In v e s tig a c ió n
y d e sarro llo c ie n tífic o s y té c n ic o s
en el d o m in io d e los re ac to re s nucleares
por P. M aldague
1. Los re a c to re s de p o te n c ia
L a investigación aplicada en el dom inio de los reactores nucleares pesa esencialmente sobre, p o r un lado, el perfeccionam iento de reactores de potencia ya probados, y p o r o tro lado, en la puesta a p u nto de nuevos tipos de reactores de potencia que parecen ser prom etedores.
Los tipos de reactores de potencia ya pro b ad o s son:
a. Los reactores de agua liviana presurizada (PW R ) o hirviente (B W R ) de los cuales las Figuras N o. I y 2 m uestran dos ejem plos extrem os sobre el plan de la potencia unitaria. La F igura l se refiere al reacto r BR3 Vulcain en operación en M ol (Bélgica), que corresponde a u n a potencia eléctrica to tal de aproxim adam ente 10 M W . La F igura 2 se refiere al reactor en construcción en Biblis (A lem ania Federal) p a ra u n a central que p ro d u cirá cerca de 1200 MW.
b. Los reactores a gas (A G R ) de los cuales la Figura 3 m uestra un ejem plo reciente: se tra ta del que equipa la central de H inkley P oint B (G ran
Bretaña). Su potencia u n itaria corresponde a 2 x 625 MW.
c. Los reactores de uranio n atural -agua pesada (H W R ) del cual la Figura 4 m uestra un ejemplo bien conocido en A rgentina puesto que se tra ta de aquel en construcción en A tucha (potencia eléctrica correspondiente a 312 MW ).
2. D e s a rro llo de los re a c to re s de p o te n c ia
El perfeccionam iento de los tipos ya pro b ad o s de reactores tiende a increm entar los rendim ientos técnicos (potencia específica, densidad de potencia, potencia unitaria, presión y tem p eratu ra del vapor producido, energía producida entre recargas) del conjunto constituido por el reactor y sus núcleos sucesivos, teniendo en cuenta to d a s las operaciones ligadas al ciclo de com bustible. Estos progresos técnicos ap o rta n u n a m ejora conco m itante del costo de producción del kW /h nuclear.
P arte de estos desarrollos técnicos tienen un carácter prácticam ente co ntinuo en el tiem po: por ejem plo la m ejora del rendim iento term o- hidráulico de los núcleos de reactores. P o r otra p arte otros desarrollos son discontinuos en diversos grados: un caso típico es el reactor a gas H T R , versión de alta tem p eratu ra del reactor A G R .
El estudio de un proyecto de H T R de 600 MW , está en progreso en el plan europeo y su construcción se realiza en O ldbury (G ran Bretaña).
C om o hem os podido com probar p o r las F iguias 1 a 5, los reactores de potencia son instalaciones de gran tam año. Su costo unitario excede am pliam ente al m illar de francos Belgas (es decir 8000 m illones de pesos argentinos) solam ente p a ra la « caldera nuclear » con todos sus accesorios, excluyendo al o los grupos tu rb o -altern ad o res que utilizan el vapor p ro d u cido. Este prim er aspecto de los reactores nucleares es u n a de las razones p o r las cuales el costo de los program as de investigación y desarrollo es especialm ente alto, o tra razón es la am plia gam a de tecnologías a poner en acción. A lgunas de estas son específicas a los reactores nucleaies, otras no lo son, pero su evolución ha sido influenciada en grados diversos por el desarrollo de los reactores nucleares.
El ejemplo más relevante es el de los equipos pesados. L a cubas de reactores dieron origen a nuevos problem as técnicos, debido a su form a, al herm etism o requerido p a ra las ju n tu ra s cuba-tapa, las m últiples penetra ciones (en trad a y salida del refrigerante, m ecanism o p a ra accionar las barras de control, etc.) sus dim ensiones y peso inusitado, y a la acción sobre sus paredes de las radiaciones salidas del núcleo. P ara la solución de estos problem as, fueron necesarios im portantes program as de investigación y desarrollo principalm ente en irradiaciones de m ateriales de base, clásicos o especialm ente ad aptados, en tensom etría en soldaduras de gran espesor, en control no destructivo de m ateriales y soldaduras. Estos esfuerzos se co n tin ú an debido a la evolución de las dim ensiones de las cubas de reactores, ilu strad a p o r la figura 5 (cubas de PW R).
Problem as análogos debieron ser resueltos para los generadores de v a p o r y las bom bas prim arias, de los cuales las fig. 6 y 7 ilustran la evolución de características en el caso de reactores PW R .
Pero es esencialm ente sobre las tecnologías específicas a los reactores nucleares que h a incidido, y continúa a incidir el esfuerzo principa) de investigación y desarrollo. E stas tenologías se refieren a los elem entos y m ontajes de com bustión nuclear que constituye el núcleo del reactor y p o r extensión, a todas las operaciones del ciclo de com bustible nuclear, es decir aquellas que preceden y siguen la irradiación de estos núcleos: p ro ducción de concentraciones uraníferas, purificación del uranio, tra n s form aciones quím icas, enriquecim iento eventual, concepción y fabricación de los elem entos y de los m ontajes de com bustible, tratam ien to quím ico de los núcleos irradiados, reciclaje del plutonio, tratam ien to de los desper dicios radioactivos.
