LOS SISTEMAS SINERGETICOS Y. LOS REACTORES

AVANZADOS COMO PERSPECTIVAS DE LA ENERGIA

NUCLEAR

JULIAN SANCHEZ GUTIERREZI

INTRODUCCI QN

Los reactores nucleares de fisión son dispositivos en los cuales se

efectúa la transformación de masa en energía mediante la ruptura de

núcleos de 235U. En las centrales nucleoeléctricas la energía resul

tarite se emplea para producir vapor, el cual, se lleva a un conjunto

turbina-generador para obtener potencia eléctrica.

Como un subproducto de la reacción de fisión se obtienen nucleos ra-

diactivos cuyos números rnsicos van del 72 al 160, existiendo alre-

dedor de 200 núcleos diferentes. En general estos productos radiac

tivos tienen vidas medias que varían desde fracciones de segundo

hasta ms de diez mil días.

Además de los productos de fisión, existen en los reactores nuclea-

res otros materiales radiactivos producidos mediante la absorción

de neutrones. Entre estos, los elementos transuránicos son de par-

ticular importancia ya que algunos de ellos poseen vidas medias del

orden de decenas de miles de años (por ejemplo del 239 y el 240)

La actividad total en un reactor para una central d.c 1000 MWe es de

alrededor de cinco mil millones de Curies.

En virtud del elevado inventario de material radiactivo existente

en los reactores de las centrales nucleoeléctricas y habida cuenta

de que la radiactividad es dañina, se hace necesario evitar que ese

material radiactivo salga del reactor. En esencia, el riesgo que

representan los reactores nucleares es precisamente el de la dise-

minación sin control del material radiactivo iniciada por la rup-

tura o fundido de los combustibles que forman el reactor.

. . . 2

La reducci6n del riesgo se ha efectuado mediante el establecimiento

de barreras sucesivas que evitan el transito del material radiacti-

vo, estando la primera barrera constituída por las barras de combus-

tible. Uno de los principales objetivos de seguridad en las centra-

les nucleoeléctricas es el de mantener íntegras las barreras en to-

da situaci6n por la que pueda esperarse atraviese la central. Para

alcanzar estas medidas se ha adoptado la filosofía llamada "defensa

a ultranza" que puede resumirse como sigue:

- Diseñar la central de manera que se proprocionen méi'genes am-

plios deseguridad que hagan posible que los transitorios que

pudieran preeentarse sean asimilados sin ocasionar esfuerzos

mayores a los permitidos en las éstructuras, sistemas y campo-

nentes; se deberán también evitar al m.ximo los defectos de

construcci6n e impedir funcionamientos incorrectos.

- Adicionar estructuras, sistemas y componentes con el objeto de

impedir que los malos funcionamientos que puedan ocurrir evolu

cionen hacia accidentes mayores, esto se logra entre otras for

mas, proporcionando: Un sistema de protecci6n para el apagado

del reactor cuando alguna de las variables importantes para la.

seguridad se acerca a su valor limite, suministros internos de

potencia eléctrica redundantes, sistemas detectores con suf i-

ciente sensibilidad que indiquen las fallas del combustible o

del sistema de enfriamiento cuando aquellas son todavía mci--

cipientes.

- Suponer que a pesar de todas las providencias tomadas ocurrir.n

.1

13

accidentes y añadir a la central sistemas y componentes cuyo

único objeto es el de efectuar la mitigación eficaz de las cori

secuencias de dichos accidentes hipotéticos.

Adeins de la adición de sistemas que en esencia no son necesarios

para el funcionamiento de la central, la adopción de la filosofía

descrita ha llevado a la aplicacLón de criterios de garantía de ca-

lidad cuyo objeto es el de asegurar en la mayor medida posible que

toda estructura, sistema o componente importante para la seguridad

funcione en forma adecuada y oportuna.

PROBLENATICA DE LA ENERGIA NUCLEAR

Es un hecho que la industria nuclear atraviesa por una etapa de cri-

sis en la que la iniciación de proyectos se ha visto suspendida o

abandonada en muchos países, tanto en desarrollo como industriali-

zados.

