Características de la zona

Centro Atómico Bariloche

El Centro Atómico Bariloche es un Centro de Investigación dependiente de la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), situado en la ciudad de Río Negro, Argentina.
Sus principales actividades consisten en investigación y desarrollo en las áreas de Física Básica y Aplicada e Ingeniería Nuclear, y la formación de recursos humanos de excelencia en dichas áreas.
Bajo su jurisdicción se encuentra el (IB), que es un centro de formación de profesionales en las carreras de Física e Ingeniería Nuclear. El IB es, asimismo, una unidad académica dependiente de la Universidad Nacional de Cuyo.

El Centro Atómico Bariloche es uno de los tres Centros Atómicos con que cuenta la C.E.A. para sus trabajos de investigación y desarrollo.

Desde 1955, año de su creación funciona en él el Instituto de Física, abocado hoy en día a la formación de Físicos e Ingenieros Nucleares en niveles de grado y doctorado.

El Centro Atómico Bariloche aprovecha totalmente la sinergía entre docentes que a la vez son investigadores y estudiantes de grado y posgrado, en un medio dotado con equipamiento de última generación y bibliografía totalmente actualizada.

Sus actividades se distribuyen entre Unidades de Actividad de Física, Materiales y Dispositivos, Ingeniería Nuclear, Proyectos Nucleares Avanzados, Instituto Balseiro y Administración y Logística, las que a su vez cuentan con unos 25 grupos en condiciones de aportar conocimientos y técnicas a la sociedad en áreas tan disímiles como la distribución espacio/temporal de diferentes especies en un ámbito ecológico dado, las aplicaciones de la superconductividad al diseño de sistemas magnéticos o la informatización de una planta de producción, además de las múltiples aplicaciones de la energía nuclear para la producción de energía, la medicina o el cuidado del medio ambiente.

El Centro Atómico Bariloche y el Instituto Balseiro son dos instituciones científicas, ubicadas en la ciudad de San Carlos de Bariloche, Río Negro, Argentina. Este complejo es una dependencia de la (CNEA) con el soporte de la Universidad Nacional de Cuyo desde lo académico, y sus principales actividades son la investigación, desarrollo y transferencia tecnológica en las áreas de Física e Ingeniería, en particular Energía Nuclear, y la formación de recursos humanos, tanto de pre-grado como de post-grado, en las mismas disciplinas.

Biografía de Balseiro:

José Antonio Balseiro nació en la ciudad de Córdoba el 29 de marzo de 1919, cuarto hijo de Antonio Balseiro, quien había emigrado de España en su adolescencia, y de Victoria Lahore, argentina de origen francés.

En 1933 ingresa al Colegio Nacional de Monserrat dependiente de la Universidad de Córdoba de donde egresa con el título de bachiller en 1938.

En marzo de 1939 se inscribe en la Universidad Nacional de La Plata en la carrera del Doctorado en Ciencias Fisicomatemáticas, recibiendo de la Universidad Nacional de Córdoba una beca para cursar la carrera de física que no se dictaba en la misma. En el año 1943 la Universidad de Córdoba prorroga esta beca conforme a las informaciones suministradas por la Universidad de La Plata "donde sigue los cursos de modo brillante año por año y con las más altas notas".

En 1944 aprueba con nota Sobresaliente su tesis doctoral presentada ante la Universidad de La Plata dirigida por el Prof. Ramón Loyarte con el asesoramiento del Prof. Héctor Isnardi.

También en 1944 asiste al acto de fundación de la Asociación Física Argentina de la que formó parte activa a lo largo de su vida y de la que fue elegido presidente en 1959.

Entre 1945 y 1947 trabaja en el Observatorio Astronómico de Córdoba bajo la dirección del Dr. Guido Beck en temas de fisica teórica.

Es designado profesor interino de Trabajos de Investigación en Fisica en la Universidad Nacional de La Plata, cargo al que más tarde renuncia para que pueda asumir la titularidad de la cátedra el Prof. Ricardo Gans quien está de regreso en la Argentina.

El 2 de setiembre de 1950 parte a Manchester con una beca del Consejo Británico para trabajar en la Universidad de Manchester en temas de física nuclear bajo la dirección del Prof. Leon Rosenfeld. Lo magro de la beca y la situación en la Europa de posguerra hacen que su esposa, Maria Mercedes Cueto con quien se había casado en 1948 y su pequeña hija, Beatriz nacida en 1949, deban permanecer en la Argentina.

Es requerido por el gobierno argentino en julio de 1952 para integrar la Comisión Investigadora del Proyecto Huemul y regresa a la Argentina terminando prematuramente su estadía en Manchester. Su "Informe Técnico sobre la Inspección Realizada a la Isla Huemul en San Carlos de Bariloche" es presentado al gobioero argentino en setiembre de 1952.

También en 1952 es designado Director del Instituto de Física de la Universidad de Buenos Aires y en 1954 pasa a prestar servicios a la Comisión Nacional de la Energia Atómica.

En 1954 asiste en Bariloche al Primer Curso de Verano sobre Reactores y Física Teórica dirigido por el Dr. Alberto González Domínguez y en enero de 1955 la CNEA lo designa para dirigir el segundo curso de verano sobre el mismo tema que se realiza on Bariloche conjuntamente con un curso para profesores de física auspiciado por la UNESCO.

El 22 de abril de 1955 se firma el convenio entre la CNEA y la Universidad Nacional de Cuyo creando el Instituto de Física de Bariloche y el 1° de agosto del mismo año y bajo su dirección comienzan las clases y toma a su cargo el curso de Electromagnetismo.

Balseiro murió en Bariloche el 26 de marzo de 1962, unos días antes de cumplir los 43 años y lo sobreviven su esposa y cuatro hijos, Beatriz, Carlos, Mónica y Esteban.

Dejó tras de si un ejemplo de vida regida por los más altos principios de honestidad y decencia, dedicada en buena parte al avance de la ciencia en la Argentina.

Ubicación del reactor :

Está ubicado en el centro atómico Bariloche, alejado de del instituto Balseiro

Descripción del suelo:

El suelo es favorable para el reactor, porque es un suelo irrigado, en una zona montañosa a 1000 metros de altura.

Ya que el reactor está ubicado lejos de la ciudad, una zona entre montañas rodeadas por un lago artificial, con un suelo rocoso es lo ideal para el reactor.

Generación de la energía

En el año 1972, científicos del Comisariado francés de Energía Atómica (CEA) descubrieron uno de los hechos más curiosos y excitantes en el campo de las Ciencias de la Tierra: el fenómeno de Oklo, en Gabón, donde se desarrolló, hace unos 2000 millones de años (2 Ga) y de forma natural, una reacción de fisión nuclear en cadena automantenida. Se cree que tal reactor nuclear pudo operar, intermitentemente, a potencias del orden de kilowatios.(Garzón, 1975; Cowan, 1976; Naudet, 1991).

Recordemos brevemente cómo se pudo producir tal fenómeno. La composición isotópica actual del uranio natural es de 99,3 % de U-238 y 0,7 % de U-235, siendo este último el único isótopo natural fisionable por neutrones térmicos con liberación de nuevos neutrones, y por tanto el único que puede dar lugar a una reacción en cadena. Su reducida abundancia exige someter el uranio natural a un complejo proceso de enriquecimiento, hasta alcanzar el 3 % aproximadamente, para conseguir la reacción en cadena de las actuales centrales nucleares con moderación por agua natural.

Pero dado que el periodo de semidesintegración es de 4,5 Ga para el U-238, y notablemente inferior, de 0,7 Ga para el U-235, resulta que al desintegrarse éste último más rápidamente que aquél, hace miles de millones de años la proporción de U-235 en el entonces uranio natural era análoga, e incluso mayor, que la que actualmente se emplea en las centrales nucleares.

Señalaremos, brevemente, algunas de sus características más notables. Tuvo lugar en ciertos volúmenes individualizados de mineral pechblenda con elevadas concentraciones y grandes dimensiones (lentejones de 10 a 20 m de longitud por 1 m de espesor) localizados en el seno de un depósito ubicado en un zócalo cristalino muy estable (un cratón). Esta circunstancia explica que, a pesar de la proverbial movilidad del uranio (en presencia de O2 ), haya podido permanecer en el mismo lugar durante un tiempo tan dilatado, unos 1.8 Ga, habiendo incluso podido llegar hasta nosotros.

De tipo sedimentario químico, se formó en virtud de procesos bien comprendidos, a saber: erosión, lixiviación, transporte y sedimentación (en el zócalo mencionado).

El oxígeno libre, bastante abundante en la Tierra en la época de referencia, desempeñó un papel de enorme trascendencia al oxidar el mineral primario insoluble (UO2, uraninita) a UO2++ (uranilo), circunstancia que facilitó su transporte por el agua en la forma de un complejo (de uranilo) muy compacto y extraordinariamente soluble.

Cuando las corrientes fluviales procedentes de los macizos circundantes alcanzaron una zona reductora, próxima a la costa, tuvo lugar la transformación, inversa de la anterior, es decir, la reducción del uranilo a óxidos de uranio, insolubles, que fueron acumulándose.

En la época en que se formó, el enriquecimiento del uranio en su isótopo fisionable 235 U, era de un 3%, parecido al de los combustibles nucleares de los reactores de agua ligera. En consecuencia, la acumulación de mineral dio lugar a una reacción nuclear espontánea de fisión en cadena cuando se alcanzaron unas concentraciones de mineral superiores a ciertos valores, las masas críticas. Hubo en total 16 focos de reacción.

Aunque la historia de su descubrimiento es muy instructiva, y por tanto recomendable su lectura, por razones de espacio no vamos a entrar en ella (Naudet, 1991).

