nt-01-09 reactores fision futuro

Diciembre de 2009 Pag. 1/10 Sociedad Nuclear Espaola Francisco Martn-Fuertes Comisin Tcnica [email protected] www.sne.es

REACTORES DE FISIN DEL FUTURO

F. Martn-Fuertes Divisin de Fisin, CIEMAT

Esta Nota Tcnica pretende ser una breve actualizacin del conoci-miento sobre el estado en que se encuentran diversos proyectos de reactores futuros, entendiendo por tales los que se plantean a largo plazo, es decir, los denominados de Generacin IV y sus diseos afines. La caracterstica principal del for-mato de Nota Tcnica es su breve-dad, de manera que se ha hecho un esfuerzo de condensacin que ha dejado fuera de consideracin un gran nmero de detalles. El nfasis se ha puesto slo en los aspectos ms relevantes de cada proyecto, teniendo en cuenta que cada cual tiene su propio grado de madurez. Como referencia bsica se usa uno de los marcos quiz ms cercanos a nuestro entorno y ms comprome-tido con el desarrollo de estos reac-tores: la Plataforma Tecnolgica Europea sobre Energa Nuclear Sostenible (SNE-TP), www.snetp.eu. Uno de los objetivos principales de esta Plataforma es elaborar y revisar peridicamente dos documentos: la Agenda Estra-tgica de Investigacin y su Estra-tegia de Implementacin. Se espera que la Unin Europea, en sus futu-ros Programas Marco, recoja muy literalmente las recomendaciones de la Agenda. Por otro lado, a esca-la mundial, iniciativas concretas co-

mo las apadrinadas por el OIEA, con el inters de que incorporan los espectaculares planes de pases como India y China, o bien otras iniciativas multinacionales, como Generation IV International Forum (GIF), mantienen sinergias impor-tantes con los planteamientos euro-peos. En la Agenda Estratgica hay espa-cio, en primer lugar, para los as-pectos de inters de los reactores de agua ligera (LWR) actuales y evolutivos: envejecimiento de siste-mas y su prevencin, reduccin de dosis operacional, optimizacin del combustible, aumento de potencia, desmantelamiento, etc. En una se-gunda parte la Agenda presenta el desarrollo de ciclos avanzados de combustible, cuyo planteamiento conduce al desarrollo de nuevas tecnologas de reactores rpidos. La Agenda recoge varias tecnolog-as: reactor rpido de sodio, SFR, de plomo, LFR, refrigerado por gas, GFR, y subcrtico con acelerador, ADS, pero prioriza sobre todo la de SFR. Tambin menciona los reacto-res de gas a alta temperatura, HTR para otras aplicaciones de la ener-ga nuclear. El desarrollo de estas tecnologas de espectro rpido tiene sus races en dos importantes as-pectos relacionados con los ciclos avanzados:


El cierre del ciclo de combus-tible, o bien del mayor nmero posible de los elementos que se descargan tras la irradiacin (principio de minimizacin de residuos y optimizacin de los futuros repositorios de alta acti-vidad).

La reproduccin del material fisible permitira hacer frente a escenarios de agotamiento del uranio a medio plazo si se asu-me que el parque mundial de reactores se mantiene o multi-plica a costa de diseos que-madores tradicionales tipo LWR (principio de sostenibilidad).

Es evidente adems, que en polti-cas de liberalizacin econmica, cualquier propuesta tecnolgica de-ber demostrar su rentabilidad du-rante la vida de la central y garanti-zar mecanismos razonables de fi-nanciacin. Los estudios eco-nmicos vigentes muestran una amplia banda de incertidumbre en estos parmetros, ya que las lneas de produccin no existen an, o bien es difcil extrapolar datos dis-ponibles a tamaos comerciales, o bien ciertas actividades estaran re-guladas a nivel institucional, fuera del mercado. As, se encuentran estimaciones que abaratan ligera-mente el coste de produccin final del kWh junto con otras que lo enca-recen, como mximo entre el 20 y 30%. De pas a pas, la interpreta-cin que cada uno hace de la situa-cin hace que existan todas las po-sibilidades de patronazgo asumidas a nivel gubernamental. Por tanto, es posible encontrar un pas con un decidido apoyo gubernamental al lado de otro con muy bajo apoyo.