Aparte de la reducción en la demanda de energía e]Xctrica ocasiona-

da por la crisis económica, el uso extendido de la energía nuclear

se ve afectac10 actualmente por los siguientes factores:

El publico percibe en forma distorsionada el riesgo que repre-

sentan los reactores nucleares. Esto ha traído como consecuen-

cía el rechazo sistemtíco de las plantas nucleares como opción

para satisfacer la demanda de energía.

Las empresas encargadas de la generación de potencia consideran

que los organismos encargados d regular la industria nuclear

. . . 4

han instituido un sistema normativo que resulta inoperante por

su excesiva rigidez. Argumentan que el cumplimiento con dicha

normativa conduce a un avance lento en la construcción de las

centrales y a cambios costosos y de difícil ejecución, por lo

que el tiempo que transcurre entre la concepción de un proyecto

y su terminación se ha visto alargado con el consecuente aumen-

to en los costos.

c) Han surgido en los países industrializados grupos que proclaman

su preocupación por preservar la calidad del ambiente y que han

encontrado que estigmatizar a las plantas nucleares es un medio

altamente efectivo para ganar relevancia.

Debe hacerse notar que aun cuando los factores (a) y (c) se traducen

ambos en un rechazo a la utilización de la energía nuclear, el fac-

tor (a) se refiere a una apreciación individual, con raíces genui-

nas en mayor o menor medida, en tanto que el factor (c) es en gene-

ral el resultado de movimientos que juzgan conveniente añadir el an

tagonisrno a las centrales nucleares a sus otros principios políticos.

Es nuestra opinión que la opción nuclear es la única posibilidad

real de suministrar potencia eléctrica en los volúmenes, precio y

con la confiabilidad requeridos, y al mismo tiempo, interpretarnos

los factores anteriores de la siguiente manera:

1) Las plantas, nucleares, corno cualquier instalación industrial re

presentan un riesgo' que no es despreciable aunque si de magni-

tud reducida.

. . . /

.1

I1I

•1

-u'

. . . 5

u) La maduración de la industria nuclear ha producido un cofloCi---

miento mayor de la naturaleza y trascendencia de las diversas

actividades de diseño, construcción y operación de las plantas

nucleares y el ónfasis que los organismos reguladores han puesto

en el desarrollo en forma adecuada de las actividades importan-

tes se justifica y puede contribuir eficazmente tanto a la re--

ducción del riesgo como al aumento de la productividad de las

centrales.

Existen disposiciones reglamentarias que aun cuando en princi—

pio podrían justificarse, tienen una finalidad ajena a conside-

raciones técnicamente válidas y obedecen más bien a presiones

políticas.

El destino final que pretende darse a los desechos radiactivos

generados en la operación de las plantas nucleares no ocasiona-

ría daños perceptibles al ambiente. Sin embargo, es válido

cuestionar la legitimidad de imponer a las generaciones poste-

riores la carga que el cuidado de dichos desechos significa,

aún cuando dicha carga sea mínima.

A continuación nos proponemos describir algunas de las ideas con

las que los ingenieros de la industria nuclear pretenden dar solu-

ción tanto a los problemas antes mencionados como al problema que

significa el abastecimiento de combustible a largo plazo, a los

reactores nucleares.

. . . /

. . . 6

REACTOR PRESURIZADO AVANZADO

Entre los principales objetivos que se persiguen con el diseño de

un reactor avanzado se encuentran los siguientes:

Eliminar la necesidad de agregar sistemas para emergencias y la

consecuente aplicación de la garantía de calidad.

Hacer económjcajnente viable la construcci6n de centrales cuya

potencia sea relativamente baja.

Reducir los requisitos relativos al emplazamiento

Conseguir niveles de seguridad adecuados an en condiciones ms

adversas que las que se consideran en las plantas actuales, en

particular, las que puedan existir en un país con poca experien

cia en el manejo de sistemas complejos de tecnología avanzada.

51 Hacer que la seguridad no dependa del correcto funcionamiento

de sistemas y equipos, sino de fenómenos físicos cuya evolución

determinística no pueda ser interferida.

El logro de estos objetivos conduciría a la obtención de un reactor

intrínsecamente seguro. En rigor, sí las plantas nucleares actua-

les fueran diseñadas para potencias bajas (no mayores de 100 KWe),

podrían simplificarse en cierta medida los requisitos para los sis-

temas de enfriamiento durante emergencias, pero a cambio de ello,

el costo de la potencia generada no sería competitivo.