P a ra la casi to talid ad de estas operaciones fué necesario crear y desar rollar técnicas adecuadas p a ra respetar especificaciones severas de im p u rezas, de tolerancias dim ensionales, de resistencia de m ateriales, de corrosión, de contam inación radiactiva o de dosis de radiación. El desarrollo en estas técnicas se hace paralelam ente con los resultados de ensayos llam ados « fuera de pila » es decir sin irradiación, y « en pila » es decir irradiación en un núcleo de reactor. Estos desarrollos paralelos com binados con m étodos de cálculo físicos y term o hidráulicos de los núcleos perm iten las m ayores m ejoras de los reactores nucleares.
U n lápiz de com bustible ha sido desarrollado y p ro b ad o en el program a anglo-belga de investigación y desarrollo BR3 Vulcain, que tratarem o s más tarde. L a p arte activa está constituida de pastillas de óxido de uranio levem ente enriquecido dispuestas en u na vaina de acero inoxidable o de Zircaloy. E sta colum na está so p o rtad a abajo, poi u n a colum na de alum inio y ap re tad a arrib a con un resorte p o r una pastilla de alúm ina. T apones están soldados en las extrem idades de la vaina.
La figura 8 m uestra u n m ontaje del m ism o com bustible conteniendo lápices dispuestos en u n a red trian g u lar d entro de una caja hexagonal
perforada, provista de piezas term inales p ara fijarlas y de rejas-soportes in ter m ediarias. La Fig. 9, m uestra u n a to m a bajo el agua de un m ontaje com o el descripto después de la irradiación.
La F igura 10 m uestra la evolución de la potencia específica p roducida por el com bustible nuclear dentro del núcleo de reactores del tipo PW R . Esta figura pone en evidencia los im portantes progresos que h an sido ya realizados y que todavía son posibles.
4. A sp ecto s relacionados a los im p erativos de seguridad y de confiabilidad
Después de esta co rta exposición sobre las variedades de tecnologías puestas en acción p a ra los reactores nucleares, es necesario m encionar un tercer aspecto, p ro p io de este dom inio: el nivel de calidad, y el cuidado en los m ínim os detalles de las etapas de concepción, de realización y de la operación de los reactores. Estas exigencias están ligadas a un im perativo por un lado de seguridad, es decir de protección de las poblaciones co n tra las radiaciones ionizantes, p o r otro lado de confiabilidad, es decir de segu ridad del funcionam iento que justifiquen las elevadas tasas operacionales y económ icas. En efecto hay pocos dom inios donde las causas más anodinas pueden acarrear daños ta n im portantes.
G racias a la severidad de las precauciones tom adas, las daños causados a personas p o r irradiación en las industrias nucleares se h an lim itado a un pequeño núm ero de casos aislados. P o r el contrario, varias centrales nucle ares im portantes se han detenido d u ran te períodos, alcanzando en algunos casos varios años, debido a defectos im previstos de concepción, de realiza ción o de operación. Se puede citar p o r ejem plo: las vibraciones aparecidas en la p an talla térm ica de varios reactores PW R , debidas a u n m ecanism o de excitación del caudal de agua que provoca pequeñas fluctuaciones de presión sobre la gran superficie de la p antalla térm ica. Es necesario a m enudo un tiem po considerable p ara investigar fenóm enos de este tipo, p ara encon tra r rem edios m ediante estudios y ensayos sobre m aquetas, y finalm ente p a ra aplicar estos rem edios en un reactor que haya funcionado, es decir cuyas partes internas y cuba, fuertem ente radioactivas, no son accesibles a equipos de trabajos.
5. Im p o rta n c ia de los recu rso s re q u e rid o s en in v e s tig a c ió n y d e s a rro llo n u cle a r
Se com prende fácilm ente, que por todas las razones que han sido expuestas la investigación y desarrollo de los reactores, necesitan recursos im portantes en personal calificado, lab o rato rio s, bancos de ensayo y equipos de to d a naturaleza. El costo de los program as de investigación y desarrollo está evidentem ente en pro p o rció n a los m edios requeridos. En general, el costo de desarrollo de un nuevo tipo de reactor es del m ism o orden que aquel de u n a gran central nuclear, o sea cifras redondas: una decena de millares de francos Belgas (o ochenta mil m illones de pesos argentinos). Es p o r eso que estos program as son financiados, al m enos en gran parte, p o r los poderes públicos sobre u n a base fuertem ente internacional.
La elaboración de tales program as, y la decisión de ejecutar cada una de sus fases sucesivas, im plica grandes responsabilidades y objetividad en la apreciación de las posibilidades de éxito de las realizaciones industriales que proseguirán.
Es p o r esto que los grandes program as de investigación y desarrollo nucleares se apoyan sobre estructuras que com prenden:
— C entros nacionales o internacionales especializados en investigación tecnológica nuclear
— C entros universitarios especializados en cada una de las disciplinas concernientes.
— C onstructores de reactores de com ponentes de reactores, agrupados, si se da el caso, bajo la dirección de una oficina de estudios o de un organism o especializado en ingeniería nuclear.
— O rganism os o agrupación de organism os especializados en las diversas etapas del ciclo de com bustión nuclear.
— P roduces de electricidad, explotadores efectivos o potenciales de centrales nucleares.
6. E jem p lo de un g ran p ro g ra m a e u ro p e o : el S N R
U n ejem plo particularm ente interesante de u n gran p ro g ram a de este tipo es aquel relativo al SN R , reactor rápido al sodio desarrol lado conjuntam ente p o r cu atro países de la C om unidad Ecónom ica E uropea.