Reactores rpidos refrigerados por sodio, SFR (Sodium Fast Re-actor). Dieciocho reactores SFR que han funcionado o lo estn haciendo, y tres en construccin (Rusia, BN-800 de 2000 MWt, China, CEFR de 75 MWt, e India, PFBR de 1200 MWt), demuestran quiz que la tecnologa del sodio es la ms madura dentro de la de reactores rpidos. Japn es hoy el pas lder en esta tecnologa dentro de Gen-IV International Fo-rum y proyectan reanudar el funcio-namiento del reactor MONJU, de 250 MWe. En Europa, Francia tiene la intencin de poner en funciona-miento un prototipo entre 250 y 600 MWe en 2020 (Proyecto ASTRID) tras finalizar los correspondientes procesos de preseleccin (2012), diseo de detalle y construccin. La introduccin de un reactor comercial de mayor potencia, 1500 MWe, se contempla para 2040.

Reactor MONJU (Japn) Actualmente, el proyecto europeo que considera el diseo de dicho reactor es el CP-ESFR, en el que participan 26 instituciones europeas. En este proyecto, los parmetros principales del ncleo son: potencia trmica de 3600 MW, combustible de xidos mixtos U-Pu (como se-


gunda opcin, carburos), con conte-nidos en Pu en torno al 15%, y ra-zones de reproduccin ligeramente por encima de la unidad. El diseo, adems, considera en una segunda fase una carga de Actnidos Minori-tarios (AM; se trata de los elemen-tos Np, Am y Cm) suficiente para ser transmutados apreciablemente, sin deteriorar los parmetros de se-guridad, es decir, garantizando que el reactor ser perfectamente licen-ciable. Se contemplan cargas pe-queas homogneas en todo el re-actor (~4% en peso) o bien hetero-gneas (capas o envueltas con car-gas ~20%) tecnolgicamente menos maduras en cuanto a la fabricacin del combustible. En cuanto al diseo de la vasija y del primario, se contemplan an dos alternativas: reactor tipo piscina, con cambiadores integrados en la vasija, o tipo circuito, con vasija ms pe-quea. Se completa el proyecto es-perando tener avances importantes en los captulos de Seguridad y sis-temas auxiliares cuando concluya en 2012. La razn de reproduccin del mate-rial fisionable es fundamental: las estimaciones indican que slo plan-tendose razones por encima de la unidad es posible pensar en intro-ducir parques completos de SFR a escala europea (o a escala similar en otras regiones) buscando una sustitucin de LWR al cabo de un siglo desde fechas actuales. De acuerdo con estimaciones de diver-sos foros, entre uno y dos siglos sera el orden de magnitud de las reservas razonables de uranio para parques mundiales LWR, si se utili-zan datos del Libro Rojo del Uranio de la AEN/OCDE y OIEA (existe un

debate abierto porque podran iden-tificarse nuevas fuentes de suminis-tro de uranio a precio razonable, o bien usar fuentes no convenciona-les, como fosfatos). Reactores rpidos refrigerados por plomo, LFR (Lead Fast Reac-tor). La tecnologa del plomo se plantea en la Agenda Estratgica como una de las dos alternativas al reactor de sodio. En lneas generales, las pres-taciones potenciales de produccin energtica y evolucin isotpica del combustible (uso eficiente del ura-nio, minimizacin de residuos) son muy parecidas a las del reactor de sodio. Por otro lado, el plomo tiene caractersticas que lo hacen atracti-vo (baja presin de vapor a la tem-peratura de trabajo, reduccin de dosis operacional por blindaje, au-sencia de rejilla soporte del ncleo al poder flotar el combustible, es un elemento qumicamente inerte con el agua y el aire), pero presenta im-portantes problemas tecnolgicos (corrosin de estructuras, recargas a alta temperatura, etc). Las lneas de investigacin comparten puntos en comn con la tecnologa ADS. La hoja de ruta del LFR considera la construccin de una planta piloto hacia 2020, entre 50 y 100 MWt, y de un prototipo hacia 2030. En el proyecto europeo ELSY (19 organizaciones) se trabaja en el di-seo de un reactor de 600 MWe. Quiz sea la vasija tipo piscina el elemento ms innovador, ya que el ncleo se plantea a base de ele-mentos combustibles tradicionales de paso cuadrado (alternativamen-te, elementos hexagonales). La in-novacin de la vasija consiste en