Entre los objetivos enumerados figura el de hacer el reactor a prue

ba de errores de operación, incluyendo algunas acciones de franco

sabotaje.

.1

. . . 7

Nos limitaremos aquí a describir los esfuerzos que en la dirección

mencionada hahecho una empresa europea en virtud de que hasta don-

de tenemos noticia, es ésta la única que ha publicado información.

Para este tipo de centrales nucleoeléctricas, se postula como base

de diseño:

Que el reactor permanecerá siempre cubierto con agua y

Que la potencia máxima será tal que la capacidad de remoción de

calor del agua no será nunca excedida. De esta manera se garan

tiza que el reactor permanecerá intacto bajo cualquier circuns-

tanda.

Por otra parte, es necesario que la remoción del calor liberado en

el reactor se efectle en forma tal que mediante mecanismos natura-

les, gobernados 15nicamente por las leyes de la termohidráulica, se

satisfagan los criterios de diseño (a) y (b). De esta forma, la

central será inmune a la falla de cualquier componente o sistema me

cánico o eléctrico; no estará expuesto a errores del operador y pre

sentará una alta resistencia a actos destructivos intencionales.

La forma en .que cada una de las especificaciones dadas será llevada

a la práctica se explica a continuación.

Como se sabe, la remoción del calor residual impone a las plantas

nucleares actuales el requisito de contar con un sistema que pueda

proporcionar enfriamiento durante períodos prolongados, cuando la

planta está apagada. En una central de 1000 MWe, y a un mes de ha-

. . . 8

berse apagado, el reactor nuclear todavía libera alrededor de 10 MWt,

los cuales son suficientes para ocasionar el fundido del combustible

En el reactor avanzado, se propone que el calor de decaimiento sea

removido mediante la evaporación de agua y que el agua esté en con-

tacto directo con el reactor sin necesidad de los implementos nece-

sarios para su transporte (motores, bombas, válvulas, etc.). Esto

se logra si se coloca al reactor cerca del fondo de un recipiente de

agua (piscina) de dimensiones suficientemente grandes. El tamaño de

la piscina es tal que el calor residual puede ser disipado durante

una semana a partir del momento en que ocurre un incidente, sin ne-

cesidad de suministrar ms agua. Posteriormente, se supone que es

posible alimentar agua a la alberca, alrededor de varios metros cú-

bicos/hora, aún en ausencia del personal de la central. Se calcula

que el tamaño de la piscina debe ser tal que se disponga de 1.5 n

de agua por cada MWt.

Para evitar que el reactor se haga crítico, el agua de la piscina

contendrá disuelto un absorbedor de neutrones (ácido bórico) en can-

tidades adecuadas. Por otra parte, se ha llegado a la conclusión

de que el concepto del reactor de agua presurizada sería ms fácil

mente introducido en este reactor avanzado que el reactor de agua

en ebullición. De manera que el reactor avanzado deberá estar in-

merso en una piscina grande, de agua presurizada. Para la potencia

que se considera económicamente conveniente, esto es, alrededor de

1600 NWt, el volúmen de la piscina deberá ser ms de 3,000 ni 3

por lo que el recipiente deberá ser construído como un recinto de

El

. . . /

. . . 9

concreto preesforzado, debido a que su volúrnen es grande, la pre-

sión del recinto es de alrededor de 1250 psi. -

En el reactor avanzado se considera que el escape de agua en forma

masiva es posible en la parte inferior de la piscina y que esto oca-

sionaría una disminución muy apreciable de la cantidad de agua. Ba-

jo esta hipótesis, para reducir el escape de agua se proporciona,

adem.s del recubrimiento met1ico usual del recinto de concreto pre-

esforzado, una barrera estanca adicional que envuelve la parte in-

ferior de la piscina y se encuentra embebida en el concreto. De

esta forma se considera que la posibilidad de que ocurra un acci-

dente con pérdida de enfriador es nula, con lo que el criterio de

que el reactor se encuentre siempremergido en agua, queda satis-

fecho. -

Podemos ahora discutir la forma en que se debe efectuar la remoción

del calor del reactor para producir potencia. La colocación de un

ducto metálico alrededor del reactor y que se prolongue hacia arri-

ba de éste en la piscina no introduce cambios en el sentido de que

el reactor todavía estará siempre cubierto de agua. La remoción de

calor se lleva a cabo mediante convección natural, estableciéndose

un flujo del agua desde la parte inferior del reactor, a través de

éste y por el resto del ducto metlicd hasta el extremo superior

del mismo. Para la producción de vapor se hace uso de una bomba y

un generador de vapor, ambos sumergidos totalmente en la alberca.