Este p ro g ram a fué concebido p o r los países interesados (A lem ania Federal, Bélgica, Luxem burgo, Países Bajos), después de num erosos estudios p a ra establecer el carácter pro m eted o r de ese tipo de reactor y la im p o r tancia del m ercado que le sería abierto. La prim era etap a fue la firm a en 1967 de u n acuerdo intergubernam ental que se refiere no solam ente a la construcción de un p ro to tip o de 300 M W que se llevaría a cabo en A lem ania, sino tam bién sobre todos los trab ajo s de desarrollo a m ediano y largo plazo en el dom inio de los reactores rápidos. Este acuerdo fué seguido im m ediatam ente de o tro tipo industrial de consorcio entre las sociedades interesadas de los cuatro países, luego de un convenio entre los centros de investigación nacionales y, recientem ente de o tro entre los p roductores de electricidad interesados. Las estructuras correspondientes están represen tadas en el cuadro siguiente.
El p ro g ram a prevee el principio de la construcción del p ro to tip o p a ra fines de 1971, su puesta en m archa p a ra fines de 1975, y com enzar la explo tación efectiva p a ra fines de 1976.
A fines de 1969 los gobiernos y los fu tu ro s explotadores del p ro to tip o recibieron el expediente constituido p o r la oferta, la descripción e infor m ación sobre la seguridad del SN R.
En la partición de trab ajo entre los países en cuestión, se le atribuyó a Bélgica u n a p arte im portante en lo referente a los elem entos específica m ente nucleares y en p articu lar:
— Los problem as referentes al m ontaje de com bustible p a ra el núcleo y de la ta p a del reactor SN R , ta n to bajo los aspectos neutrónicos y ter- m ohidráulicos com o m ecánicos y de construcción.
— Los ensayos de irradiación del com bustible en diversos reactores belgas y extranjeros.
— L a definición del tipo de instrum entos p a ra in co rp o rar a la cuba, o sea: detectores a utilizar; utilización de los datos con m iras de seguridad o de inform ación; identificación de defectos de herm etism o del com bus tible situado en la cuba del reactor.
— E studios y ensayos de seguridad en relación con el núcleo y el com bus tible, así com o con la cuba.
— La estación de tratam ien to de los residuos radioactivos.
__ T rabajos teóricos y experim entales de sostén, de los cuales específica mente :
._ L a elaboración y el m ejoram iento de m étodos de cálculo referentes al com bustible y al com portam iento mecánicos, hidráulico y térm ico de los m ontajes;
__ L a participación en experim entos de física en una m aqueta crítica. __ Ensayos prelim inares p a ra la lim pieza p o r m edio de argón caliente del com bustible nuclear irradiado en el sodio, encarado con la cola b o ración de u n lab o rato rio de la U niversidad de Bruselas.
__ O tros trab ajo s experim entales esencialm ente en hidráulica y term o-h idráulica en los lab o rato rio s del C E N en M ol y de las Universidades de Bruselas y Lovaina.
__ Ensayos del m ontaje en M ol en un circuito m uy potente que acepta varios equipos a tem p era tu ra de 700°.
— Ensayos de com portam iento de los m ateriales en las condiciones que existen en los reactores rápidos (corrosión, fluencia, propiedades de las soldaduras, resistencias m écanicas, etc.)
— T rabajos de concepción referente a grandes reactores rápidos que proseguirán al SN R.
Las siguientes figuras ilustran estos trab ajo s:
— Fig. 11 representa un haz de agujas de óxido m ixto U 0 2- P u 0 2, para ensayos de irradiación en el reactor R apsodie (34 agujas)
— La fig. 12 m uestra el circuito M FB S en el proceso de llenado de sodio. Este circuito perm ite la irradiación en el reactor BR2 de 7 agujas enfriadas p o r sodio.
— La fig. 13 m uestra la m esa de ensayos de seguridad de la cuba del reacto r: se tra ta de la sim ulación de accidentes de origen nuclear p o r medio de la detonación de cargas explosivas.
— La fig. 14 m uestra el p ro to tip o de un transm isor de señales eléctricas en el sodio, sin necesidad del em pleo de cables conductores.
7. A d q u is ic ió n de la c o m p e te n c ia y sus re p erc u sio n e s
P ara p oder em prender y llevar a cabo un p ro g ram a de investigación
y desarrollo en m ateria de reactores de potencia, se requiere un nivel ade cuado de com petencia. El algunos grandes países, esta com petencia ha sido adquirida m uy rápidam ente, gracias a los p ro g ram as de arm am ento nuclear,
y a los program as nacionales consecuentes.
Estos países obtuvieron así un progreso que los o tro s países tra ta n de equiparar.
Si bien A rgentina y Bélgica no figuran entre las grandes naciones, ellas tienen el m érito de haber realizado, cada u na en su cuadro propio, y teniendo en cuenta su m edio am biente, program as que las fortifican en el desarrollo industrial del sector nuclear.
---— pa i a i c i i s mu u o es u n e le c t o d el a z a r : r e s u l t a d e la sim ilitud de situaciones y de objetivos de los dos países, a pesar de las deferencias propias a cada uno y a su am biente. H ay razón p ara creer que un paralelism o similar caracterizará a los desarrollos industriales respectivos.
Es p o r esto que siguiendo esta exposición se detallan algunos aspectos particulares de los trabajos belgas ejecutados y en curso, referentes a tres tem as de interés com ún.
8. El c iclo del c o m b u s tib le n u cle a r
C om o se expuso anteriorm ente, el ciclo de com bustible nuclear, que se centraliza sobre la irradiación del núcleo dentro de un reactor de potencia donde provee la energía útil en form a de calor, com prende tam bién todas las operaciones que preceden y siguen a esta irradiación.