Parece obligado preguntarse si hubo algún otro depósito de uranio que se comportara como el de Oklo. Para responder debidamente tendríamos que analizar y valorar las circunstancias que deberían haber concurrido en otros lugares y/o en otras o parecidas épocas para que se hubiera presentado el fenómeno. Esta problemática nos lleva a indagar en las características que debieron de concurrir en el uranio, desde los primeros tiempos de la existencia de la Tierra, hasta la época del depósito de Oklo o, incluso con posterioridad, por ejemplo hasta hace unos 1000 Ma. Es evidente que no tenemos por qué limitarnos a la época en que apareció, debido a que los depósitos minerales, y los de uranio no son excepción, han estado siempre presentes, prácticamente desde que aparecieron las primeras tierras emergidas, hace unos 3.800 Ma.

La circunstancia de que en la biografía del uranio exista un corte tan definido, según que la atmósfera fuese anoxigénica u oxigénica, tuvo una gran trascendencia que aún no se ha valorado debidamente. Con la excepción de muy pocos elementos (Fe, Mn), la mayoría de ellos, en la formación de sus depósitos, se comportaron independientemente de la ausencia o presencia del oxígeno libre. El uranio, sin embargo, experimentó un cambio drástico de gran trascendencia.

A causa de ello, los depósitos de uranio anteriores a hace 2.5 Ga, poseyeron unas características singulares, siendo quizá la más importante, físicamente, la aparición de fenómenos nucleares de fisión en cadena. Aunque existe una abundante literatura acerca del fenómeno de Oklo, cuyo mejor compendio se encuentra en el libro de Naudet (Naudet, 1991), una búsqueda bibliográfica exhaustiva ha puesto de manifiesto la escasa atención que ha recibido el fenómeno para épocas anoxigénicas, es decir pertenecientes al eón archeano (entre 2.5 y 3.8 Ga antes de ahora), lo que podría explicarse por las dificultades que se han venido encontrando en el estudio del citado eón cuyas principales características sólo recientemente comienzan a conocerse (Condie, 1994). Estas dificultades se pueden advertir en el único trabajo que hemos encontrado y al cual habremos de referirnos más adelante (Draganic, 1983).

ESQUEMA DE LA BIOGRAFÍA DEL URANIO

Las características singulares de su comportamiento reflejadas en la figura se deben principalmente al radio del ion U4+ y a la estabilidad química y elevada masa específica de la uraninita (UO2). Dicha estabilidad se mantuvo hasta que la concentración de O2 libre ambiental alcanzó un determinado valor. El 232Th y el 40K son elementos radiactivos de radios iónicos (Th4+, K+) parecidos al del U4+, por lo que, el comportamiento geoquímico de todos ellos es análogo. Estos elementos de periodos grandes, del orden de la edad de la Tierra, contribuyeron a que el planeta se fundiera y se estratificara después, en las capas que conocemos. Los elementos citados, que no eran mayoritarios, no se distribuyeron uniformemente en el planeta, sino que se acumularon en unas capas, en detrimento de otras. Lo hicieron preferentemente en el manto, el cual, por ello experimentó un notable enriquecimiento en la concentración de dichos elementos con respecto a la existente en la nube protosolar.

Procedentes del manto superior, ciertas porciones de materia, eventualmente fluidificadas, ascendieron desde las cámaras magmáticas hasta la superficie del fondo oceánico y/o de la corteza continental, experimentando una diferenciación a causa de su progresivo enfriamiento. Los iones U4+ y Th4+ debido a su tamaño y a la gran energía de activación en el proceso de migración, no pudieron acomodarse en las redes de los silicatos que sucesivamente iban apareciendo, con lo cual las concentraciones del U4+/Th4+ aumentaban en los licores residuales, hasta que finalmente se vieron obligados a precipitar en las últimas fases de la cristalización magmática, mayoritariamente en las rocas ácidas y particularmente en las pegmatitas.

Esta precipitación, por razones termodinámicas, tuvo lugar preferentemente en forma de uraninita, cuyos cristales se acomodaron en los bordes de grano, fisuras, grietas y en inclusiones fluidas. Parecido destino debió de tener el torio, pues aparecen juntos en este tipo de rocas. Consolidadas éstas, se hizo patente el ciclo erosivo, en el que intervinieron el viento y las corrientes fluviales como principales agentes erosivos. La erosión, transporte y sedimentación tuvieron lugar como en la actualidad, si bien con una notable diferencia, pues los granos de arena procedentes de la denudación de las rocas madre, pudieron mantener su integridad química gracias, precisamente, a la ausencia de O2 libre, lo que no ocurrió en épocas oxigénicas en las que el oxígeno transformó los sulfuros en óxidos, los ácidos inferiores en superiores y la uraninita en uranilo.

Es precisamente esta circunstancia la que estableció las grandes diferencias entre los depósitos de uranio, según se formaran en ausencia o en presencia de O2 libre. En este último caso, el uranio se extendió por todas las tierras emergidas, formando una gran diversidad de depósitos (unos 14 tipos). Por ello, el carácter local que debieron tener los depósitos anteriores a la época oxigénica contrasta con la ubicuidad de los depósitos posteriores, cuyas características se han conservado hasta la época actual. Este hecho podría indicar que las concentraciones de uranio en los depósitos anoxigénicos pudieron ser superiores a las correspondientes de épocas posteriores, oxigénicas.

El último tramo del ciclo erosivo consistió en la deposición de las arenas, previamente clasificadas por las corrientes fluidas, en la cuenca de sedimentación. De esta manera se formaron los depósitos de uranio más antiguos, dentro de los cuales las concentraciones de los minerales dependerían principalmente de las características topográficas, habiendo podido alcanzar en muchos casos valores muy superiores a los de los depósitos actuales.

Una acumulación de mineral, estuviese o no integrada en el depósito, la llamaremos agregado.

Sentado lo anterior debemos hacer notar, para cerrar este apartado, los elevados incrementos de los enriquecimientos (no nucleares) que experimentó el uranio desde los comienzos de su existencia en la nube protosolar hasta la formación de estos antiguos depósitos y/o agregados. El enriquecimiento del uranio solamente es superado muy poco por el Zr, Th y K.

LOS AGREGADOS Y/O DEPÓSITOS DE URANIO COMO REACTORES NUCLEARES.

Un agregado es un volumen de mineral que contiene una mezcla de UO2 , ganga y agua. Según veremos más adelante, aunque formara parte de un determinado depósito, puede ser considerado como un volumen (objeto) independiente.

Examinaremos seguidamente las características más relevantes de estos agregados. La mezcla de sus componentes no era uniforme, siendo lo más probable que la concentración de mineral fuese mayor en las zonas centrales que en las periféricas.

El mineral debería de ser principalmente UO2 y ThO2 con una proporción del segundo unas 2-3 veces la del primero. Sin embargo, los análisis realizados sobre muestras de uraninita (Gandstaff, 1980) que por diversas causas se han conservado, indican que esa relación se reduce enormemente a 1/10, lo que parece mostrar que en el proceso de sedimentación de las arenas de UO2 y ThO2 algo debió de ocurrir con el ThO2 para que siguiera un camino diferente. El hecho de que la mayor parte del Th se encuentre en el mineral monacita, en los placeres arenosos de muchas playas, podría quizá explicar la paradoja señalada. No es ésta la única explicación posible, pero, por ahora, supondremos que los agregados poseen principalmente mineral de uranio.

En un trabajo posterior estudiaremos la posible presencia de ThO2 en los depósitos antiguos y su influencia en la dinámica de las reacciones de fisión.

Volviendo a los agregados, la composición de la ganga debió de corresponder a la de la roca madre, por consiguiente a la de una roca ácida, en la que, como es sabido, los elementos mayoritarios son O, Si, Al, Fe, Mg, Ca, Na, K, que alcanzaron un 98% de la masa total de la ganga (Masson, 1960). El agua se encontraría como agua física en los vacíos existentes (poros, fisuras, grietas) y como agua química, de hidratación de algunos iones. La densidad de los agregados dependería de la composición del sistema.

Veamos seguidamente las características que permiten comprender que estos objetos pudieran comportarse como reactores nucleares.

Recordemos que un sistema de este tipo consta básicamente de un combustible nuclear (generalmente un compuesto de uranio), un moderador, en los reactores térmicos, y un refrigerante. En el caso que nos ocupa el combustible era UO2, como en la mayoría de los reactores comerciales, si bien con un enriquecimiento en el isótopo fisionable U-235, en general superior, igual a un 11%, hace 3.5 Ga. Los elementos químicos de la ganga son aceptables moderadores y, además, poco absorbentes de neutrones, lo que representa una ventaja para la economía neutrónica. El agua desempeñó varios e importantes papeles, especialmente como moderador y como regulador de la reacción nuclear.

EL MODELO

Dada la índole del problema hemos creído que sería suficiente utilizar la Teoría de la difusión para un sólo grupo térmico de neutrones. El modelo se construye de manera que la composición del agregado sea uniforme en todo el volumen con unas concentraciones iguales a los valores medios reales correspondientes. El tipo de geometría no es relevante; se puede adoptar cualquiera de ellas. La más cómoda de manejar es la esfera o el cubo, debido a que el volumen depende de un sólo parámetro.

No nos detendremos en explicitar los cálculos, que son conocidos; nos limitaremos a indicar la forma de realizarlos.

Las dos magnitudes que interesa considerar son la constante de multiplicación k8 y la masa crítica Mc. La relación entre ellas es:

keff = k / 1+(L2 + ð ) B2m = k /1+ M2 B2m [1]

siendo k = ð ð pf.