Con el fin de restringir la pérdida de agua cuando existan fugas

en el generador de vapor 1 se colocan tanto la entrada como la sa-

lida de éste en la parte alta de la piscina. La descarga de la

.. .10

bomba se encuentra en la parte inferior del reactor y la entrada de

la rama caliente al generador de vapor esta en la parte superior del

ducto. Cuando la bomba no esta en funcionamiento el flujo de enfria-

dor se lleva a cabo en la forma que hemos descrito arriba, sin que

exista circulación de agua por el intercarnbiador. Podemos dividir

el circuito que recorre el agua en dos secciones: Una parte que

consiste de la porción inferior del reactor, el reactor y el conduc-

to en la parte superior y la otra constituída por la circulación

del fluído en la piscina.

El reactor es subcrítico cuando el agua que lo cubre tiene la misma

concentración de boro que el agua de la piscina. Para hacer críti-

co al reactor y para extraer calor de éste se introduce en la sec-

ción del reactor agua con una concentración de ácido bórido ms ba-

ja, contándose con medios para regular dicha concentración.

Si la cabeza que proporciona la bomba es tal que el flujo de agua en

la sección del reactores exactamente igual al flujo que se tiene

por convección natural, se establecerán dos inerfaces, una en la

parte superior de la sección del reactor y la otra en la parte in-

ferior de dicha sección, sin que exista mezcla del agua de la sec-

ción del reactor con el agua de la piscina. En cuanto exista una

diferencia entre el flujo del agua en la sección del reactor y el

flujo por convección, se producirá una mezcla de agua de la pis-

cina y agua de la sección del reactor, aumentándose la concentra-

ción de boro en el reactor y ocasionndose así una reactividad

negatIva.

. . . 11

Para efectuar cambios en la potencia se varía el contenido de boro

en el agua que se introduce en la sección del reactor desde el ex-

terior y al mismo tiempo se varía la velocidad de la bomba de acuer-

do con la variación de la temperatura del agua al salir del reactor.

La velocidad de la bomba se controla de manera que la interfaz in-

ferior se mantei-iga al nivel deseado. El intervalo de control de la

velocidad de la bomba es inferior al 5% de manera que al ocurrir

perturbaciones mayores, se perderá el equilibrio y ocurrirá la en-

trada de agua de la piscina, con su alto contenido de boro, a la

sección del reactor.

En resumen, de acuerdo con principios conocidos, es posible esta-

blecer una estratificación del agua en el sistema del reactor; esta

estratificación se mantiene mientras el flujo del agua proporciona-

do por la bomba sea igual al que se tendría por convección natural.

Los cambios en la potencia se efectun regulando el contenido de

boro del agua en el reactor. En caso de presentarse condiciones

anormales tales como la pérdida del sumidero de calor (ocasionada

por ejemplo por pérdida de la alimentación de agua al generador

de vapor) el sistema llegaría a un estado seguro sin necesidad de

intervención externa: El agua del circuito del reactor se calen-

taría, produciéndose burbujas, las cuales aumentarían el flujo del

agua inés allá de las posibilidades de control mediante la bomba;

el agua de la alberca entraría ala sección del reactor con la con-

secuente reducción en la potencia o inclusive, el apagado del mis-

mo.

. . . /

• .12

Procederemos a considerar algunos aspectos del costo de una central

de este tipo. En última instancia, la seguridad de la planta de-

pende exclusivamente del recipiente de concreto pre-esforzado y de

las componentes situadas en el interior de dicho recipiente. Por

lo tanto, e1 resto de la planta puede considerarse libre de los re-

quisitos de garantía de calidad y el establecimiento de redundancia,

diversidad, separación, etc. en esta parte de la instalación se ha-

ce únicamente con miras a aumentar la confiabilidad de ésta.