que es completamente desmontable y no dispone de elementos internos soldados. Los elementos combusti-bles estn alojados en un barrilete cilndrico y terminan en un largo eje que facilita su manipulacin en el espacio relleno de gas por encima del nivel de plomo. Los ejes encajan en la cubierta superior de la vasija. Se prevn ocho cambiadores de calor, a base de tubos enrollados en hlice alrededor de un canal central que rellena el plomo caliente. Por los tubos circula agua del secunda-rio, mientras que el plomo asciende por el canal del centro y gira para atravesar los tubos. En la parte infe-rior de cada cambiador va integrada una bomba de flujo axial que impul-sa el lquido a baja velocidad (< 2 m/s) para limitar la corrosin. En la vasija se alojan tambin cuatro sis-temas enfriadores del calor residual, por inmersin de tubos tipo bayone-ta. Otros sistemas y aspectos pre-vistos en ELSY son: refrigeracin de la pared de la vasija, robustez frente al escenario de rotura de tubos del generador de vapor, circuitos de agua y aire para la extraccin de calor residual, diseo ssmico.

Esquema del reactor en su vasija, Proyecto ELSY

Reactores refrigerados por gas, GFR (Gas Fast Reactor). Los GFR se contemplan en la Agenda Estratgica como segunda alternativa al programa de reactores rpidos. Se trata de un diseo de reactor rpido refrigerado por gas (He) que comparte buena parte de los desarrollos tecnolgicos del VHTR (descrito ms adelante) pero incluye aspectos especficos, como el desarrollo de combustible en pla-cas, aunque el combustible en ba-rras es segunda opcin. La produccin de gas a alta tempe-ratura ser la principal ventaja de estos reactores. Pero se plantean densidades de potencia apreciables (~100 MWt/m3) y por tanto es preci-so desarrollar un combustible robus-to con buenas propiedades trmi-cas. Se trabaja en la propuesta de un combustible innovador en forma de placas planas cermicas, que alojan pequeas pastillas a base de carburos, y que debe proporcionar excelentes cualidades de confina-miento de productos de fisin a al-tas temperaturas (1600 C o ms). Las placas se disponen dentro de elementos combustibles hexagona-les. La caracterizacin del combus-tible se llevar a cabo por medio de campaas de irradiaciones en reac-tores de prueba de materiales, ya iniciadas, y se espera que hacia 2013 se complete la fase de selec-cin del combustible.


Placa del elemento combustible GCR (Gas Cooled Reactor).

El reactor comparte con los otros diseos de reactor rpido las pres-taciones de reproduccin de mate-rial fisionable (sin capa frtil repro-ductora preferentemente) y trans-mutacin de transurnicos, con ciclo cerrado. La potencia de diseo es de 2400 MWt. Se prev hacer uso de una vasija de combustible, y de tres lazos de recirculacin del pri-mario con generadores de vapor y soplantes integradas en un mismo elemento. Tambin hay ya disponi-bles diseos del recinto de conten-cin y disposicin de los equipos auxiliares.

Disposicin del reactor GCR:

primario y contencin

En el Proyecto Europeo GCFR, del Sexto Programa Marco de la UE, se estudi, adems del diseo genri-co de un GCR de potencia, el de un reactor demostrador de unos 80 MWt (Proyecto ALLEGRO). En la Agenda Estratgica de la SNE-TP consta que la fase de ingeniera de detalle de este prototipo debe co-menzar hacia 2012 y su operacin en 2020. Reactores subcrticos accionados por acelerador, ADS (Accelerator Driven System). Liberando a un conjunto multiplica-dor de neutrones de la condicin de criticidad y diseando un estado subcrtico se podra aumentar la carga de Actnidos Minoritarios. Pa-ra niveles de potencia equivalentes, por tanto, pueden obtenerse mayo-res valores absolutos de transmuta-cin de AM. As, cobra inters el planteamiento de parques de reac-tores con una fraccin de reactores crticos, dedicados a la produccin de energa elctrica y reproduccin del material fisible, y otra fraccin, ms pequea y geogrficamente concentrada, dedicada a la elimina-cin de AM (junto con ciertas canti-dades necesarias de Pu). En este supuesto, el mltiple reproceso del combustible ADS se realizara en instalaciones anexas con mtodos pirometalrgicos, con lo que se ali-via el problema del transporte de actnidos en comparacin con otros escenarios. En sistemas ADS, adems de valo-res razonables de kef que garanticen una multiplicacin til hacen falta fuentes intensas de neutrones para mantener elevados valores de po-tencia. Por eso se recurre a fuentes