La figura 15 ilustra esquem áticam ente el ciclo de com bustible y la figura 16 da una idea del escalonam iento tem poral de las operaciones y gastos asociados.
El ciclo com ienza p o r la producción de concentraciones uraníferas. En este dom inio Bélgica tenía ya antes de la últim a guerra m undial u n a posición esencial, puesto que era un im portante productor m undial de radio y que efectuaba en este cam po investigaciones especializadas. N aturalm ente Bélgica fué uno de los prim eros paises en extender estas investigaciones hacia el desarrollo y la puesta a p unto de nuevos procesos de purificación y de refinam iento del uranio, procesos que ella aplicó industrialm ente p ara p roducir a p a rtir del uranio m etal, óxidos de com posición y especificaciones diversas, y sales de uranio.
En vista de la extensión creciente del uso del uranio en los reactores de potencia, Bélgica creó organism os especializados. El ensam blaje de com bus tibles nucleares a p artir de u n com puesto de u ranio « nuclearm ente puro » proviene de dos técnicas m uy diferentes, la m etalurgia fina y la m ecánica de precisión, dom inio en los cuales Bélgica estaba tradicionalm ente bien equipada en recursos de investigación y desarrollo. La conjunción de estos recursos en el seno de un nuevo organism o autónom o dotado de laboratorios adecuados, perm itió el desarrollo y luego la industrialización en Bélgica de la fabricación de m ontajes de com bustible nuclear a p artir del u ranio natural o enriquecido. La figura 17 m uestra la instalación de los m ontajes eje cu tada en el seno de este organism o.
Si bien los com bustibles nucleares a base de uranio, fueron los únicos considerados al principio de la era nuclear, se supo hace tiem po que el plutonio jugaría en su m om ento o portuno un papel esencial en la técnica y la econom ía de los reactores de potencia. En efecto, el plutonio es un subproducto de la irradiación del uranio. D ebido a que se tra ta de una m ate ria fisible, puede ser utilizado sea p o r reciclaje en los reactores probados, o bien com o m aterial de base en los reactores rápidos actualm ente en desarrollo. Esto supone que se haya puesto a p u n to una tecnología adecuada p a ra la utilización del plutonio. Efectivam ente este m aterial es extrem a dam ente tóxico y p o r lo tan to debe ser m anipulado en cajas con guantes. Adem ás su m anipulación exige precauciones draconianas p ara evitar todo peligro de criticalidad. Por estas razones, el plutonio no puede ser utilizado más que en lab oratorios y centrales ad-hoc m uy diferentes de aquellos utilizados p ara el uranio aún si enriquecido.
que perm ite la fabricación anual de 2 a 3 mil barras de com bustible. La figura 18 m uestra u n a vista de la prensa y del horno para extraer el aglom e rante de esta cadena. Sobre la base de la experiencia ad q u irid a gracias a esta cadena que funciona hace m ás de dos años, se tom ó la decisión de construir en Dessel u n a planta de fabricación industrial que a rran cará en 1972. La figura 10 da una prefiguración de esta planta.
Sin en tra r en detalles, es útil hacer n o ta r algunas etapas experim entales referentes a estos trab ajo s:
__ A p artir de 1962 irradiaciones de lápices experim entales al plutonio h a bían sido realizados con éxito en el reactor de ensayo de m ateriales BR2. __ E n 1963 elem entos com bustibles enriquecidos al plu to n io fueron introducidos en lugar de elem entos a u ran io enriquecidos en el prim er núcleo de reacto r en agua presurizada de la central BR 3. Estos elem entos al plutonio fueron los prim eros del m undo en p ro d u cir electricidad. Su com portam iento fué satisfactorio y a p a rtir de esta fecha la central R H 3 ha funcionado siempre con una fracción creciente de com bustible al plutonio, fabricado en Bélgica.
— En este m ism o período, los estudios experim entales en redes de reactores a agua, sim ulados en el reactor Venus de Mol, dieron los prim eros resultados que perm itieron u na calibración precisa de los num erosos códigos de cálculo nuclear desarrollados en Bélgica.
— Desde entonces, varios estudios perm itieron el perfeccionam iento de téc nicas de cálculo de núcleos incorporados al plutonio reciclado.
C om o se puede ver, estas etapas experim entales no inciden únicam ente sobre los ensayos de irradiaciones, es decir sobre el com portam iento tecnológico de los elem entos y m ontajes, sino que ellas indicen tam bién sobre el perfeccionam iento y verificación de los códigos y técnicas de cálculo.
Efectivam ente, uno de los eslabones esenciales del ciclo de com bustible son los trab ajo s relativos al estudio, al cálculo, y más generalm ente a la concepción al diseño, a las especificaciones y rendim iento de los ensam blajes de com bustibles. Estos trabajos dependen de diversas disciplinas de las cuales principalm ente, la física y la term ohidraúlica de los núcleos de reactor y de la m ecánica en sentido general. Ellos necesitan tam bién técnicas de cálculo cada vez más evolucionadas y com putadoras cada vez m ás potentes.
Los im portantes recursos desarrollados en este dom inio por Bélgica en los últim os 15 años le perm itieron desarrollar un conjunto coherente de códigos nucleares y de ingeniería. E ntre los m ayores progresos realizados cabe citar:
— un m odelo que describe el co m portam iento del com bustible bajo irradiación.