Debernos señalar que en las centrales nucleoeléctricas actuales la

complejidad de los sistemas y estructuras no se reduce según la po-

tencia nominal de dichas centrales, por lo que resulta económicamen-

te aconsejable hacerlas de una potencia tan alta como sea posible.

En el caso del reactor avanzado el costo va en proporción con la

potencia de la central y se considera que no existen incentivos eco

nómicos para construir centrales de este tipo de una potencia mayor

a los 500 NNe.

Con todo lo anterior, se estima que el costo total de construcción

de una central con cuatro unidades de 500 NNe a base de reactores

avanzados sería similar al de una central de dos unidades de 1,000

MWe con reactores de la presente generación, siendo el tiempo esti-

mado de construcción ms corto que el de la central convencional.

Si las unidades son de 400 NNe o menores el costo se reduce y el

tiempo estimado para terminar la construcción es en este caso de

sesenta meses desde el inicio de la excavación hasta la entrada en

en operación comercial.

. . • /

1 1 0 Wi ¡!I

• .13

IIIL LI

1011 ilr" ~. 1~

Por lo que respecta a la factibilidad de desarrollo de centrales con

reactores avanzados del tipo descrito, podemos mencionar que se pla-

nea hacer uso de la tecnología ya desarrollada en los reactores pre-

surizados actuales de manera que el diseño del reactor en sí no repre-

senta un cambio importante. El generador de vapor que se proyecta

emplear es del tipo de un solo paso (once through) con la caracterís-

tica de que el vapor se generaría en el interior de los tubos, la ra-

zon de esto ultimo es evitar la construcción de recipientes de mayor

espesor, capaz de soportar la presión del agua del reactor.

De hecho, el desarrollo de éste tipo de generadores de vapor consti-

tuye la linica tarea de tipo novedoso. Se estima que toda la inves-

tigación y desarrollo requeridos pueden llevarse a cabo en un plazo

de tres años. El recinto a presión de concreto pre-esforzado no

ofrece mayores problemas de diseño y construcción en virtud de la

experiencia con que se cuenta a la fecha. Es de esperarse que a

principios o mediados de la próxima decada éste tipo de centrales se

encuentren disponibles comercialmente.

Finalmente, una revisión somera de los aspectos de seguridad del reac

tor avanzado muestra que la posibilidad de realizar el enfriamiento

del reactor durante una semana sin necesidad de intervención no se

Veaafectada por eventos imputables al hombre y que los transitorios

que involucran excursiones de la potencia no pueden desarrollarse

debido a la autoprotección inherente del diseño. La posibilidad de

que se produzcan accidentes de criticidad ocasionados por el ingreso

de agua no boratada a través del generador de vapor no existe en la

• . . /

. . .14

practica debido al número de eventos (9) necesarios para ello y a la

baja probabilidad de ocurrencia asociada con cada uno de esos even-

tos.

Se espera que dada la seguridad intrínseca del reactor avanzado, no

habrá necesidad de imponer los estrictos requisitos aplicables a los

reactores actuales y que la actitud del público hacía la energía nu-

clear se inodifique favorablemente.

SISTEMAS SINERGETICOS

Es un hecho que el uranio 235 es un material relativamente escaso

en el que no puede sustentarse el suministro de energía a largo pla-

zo. Así mismo, el almacenamiento de los desechos radiactivos de

larga vida, provenientes del uso de los reactores de fisi6n, da lu-

gar a objeciones por parte del público. Los reactores de cría pre-

sentan una posible soluci6n al problema de la escasez de combusti-

ble y lo mismo puede decirse de los reactores nucleares de fusián.

Sin embargo, en ambos casos las dificultades para su desarrollo han

resultado ser mayores de lo previsto y no se espera un uso extendi-

do de estos dispositivos sino hasta después de las primeras décadas

del pr6ximo siglo.

Los sistemas sinergticos representan una opci6n atractiva en el

sentido de que puede lograrse en ellos la cría de combustible median

te el uso de reactores de fusión que no sean productores netos de po-

tencia. Por otra parte, ya sea mediante el empleo de neutrones o de

partículas cargadas, es posible convertir material radiactivo de vi-

da larga en material estable o en material radiactivo de vida corta.

