reactores nucleares de investigación en operación en el mundo

El ININ hoy
REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN
EN OPERACIÓN EN EL MUNDO
[email protected]
Por H. Simón Cruz Galindo ([email protected]
[email protected]),
Fortunato Aguilar Hernández
[email protected]
[email protected]), Roberto Raya
([email protected]
Arredondo, Jorge Flores Callejas,
Introducción
Cuando fue creado el Centro Nuclear que hoy
lleva el nombre «Dr. Nabor Carrillo Flores», el
doctor Carlos Graef, primer director de esta
institución escribió que las metas del centro eran
cuatro:
El adiestramiento de personal;
La producción de radioisótopos;
La investigación científica y tecnológica; y
Elevar el nivel de México en el campo de
la ciencia nuclear.
Para lograr estas metas, dentro de los factores
fundamentales se propusieron: la puesta en
marcha de un reactor nuclear de investigación
tipo TRIGA, instalaciones para un acelerador de
partículas con energías adecuadas, y talleres
generales con equipos y maquinarias que
permitieran la creación de los elementos
necesarios para el uso de los investigadores y
técnicos en sus diferentes proyectos científicos y
tecnológicos. Hoy, a casi 43 años de la primera
criticidad de nuestro reactor TRIGA MARK III, es
adecuado saber cuántos reactores de
investigación están operando en el mundo y en
qué se utilizan para beneficio de la sociedad,
así como el papel que tienen en el avance de
las ciencias nucleares en el mundo.
1.- Reactores de investigación y de
potencia
Un reactor nuclear es una instalación en la que
todos los sistemas involucrados en su
funcionamiento tienen como objetivo
fundamental producir, mantener y controlar una
reacción en cadena. Esta reacción en cadena se
producirá utilizando un combustible adecuado,
Contacto Nuclear
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que permita asegurar la producción normal de
energía generada por las sucesivas fisiones.
Algunos reactores disipan el calor obtenido en
las fisiones, otros lo utilizan para producir energía
eléctrica.
La clasificación de los reactores nucleares
dependerá del objetivo para el cual están
destinados. A continuación se menciona una de
estas clasificaciones:
Debido a lo anterior podemos decir que los
reactores de investigación tienen como función
principal la producción de neutrones, que nos
permitirá conocer más acerca de la interacción
de la radiación con los materiales, investigar el
comportamiento de los neutrones en sus
diferentes niveles de energía dentro del reactor
nuclear, analizar materiales con técnicas no
destructivas, aprender el manejo de reactores e
inclusive desarrollar criterios de seguridad nuclear
y protección radiológica.
a. Reactores de investigación
2.- Reactores de investigación en operación
El propósito fundamental de los reactores de
investigación es obtener un flujo de neutrones
adecuado. Con esos neutrones generados en la
fisión se pueden producir radioisótopos, realizar
estudios en diversos materiales o efectuar
prácticas y operaciones para el entrenamiento
de personal.
b. Reactores de potencia
A diferencia de los reactores de investigación,
los reactores de potencia normalmente utilizan
el calor generado por las fisiones para producir
el calentamiento o la evaporación del elemento
que sirve para enfriarlos y por medio de éste
obtener energía eléctrica, desalinización de agua
de mar, calefacción o para sistemas de propulsión.
Para el Organismo Internacional de Energía
Atómica el estatus de un reactor de investigación
se da en los siguientes términos:
Operando
Apagado temporal
En construcción
En planeación
Cerrado
Fuera de servicio (decommisioned)
Cancelado
El número de reactores de investigación en
operación en el mundo es de 241, distribuidos
en 56 países. Los países que cuentan con más
reactores de investigación son la Federación Rusa
(46) y los Estados Unidos de América (44).
3. Aplicaciones de los reactores de
investigación
Los reactores de investigación actualmente en
operación tienen como líneas de desarrollo las
siguientes:
a. Producción de radioisótopos (PRI)
Dependiendo del flujo disponible de neutrones,
un gran número de isótopos se pueden producir;
1 0 Contacto
Nuclear
entre los principales podemos mencionar: Na22, I-131, Mo-99, P-32, Cl-38, Mn-56, Ar-41, Cu64, Au-198, Y-90, Sm-153.