Las magnitudes que figuran en estas expresiones son las habituales. Bm es el laplaciano material que coincide con el geométrico Bg cuando keff = 1, esto es, en el estado crítico. El laplaciano geométrico depende de la geometría y vale

Bg = 3ð 2 / ac2 [ 2] para un cubo de lado ac . Por otra parte Bm es, de acuerdo con [ 1] :

Bm2 = (k -1)/ M2 [ 3]

De [ 1] y [ 2] se obtiene:

Mc = 10-3 ρ ac3 ,

siendo ρ la densidad del sistema; ð y L2 son respectivamente el cuadrado de la longitud de moderación (edad de Fermi) y de la longitud de difusión; M2 = ð +L2 es el cuadrado de la longitud de migración; la magnitud ð es el cuadrado de la distancia recorrida por un neutrón medio en su proceso de termalización (distancia a vuelo de pájaro). La introducción de ð se ha realizado como una corrección empírica y cuyo objeto es mejorar las prestaciones de la Teoría de un sólo grupo, la cual, por definición, ignora la primera parte de la biografía del neutrón medio, lo que puede llegar a introducir errores importantes sobre todo cuando aumenta el contenido de agua (Glasston y Sesonske, 1980). Dicha corrección empírica se ha realizado tomando para ð el valor 0.3.w, siendo w el porcentaje de H2O del sistema. El factor 0.3 tiene en cuenta el hecho de que para w = 100, el valor coincide con el que se ha asignado a ð para el agua.

La mayoría de las magnitudes que figuran en las expresiones [ 1] y [ 2] dependen de las características nucleares de la mezcla, por lo tanto de las secciones eficaces de absorción, dispersión y transporte (que son esenciales de los núcleos) y de las concentraciones de éstos (que coinciden con las atómicas), expresadas en átomos cm-3 . Resultan así las magnitudes ð i = σ i N. A su vez N se expresa en función de las concentraciones (por ejemplo en %) y de ρ , cuya expresión se obtiene admitiendo el postulado de aditividad de volúmenes (del combustible, UO2, ganga y H2O).

Debido a la crudeza del modelo los resultados obtenidos son sólo aproximados, debiéndose notar que dada la índole de este estudio, no tendría mucho sentido pretender mejorar su exactitud.

Como variables de estado del sistema podemos elegir la concentración de mineral, c, la del agua, w, y la época de la reacción t, pues la concentración de la ganga, es: g = 100-c-w. La edad t determina unívocamente el enriquecimiento del uranio en 235 U, de acuerdo con una ecuación muy conocida. El volumen de mineral es V = 100/ρ y V ð Vc + Vg + Vw

Los parámetros k8 y Mc son pues, funciones de c, w y t, y éstas, a su vez, contienen las secciones eficaces. Podemos escribir:

k = k (c, w, t)

Mc = Mc (c, w, t),

estando relacionadas por la ecuación crítica keff = 1.

RESULTADOS, ANÁLISIS Y DISCUSIÓN.

Comenzaremos señalando que los valores Mc se refieren a estados críticos, definidos por la condición: keff = 1, lo que supone que k8 debe ser superior a la unidad. En cambio los valores de kð se refieren a cualquier estado. En el contexto de este trabajo interesa conocer cómo varía kð con la concentración del mineral, el contenido de agua y el enriquecimiento, es decir, la edad. Las figuras 2, 3, 4, 5 y 6 resumen los resultados obtenidos con el modelo. En general, indican la gran influencia ejercida por el agua. En efecto, se puede observar que Kð se mantiene por debajo de la unidad, aunque los enriquecimientos sean enormes. Veremos en seguida la gran importancia de este hecho en la estabilidad del sistema.

Este resultado muestra que un sistema de esta naturaleza no puede explotar como una bomba atómica, pues en cualquier excursión que lo llevara a la supercriticidad se eliminaría todo vestigio de H2O y el reactor dejaría de ser crítico. Para Draganic el destino de estos reactores sería el de explotar como bombas atómicas.

El hábito de las curvas de la figura 4 es coherente, según veremos más adelante, con el autocontrol del reactor mediante el agua.

En un estado crítico (que puede satisfacerse para diversos valores de las variables de estado), ocurre que, por definición, la tasa de producción de neutrones es igual a la tasa de absorción y a la de fugas fuera de los límites del sistema. Una situación de estas características es teóricamente estacionaria; la densidad neutrónica, n, el flujo

ð = nv (v, velocidad media de los neutrones) y la tasa de producción de energía,

e = s f Nð , se mantienen constantes. Sin embargo un estado crítico no es, en principio, realizable porque en seguida se consumirá algo de material fisionable, con lo que a menos que se fuera reponiendo, la tasa de producción se vería disminuida. En la práctica el inventario de dicho material, al ser superior al umbral Mc, permite hacer frente durante muy largo tiempo al consumo del mismo.

Haciendo variar la absorción de neutrones (desde el exterior en los reactores comerciales) se consigue que, a pesar de ser m > Mc, el valor medio de keff sea la unidad, con lo cual el sistema se mantiene en el estado crítico (o muy próximo al mismo).

Los resultados obtenidos, reflejados en las figuras y en la tabla ponen de manifiesto que los fenómenos críticos pudieron darse en los ambientes de los depósitos de uranio, tanto más fácilmente cuanto más antiguos fuesen. Si a pesar de ello no se alcanzaba una concentración media de algunas unidades por ciento, en muchos de ellos, sin embargo, tendrían que haberse presentado concentraciones locales suficientemente superiores al valor medio correspondiente para que hubiera sido posible la aparición de fenómenos nucleares críticos. No se trata de una hipótesis ad hoc, pues es bastante frecuente, que en la explotación de muchos depósitos, se encuentren ejemplares mineralizados, que suelen ser piezas de museo. Sería en estos volúmenes donde se cumplirían sobradamente las condiciones de criticidad.

Llegamos así al concepto de agregado que se introdujo en el apartado 2 para que el modelo fuese más asequible conceptualmente, es decir, se pareciera más a los reactores nucleares construidos por el hombre.

Aplicando el modelo al depósito de Oklo para el que se conoce su edad se obtienen las dimensiones de los agregados, que coinciden muy bien con las de los diversos focos de reacción que se han localizado en aquél.

Para edades más pequeñas el modelo indica que las condiciones son cada vez más difíciles de cumplir, estimándose que un límite próximo para la aparición del fenómeno pudiera situarse en torno a hace unos 1000 Ma.

En realidad, la existencia (especialmente en el pasado remoto) de los fenómenos estudiados en este artículo no deja de ser una hipótesis razonable, que sería conveniente verificar.

UNA APROXIMACIÓN A LA DINÁMICA.

En los sistemas de reactores construidos por el hombre el control del reactor suele hacerse actuando sobre la absorción de los neutrones, lo que se lleva a cabo mediante las barras de control y de regulación, construidas con materiales buenos absorbentes de neutrones. En algunos sistemas la regulación se realiza utilizando un veneno consumible. En el caso de los reactores naturales la sustancia que probablemente controló y reguló el reactor fue el agua, cuyas especiales propiedades hicieron posible que estos fenómenos se mantuvieran durante tiempos bastante dilatados, mucho más que los que consumen otros fenómenos, como los terremotos, volcanes y otros. ¿Cómo pudieron suceder los acontecimientos que hicieron posible la aparición y sostenimiento de estos objetos tan insólitos?.

La primera etapa, es decir la construcción del artefacto ha sido descrita en la sección 2. Se pudo acumular una masa de mineral superior a la crítica sin que el reactor se hiciese crítico gracias a la presencia de algún veneno presente en la ganga ,como algún elemento de los lántanidos, el berilio, boro, etc. Con el transcurso del tiempo dicho veneno se iría cosumiendo, a la par que iría aumentando la reactividad ( exceso de la masa sobre la masa crítica). En estas condiciones podemos partir de un contenido de H2O de w% tal que Keff fuese superior a la unidad. Con una masa superior a la crítica, el flujo neutrónico aumentaría y con él la potencia y la temperatura. Parte del agua se evaporaría, con lo que o bien Keff aumentaba o disminuía según que el contenido de agua fuese superior o inferior al valor correspondiente al máximo de la curva (w, Keff) o de la (w, K). En cualquiera de los dos casos w disminuiría y llegaría un momento en que Keff se hiciese menor que la unidad. A partir de aquí el flujo, la potencia y la temperatura disminuirían, enfriándose el sistema. Alcanzada una temperatura igual o inferior a la del punto de rocío del vapor de agua, éste se condensaría y el agua líquida regresaría por difusión al interior del sistema. Al aumentar el contenido de agua se alcanzaría un determinado valor wc para el que ocurriera Keff > = 1, volviéndose a repetir el ciclo.

A falta de un modelo termohidraúlico, vamos a hacer unas consideraciones cualitativas. Acabamos de ver que el agua, por su movilidad, se comporta como un excelente regulador de la reacción nuclear.

Considerando primero el caso de que el reactor se encontrase en la superficie del terreno o muy próxima a él, la temperatura alcanzada sería la correspondiente a la ebullición del agua a la presión exterior (que de acuerdo con los modelos vigentes climáticos de la Tierra primitiva, puede suponerse del mismo orden que la presión normal, la actual), por lo que dicha temperatura sería de unos 100 ºC. En segundo lugar, el hecho de que exista, además del agua física, el agua ligada químicamente (agua de hidratación de ciertos iones) tuvo un efecto de suma transcendencia al repercutir sobre la temperatura máxima alcanzada, que se elevaría unos pocos cientos de grados centígrados. Como en general es necesario llegar a un 0.3% de agua para que la reacción nuclear se haga subcrítica, resulta bastante verosímil que se al canzaran esas temperaturas.

Por otra parte, al ser los procesos de deshidratación-hidratación mucho más lentos que los de vaporización, la frecuencia de las oscilaciones térmicas sería mayor que en el caso de que toda el agua fuese física.

CÓMO SE PUSO EN MARCHA EL SISTEMA .

En los reactores comerciales, la puesta en marcha inicial se realiza mediante el uso de una fuente de neutrones, que se superponen a los propios del sistema, y así las indicaciones de los medidores de flujo son fiables al no ser tan pequeñas, como sería el caso de no actuar la fuente extra.