. . si

...15

Desde la década de los cincuenta, se propusieron sistemas sinergé-

tícos cuya difusión en la comunidad científica fué restringida por

razones de seguridad. Entre los sistemas propuestos se encuentra el

de la integración de un reactor de fisión y un acelerador de partí-

culas cuyo objetivo era el de producir neutrones para crear núcleos

fisibles. El reactor o los reactores proporcionarían la energía

eléctrica requerida por el acelerador. Ese sistema podría estable-

cerse con un reactor de fisión cuyo cómbustible fuera uranio 233 y

un acelerador de protones con un cobertor de tono 232. Es conve-

niente incluir también este tipo de cobertor en el reactor de fisión.

Otro de los sistemas propuestos en la misma época consta de un pias-

ma pre-ionizado de tritio, el cual se emplearía como blanco de un

acelerador de deuterones. De la interacción del haz del acelerador

y el plasma se obtendrían neutrones de 14 MeV; el plasma estaría ro

deado de un cobertor de uranio 238 y litio. Los neutrones fisiona-

rían al uranio 238 y se produciría una multiplicación del numero de

aquellos, sólo que su energía sería inferior, haciendo posible su

absorción por el uranio 238 y el litio para producir plutonio 239 y

tritio. El plutonio 239 se emplearía como combustible de un reac-

tor de fisión y el tritio se usaría para formar el plasma.

Las dificultades experimentadas en el desarrollo de los reactores de

fusión y los reactores de cría ocasionaron un renacimiento del inte•-

rés en los sistemas sinergéticos a partir del inicio de la década

pasada. Dicho interés puede comprobarse mediante una revisión de

la literatura al respecto en la que aparecen cerca de cien traba-

jos entre 1969 y 1981.

• ..16

En esencia, los trabajos mencionados se refieren a versiones ref i-

nadas de los sistemas arriba descritos y a sistemas con reactores

de fusión y cobertores para la cría de núcleos fisibles; así como

a sistemas híbridos fusión-fisión, en los cuales el cobertor ade-

ins de servir para la cría es un reactor subcrítico con una produc-

ción apreciable de potencia. Los reactores de fusión considerados

son tanto del tipo de confinamiento inagnótico como inercial (median

te lasers).

La posibilidad de efectuar transmutaciones favorables en el extremo

final del ciclo de combustible de los reactores de fisión ha sido

explorada en detalle. A este respecto, debe mencionarse que la des-

trucción de los productos de fisión y de los elementos transurni-

cos producidos en dichos reactores se considera viable y que ademas,

el rejuvenecimiento del combustible, consistente en la cría de nú-

cleos fisibles en un cobertor del reactor de fisión a partir del ma-

terial fertil (uranio 238) contenido en los elementos combustibles

gastados, ha sido encontrada también factible y rentable.

Procederemos a considerar de una manera simplificada los aspectos

de producción de potencia y de combustible en un sistema en el que

se establece la simbiosis entre un acelerador de protones y un reac

tor de fisión. Por lo que respecta al inventario de combustible,

los mecanismos de cría se llevan a cabo en el cobertor del acelera-

dor y en el cobertor del reactor; el consumo se efectúa, por supues-

to en el reactor.

La variación en el inventario de combustible en el reactor (NFiR)

es entonces 11

dt (C 1 -l) Ra

• . • /

. . . 17

donde Ra es el número de reacciones de absorción de neutrones en el

material fisible y CFi es el llamado cociente de conversión, defi-

nido como el cociente entre el número de reacciones de captura en

el material fertil y el número de reacciones de absorción en el ma-

terial fisible. En virtud de que el reactor se considera del tipo

"convertidor", CFi tendrá valores entre O y 1.

La producción de núcleos fisibles en la unidad de tiempo en el co-

bertor del acelerador (NFÍA) puede expresarse en la forma siguien-

te:

INFÍA = Cp i/q dt

(2)

donde C es el número de núcleos fisibles creados por cada proton

del haz incidente, I es la corriente del haz y q la carga del

protón.