— el cálculo de evolución bi-dim ensional en red triangular. — el efecto tran sito rio de heterogeneidad del com bustible. — el análisis de accidentes-tipo y el m odelo de explosión. — el establecim iento de un balance de reactividad en tiem po real. — los estudios de optim ización de la gestión del com bustible.
P ara com pletar esta rá p id a revisión de las actividades belgas de inves tigación y desarrollo en relación al ciclo de com bustible, es necesario m encionar el desarrollo y la puesta a p u nto de m étodos e instalaciones para el re-tratam iento quím ico de los com bustibles irradiados, y p a ra el tra ta m iento de los residuos radioactivos. Los trab ajo s referentes al tratam iento
P o r vía acuosa, hechos sobre una base internacional, h an sido coronados
- - - ..^ m i a u o s e insolubiiizados ___ ..„.aiai.iuii creada en M ol (figura 21).
La única etapa del ciclo de com bustible que hasta el presente no ha sido ab o rd a d a en Bélgica es el enriquecim iento del U ranio. Este proceso, ha estado centrado hasta hace m uy poco tiem po sobre las aplicaciones militares. U n p ro g ram a europeo de vocación pacífica h a sido elaborado recientem ente y las negociaciones están en curso p ara la participación de Bélgica en este program a.
9. Los re a c to re s de p eq u eñ a y m e d ia n a p o te n c ia
En aplicación del proverbio, « C ’est en forgeant q u ’on devient for- ro n » 1 Bélgica se decidió m uy tem pranam ente a construir reactores nucle ares de investigación y luego de potencia. La decisión de co n stru ir la central BR 3 se rem o n ta a 1955: es u n a de las prim eras en el m undo.
Las consecuencias de esto han sido extrem adam ente beneficiosas. P o r un lado el BR 3 perm itió a los diversos organism os belgas inte resados, iniciarse en la concepción, la construcción, la puesta en m archa y la explotación de este tipo de central. P o r otro lado, sirvió de p u n to de p artid a a varios program as de investigación y desarrollo centrados princi palm ente sobre:
— El ciclo de com bustible con todas las aplicaciones ya expuestas;
— El desarrollo de reactores apropiados particularm ente p a ra las potencias pequeñas y m edianas, es decir h asta 300 M W ó 500 MW .
El m ás im p o rtan te de estos program as fué ejecutado conjuntam ente con la U .K .A .E .A .: se tra ta del p ro g ram a V ulcain cuyo objetivo era de obtener u na larga vida del núcleo entre recargas, y u n a gran sim plicidad de operación. C on esta finalidad se aplicó u n a solución elegante: la m odera ción variable, que perm itió co n tro lar la reactividad del núcleo a lo largo de u n a duración de vida considerable, evitando las dificultades asociadas a la inserción de barras de co n tro l y las penalidades a c a m a d a s p o r factores de fo rm a desfavorables.
Este p ro g ram a necesitó estudios m uy com pletos en el dom inio de la física y del rendim iento del núcleo. Los trab ajo s de concepción del núcleo h an incluido particularm ente la evolución de los rendim ientos térm icos y sus verificaciones p o r m ediciones de flujos de « resquebrajeo » en un banco de ensayo de transferencia de calor de un M W de potencia.
Los cálculos neutrónicos han sido verificados experim entalm ente en los m ontajes subcríticos y críticos, y especialm ente de la instalación V EN U S creada en M ol con esta finalidad (fig. 22). D ad a la m arcada influencia de los coeficientes de tem p e ratu ra (refrigerante, reflector, m oderador) sobre el com portam iento dinám ico del reactor, se ha tenido especial cuidado en la m edición de estos coeficientes en la instalación V EN U S. U n p ro g ram a expe rim ental p a ra m edir el consum o, h a sido realizado p a ra perfeccionar la concepción del núcleo Vulcain, desde el p unto de vista hidráulico y p ara estudiar las distribuciones de tem peratura. U n circuito de alta presión y te m p eratu ra fué construido a fin de p ro b a r el com portam iento fuera de pila de los m ontajes de com bustible V ulcain en condiciones de presión, de tem pe ra tu ra y de consum o de refrigerante, similares a aquellas encontradas dentro del reactor. Igualm ente se h a utilizado este circuito p a ra som eter a los m ontajes de com bustibles al ciclaje térm ico que filos deberán so p o rtar en las condiciones reales de operación, así com o a los choques térm icos p ro v o cados en caso de un p a ro de urgencia.
L a transform ación del BR 3 en uno de los m ás com pletos bancos de
e n s a y o constituyó u n a em presa de gran com plejidad. El BR 3-Vulcain es
el prim er reacto r del m undo que ha funcionado de acuerdo al principio de la m oderación variable. P o r esta razón fué necesario efectuar num erosos Y largos ensayos antes de p o n er en funcionam iento al reactor de potencia.
La figura 23 m uestra la instalación del ensam blaje de soporte del núcleo
V u l c a i n en la cuba del BR 3. L a fig. 24 m uestra el núcleo BR 3/Vulcain
después de h ab er sido cargado.
El p ro g ram a final de la p uesta en sercivio com enzó el 12 de ju n io de
1966, con el com bustible ya instalado en la cuba. El prim er estado crítico en agua liviana b o ratad a, fué conseguido el 24 de ju n io de 1966. L a inspec
ció n profunda del com bustible y de las piezas internas realizada en setiem bre
de 1966 reveló que el equipo estaba en excelente estado. El prim er estado crítico en agua pesada fué logrado el 16 de noviem bre de 1966. A p a rtir del 29 de noviem bre de 1966 la central BR 3 Vulcain fué conectada a la red, produjo sus prim eros kW h. D esde el 6 de diciem bre de 1966 la central alcanzó la potencia to ta l ; y desde esta fescha hasta el 22 de avril de 1968 el factor de carga alcanzó a 91,2 %, pese a los perío d o s de paro o de carga reducida program ados p a ra fines experim entales (C am pañas de mediciones físicas.).
