Sección transversal compartimiento del reactor del buque Otto Hahn 103 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Donde: 1 - Núcleo del reactor. 15 - Válvula de inundación. 2 - Generador de vapor. 16 - Blindaje secundario. 3 - Vasija nuclear. 17 - Sistema de ventilación. 4 - Accionamiento elementos de control. 18 - Filtros de carbón activo. 5 - Bombas de refrigerante primario. 19 - Sistema de toma de muestras. 6 - Blindaje primario. 20 - Sistema de gases residuales. 7 - Cámara de detección de neutrones. 21 - Sistema de agua radiactiva. 8 - Sistema de tratamiento de agua. 22 - Tanque de muestras. 9 - Bomba primaria de compensación. 23 - Sistema de agua residual. 10 - Tanque de purgas. 24 - Piscina combustible irradiado. 11 - Injerto para toma de agua. 25 - Cofre de plomo. 12 - Tubería de vapor. 26 - Soporte para elementos combustibles. 13 - Tanque blindaje. 27 - Grúa. 14 - Recinto de contención. 28 - Doble fondo. La Figura 46 muestra la sección longitudinal del recinto de contención del buque nuclear portacontenedores CNS 80. Figura 49: Sección longitudinal compartimiento del reactor del buque Otto Hahn 104 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Donde: 1 - Reactor. 9 - Canal cilíndrico. 2 - Pozo seco cilíndrico. 10 - Blindaje (móvil). 3 - Piscina de contención (pozo húmedo). 11 - Blindaje (hormigón). 4 - Cámara de expansión. 12 - Sistema de ventilación. 5 - Tubería de evacuación del aire de la contención. 13 - Estructura rígida de colisión. 6 - Válvula para el equilibrio de presiones. 14 - Cilindro estructural. 7 - Disco de ruptura. 21 - Medidor del flujo neutrónico. 8 - Esclusa (acceso a la contención). El recinto dividido en altura por una cubierta de operación y está formado por tres cámaras: un pozo seco (2) cilíndrico con domo, situado sobre la cubierta de operación y que envuelve la parte superior de la vasija nuclear, donde están situadas todas las conexiones; un pozo húmedo (3) o piscina para la condensación y reducción de presión del vapor súbito producido en caso de pérdida de liquido refrigerante principal, situada debajo de la cubierta de operación y construida mediante paneles planos exteriores y un cilindro estructural interior (14); y finalmente una cámara de expansión (4) para el almacenamiento del aire desplazado del pozo seco (3) por el vapor generado en la pérdida de líquido refrigerante principal también construida con paneles planos. Figura 50: Sección longitudinal compartimiento del reactor del buque NCS-80 105 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR Tanto la piscina como la cámara de expansión están integradas a la estructura del buque. Los pozos seco y húmedo, están conectados mediante tubos verticales, que se extienden desde la cubierta de operación hasta el fondo de la piscina. Las válvulas de alivio y seguridad de la vasija nuclear descargan a la piscina de condensación (3), de acuerdo con la tecnología BWR. La adopción de una estructura de contención con relajación de presión representa un importante ahorro de peso en relación a una contención simple. Seguridad marítima Los posibles accidentes marítimos de un buque nuclear pueden afectar a la planta nuclear o a sus sistemas auxiliares o de seguridad, generando por tanto un riesgo radiológico. Se consideran los siguientes accidentes marítimos con riesgo radiológico:  Colisión.  Varada.  Vuelco.  Inundación y hundimiento.  Incendios y explosiones. En todas las situaciones de un buque nuclear, incluyendo su pérdida total, el reactor debe tener asegurada las tres funciones de seguridad indicadas en el apartado anterior. La protección del recinto de contención de un buque nuclear requiere una barrera de colisión y una subdivisión consistente en mamparos longitudinales entre barrera y contención, una mayor altura del doble fondo y cofferdams transversales para separar la planta nuclear del resto del buque. 112 PFC: CÁLCULO Y DISEÑO PRELIMINAR DEL CASCO Y SITEMA PROPULSIVO DE UN ROMPEHIELOS NUCLEAR BIBLIOGRAFÍA Libros consultados: -Rouwland F. Pocock, Nuclear Ship Propulsión, ed. Ian Alan, Londres 1970. Normativas: -Det Norske Veritas Ship Rules Pt.5 Ch.1 – Rules for Ice Navegation, July 2011. - Det Norske Veritas Ship Rules Pt.3 Ch.5 – Hull structural design for ships with lenght 100 metres and above, July 209. - Russian Maritime Register of Shipping – For the classification and construction of seagoing ships, Saint-Petersburg 2014. Tesis: -Ørjan Fredrisken, Ice induced Loading on Ship Hull During Ramming, Supervisor: Bernt Johan Leira, IMT; Co-Supervisor: Jorgen Amdhl, Norwegian University of Ciencies and Technology, Department of Marine Technology.