En los reactores naturales no es necesario incorporar una fuente extra porque ya existe dentro de la masa de mineral. Existen varios tipos de fuentes extras naturales, siendo la más efectiva la que procede de las reacciones entre las partículas alfa provenientes de las series radiactivas de los isótopos del uranio y del 232Th y los elementos ligeros presentes en la ganga. Aunque el flujo de las fuentes sea muy pequeño , al cabo de poco tiempo, debido a la multiplicación neutrónica, se hace lo suficientemente grande como para que el reactor comience su andadura vital.

LA FISION NUCLEAR .

La FISION NUCLEAR es una reacción nuclear en la que tiene lugar la rotura de un núcleo pesado. A raíz de esta escición el núcleo se separa en dos fragmentos acompañado de radiación, emisión de 2 o 3 neutrones y liberación de gran cantidad de energía (200 Mev.), que se transforma finalmente en calor.

Los Neutrones que escapan de la fisión al bajar su energía , están en condiciones de fisionar otros núcleos pesados ( Uranio-235), produciendo una reacción nuclear en cadena.

El proceso de Fisión permite el funcionamiento de los actuales Reactores Nucleares

El Uranio

La materia está formada por átomos, cada uno de los cuales está formado por un núcleo central y una serie de electrones que giran alrededor del mismo. El núcleo está compuesto por protones y neutrones, siendo el número de protones igual al de electrones. La suma del número de neutrones más el número de protones se llama "número másico". Cuando dos átomos tienen el mismo número de protones, pero distinto número de neutrones se les llama "isótopos".

Como se sabe, el uranio tiene 92 de número atómico y 238 de masa atómica, y posee, por lo tanto, 92 protones, 92 electrones orbitales y 146 neutrones. El número de sus átomos es inestable como, lo demuestra su radiactividad. Cuando un neutrón golpea un núcleo de uranio, éste se escinde en dos núcleos de masa atómica media, liberando una gran cantidad de energía.

La primera experiencia fue realizada por un físico alemán Otto Hahn (1879-1968) en 1939, bombardeando el uranio con electrones lentos durante meses. Hahn y sus colaboradores habían obtenido durante aquel tiempo átomos de bario, elemento con una masa atómica aproximadamente la mitad de la del uranio : el uranio se había escindido en dos partes. Pero se advirtió que las dos mitades también eran núcleos inestables y que, por tanto, se desintegraban fácilmente hasta detenerse sobre núcleos estable : una especie de cataclismo atómico a escala microscópica.

Los físicos, continuando con la experiencia, apreciaron que la escisión afectaba casi totalmente al uranio 235, que está presente, en el porcentaje mínimo, en el uranio 238, mezcla de tres isótopos. Dedicaron su atención a un hecho de enorme importancia :en la escisión del núcleo de uranio235 se emitían neutrones que chocaban con otros núcleos, alargando así la escisión. Se inicia de este modo una reacción en cadena que se expande en avalancha, transformando en brevísimo tiempo la materia en una enorme cantidad de energía. El proceso requiere menos de una millonésima de segundo.

El fenómeno de demolición del uranio recibe el nombre de fisión (que significa escisión). Las sustancias escindibles y generadoras de la reacción se denominan físiles. El único físil natural es el uranio 235. Existen, sin embargo, sustancias artificiales físiles, como el uranio 233 y el plutonio 239. Las condiciones para que se realice la fisión son las siguientes :

_Producir uranio 235, es decir, separarlo de los otros isótopos.

_Producir neutrones, regularizar su velocidad y la de los neutrones liberados en la reacción en cadena.

El uranio natural que se saca de las minas tiene el 0,72% de átomos de U235 y el 99,28% de átomos de U238, es decir, de cada 139 átomos de uranio, solamente hay uno de U235 que se pueda fisionar.

. QUE SON LOS RADIOISOTOPOS ?

Son elementos radiactivos artificiales generados en reactores nucleares. Estos elementos radiactivos se obtienen bombardeando núcleos de elementos estables con neutrones o con partículas cargadas.

Los principales radioisótopos generados en los reactores nucleares de nuestro país son el 99mTc, 131I, 198Au y otros los cuales son destinados a la medicina (diagnóstico y terapia), investigación en la alimentación e Industria y Docencia.

Existen además los isótopos radioactivos naturales que derivan principalmente de los isótopos del Uranio y del Totio. Estos isótopos tienen un ritmo de desintegración radiactivo de miles de millones de años, que han sobrevivido a loss 5000 millones de años, que se estima han transcurrido desde la formación de la corteza terrestre.

El período de semidesintegración radiactiva está definido como el tiempo que transcurre para que la actividad de un isótopo se reduzca a la mitad.

QUE ES EL NEUTRON ?

Es una partícula elemental del núcleo de masa unidad, no posee carga eléctrica. El neutrón es parte constituyente de todos los núcleos de los átomos exepto en el caso del hidrógeno de masa 1.

El Neutrón fué descubierto en el laboratorio de Cavendishen en año 1932 por el físico James Chadwick

CUAL ES LA IMPORTANCIA DEL URANIO ?

El uranio es el combustible nuclear más importante. Contiene núcleos fisionables, esto es que se pueden escindir, los que constituyen el material combustible de los Reactores Nucleares.

Su composición natural es una mezcla de 3 isótopos :

Isótopo	Proporción %
Uranio 238	99,27
Uranio 235	0,72
Uranio 234	0,01

Si la proporción es mayor en el uranio 235 se habla de uranio enriquecido.

Concepto de reactor nuclear, diseño, tipos de materiales para la construcción , funcionamiento, tipos de reactores

Que Es Un Reactor Nuclear?

Es una instalación física donde se produce, mantiene y controla una reacción nuclear en cadena. Por lo tanto, en un reactor nuclear se utiliza un combustible adecuado que permita asegurar la normal producción de energía generada por las sucesivas fisiones. Algunos reactores pueden disipar el calor obtenido de las fisiones, otros sin embargo utilizan el calor para producir energía eléctrica.
El primer reactor construido en el mundo fue operado en 1942, en dependencias de la Universidad de Chicago (USA), bajo la atenta dirección del famoso investigador Enrico Fermi. De ahí el nombre de "Pila de Fermi", como posteriormente se denominó a este reactor. Su estructura y composición eran básicas si se le compara con los reactores actuales existentes en el mundo, basando su confinamiento y seguridad en sólidas paredes de ladrillos de grafito.

Los reactores nucleares

Son dispositivos que producen energía térmica mediante reacciones nucleares de fisión.

El reactor nuclear más usual consta básicamente de un núcleo, en el cual se almacena el combustible nuclear, formado por una sustancia que varía según el tipo de reactor, pero que en todas las ocasiones contiene cierta cantidad de material fisionable, como puede ser el 9 2 U. Este material, en forma de pastillas, se encuentra encerrado en unas vainas metálicas perfectamente soldadas, que impiden cualquier fuga al exterior del material radioactivo.

En el conjunto formado por las distintas vainas de material combustible se encuentran introducidas las denominadas barras de control, construidas de un material que tiene la propiedad de absorber neutrones como cadmio o el boro. Estas barras son las encargadas de mantener la reacción en cadena al ritmo deseado.

Todo el núcleo del reactor se encuentra en una sustancia que recibe el nombre de moderador y que, según el tipo de reactor, puede ser de agua ligera, agua pesada, grafito, etc.. Finalmente, el conjunto está rodeado de una sustancia, el refrigerante, cuya naturaleza varía también según los distintos tipos de reactores y cuya finalidad es transmitir el calor producido en el núcleo a los sistemas que transformarán el mismo en electricidad, manteniendo constante al mismo tiempo la temperatura del núcleo. Según el tipo de reactor, el refrigerante suele ser agua ligera o pesada, gas, e incluso metal líquido en los reactores rápidos.

El agua pesada es una clase de agua de mayor peso (tiene mayor densidad) que el agua común, por tener el hidrógeno un neutrón en su núcleo ; a este tipo de hidrógeno se lo llama "deuterio". Un litro de agua pesada pesa 1105grs.. El agua común contiene un sólo átomo de deuterio por cada 7000 de hidrógeno, por lo tanto, el agua pesada se obtiene del agua común a través de distintos procesos.

La energía eléctrica obtenida a partir del calor, sé, consigue calentando agua hasta generar vapor, el cual mueve los álabes de una turbina. Esta última gira unida a un generador eléctrico produciendo en su movimiento electricidad. El calor se puede obtener a partir de la combustión de carbón, gas, fuel-oil, o bien a partir de la fisión nuclear de átomos pesados. En las centrales convencionales el combustible se quema en el interior de una caldera rodeada de tubos llenos de agua en los que se produce la ebullición.

Elementos De Un Reactor Nuclear

.

1. Nucleo	5. Vasija	9. Agua de refrigeración
2. Barras de control	6. Turbina	10. Agua de refrigeración
3. Generador de vapor	7. Alternador	11. Contención de hormigon
4. Presionador	8. Condesador

El Combustible:
Material fisionable utilizado en cantidades específicas y dispuesto en forma tal, que permite extraer con rapidez y facilidad la energía generada. El combustible en un reactor se encuentra en forma sólida, siendo el más utilizado el Uranio bajo su forma isotópica de U-235. Sin embargo, hay elementos igualmente fisionables, como por ejemplo el Plutonio que es un subproducto de la fisión del Uranio.
En la naturaleza existe poca cantidad de Uranio fisionable, es alrededor del 0,7%, por lo que en la mayoría de los reactores se emplea combustible "enriquecido", es decir, combustible donde se aumenta la cantidad de Uranio 235.