Al térm ino de esta prim era fase de operación a potencia total, la tasa de irradiación alcanzó el valor fijado com o o b jetiv o : 40.000 M W j/tonelada.
L a segunda fase fué entonces com enzada con m iras de estudiar el com portam iento del com bustible m ás allá de sus lím ites norm ales de opera ción y de investigar las posibilidades de explotación de la central, con el circuito prim ario levemente contam inado. E sta fase term inó el 18 de noviem bre de 1968, con el núcleo agotado, después de h ab er dado excelentes resul tados:
— duración de funcionam iento sin re-carga interm ediaria: 580 días equiva lentes a carga máxim a.
— factor de utilización prom edio 84,6 %
— agotam iento prom edio y m áxim o: respectivam ente alrededor de 23.000 y 51.000 M W j/tonelada de uranio.
Se procedió después a la descarga y al exam en de los m ontajes de com bustible. El m étodo p reparado p a ra la detección de m ontajes defectuosos bajo la cam p añ a a seco, m ostró ser m uy eficiente; y el exam en periscópico bajo el agua de esos m ontajes, perm itió localizar los pocos defectos ocurridos.
El prim er sem estre de 1969 fué consagrado a los estudios de reinstalación de los m ontajes recuperables del prim er corazón V ulcain y a la fabricación de elem entos com plem entarios necesarios p a ra u n a nueva capaña de irra diación. E stos elem entos fueron concebidos p a ra experim entar ya sea los nuevos p arám etro s sacados del experim ento precedente, ya sea las vainas de Zircaloy, ya sea los sistem as de m ontajes sin las cajas, en m iras de obtener rendim ientos cada vez más elevados.
Lápices enriquecidos al plutonio fueron introducidos en m ayor núm ero en los lugares del núcleo, caracterizados p o r u na potencia lineal m ás elevada, el reactor así recargado, m oderado con agua liviana boratizada, fué nueva m ente puesto en servicio el 31 de julio de 1969.
Desde esta fecha hasta el 30 de ju n io de 1970, la disponibilidad del reactor alcanzó al 98,7 %. El experim ento debe continuarse h asta fines de octubre de 1970 y d a r las indicaciones de interés en lo que respecta princi palm ente al co m portam iento de las vainas de Zircaloy.
Paralelam ente a este experim ento, un a cam p añ a de ensayos post-irra- diatorios, de los elem entos B R 3/V ulcain desm ontados fué llevada a cabo.
y especificaciones de reactores a agua en la gam a de potencia que convien más £#los paises en desarrollo. Ella puede p o r lo tan to , a p o rta r u na co n tri bución m uy concreta a la expansión de la producción de potencia nuclear en A m érica Latina.
10. Los r e a c to re s u n iv e rs ita rio s
Basándose en el auge industrial de la energía nuclear, es necesario m encionar los num erosos reactores de investigación instalados en tales organism os, las universidades y las sociedades industriales. N ad a nos puede hacer pensar que su difusión dism inuirá en el futuro.
El interés del cual se benefician los reactores de investigación, es conse cuencia de un conjunto de factores favorables en el plan científico y tecno lógico.
En el plan científico, la utilidad de estos reactores en el dom inio de la física, déla biología, de la quím ica, de la m edicina y de la agricultura, no necesita m encionarse. La posibilidad de efectuar sim ultáneam ente un gran núm ero de experim entos, asociando la flexibilidad de funcionam iento, hacen de estos reactores, herram ientas de valiosa utilidad.
En el plan tecnológico, las soluciones actuales, h an sido suficientemente co m probadas y el conocim iento de las propiedades de los m ateriales utili zados en su construcción suficientem ente p rofundizada p a ra perm itir realizaciones simples, seguras y económ icas.
Los reactores de investigación pueden ser em pleados en dos esferas de actividad m uy distintas: p o r u n a parte, el aprendizaje y la form ación del personal de explotación; éstos constituyen u na dem ostración m uy útil p a ra ilustrar los cursos de energía nuclear que perm itirá inform ar al personal de explotación de centrales de aspectos propiam ente nucleares del funcio nam iento de los reactores de potencia: en este caso es principalm ente el reactor que se utiliza com o tal. P or o tra parte, el reactor ofrece al experi m en tad o r un vasto cam po de investigación en el dom ino científico. En este caso, es la radiación em itida p o r el reactor que es de utilidad.
El desarrollo de la energía nuclear necesita la form ación acelerada de un núm ero cada vez más grande de científicos, ingenieros y técnicos espe cialistas. El papel desarrollado en este cam po por las U niversidades e Insti tuciones encargadas de la enseñanza, puede justificar la adquisición y la explotación de reactores de investigación cuyo flujo neutrónico máxim o, puede ser del orden de 1012 n/cm 2s.
Los estudios y trabajos prácticos posibilitados p o r un reactor com o el anterior son:
— la utilización y el calibrado del m aterial de electrónica nuclear destinado a la detección o la m edida precisa de la radiación: cám aras de fisión, detectores de radiación, etc.