Estos isótopos radiactivos son usados
fundamentalmente en medicina, industria e
investigación. Como ejemplos de sus aplicaciones
tenemos que el Na-22 se ha utilizado en
radiotrazado para encontrar fugas de agua o
medición de niveles en sistemas petroleros de
almacenamiento de hidrocarburos; las
propiedades terapéuticas del Sm-153 se utilizan
como paliativo del dolor en enfermos terminales
de cáncer óseo (padecimiento que en 80% de
los casos se deriva de los cánceres primarios de
mama, pulmón o próstata). El I-131 se utiliza
tanto para diagnóstico como para el tratamiento
de enfermedades en la tiroides.
b. Dispersión de neutrones (DN)
Debido a la ausencia de carga eléctrica del
neutrón, nos permite explorar las estructuras
profundas de los materiales. Es posible realizar
algunos estudios de este tipo usando reactores
de investigación de baja potencia, sin embargo
los reactores de alto nivel de potencia son más
eficientes para estas aplicaciones. Muchos de
los reactores de alta potencia han sido construidos
ante todo para estos estudios. En esta técnica el
material es irradiado con neutrones, los cuales
penetran e interaccionan con la materia y son
desviados a cierto ángulo con una energía
específica, dependiendo de la estructura del
material. Usando la interacción inelástica se
puede obtener una medida del cambio de la
velocidad y pérdida de energía del neutrón. Estos
datos son básicos para la modelación del material
estudiado.
c. Radiografías de neutrones (RN)
El neutrón (como los rayos X) puede explorar la
materia, pero de manera diferente gracias a su
sensibilidad a los elementos ligeros, mientras que
los rayos X son más sensibles a los elementos
pesados. Debido a que los neutrones tienen
propiedades diferentes a las de los rayos X, es
posible obtener radiografías con neutrones en
lugar de utilizar una fuente emisora de radiación
electromagnética, produciendo imágenes
radiográficas inversas a las radiografías
convencionales. Para impresionar la placa
fotográfica, es necesario «convertir» los neutrones
en otra radiación puesto que éstos, por sí solos,
no producirían imagen alguna. Se emplean
entonces láminas de materiales como el cadmio
o el gadolinio como convertidores. Estos elementos
capturan intensamente a los neutrones, emitiendo
radiación gamma que impresiona la placa,
obteniéndose la imagen
La combinación de las dos técnicas es muy
eficiente ya que proporcionan una detallada
descripción del interior de un objeto. La radiografía
de neutrones encuentra aplicaciones en
diferentes campos, tales como la arqueología,
biología, aeronáutica, industria automotriz y
ciencia de materiales.
d. Irradiación de materiales (IM)
Debido a su alto flujo de neutrones, en los
reactores de investigación de alta potencia se
pueden reproducir los esfuerzos y deformaciones
que sufren los materiales de la vasija en los
reactores de potencia como los de la Central
Laguna Verde. Esto posibilita el estudio del
envejecimiento de componentes mecánicos y
sistemas de detección en las plantas de potencia
de segunda generación. Lo anterior se logra por
medio de simulaciones y tomando como base
los resultados del análisis de los materiales usados
en reactores en operación para modelar los
diferentes efectos de la radiación sobre los
materiales que se usarían en los prototipos de
los nuevos reactores. Los flujos elevados de
neutrones sirven además para probar combustibles
Contacto Nuclear 1 1
y capacidades de cría en las plantas de cuarta
generación, planeadas para operar en el año
2050.
Otra aplicación se da en la investigación relativa
a fusión nuclear dada la necesidad de encontrar
materiales con propiedades adecuadas para la
fusión, tales como resistencia contra la
temperatura de varios millones de grados y a la
irradiación de neutrones de alta energía.
e. Enseñanza y entrenamiento (EE)
Cualquier reactor de investigación tiene la
capacidad e infraestructura necesarias para ser
usado con propósitos de educación y
entrenamiento, a estudiantes e investigadores
de diversas áreas. También es ampliamente
recomendable que operadores de plantas
nucleares de potencia reciban entrenamiento
en este tipo de instalaciones, ya que en los
reactores de investigación podrán efectuar
maniobras y experimentos a bajas potencias, que
no tendrían oportunidad de realizar en un reactor
de alta potencia. Este tipo de entrenamiento se
está llevando a cabo actualmente para
operadores de algunos países europeos en el
reactor TRIGA de Austria y en Argentina, donde
se tiene implementado un programa similar.