De esta manera, la variación en la cantidad total de combustible

NFj,O resulta ser:

dNFjp + cl (t 3)

Y si se desea que el sistema sea autosuficiente, es decir que no

haya flujo de material fisihie proveniente del exterior, será ne-

cesario que exista la siguiente relación entre las características

del reactor y del acelerador:

(lCFj) Ra = Cp 11q (4)

. . . 18

En lo referente a la potencia, se tendrán contribuciones debidas al

reactor, mismas que denotaremos P fi y, posiblemente al acelerador,

debiéndose al mismo tiempo consumir potencia para operar y con

trolar al sistema, aderns de la necesaria para la corriente que cir-

cula por el acelerador y que designaremos P 1 . Con estas considera-

ciones, la potencia neta que el sistema entrega estará dada

por la siguiente expresi6n:

oe fifi + nAPA - cí (5)

donde las cantidades r son las eficiencias netas de la conversi6n

de potencia térmica a eléctrica en las que se toman en cuenta las

potencias consumidas para operar y controlar el sistema. En térmi-

nos de la energía recuperable de cada fisíén U f1 y de la energía

que se libera en el blanco del acelerador por cada prot6n inciden-

te UAI es posible encontrar que:

T3A l - Cfi oe = (flf ,0 + A,O Uf1

Donde las r son las eficiencias totales de la conversjén de ener-

gía térmica a eléctrica. Con el fin de obtener una idea de las

magnitudes involucradas, emplearemos en esta última ecuación valo-

res típicos de un reactor de fisi6n aótual (Cfi = 0.5, Uf 1 = 190

NeV) y supondremos que la energía de los protones es de 1000 MeV y

TI A = 53 lo cual debe advertirse que no corresponde a los acelerado-

res actuales pero si puede esperarse que sea factible en los acele-

radores que están en desarrollo. Si arbitrariamente consideramos

que cada neuti:ón produ.ido en el acelerador dá lugar a su vez a

19

0.95 núcleos fisibles C resulta ser igual a 50 y la relación entre

la potencia del reactor y la potencia del haz de protones es de 19.

Por lo tanto, un reactor de 3000 MWT puede asociarse a un acelera-

dor que tengauna potencia en el haz de 160 MW, lo cual podría tra-

ducirse en un consumo de 320 MWe. En estas mismas condiciones, pue

de calcularse que la corriente del haz sería de 160 mA.

Una manera de reducir el consumo de potencia en el acelerador sería

la de emplear un reactor ms eficiente desde el punto de vista de

la conversión en su cobertor. Por ejemplo, si el cociente de con-

versión es 0.9 en lugar de 0.5 y considerando los valores antes men

cionados, la potencia del haz resultaría ser de únicamente 30 M.

Regresando ahora a la discusión general, podemos enunciar las carac

terísticas ideales de un sistema sinergtico: Deberá poseer una

alta densidad de potencia, un consumo interno de potencia de valor

bajo, una producción suficiente de combustible y posibilitará la dis

minución del impacto radiológico derivado del uso de la energía nu-

clear. Como conecuencia, el sistema deberá entregar un adecuado

suministro de potencia y convertir isótopos radiactivos en estables.

En general, la transmutación mediante neutrones se utilizará para

los elementos transuránicos ya que por lo que respecta a los pro-

ductos de fisión estos son inestables debido precisamente al exceso

de neutrones, ademas de que para las vidas medias típicas de dichos

productos de fisión el valor del flujo neutrónico necesario para

que la reducción de material radiactivo mediante transmutación se

lleve a cabo mucho ms rpidamcnte que por decaimiento radiactivo

• • ./

. . .20

resulta mayor que el que puede considerarse práctico. En forma ms

precisa, es necesario que el flujo de neutrones 0 sea tal que

0 » o. c

donde X es la constante de decaimiento del isótopo radiactivo y

I c su sección microscópica de captura; como ejemplo, para el 137Cs,

0 tendrá que ser mayor que 1019 neutrones/m 2 - S.

Otro aspecto que ha sido mencionado es el del rejuvenecimiento del

combustible. Su factibilidad se basa en el hecho de que si los ele

mnentos combustibles gastados se colocan en un campo neutrónico ade-

cuado, en el exterior del reactor y con un espectro de energías apro

piado, es posible criar suficiente material fisible con una destruc--

ción mínima de dicho material mediante fisiones. Las condiciones

para lo anterior son

cic,fe » Oc,fe

a,fi cía,fi EXT REACTOR

cic,fe N f e >

ca,fi N f i

donde fe indica, un isótopo fórtil y fi el isótopo fisible que se

obtiene, siendo N la concentración de núcleos. Estas condiciones se

satisfacen si la energía promedio de los neutrones es del orden de

10 5 eV y siempre y cuando el enriquecimiento sea bajo. Se anticipa

que las vainas de las barras de combustible deberán camnbiarse debido

a la dosis de rac.ici6n que recibirán.