Barras de Combustible:
Son el lugar físico donde se confina el Combustible Nuclear. Algunas Barras de Combustible contienen el Uranio mezclado en Aluminio bajo la forma de laminas planas separadas por una cierta distancia que permite la circulación de fluido para disipar el calor generado. Las laminas se ubican en una especie de caja que les sirve de soporte.

Núcleo del Reactor:
Esta constituido por las Barras de Combustible. El núcleo posee una forma geométrica que le es característica, refrigerado por un fluido, generalmente agua. En algunos reactores el núcleo se ubica en el interior de una piscina con agua a unos 10 a 12 metros de profundidad, o bien al interior de una vasija de presión construida en acero.

Barras de Control:
Todo reactor posee un sistema que permite iniciar o detener las fisiones nucleares en cadena. Este sistema lo constituyen las Barras de Control, capaces de capturar los neutrones que se encuentran en el medio circundante. La captura neutrónica evita que se produzcan nuevas fisiones de núcleos atómicos del Uranio. Generalmente las Barras de Control se fabrican de Cadmio o Boro.

Moderador:
Los neutrones obtenidos de la fisión nuclear emergen con velocidades muy altas (neutrones rápidos). Para asegurar continuidad de la reacción en cadena, es decir, procurar que los "nuevos neutrones" sigan colisionando con los núcleos atómicos del combustible, es necesario disminuir la velocidad de estas partículas (neutrones lentos). Se disminuye la energía cinética de los neutrones rápidos mediante choques con átomos de otro material adecuado, llamado Moderador.
Se utiliza como Moderador el agua natural (agua ligera), el agua pesada, el Carbono (grafito), etc..

Refrigerante:
El calor generado por las fisiones se debe extraer del núcleo del reactor. Para lograr este proceso se utilizan fluidos en los cuales se sumerge el núcleo. El fluido no debe ser corrosivo, debe poseer gran poder de absorción calorífico y tener pocas impurezas. Se puede utilizar de refrigerante el agua ligera, el agua pesada, el anhídrido carbónico, etc..

Blindaje:
En un reactor se produce gran cantidad de todo tipo de Radiaciones, las cuales se distribuyen en todas direcciones. Para evitar que los operarios del reactor y el medio externo sean sometidos indebidamente a tales radiaciones, se utiliza un adecuado "Blindaje Biológico" que rodea al reactor. Los materiales más usados en la construcción de blindajes para un reactor son el agua, el plomo y el hormigón de alta densidad, cuyo espesor es superior a los 1,5 metros.

Tipos De Reactores Nucleares

Existen dos tipos de reactores:

• Los Reactores de Investigación.
  Utilizan los neutrones generados en la fisión para producir radioisótopos o bien para realizar diversos estudios en materiales.

• Los Reactores de Potencia.
  Estos reactores utilizan el calor generado en la fisión para producir energía eléctrica, desalinización de agua de mar, calefacción, o bien para sistemas de propulsión.

Existen otros criterios para clasificar diversos tipos de reactores:

• Según la velocidad de los neutrones que emergen de las reacciones de fisión. Se habla de reactores rápidos o bien reactores térmicos.

• Según el combustible utilizado. Hay reactores de Uranio natural ( la proporción de Uranio utilizado en el combustible es muy cercana a la que posee en la naturaleza), de Uranio enriquecido (se aumenta la proporción de Uranio en el combustible).

• Según el moderador utilizado. Se puede utilizar como moderador el agua ligera, el agua pesada o el grafito.

• Según el refrigerante utilizado. Se utiliza como refrigerante el agua (ligera o pesada), un gas (anhídrido carbónico, aire), vapor de agua, sales u otros líquidos. Estos materiales pueden actuar en cierto tipo de reactores como refrigerante y moderador a la vez.

Hay dos tipos de reactores de potencia de mayor uso en el mundo: el Reactor de Agua en Ebullición y el Reactor de Agua a Presión:

Reactor de Agua en Ebullición (BWR)

Ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Suecia y Alemania.
Utiliza agua natural purificada como moderador y refrigerante. Como combustible dispone de Uranio-238 enriquecido con Uranio-235, el cual como se sabe, facilita la generación de fisiones nucleares.
El calor generado por la reacciones en cadena se utiliza para hacer hervir el agua. El vapor producido se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico. El vapor que sale de la turbina pasa por un condensador, donde es transformado nuevamente en agua líquida. Posteriormente vuelve al reactor al ser impulsada por un bomba adecuada.

1. Núcleo del reactor.	4. Presionador.	7. Alternador.	10. Agua de refrigeración.
2. Barras de control.	5. Vasija.	8. Bomba	11. Transformador.
3. Cambiador de calor (generador de vapor).	6. Turbina.	9. Condesador.	12. Recinto de contención de hormigón armado.
13. Contención primaria de acero.

Reactor de Agua a Presión (PWR)

Es ampliamente utilizado en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón.
El refrigerante es agua a gran presión. El moderador puede ser agua o bien grafito. Su combustible también es Uranio-238 enriquecido con Uranio-235. El reactor se basa en el principio de que el agua sometida a grandes presiones puede evaporarse sin llegar al punto de ebullición, es decir a temperaturas mayores de 100 °C. El vapor se produce a unos 600 °C, el cual pasa a un intercambiador de calor donde es enfriado y condensado para volver en forma líquida al reactor. En el intercambio hay traspaso de calor a un circuito secundario de agua. El agua del circuito secundario, producto del calor, produce vapor, que se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico.

1. Núcleo del reactor.	5. Vasija.	9. Condensador.
2. Barras de control.	6. Turbina.	10. Agua de refrigeración.
3. Cambiador de calor (generador de vapor).	7. Alternador.	11. Transformador.
4. Presionador.	8. Bomba.	12. Recinto de contención de hórmigon armado.

Clasificación de los reactores :

# Según la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión :reactores térmicos (neutrones lentos en equilibrio térmico con el medio en que encuentran) ; reactores rápidos (neutrones rápidos de energía muy elevada).

# Según el combustible utilizado : reactores de uranio natural, en los que la proporción 235/92 U en el combustible es la misma que se encuentra en la Naturaleza, esto es, aproximadamente 0,7% ; reactores de uranio enriquecido, en los que la proporción de 235/92 U se ha aumentado hasta alcanzar un 3 a 4 %.

# Según el moderador utilizado : los que utilizan agua ligera, agua pesada o grafito.

# Según el material usado como refrigerante : los materiales más utilizados son el agua ligera o pesada, o un gas como anhídrido carbónico o helio, que a veces actúan simultáneamente como refrigerante y moderador. Otros refrigerantes posibles son : aire, vapor de agua, metales líquidos o sales fundidas.

El reactor comienza a funcionar cuando, generalmente mediante una fuente externa, se introducen en su núcleo neutrones capaces de producir las primeras fisiones. Éstas dan lugar a nuevos neutrones, que, al chocar con el moderador, reducen su velocidad hasta el valor adecuado para fisionar los núcleos próximos. Así comienza la reacción en cadena, de forma que a cada instante el número de neutrones existente en el núcleo va aumentando progresivamente, y con él, el número de fisiones producidas hasta un valor constante.

Durante todo el proceso, la reacción permanece controlada por medio de las barras de control, encargadas de absorber del núcleo los neutrones precisos para que el número de fisiones se mantenga dentro de un nivel prefijado, sin aumentar ni disminuir con el tiempo. Se dice entonces que el reactor se ha hecho crítico.

Las barras de control pueden funcionar de forma manual ; sin embargo, normalmente están activadas por sistemas automáticos, que mantienen constantemente la criticidad del reactor. Si en algún momento el número de fisiones aumentase mucho, una serie de circuitos de control obligaría a las barras a introducirse totalmente en el núcleo, absorbiendo de esta forma un número muy elevados de neutrones, con lo que cesaría la reacción de cadena y quedaría el reactor apagado.

Las centrales nucleares: instalaciones que complementan al reactor de potencia

CENTRALES NUCLEARES

Principio de funcionamiento

Si bien el funcionamiento de una central depende del tipo de reactor que posea, su esquema de funcionamiento en general es el siguiente :

_Circuito primario : La fisión del uranio enriquecido contenido en el interior de la vasija crea un foco calorífico, cuya energía es recogida y transportada por el refrigerante que fluye por el sistema de tuberías del circuito primario hasta un intercambiador de calor denominado generador de vapor. En el interior de este último, el mencionado fluido discurre a través de unos haces de tubos metálicos que a su vez son bañados exteriormente por un segundo flujo de agua que absorbe durante su contacto con las paredes metálicas la energía anterior, de forma que al final del proceso ha pasado de su estado líquido al estado de vapor. Existen dos circuitos iguales.

_Circuito moderador : El agua pesada de este circuito cumple la función de reducir la velocidad de los neutrones producidos por la fisión nuclear, a través de sucesivos choques capaces de extraerles energía sin absorberlos. Además extrae parte del calor generado por la fisión. El agua del moderador se mueve impulsada por una bomba hacia un intercambior de calor donde cede su calor al circuito secundario, para retornar a la vasija nuevamente. Existen dos circuitos idénticos.

_Circuito secundario : Ya en el circuito secundario el vapor producido por el generador se conduce a una turbina donde se transforma su energía térmica en mecánica. La rotación conseguida de la turbina acciona el alternador de la Central y produce la energía eléctrica. El vapor que sale de la turbina es transformado a su vez en agua mediante la intervención de un foco frío, que es el condensador, y ésta es devuelta al generador de vapor para reiniciar el ciclo. Cabe hacer notar, que el agua del circuito secundario nunca se mezcla con el "agua pesada" de los circuitos primario y moderador. Existen dos circuitos similares.

