Algunas reflexiones sobre la Cuarta Central Nuclear

Algunas reflexiones sobre la
Cuarta Central Nuclear Argentina
Dr. Ing. Jorge Barón*
Julio de 2010.
1.-
Existe un consenso generalizado en la comunidad nuclear argentina, de que la
cuarta central debe ser “argentina”, en el sentido de no efectuar una compra “llave en
mano” sino una adquisición en alguna línea de reactores comerciales, donde la
participación argentina en diseño de detalle, construcción, montaje, puesta en marcha,
etc, sea mayoritaria.
Dentro de los diseños existentes en el mundo, hay claramente una ventaja en el diseño
CANDU para la Argentina, ya que tenemos un reactor de ese tipo, conocemos de su
construcción, diseño, operación, y de hecho, estamos encarando la extensión de vida de
Embalse, con capacidad técnica propia. Además de tener la patente de CANDU-600.
La problemática mundial plantea un interrogante, y es la continuidad de AECL como
empresa proveedora, dado que su parte nuclear está a la venta. Lejos de ver esto como
un problema, debemos verlo como una OPORTUNIDAD. Concretamente, estamos ante
la posibilidad de COMPRAR, total o parcialmente, a la empresa AECL, y hacer nosotros
nuestra cuarta central, con tecnología y mano de obra nuestra. ¿Suena alocado? Pues no
lo es, si uno lo piensa bien es la mejor forma de ingresar al mercado mundial de los
reactores de alta potencia, con tecnología que nos es accesible y conocida.
Esta actitud, este cambio de paradigma, de ningún modo se opone a las políticas
institucionales en marcha, como la del desarrollo del reactor CAREM, sino que las
complementa. Y resulta un salto cualitativo importante que la Argentina hoy puede dar.
2.- Aspectos técnicos
2.1.- Los reactores CANDU han sido criticados (por los fabricantes norteamericanos)
fundamentalmente por tener un coeficiente de reactividad por vacío positivo ante
accidentes con pérdida de refrigerante (LOCA). Este hecho, que es real, ha sido
solucionado en el mismo diseño CANDU, desde el principio, con la incorporación del
segundo sistema de SCRAM, independiente del primero. De este modo, incorporando
un sistema sencillo (que inyecta una solución de nitrato de gadolinio en el moderador a
baja presión y temperatura) se ha generado un mejor estándar de seguridad, respecto de
un PWR, ya que al disponer de dos sistemas de SCRAM, hay mucha mejor cobertura
para TODOS los accidentes, no solamente los LOCA.
Por otro lado, el aspecto técnico más relevante en discusión actualmente, es la existencia
de los accidentes con fusión de núcleo. Este tipo de accidente es muy relevante en los
PWR y BWR, y se están construyendo sistemas muy costosos que tienden a hacer dos
cosas: por un lado despresurizar el sistema primario, y por otro lado refrigerar el corium
fundido. Por ejemplo, el reactor europeo tiene un sistema muy sofisticado para lograr
que el corium fundido se “desparrame” y quede en una geometría “refrigerable” por
agua. Este aspecto, entre otros, es distintivo de los reactores llamados de “tercera
generación”.
Ahora bien, resulta que el diseño CANDU es muy robusto ante este tipo de accidentes.
Al no tener un recipiente de presión, un accidente severo causará seguramente la falla de
un tubo de presión, o de un feeder, causando una despresurización inherente, antes de
que ocurra una fusión masiva del núcleo. El mismo núcleo, al estar distribuido en una
cantidad de canales separados entre sí, hace que la idea de una fusión masiva sea
físicamente extremadamente improbable.
Es más, el propio diseño del reactor hace que, en caso de un accidente que conlleve a
daño severo del núcleo, la geometría original sea “refrigerable”, ya que el núcleo está
“desparramado” en un montón de canales. Si a esto le agregamos la existencia de una
gran masa de agua fría disponible (el moderador) y de la masa de agua de blindaje
(también disponible en caso de rotura y caída de canales) estamos ante una situación
mucho más favorable que la que se busca lograr en los PWR de tercera generación.
Dicho en otros términos, el concepto CANDU es claramente un diseño de tercera
generación, e inclusive va más allá, en el sentido de incorporar algunos aspectos de
seguridad “inherente” o “pasiva”, que son atributos de los reactores de cuarta
generación.
2.2.- Sobre la vida útil y fragilización por daño neutrónico
Otro aspecto relevante del concepto CANDU es su vida útil. En general, la vida útil de
un reactor nuclear está limitada por la fragilización del recipiente de presión, causada
por el flujo de neutrones rápidos que inciden en el mismo.
Este fenómeno también ocurre en los reactores CANDU, pero en este caso los que se
dañan son los tubos de presión y de calandria, y esos tubos SE PUEDEN CAMBIAR.
Es decir, con el reemplazo de tubos (y otras componentes como generadores de vapor,
bombas, etc.) la vida útil de un reactor CANDU es prácticamente ilimitada. La
implicancia económica de este hecho es evidente.
Esta limitación de la vida de los recipientes de presión no es un tema menor, ya que en
caso de producirse un envejecimiento indebido de un recipiente, este podría fallar de
manera frágil, en condiciones de alta presión. Este evento, que es considerado de muy
baja probabilidad, es una “espada de Damocles” de los reactores con recipiente, y es el
evento más grave que uno puede imaginar en un PWR, con falla segura y catastrófica de
la contención y liberación de grandes cantidades de materiales radiactivos.
Se podría decir que, si en el accidente de TMI el recipiente de presión hubiese fallado en
condiciones de alta presión (lo cual no ocurrió), hubiera habido un accidente de tal
magnitud, que posiblemente hoy no existiría la opción de PWR en la industria nuclear
norteamericana.
3.- A modo de conclusión
Existen ventajas técnicas y económicas que hacen que CANDU sea una tecnología más
apropiada para nuestra cuarta central nuclear, y existe una oportunidad histórica a nivel
mundial, para posicionarnos como “dueños” de esta tecnología.
Aprovecharla o no, es una decisión política. No hay ninguna duda que somos capaces
de resolver todos los aspectos técnicos y constructivos de una central de este tipo.
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* Egresado del Instituto Balseiro (primera promoción de ingenieros nucleares). Actualmente se desempeña como
Director del Instituto de Capacitación Especial y Desarrollo de la Ingeniería Asistida por Computadoras (CEDIAC) en
la Facultad de Ingeniería de la Universidad Nacional de Cuyo.