Nuestro reactor TRIGA tiene un gran potencial
como herramienta de entrenamiento dadas sus
instalaciones y su situación geográfica y política
con los países de la región, los cuales han
mostrado interés en el desarrollo de prácticas y
entrenamiento en la operación de reactores
nucleares.
f. Análisis por activación neutrónica (AXA)
El análisis por activación neutrónica es una
técnica analítica cuantitativa y cualitativa para la
determinación de elementos traza en gran
variedad de objetos y materiales en agua, aire y
suelo (meteoritos, rocas, peces e incluso plantas
1 2 Contacto
Nuclear
y productos agrícolas). Es la aplicación más usada
de los reactores de investigación.
Esta técnica es no destructiva, a menos que el
elemento de interés tenga un valor menor que
el límite de detección, en cuyo caso las
separaciones químicas son necesarias. La
muestra es irradiada en el reactor, y entonces el
espectro de radiación gamma revela su
contenido. Tradicionalmente se utilizan patrones
para la cuantificación de los elementos traza,
aunque actualmente esta técnica está siendo
sustituida por la técnica absoluta conocida como
k0 con la que se cuantifican directamente la
cantidad de elementos traza sin utilizar patrones
de referencia.
g. Geocronología (GC) (fechamiento de minerales)
Mediante dos métodos diferentes de
geocronología los geólogos pueden fechar
pequeñas cantidades de minerales. El primero
emplea el decaimiento radiactivo natural del
potasio-40, el cual decae en argón-40 que es el
que se determina en la muestra. Al irradiar la
muestra que contiene potasio-39 estable, se
produce el argón-39 mediante la reacción:
K-39(n,p)Ar-39.
Las concentraciones de argón-40 y argón-39 se
determinan mediante un sistema de
espectrometría de masas de extracción de gas,
para luego determinar la razón Ar-40/Ar-39, de
la cual se puede determinar la edad de la
muestra.
El segundo método es adecuado para fechar
minerales que contienen uranio. La razón U235/U-238 es representativa de la edad y se
obtiene irradiando el mineral y contando las
fisiones de U-235, comparando con el número
de fisiones espontáneas del U-238.
h. Terapia por captura de neutrones en boro
(BNCT)
La principal aplicación de la BNCT es el
tratamiento del cáncer, fundamentalmente en
melanomas malignos y tumores en el cerebro,
particularmente el glioblastoma multiforme
(GBM). Esta técnica, que aun se encuentra en
niveles experimentales, consiste en suministrar
boro (también se pueden usar compuestos de
gadolinio) al tumor, y entonces irradiarlo. Las
partículas alfa altamente ionizantes se producen
por la interacción entre los neutrones y el boro.
Estas partículas alfa tienen un alcance en el
cuerpo humano de aproximadamente un
diámetro celular. Este alcance y su alta energía
hacen muy eficiente al BNCT en la eliminación
de las células cancerosas en sólo unas pocas
sesiones, sin daños colaterales significativos.
Los reactores pueden ser usados para otros
propósitos, entre los que podemos mencionar:
pruebas y calibraciones de instrumentos de
detección de radiación ionizante, creación de
fuentes de positrones, las cuales pueden ser
usadas como sondas para detectar bajas
concentraciones de defectos en materiales, y
dosimetría con diferentes materiales tales como
cristales y plásticos termoluminiscentes.
4.- Reactor TRIGA Mark III del ININ
La experiencia actual muestra que la intensidad
de haz mínima deseable debe ser de 10 9
neutrones epitérmicos/cm2-s. Es posible usar
haces con alrededor de la mitad de este valor de
intensidad, pero se requiere mayor tiempo de
irradiación.
La BNCT varía en diferentes aspectos de un
centro de tratamiento a otro:
En Japón se utilizan los haces de neutrones
térmicos en conjunto con instalaciones
médicas en el reactor, que permiten la
preparación del paciente y que cuentan con
un banco de sangre y una atmósfera
hospitalaria para el confort y la recuperación
de los pacientes.
En Europa y USA son más usados los haces
epitérmicos (neutrones con intervalos de
energías entre 0.5 eV y 10 keV).
i- Otras Aplicaciones de los reactores de
investigación
El TRIGA Mark III, como reactor de investigación,
se utiliza básicamente como una fuente intensa
de neutrones y de radiación gamma. Para
aprovechar estas radiaciones, cuenta con varias
instalaciones experimentales que ofrecen una
gran variedad de posibilidades de irradiación de
muestras o equipos con diferentes componentes
y niveles.