— la verificación experim ental de los datos intervinientes en la teoría de reactores: m ediciones de repartición de flujos, m ediciones relativas a la cinética (divergencia e increm ento de potencia), influencia de las barras de control, influencia de los diversos absorbentes, determ inación de los coeficientes de tem p eratu ra y de vacíos.
— estudio de redes y masivos subcríticos.
pequeño, com parado al de un reacto r de potencia, el personal de explotación j e una central, puede a d q u irir con un m ínim o de dificultad debida a la
in te n s id a d de la radiación los fundam entos de experiencias de entretenim ien
to s, de cuidado y de intervención en caso de m odificación o de alguna
o p e ra c ió n que im plique la decontam inación. Las principales características
propiam ente nucleares del trabajo de explotación de u na central, pueden así ser adquiridos sin estar ligados a los problem as resultantes de las altas tem peraturas, presiones y radioactividades de los reactores de potencia.
En cuanto a los trabajos científicos posibilitados p o r un reactor universitario, ellos son de num erosas variedades. Las radiaciones em itidas por el reactor son utilizadas en m uchos trebajos de física nuclear: espec trom etría de neutrones y de rayos gam m a, óptica neutrónica, medición de las secciones eficaces de interacción de los neutrones con substancias variadas. Este últim o cam po de investigación, es el m ás vasto. E stá basado en tres técnicas principales:
__ Haces de neutrones, generalm ente m onoenergéticos, surgentes del reactor y filtrados en fo rm a apropiada.
— D entro del núcleo, donde el flujo de neutrones es más intenso.
— P or oscilaciones: la introducción y el retiro alternado según frecuencias y am plitudes elegidas p o r u n a p ro b eta y u n téstigo, provoca fluctuaciones de potencia cuyo análisis perm ite determ inar las secciones eficaces buscadas.
O tro cam po abierto a la investigación es el de la física del estado sólido. Efectivam ente, los cuerpos sólidos som etidos a intensos flujos de radiación de gran energía sufren m odificaciones en su red que altera sus propiedades físicas. Las experiencias en este cam po se pueden hacer en tiempos aceptables, únicam ente si el reactor es potente. En este mismo campo, el estudio de cristales p o r difracción de neutrones m onoenergéticos, es un m edio de investigación m uy valioso. O tras propiedades ópticas de los neutrones son tam bién utilizadas p ara fines experim entales.
U n tercer cam po de investigación es el de la quím ica nuclear. A dem ás de la producción y estudio de los elem entos artificiales, éste com prende el análisis p o r activación y los efectos quím icos de las radiaciones ionizantes. El análisis p o r activación perm ite la detección de trazos de elementos con una precisión y sensibilidad jam ás alcanzadas precedentem ente p o r m étodos clásicos. Este m étodo es particularm ente útil p a ra el análisis de trazas, por ejemplo en los m ateriales de gran pureza (sem iconductores tales como el selenio, el germ anio, el silicio, y otros, donde las im purezas toleradas no pueden exceder a algunas partes p o r millones).
El análisis de vestigios es im portante tam bién p a ra la agricultura y la m edicina (oligoelem entos). Finalm ente, este se puede hacer sobre m uestras extrem adam ente pequeñas (m ateriales preciosos) y aplicarse igualm ente en criminología.
G randes esperanzas se abren a propósito de las posibilidades indus triales de utilización de la radiación en quím ica, especialm ente en quím ica m acro-m olecular y en petroquím ica. En el desarrollo de las investigaciones experim entales en este cam po, el reactor universitario presenta un interés evidente.
El cuarto dom inio de investigación es el de la m edicina y biología: radiodiagnóstico siguiendo la traza de u n elem ento m arcado a través de todas las etapas del m etabolism o del organism o;
radioterapia p o r inyección de radioelem entos que se concretan en los tejidos p ara destruir.
i-jLUMiuesis vegetal utilizando las propiedades del carb o n o 14. — análisis p o r activación de vestigios de elementos.
La presencia de un reactor es necesaria cuando se utilizan isótopos de c o rta vida, o si desea proceder a la irradiación directa de anim ales o de tejidos p o r medio de neutrones y rayos gam m a.
En otros dom inios, los isótopos radioactivos producidos p o r los reac tores encuentran un gran núm ero de aplicaciones en la técnica y la industria: — fuentes selladas p a ra m edidores de espesor y detectores de nivel; — trazadores p ara investigaciones médicas, hidrología, sedim entología.
estudio de la erosión atm osférica, m edida del desgaste, detección de escape, estudio del com portam iento de m ezcladores y m ás generalm ente de circuitos industriales;
— esterilización de instrum entos p ara cirugía y de productos farm aceúticos; — pasteurización de alim entos.
T odo esto prueba que las ciencias nucleares intervienen en una univer sidad, en un núm ero im p o rtan te de disciplinas, ta n to en el cam po de la física com o en el de las ciencias naturales y medicinales.
El sector nuclear interviene en la com plem entación de form ación a d ar a los estudiantes e investigaciones form ados básicam ente en una discipli n a clásica. Este aspecto de inter-facultad es particular al sector nuclear.
L a instalación especializada constituida p o r un reactor universitario y el personal de las diversas disciplinas requerido p a ra su em pleo, constituye un núcleo donde los profesores e investigaciones pueden en co n trar agrupadas las funciones de la diversas facultades y departam entos. En otras palabras, la entidad así constituida perm ite a los profesores e investigadores extender y profundizar su acción.