_Circuito de refrigeración : Para conseguir la condensación del vapor procedente de la turbina se necesita un tercer circuito el de refrigeración, que al fluir por el interior del condensador logra la extracción del calor, del vapor. Para mantener la temperatura del agua a niveles bajos se utiliza el sistema de ciclo abierto, donde se emplea agua del río Paraná de las Palmas. Este agua es impulsada por tres bombas a los tubos del condensador, desde donde retorna nuevamente al río, pasando por una turbina hidráulica.

La necesidad de las centrales nucleares

En nuestro país la energía nuclear, con sólo 2 máquinas, cubre un 12% de la producción eléctrica, mientras que un 36% proviene de generación hidroeléctrica (con más de 80 máquinas) y el resto, un 52% es de origen convencional (carbón, petróleo y gas) con más de 160 máquinas.

Seguridad nuclear

Sistemas de Control.

Básicamente está constituido por las barras de control y por diversa instrumentación de monitoreo.
Las barras de control son accionadas por una serie de sistemas mecánicos, eléctricos u electrónicos, de tal manera de asegurar con rapidez la extinción de las reacciones nucleares.
La instrumentación de monitoreo se ubica en el interior o en el exterior del núcleo del reactor y su finalidad es mantener constante vigilancia de aquellos parámetros necesarios para la seguridad: presión, temperatura, nivel de radiación, etc..

Constituido por una serie de barreras múltiples que impiden el escape de la radiación y de los productos radiactivos.
La primera barrera, en cierto tipo de reactores, es un material cerámico que recubre el Uranio utilizado como elemento combustible.
La segunda barrera es la estructura que contiene al Uranio, es decir, se trata de las barras de combustible.
La tercera barrera es la vasija que contiene el núcleo del reactor. En los reactores de potencia se denomina vasija de presión y se construye de un acero especial con un revestimiento interior de acero inoxidable.
La cuarta barrera lo constituye el edificio que alberga al reactor en su conjunto. Se conoce con el nombre de "Edificio de Contención" y se construye de hormigón armado de, a lo menos, 90 cm de espesor. Se utiliza para prevenir posibles escapes de productos radiactivos al exterior, resistir fuertes impactos internos o externos, soportar grandes variaciones de presión y mantener una ligera depresión en su interior que asegure una entrada constante de aire desde el exterior, de tal forma de evitar cualquier escape de material activado.

Concepto de Seguridad a Ultranza.

Toda central nuclear se diseña y construye bajo el concepto de Seguridad a Ultranza, es decir, se privilegia ante todo la seguridad de toda instalación. Se busca reducir al mínimo posible toda exposición a las radiaciones, no sólo en caso de accidente, sino durante las operaciones normales de su personal.

Cuando se habla de una central nuclear, la gente supone que puede explotar como una bomba atómica, esto es imposible. Las bombas atómicas y las centrales nucleares son esencialmente diferentes. Las bombas requieren, para explotar, la unión rápida de 2 piezas de uranio 235 metálico casi puro, formando una masa compacta de geometría definida. Un reactor nuclear típico, que produzca vapor para una central eléctrica, utiliza uranio cerámico (normalmente en forma de óxido), no metal, con un contenido de uranio 235 a lo sumo del orden del 3% ; el resto del uranio se compone de uno de sus isótopos - el uranio 238 - que no se fisiona en el reactor. En la Central Nuclear Atucha I se utiliza una mezcla de uranio natural con uranio-235 al 0.5%.

Como consecuencia de la fisión nuclear se producen núcleos radioactivos inestables, que se transforman estables transmitiendo radiaciones ; una vez que logran esta condición, ya no las emiten.

# La seguridad nuclear se basa en evitar que se produzcan escapes incontrolados de sustancias radioactivas, lo cual es necesario proteger a los operadores de la central y al público en general. Por esta razón las pastillas de uranio (primera barrera), de una cerámica especial altamente resistente, que es donde se produce la fisión nuclear, se introducen en vainas herméticas (segunda barrera). Estas vainas conformmando un Elemento Combustible se introducen dentro de una vasija, que junto con el circuito primario-moderador forman la tercer barrera ; la vasija va dentro de un gran muro de hormigón armado, que constituyen el blindaje biológico y permite que trabajen los operadores sin riesgo alguno (cuarta barrera). La vasija y el blindaje biológico van dentro de una esfera de acero que los envuelve (quinta barrera). Esta a su vez, es rodeada de un edificio de hormigón armado con paredes de más de medio metro de espesor, que constituye un nuevo blindaje biológico (sexta barrera), y es una defensa física capaz de soportar los mayores impactos del exterior, como la caída de un avión.

# La selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta las características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas del mismo. Se realizan una serie de análisis de sondeos y observaciones para diseñar la instalación de modo que soporte los daños producidos por terremotos, inundaciones, cargas del viento y efectos adversos originados por otros fenómenos.

# El fluido que se emplea para refrigerar el reactor y extraer la energía producida en forma de calor posee cierta radiactividad. Pero esta radiactividad no escapa nunca al exterior, debido a que la refrigeración que toma la central del río no entra jamás en contacto con el agua caliente de la turbina, por lo que no existe contaminación radiactiva del agua exterior.

# Aún en el caso hipotético de un accidente existen sistemas de seguridad que impiden que las consecuencias del mismo causen daños inaceptables. Estos sistemas tienen componentes duplicados e independientes, para que en caso de fallo de uno de ellos actúe su "doble" sin que se deriven efectos perjudiciales. También se duplican las líneas eléctricas, acometidas de agua y otros sistemas cuando por razones de seguridad hay que asegurar el suministro.

# La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.

# La fabricación de componentes y la instalación y montajes se realizan de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.

# Antes y durante el funcionamiento de la central, los diversos componentes se someten a pruebas para comprobar que funcionan de acuerdo con lo previsto en el proyecto. Así mismo se efectúa el mantenimiento preventivo de la instalación.

# Antes de que la central comience a funcionar, se estudia el fondo radiológico de la zona. Durante la explotación, se ejerce una vigilancia ambiental para comparar los resultados de sus medidas con el fondo y poder determinar las más mínima influencia de la instalación sobre la zona.

Gracias a todas estas medidas de seguridad, las centrales nucleares se encuentran entre las instalaciones industriales de mejor calidad y buen funcionamiento.

Radiaciones

Una cuestión que el hombre no suele conocer es que vive rodeado de radiactividad, y lo hace sin preocuparse. La radiactividad no es un fenómeno de hoy. La Tierra está envuelta en radiación y de estas fuentes naturales recibimos una exposición media de 2,4 miliSievert cada año, miliSievert (mSv) es una unidad con la que se mide la radiactividad,.

Este valor corresponde a la radiación procedente de rayos cósmicos, del suelo, de las viviendas y del aire que respiramos. Los materiales radiactivos naturales en la corteza terrestre son absorbidos por vegetales y animales. Cualquier elemento que comamos o bebamos es , por lo tanto, ligeramente radiactivo.

Pero, además, el hombre produce artificialmente radiaciones, como por ejemplo las técnicas de diagnósticos y tratamiento médico (radiografía, tomografías computadas, bombas de cobalto, etc.) y distintos adelantos tecnológicos (la televisión, relojes luminiscentes, etc.). Frente a esto, una persona que viviera a unos 1000 metros de una central nuclear, que se alimentara exclusivamente de los frutos de la zona, que bebiera el agua descargada por la central tendría una exposición de 0.05 mSv/año, de acuerdo a la experiencia de los reactores ya en operación. La población que residiera en un entorno de 80 km. Tendría una exposición del orden de 0.0001 mSv/año. Y más allá de esa distancia sería de 0.00001 mSv /año debido a la central.

Efectos de las radiaciones

Esta demostrado que el hombre puede soportar 250 mSv producidos por las radiaciones sin percibir ningún efecto detectable, e incluso este valor puede alcanzar los 1.500 mSv, recuperándose en algunas semanas. Además no hay que olvidar que el hombre ha vivido normalmente en un ambiente radiactivo (2.4 mSv/año)

A pesar de todo lo mencionado, y como un desafío más se tiende a que las centrales nucleares en operación normal aporten un porcentaje mínimo de la radiactividad natural (0.05 mSv) ; con lo cual sus efectos serán inferiores a los de la propia naturaleza.

Control de las radiaciones

En operación normal, los productos radiactivos están confinados dentro de la pastilla de uranio. Para evitar su dispersión se fabrica el combustible con la máxima calidad, y se diseña la central de forma que el combustible no sufra daño durante la operación normal. Estos objetivos se consiguen mediante un exigente programa de garantía de calidad durante la fabricación, márgenes de seguridad adecuados en el diseño del núcleo, y un sistema de protección que automáticamente, impida las maniobras erróneas que puedan dañar al combustible.

Sin embargo, a pesar de las preocupaciones anteriores, se presupone la hipótesis de que haya fugas en el combustible, que pudieran contaminar el agua de la refrigeración que circula por la vasija ; también se postula la hipótesis de fugas en las tuberías y en su vasija. Por razones, se instala un sistema para el tratamiento de las fugas de los equipos de la central, y se impide que estos afluentes traspasen de forma incontrolada la contención.

Para asegurar que el público no sufra ningún daño el operador de la central está obligado a medir la radiactividad en el ambiente y comprobar , mediante controles en el agua, suelo, aire y alimentos, que las personas que viven en los alrededores, puedan respirar, beber y comer los alimentos de la zona sin peligro alguno. Estos controles también son realizados en forma independiente por la Autoridad Regulatoria.