El TRIGA Mark III es un reactor de investigación
tipo piscina con núcleo móvil enfriado y moderado
con agua ligera. La potencia máxima nominal
del reactor es de 1 megavatio térmico (MWt) en
operación estable y puede ser pulsado a una
potencia máxima de 2,000 MWt en
aproximadamente 10 milisegundos. En el núcleo
del reactor se alcanzan flujos del orden de 3×1013
n/cm2-s (neutrones por centímetro cuadrado por
segundo) en estado estable y de 6.14×1014 n/cm2Contacto Nuclear 1 3
s durante el pulso. Su combustible está
compuesto de una mezcla de hidruro
de circonio con uranio enriquecido.
Las instalaciones de irradiación están
diseñadas pensando en la eficiencia
de su utilización, pero sobre todo en la
seguridad, tanto del personal como de
los equipos mismos. Con este precepto,
se establecen las condiciones de
irradiación de manera que cualquier
falla en un experimento no afecte el
funcionamiento del sistema de
seguridad del reactor. Los experimentos
e irradiaciones se realizan en las
siguientes
instalaciones
experimentales:
a) Instalaciones experimentales fuera
del núcleo del reactor:
Cuarto de exposición
Columna térmica horizontal
Columna térmica vertical
Dos tubos tangenciales con cuatro
puertos de haces
Dos tubos radiales con cuatro
puertos de haces
b) Instalaciones experimentales en la periferia
del reactor:
Sistema de irradiación neumática de
TABLA 1 REACTORES DE INVESTIGACIÓN EN
OPERACIÓN EN LATINOAMÉRICA Y EL CARIBE
cápsulas (SINCA)
Sistema de irradiación rotatoria de cápsulas
(SIRCA)
Sistema de irradiación fijo de capsulas
(SIFCA)
c) Instalaciones experimentales dentro del núcleo
del reactor:
Dedal central
Tubo seco
En aproximadamente 42 años se han realizado
55,587 irradiaciones para 332,713 muestras. El
reactor ha estado crítico 19,957.81 horas con lo
cual se han producido 17,063,478.34 kW/h.
GRÁFICA 1. DISTRIBUCIÓN GEOGRÁFICA
DE LOS REACTORES DE INVESTIGACIÓN
1 4 Contacto
Nuclear
El reactor TRIGA MARK III del ININ puede ampliar
su utilización con más lugares de irradiación
dentro del núcleo y optimizar su
funcionamiento, para obtener un
beneficio mayor de todas sus
posibilidades de aplicaciones de los
flujos neutrónicos disponibles.
5.- Reactores de investigación en
Latinoamérica y en el mundo y
su utilización.
En la gráfica 1 se muestra la
distribución geográfica de los
reactores de investigación en el
mundo.
En la tabla 1 se enlistan los reactores
de investigación que se encuentran
en la región de Latinoamérica y el
Caribe.
En la tabla 2 se presenta una relación
de los reactores de investigación
TRIGA que se encuentran operables
en el mundo.
TABLA 2 REACTORES DE INVESTIGACIÓN EN
OPERACIÓN TIPO TRIGA EN EL MUNDO
Abreviaturas: PRI: Producción de Radioisótopos;
DN: Dispersión de Neutrones; RN: Radiografía de
Neutrones; IM: Irradiación de Materiales; EE:
Enseñanza/Entrenamiento; AXA: Análisis por
Activación Neutrónica; GC: Geocronología; BNCT:
Terapia por Captura de Neutrones del Boro.
Referencias
[1] Física Nuclear de W. E. Burcham, Edit
Reverté, España 1980.
[2] http://www.iaea.org/worldatom/rrdb/
[3] Carlos Graef Fernández, «Obra
Científica», José L. Fernández Chapou y
Alfonso Mondragón B., UAMAzcapotzalco, México, 1993.
[4] The Applications of Research Reactors,
Tec. Report of IAEA-TECDOC-1234,august
2001.
[5] Instalaciones del Reactor TRIGA Mark
III, Fortunato Aguilar H., et al, en Contacto
Nuclear, Número Especial, 2008.
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