...21

CONCLUS IONES

Hemos tratado de presentar nuestra percepción de la problemática de

la energía nuclear y de describir una posible solución desarrollada

en la industria, que en esencia consiste en diseñar un reactor in-

herentemente seguro cuyo funcionamiento sin sistemas activos de se-

guridad no presente riesgos inaceptables. También hemos adoptado

la sugerencia de que el almacenamiento de desechos radiactivos de

vida media larga puede en principio obviarse mediante su "incine-

ración" en aceleradores de partícular o en cobertores neutrónicos.

La conjunción de reactores de fisión y aceladores de partículas

o reactores de fusión ofrece una solución al problema de la gene-

ración de potencia que podría ser viable antes de que los proble-

mas relativos a la fusión sean solucionados.

Podemos ahora hacer algunas consideraciones acerca de la aplica-

ción en nuestro país de los enfoques descritos. Consideramos que

la construcción de unidades a base de reactores de fisión de po-

tencia no mayor a 500 MWe es atractiva, sobre todo si los requi-

sitos convencionales de garantía de calidad son considerablemente

reducidos. La construcción de edificios de concreto pre-esforza-

do sería entonces un area a desarrollar que seguramente estaría a

nustro alcance en forma oportuna.

Respecto de la tecnología de los aceleradores de partículas, es im-

portante mencionar que desde hace tiempo, y en gran parte debido al

esfuerzo de un distinguido miembro de esta Academia, el Ing. Marcos

Mazan, existe en México experiencia en el diseño y construcción de

. . . /

.22

aceleradores de partículas. Independientemente de que los trabajos

de aplicación de dichos dispositivos han estado enfocados al estu-

dio de reacciones nucleares, fundamentalmente desde el punto de vis

ta de la física, el hecho de haber ya enfrentado algunos de los pro-

blemas tecnológicos de la construcción constituye indudablemente una

gran ventaja. Es nuestra opinión que con el fin de estar en condi-

ciones de absorber la tecnología requerida para el establecimiento

de los sistemas sinergéticos, se deben de mantener núcleos de inves-

tigadores de nivel adecuado que estudien tanto los problemas rela-

tivos a los aceleradores como los relativos a los plasmas. El ana-

lisis del comportamiento de los cobertores tanto de los reactores de

fisión o de fusión como de los aceleradores, se efectúa mediante

procesos laboriosos que involucran un-uso extenso de computadoras de

gran capacidad. Los problemas relacionados con la selección de ma-

teriales, con el diseño de bombas para establecer altos vacíos, etc.

tienen un efecto multiplicador, en el sentido de que al intentar su

solución se adquiere experiencia aplicable en muchos otros campos de

la ingeniería.

Si se objeta el hecho de que se mantengan actividades en áreas tec-

nológicas cuya utilización no está asegurada, consideramos que el -

efecto antes mencionado justificaría ampliamente los esfuerzos rea-

lizados cuya intensidad, obviamente, deberá ser cuidadosamente de-

terminada.

1

BIBLIOGRAFIA

K. Hannerz, ASEA-ATOM, Towards Instrinsically Safe Light

Water Reactors, June 1982, rey. Apríl 1983.

A.A. Harrns and M.Heíndler, Nuclear Energy Synergetics. Ple-

num Press. 1982

A.A. Harms and W.T. Hartmann, Spent Nuclear Fuel Reenrich-

Inent Without Reprocessíng, Annals of Nuclear Energy, 5,213

(1978)

S.O. Schriber, Electronuclear Fuel Production Using High-

intensity Accelerators, Atomkernenergy, 32, 49 (1978).

E.M. Krenciglowa and A.A. Harms, An Assessment of Nuclear

Waste Transrnutation With Proton Accelerators, Nuclear Ins--

trurnents and Methods, 185, 393 (1981)

S. Taczanowski, Neutron Multiplier Alternatives for Fusion

Reactor Blankets, Annals of Nuclear Energy, 8 (1), 29 (1981)