Cuando se habla de una central nuclear, la gente supone que puede explotar como una bomba atómica, pero esto es imposible. Las bombas nucleares y las centrales nucleares son esencialmente diferentes. Las bombas requieren, para explotar, la unión rápida de dos piezas de uranio-235 metálico casi puro, formando una masa compacta de geometría definida. Un reactor nuclear típico, que produzca vapor para una central eléctrica, utiliza uranio cerámico (normalmente en forma de óxido), no metal, con un contenido de uranio-235 a lo sumo de orden de 3%; El resto del uranio 238- que no se fisiona en el reactor. En la Central Nuclear Atucha Y se utiliza una mezcla de uranio natural con uranio-235 al 0,85%. Como consecuencia de la fisión nuclear se produce núcleos radiactivos inestables, que se transforman en estables emitiendo radiaciones; una vez que logran esta condición, ya no las emiten. La seguridad nuclear se basa en evitar que se produzcan escapes incontrolados de sustancias radiactivas, lo cual es necesario para proteger a los operadores de la central y al público en general. Por esta razón las pastillas de uranio (primera barrera), de una cerámica especial altamente resistente, que es donde se produce la fisión nuclear, se introducen en vainas herméticas(segunda barrera). Estas vainas conformando un Elemento Combustible se introducen dentro de una vasija, que junto al circuito primario-moderador forman la tercera barrera; la vasija va dentro de un gran muro de hormigón armado, que constituye el blindaje biológico y permite que trabajen los operadores sin peligro alguno (cuarta barrera). La vasija y el blindaje biológico van dentro de una esfera de acero que los envuelve (quinta barrera). Esta a su vez, es rodeada de un edificio de hormigón armado con paredes de más de medio metro de espesor, que constituye un nuevo blindaje biológico (sexta barrera, y es una defensa física capaz de soportar los mayores impactos del exterior). Tan importante como tener una buena selección del sitio, un diseño óptimo y una construcción perfecta, es que, la operación de la instalación sea segura, lo cual se logra con personal altamente calificado. Uno de los rasgos distintivos de las plantas nucleares en cuanto a la seguridad, está dado por redundancia de equipos. Lo que indica que para cumplir una determinada función de seguridad, si son necesarios 2 equipos, la central cuenta con 3 ó 4 de ellos dependiendo de la función que deban cumplir. Como ejemplo, se puede citar que todos los componentes importantes de una central funcionan por medio de electricidad. Por lo tanto el suministro eléctrico es muy importante para una central nuclear. La central nuclear Atucha I se abastece normalmente por lo producido por su generador principal. En caso de estar éste fuera de servicio se puede abastecer de energía eléctrica por dos líneas de 220KV. Si a la vez se perdiesen estas dos líneas, puede abastecerse de otra línea externa de 132KV. Si esta línea tampoco estuviese disponible, se colocan en servicio automáticamente tres generadores diesel de 1500 KW cada uno. También se cuenta con la posibilidad de conectarse con los generadores diesel de la Central Nuclear Atucha II. Asimismo, se cuenta con baterías de 220 V y de 24 V para los componentes esenciales. Además están diseñadas con "criterios de diversidad". Esto se refiere a tener distintos tipos de medición de una misma señal o distintos fabricantes, para evitar fallas de modo común, es decir que involucren a más de un componente a la vez. Por último también tratando de evitar este tipo de fallas (ej: incendios), que impliquen la pérdida de equipos que cumplen una misma función, se encuentren físicamente separados unos de otros.

Ciclo del combustible nuclear

El Ciclo del Combustible Nuclear son todos los procesos por los cuales se somete al Uranio desde que se extrae de la tierra hasta su utilización en el reactor y su posterior reelaboración o su almacenamiento como residuo. Consta de las siguientes etapas:

Primera etapa de minería y concentración del Uranio.
En esta etapa se extrae el mineral y se separa el Uranio que contiene. Posteriormente se eliminan las impurezas que aún contiene el mineral de Uranio obtenido en el proceso de separación inicial. La concentración del mineral consiste en utilizar procesos físico-químicos para aumentar los contenidos de Uranio a valores superiores al 70%. En todo el proceso se utiliza Uranio natural cuya composición isótopica es de aproximadamente: 99% de Uranio-238, 0,7% de Uranio-235 y 0,006% de Uranio-234.

Segunda etapa de Conversión y Enriquecimiento.
El Uranio concentrado se purifica por medio de sucesivos tratamientos en disoluciones y precipitaciones hasta que se convierte en un elemento llamado Hexafloruro de Uranio. Posteriormente el Hexafloruro de Uranio se enriquece, es decir, se aumenta la proporción de átomos de Uranio-235 con respecto al Uranio-238. Para ello se realiza una separación selectiva a nivel atómico, utilizando procesos de difusión gaseosa, ultracentrifugación, procesos aerodinámicos, intercambio químico o métodos de separación por láser.

Tercera etapa de Fabricación de Elementos Combustibles.
El Uranio enriquecido se somete a presión y altas temperaturas para transformarlo en pequeños cuerpos cerámicos. Las pastillas cerámicas se colocan en el interior de unas varillas rellenadas con un gas inerte. Las varillas se apilan en un tubo fabricado de una aleación de circonio, dando forma al llamado Elemento Combustible.

Cuarta etapa de Uso del Combustible en un reactor.
Los Elementos Combustibles se introducen en el interior del reactor y forman parte del núcleo del mismo. El Uranio presente en los Elementos Combustibles genera las fisiones que activan al reactor y a medida que transcurre el tiempo se gasta, dejando como desecho los productos de fisión, por ejemplo el Plutonio.
En las centrales de potencia el combustible gastado se almacena temporalmente en la propia instalación, en una piscina especialmente adecuada para ello, lo que permite bajar la actividad de los productos de fisión de vida corta.

Quinta etapa de Reelaboración.
Se sabe que en el combustible gastado se ha consumido sólo una pequeña fracción del Uranio que contiene. Se procede entonces a la reelaboración del combustible con el objeto de separar el Uranio que aún es utilizable. En el Proceso de reelaboración también se pueden aislar ciertas cantidades de Plutonio u otros productos de fisión, los cuales son de utilidad en el funcionamiento de algunos tipos de reactores. La reelaboración es compleja y demanda fuertes inversiones en plantas industriales de alta tecnología.

Sexta etapa de Almacenamiento de Residuos.
El almacenamiento de los residuos puede ser temporal o definitivo. El almacenamiento temporal supone, en algunos casos, el control y posterior reelaboración del combustible gastado. Si no es posible llevar a cabo la reelaboración el combustible gastado se almacena en forma definitiva.
Los residuos radiactivos se pueden clasificar según su origen, su forma (sólidos, líquidos, gaseosos), su nivel de radiactividad, por la vida media de los isótopos radiactivos que contienen (de vida larga, de vida corta), por la intensidad de las radiaciones que emiten, por su radiotoxicidad, o bien por sus necesidades de almacenamiento.
El almacenamiento definitivo generalmente se aplica a aquellos residuos de alta actividad y vida larga, y se puede realizar enterrándolos a distancias relativamente cortas respecto de la superficie terrestre (menos de 20 metros). También, se pueden almacenar en formaciones geológicas de mediana o gran profundidad (decenas a centenares de metros).
Es importante señalar, que el volumen de residuos radiactivos producidos por una central nuclear dependerá de las características de orden técnico del reactor que los produce. Es así como, los reactores de investigación poseen un núcleo pequeño con alta emisión de neutrones, generando cantidades de residuos bastante menores en comparación a los reactores de potencia.

DATOS TÉCNICOS

POTENCIA

_Térmica :1179 MWth

_Eléctrica :357 Mwe

COMPONENTES NUCLEARES

Núcleo de Reactor

• Clase de combustible : Dioxido de uranio natural junto a uranio levemente enriquecido (0.85%) .

• Cantidad de elementos combustibles : 252.

• Forma de los elementos combustibles : haces de 37 barras.

• Longitud activa : 5300 mm.

• Carga total de uranio : 38.6 ton.

• Diámetro exterior de la vaina :11.9 mm.

• Espesor de paredes de la vaina :0.55 mm.

• Material de la vaina : Zicaloy-4.

• Grado de quemado en equilibrio : 6500/11000 MWD/ton..

• Relación de volúmenes moderador/combustible : 16.8.

• Densidad media del flujo térmico : 62W/cm.

• Potencia específica media de la barra combustible : 232 W/cm.

• Cambio de elementos combustibles : Durante el servicio de potencia.

Barra de Regulación y Accionamientos

• Cantidad : 29.

• Materia de absorción : hafnio.

• Tipo de accionamiento : elevador electromagnético.

Recipiente de Presión del Reactor

• Diámetro interno : 5360 mm.

• Espesor de pared de la parte cilíndrica : 220 mm.

• Altura total exterior : 12000 mm aprox..

• Peso de la parte inferior : 320 ton.

• Material base : 22 NiMoCr37.

• Plaqueado : X5CrNiNb199.

Envoltura de Seguridad de Acero

• Diámetro : 50000 mm..

• Presión de diseño : 3.8 ata.

• Espesor : 20 mm.

Sistemas Principales del Reactor

• Cantidad de circuitos paralelos de refrigeración : 2

• Refrigerante y moderador : D2O.

• Caudal de cada circuito de refrigeración : 10000 ton/h..

• Presión de servicio (a la salida del recipiente de presión del reactor) : 115 kg./cm.

• Temperatura del medio refrigerante :

A la entrada del reactor : 262°C.

A la salida del reactor : 296°C.

• Volumen primario : 101 m.

Moderador

• Cantidad de circuitos paralelos : 2

• Caudal/circuito : 700 ton/h.

• Volumen moderador : 123 m.

• N° de tubos de c/intercambior : 1049.

• Material tubos : Incoloy 800.

• Presión : 115 kg./cm.

• Temperatura media : 185°C

Generadores de Vapor

• Cantidad : 2

• Tipo : Intercambiador de calor con tubos en U

• Altura :16000 mm. Aprox.

• Diámetro : 3700/2700 mm.

• Material de la envolvente : acero para construcciones de granulación fina HSB 55 cc.

• Material de las placas tubos : 22NiMoCr37

• Material de los tubos : Incoloy 800

• Cantidad de tubos : 3945.