Se p lantea el p roblem a de la elección de características del reactor uiversitario en cada caso p articu lar y la elección de uno de los tipos:
— reactor m oderado al grafito — reactor de piscina
— reactor de cuba a presión — reactor de agua pesada — reactor hom ogéneo
El tipo de reacto r piscina ofrece u na com binación tal de ventajas que a potencias iguales, su elección prevalece sobre los otros tipos de reactores de investigación. Su construcción es simple y poco costosa. Tiene u na gran flexibilidad de funcionam iento y un fácil acceso al corazón.
L a elección de u n a potencia nom inal de 150 kW tiene las ventajas de perm itir el enfriam iento del cirazón por circulación n atural, de lim itar los problem as de blindaje de radiaciones, de asegurar una larga vida del com bustible sin recarga, y por ta n to reducir el costo. U na potencia m enor acarrea una econom ía m uy pequeña en los gastos de inversión y m anteni m iento, m ientras que una potencia superior conduciría a un crecim iento rápido de los costos.
Tal reactor fue concebido y realizado en Bélgica utilizando recursos nacionales, en la U niversidad de G and. La figura 25 m uestra a dicho reactor, denom inado Thetis. L a figura 26 representa el hall del reactor. La figura 27 la sala de control, y en fin la figura 28 m uestra al reactor en funcionam iento ilum inado por el efecto Cerenko\;.
El costo del m aterial necesario p a ra tal reactor, exceptuando la parte de Ingeniería Civil, el transporte, el m ontaje y despreciando tam bién el costo de las m aterias fisibles contenidas en el núcleo, es del orden de quince m illo nes de francos belgas.
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puede decir que este costo no es incom patible con el presupuesto de la m ayoría de las U niversidades.
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7: B àtim m t des aim âm es du réacteur 3 B â tim en t é'exptcHaîion -4 .Salle des machines
& installation ém pompes de cmjtate 6 Bùism enl d e s w jd t à m s d e lo cen trate
R m c ì m Générait«? d e vapeur
10 Pitts cte stockage du combustible rradhê 11 Machine <Je chargement;
12 Turboaitemateur
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ENCEINTE ETANCHE
1 Cuve du réacteur Générateur de vapeur Pompe primaire Pressuriseur
Mécanisme de commande des barres
Machine de chargem ent ,
Chenal de transfert Réfrigérant du m odérateur
Réservoir de stockage H2O
Enceinte d'entretien de la machine de chargem ent 13 Enceinte de stockage de la machine
de chargem ent
14 Enceinte d es vannes du circuit de m odérateur 15 Pont roulant du bâtiment réacteur 16 Sphère en acier
17 Blindage de béton 20 Couloir de service
21 Pompes alimentaires de sécurité 22 P a ssa g e des tuyauteries 23 P a ss a g e d es câbles 24 Réservoir de stockage C^O 25 Echangeur d'ions
27 Circuit de refroidissement du bassin de stockage
BÂTIMENT DE STOCKAGE
30 Conteneur de tran sp o rt du
combustible ¡rradie 31 Installation d e redressem ent
Surface de tr a n sf e rt de c h al e u r: p ie ds ca rré s — --- --- --- -9 6 0 0
300 MWe D é m a rra g e
1968
660 MWe D é m a rra g e
1970
1150 MWe D ém arrage
1973
Fig. 5.
100.000
90.000
80.000
70.000
60.000
50.000
40.000
30.000
20.000
10000
1955
1960
1965
1970
1975
1980
Date de fonctionnem ent
D
éb
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1955
1960
1965
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1985
101
p. M a ld a g u e
C o n n e c t i n g s e c t i o n
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| Na C O 2 heat e x c h a n g e r
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D o m i n i o de los r e a c to r e s n u c le a re s 105
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Fig. 15.
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1
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! R i A C TE U R
3 t u b e s d e s t r a n s p o r t e u r s p n e u m a t i q u e s
t V E N T IL A T E U R S d e s t r a n s p o r t e u r s p n e u m a t i q u e s
5 BAN C S D 'A R R IV E E DES TRANSPORTEURS PN EU M ATIQ U ES 6 CHARIOT DE TRANSPORT o ‘lECHANTILLONS. IR R A D IE S
I S A L L E D E S T O C K A G E D 'E C H A N T IL L O N S IR R A D IE S
8 SA L L E D 'A R R IV E E DES TRANSPORTEURS PNEUM ATIQUES R A P O E S
9 C E L L U L E D E P U R IF IC A T IO N D E A U
10 E C H A N G E U R S DE C H A L E U R
II S A L L E D E S V E N T IL A T E U R S
U S A L L E DE C O N TR O LE
13 P U P IT R E D E C O N T R O LE
U S A L L E D E S TO C K A G E D U C O M B U S T IB L E
IS L A B O R A T O IR E
te P O N T R O U L A N T
F
ig
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28
Structure de l ’organisation du program m e réacteurs rapides
Allemagne
Fédérale Belgique Luxembourg Pays-Bas
Coordination horizontale
Pouvoirs publics
Ministère de l’Éducation et de la Recherche
Ministère des Affaires Économ iques et CEA
Ministère des Affaires Économ iques
Commission
Inter-Gouvernem mtale
Industrie Interatom Belgonucléaire Luxatom N eratoom Consortium
industriel SNR
(Interatom, Belgonucléa're, N eratoom )
Centres nucléaires CFK (Karlsruhe) C EN Mol TN O (La Haye) RC N (Petten)
par GFK
Producteurs d’électricité
RWE Synatom SEP PSB
futur exploitant du SN R
Coordination générale