Bombas de Refrigeración Principal

• Cantidad :2

• Tipo : Bombas centrífugas de una etapa con junta de eje de alta presión exenta de contacto.

• Altura de impulsión (a la potencia nominal) : 12kg/cm.

• Caudal (a la potencia nominal) : 11750 m/h.

• Potencia absorbida por el motor a la carga nominal : 4200 KW.

• Velocidad de rotación : 1490 rpm.

Medio Refrigerante-Moderador

• -D2O con una concentración del orden de : 99.8%

• Inventario de D2O mínimo necesario para operar la planta : 293.4 ton.

COMPONENTES CONVENCIONALES

Instalación de Vapor

• Caudal de vapor vivo : 1856 ton/h.

• Presión del vapor a la salida del generador de vapor : 44 kg./cm.

• Temperatura del vapor vivo :254.9°C

• Humedad del vapor vivo : 0.3%

• Forma constructiva de la turbina : Turbina de condensación de un eje con una carcasa de alta presión de doble flujo.

• Velocidad de rotación del turbo grupo :3000 rpm.

Condensador

• Presión en el condensador : 0.045 ata.

• Temperatura del agua de refrigeración (medio anual) : 22°C.

• Caudal de agua de refrigeración en el condensador : 62500 m/h.

• Cantidad de cuerpos del condensador : 3.

• Cantidad de tubos condensadores para cada cuerpo : 18536.

• Material de tubos : Acero inoxidable.

Generador

• Potencia aparente : 425 MWA.

• Factor de potencia :0.8.

• Tensión : 21 KV.

• Refrigeración :Hidrógeno a 4 kg./cm..

Transformador de Bloque

• Potencia nominal : 400 MWA.

• Relación de transformación : 21 KV/245KV+-11%.

Bombas de Condensado Principal

• Cantidad : 3.

• Tipo : Bombas de cuerpo espiral de doble hélice.

• Altura de impulsión : 9.3 kg./cm.

• Caudal a la potencia nominal : 820 m/h.

Bombas de Alimentación

• Cantidad : 3

• Tipo : Bombas de tres etapas doble entrada.

• Altura de impulsión : 52 Kg./cm.

• Caudal a la potencia nominal : 1000 m/h.

Bombas de Alimentación Posteriores

• Cantidad :2

• Tipo : Bomba centrífuga de 10 etapas.

• Altura de impulsión : 48.7 Kg./cm.

• Caudal a la potencia nominal : 26.5 m/h.

Bombas de Refrigeración del Condensador

• Cantidad : 3

• Tipo : Bombas de rodete en hélice.

• Altura de impulsión :3.05 kg./cm.

• Caudal a la potencia nominal : 21500 m/h.

Turbina Hidráulica

• Cantidad : 1

• Tipo : Francis.

• Potencia activa : 2600 KW.

• Velocidad de rotación : 189 rpm.

• Velocidad generador : 750 rpm.

Grupo Diesel de Emergencia

• Cantidad : 3

• Tipo : 4 tiempos, 16 cilindros en V, refrigerados por agua.

• Potencia :1500 KW.

• Velocidad de rotación : 1500 rpm.

Grupo Diesel de Emergencia (Interconexión con CNAII)

• Cantidad : 2

• Tipo : 18 cilindros en V, refrigerados por agua.

• Velocidad de rotación : 1000 rpm.

NECESIDAD DE LAS CENTRALES NUCLEARES.

Es un hecho probado que en un país, cuando el consumo de bienes y servicios por habitante aumenta, el uso de energía eléctrica también aumenta. En Argentina la demanda de electricidad se ha incrementado de manera similar al aumento del consumo por habitante (pero siempre manteniéndose por encima de éste). En nuestro país la energía nuclear, con sólo 2 máquinas, cubre un 13,51% de la producción eléctrica, mientras que un 35,50% proviene de generación hidroeléctrica (con más de 80 máquinas) y el resto, un 50,99% es de origen convencional (carbón, petróleo y gas) con más de 160 máquinas. CONSERVACION DEL MEDIO AMBIENTE. El efecto invernadero, producido por las emisiones de CO2 a la atmósfera en los procesos de combustión y, en general, la sensibilización mostrada por la población mundial acerca de la contaminación ambiental y el daño irreparable que el hombre está causando a su entorno, son algunas de las razones que justifican la necesidad de generar energía eléctrica de la forma más limpia posible. Todas las actividades desarrolladas por el hombre generan algún tipo de impacto ambiental que afectan directa o indirectamente sobre la salud humana. Las centrales térmicas convencionales- ya sean de carbón, petróleo o gas natural- liberan a la atmósfera productos residuales de estos combustibles fósiles, en forma de óxidos de azufre y nitrógeno altamente contaminantes así como el CO2, originante del efecto invernadero. Las emisiones de gases de las centrales nucleares, son prácticamente nulas al no existir un proceso de combustión convencional. De las centrales productoras convencionales, las de gas natural son las menos contaminantes, pero como contrapunto, utilizan un combustible que es escaso en temporada invernal y a la vez es necesario para el uso doméstico y la industria petroquímica. Para operar la CNA I, durante un año al máximo de su capacidad se requiere de unas 66Ton. de uranio natural. Si se pretendiera generar la misma energía en una máquina térmica equivalente que emplee fuel-oil, debería utilizar unas 765.000 Ton. De dicho hidrocarburo, el cual liberaría al medio ambiente: 202.200 Ton. De CO2, 36.000 Ton. De SO2, 4830 Ton. De NO y 2.500 Ton de cenizas. OTRAS FUENTES DE ENERGIA. El funcionamiento de centrales de carbón, hidráulicas y nucleares, como la Central Nuclear Atucha, ha hecho posible que se reduzca notablemente el consumo de derivados del petróleo en las centrales termoeléctricas. De esta forma el petróleo puede ser utilizado para otros consumos irreemplazables. A su vez nuestro territorio tiene una gran cantidad de mineral de uranio, que no posee otra utilización pacífica que el uso en las centrales nucleares de producción de energía eléctrica. Si bien existen otras fuentes de energía alternativas, tales como la energía solar, eólica, mareomotriz, etc., éstas deben profundizar su desarrollo tecnológico, de manera tal que puedan ser utilizadas a escala industrial y comercial a precios competitivos. Para ésto serán necesarias inversiones importantes y más tiempo de experimentación para lograr una fuente confiable de energía eléctrica. Una cosa es que la energía esté ahí, y otra muy distinta que se pueda usar industrialmente de forma económica, fiable, segura y limpia. Esto último exige un largo período de desarrollo. Para alcanzar la madurez tecnológica actual de las centrales nucleares se ha requerido un vasto programa de investigación, alentando en primer lugar por los países desarrollados y luego por el aporte de la experiencia de más de cuarenta años, de los países que cuentan con centrales nucleares. Por lo expuesto no es de esperar que las fuentes de energía renovable alcancen una madurez tecnológica equivalente hasta más allá del año 2020.

Informaciones adicionales:

Departamento de Sistemas Nucleares

En este departamento se llevan a cabo investigación y desarrollo tecnológicos en física e ingeniería de reactores nucleares y sus áreas relacionadas, enfocados a la solución de problemas en la industria nacional, tanto nuclear como convencional.

La experiencia del personal en el análisis y diseño de núcleos y en el estudio de la seguridad de reactores nucleares, tanto de investigación como de potencia, le ha valido realizar diversos servicios para la Comisión Federal de Electricidad y para la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.

Entre los servicios más importantes a la Central Laguna Verde está el de la administración de combustible, para ambas unidades de la Central. En relación a este trabajo, se tiene un convenio con Electric Power Research Institute, de EUA. que permitirá a investigadores del ININ, participar en la validación de nuevos códigos de cómputo para administración de combustible nuclear.

Otro servicio es el análisis probabilístico de seguridad que se proporciona a la Central Laguna Verde,en colaboración con la CNSNS, donde se realizan análisis de riesgo de agentes externos a las unidades y también se analizan fenómenos transitorios eventuales.

También, esta metodología esta siendo utilizada para realizar mejoras en las especificaciones técnicas de operación de la central, en colaboración con la CNSNS.

REACTORES NUCLEARES ACTIVOS EN EL MUNDO

07/05/1997 - artículo publicado por "Cuarto Poder", el Viernes 25/4/97 (página 15)

VIENA.- Un total de 443 reactores nucleares funcionan actualmente en el mundo, segun datos proporcionados por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), con sede en Viena.

El año pasado, cinco nuevos reactores, con una capacidad eléctrica total neta de 5.717 megavatios, fueron conectados a la red mundial: uno en Francia, dos en Japon y los dos restantes en Rumania y Estados Unidos.

El comienzo de las operaciones, el pasado abril, en un nuevo reactor, el Wolsong 2, en la República de Corea, con una capacidad de 650 megavatios, elevo a 443 el número total de reactores en funcionamiento en todo el planeta, segun la OIEA. Además, en 1996 se iniciaron las obras de construcción de tres nuevos reactores nucleares: dos en Qinshan (China) y uno en Onagawa, Japon, con lo que actualmente hay en construcción 36 reactores en catorce países, entre ellos también Argentina, Brasil y Francia.

ENERGÍA:
La contribución de la energía de orígen nuclear a la producción eléctrica es especialmente elevada en Lituania, con un 83,4 por ciento; Francia, un 77,4 por ciento; Bélgica, 57,2 por ciento; Suecia, 52,4 por ciento y Eslovaquia, 44,5 por ciento.
Siguen Suiza, con un 44,5 por ciento; Ucrania; 43,8 por ciento; Bulgaria, 42,2 por ciento y Hungria, con un 40,8 por ciento.

NOTA: en la Argentina, las centrales nucleares en funcionamiento (Atucha I y Embalse) proporcionan aproximadamente el 15% de la energía eléctrica consumida.

Fin.

2