de espalacin por protones, traba-jando con corrientes de mA, y lo ms cerca posible de la energa de espalacin ms eficaz (~1 GeV). El diseo ms avanzado a nivel euro-peo es el que ha generado la suce-sin de proyectos PDS-XADS, EU-ROTRANS (diseo XT-ADS), y re-cientemente su continuacin, CDT-FASTEF. A lo largo de los aos se ha venido trabajando en ellos en el diseo de la instalacin de demos-tracin MYRRHA, del SCK-CEN belga, que est presente en la Agenda Estratgica de la SNE-TP (captulo de infraestructuras), con la fecha del ao 2020 para su licen-ciamiento.

Esquema de XT-ADS

El proyecto europeo vigente, CDT-FASTEF (18 instituciones) quiere dar un paso importante en el diseo tecnolgico. La instalacin se plan-tea como un conjunto subcrtico a base de unos 70 elementos com-bustibles de xido mixto de U-Pu, con alto contenido de Pu (35%), pe-ro capaz de albergar algunos ele-

mentos combustibles experimenta-les con altos contenidos en AM. El refrigerante es el eutctico de plo-mo-bismuto, cuyo punto de fusin es menor que el del Pb puro, que presenta el problema de la produc-cin de polonio a partir de capturas neutrnicas del Bi. El mismo lquido en un circuito independiente acta como blanco de espalacin, sin ven-tana para los protones. La potencia de diseo est fijada actualmente en 57 MWt y su kef de operacin nominal en 0.95. El proyecto exige importantes propuestas tecnolgi-cas sobre la operacin continua del acelerador, control remoto de ele-mentos, inspecciones en servicio, blindaje y seguridad, etc. El proyec-to CDT-FASTEF incluye en una se-gunda fase un estudio de modifica-cin del diseo para convertir la ins-talacin en un demostrador de un reactor crtico de plomo al cabo de varios ciclos de operacin como ADS. El camino hacia MYRRHA cumpli un importante hito con la operacin del blanco de espalacin de Pb-Bi MEGAPIE, proyecto liderado por PSI de Suiza y participado por otras 9 instituciones de varios pases. MEGAPIE funcion como fuente continua de neutrones durante cua-tro meses hasta diciembre de 2006, presentando un factor de disponibi-lidad del 95%. La corriente mxima de protones fue de 1,4 mA, a 51 MHz, y 575 MeV de energa inciden-te. Adems de la caracterizacin detallada del campo neutrnico y del inventario radiactivo (informa-cin muy til adems para la valida-cin de modelos nucleares), el pro-yecto ha permitido un importante desarrollo de equipos auxiliares, incluyendo el diseo de una ventana


de protones. Tambin se han impul-sado metodologas de licencia y de desmantelamiento de la instalacin.

Blanco de espalacin MEGAPIE. El extremo inferior es la ventana donde

inciden los protones.

En el avance de la tecnologa ADS cabe citar tambin el importante proyecto GUINEVERE, liderado por SCK-CEN, que prev una instala-cin licenciada para finales de 2009. En este proyecto se acoplar un blanco de espalacin a un conjunto subcrtico que desarrolla una poten-cia muy baja an (potencia cero). Uno de los objetivos principales del proyecto es el desarrollo de equipos de medida en continuo de la subcri-ticidad del sistema, un requisito que ser necesario para operar los ADS.

Reactores de gas de muy alta temperatura, HTR/VHTR (Very High Temperature Reactor) Heredero de importantes desarrollos pasados en pases como EEUU y Alemania (p.ej., proyecto AVR), se trata de un tipo de reactor que se contempla tambin en SNE-TP y Generacin IV, aunque no es de espectro rpido (se emplea grafito en el ncleo), y es posible quiz que presente menor riesgo tecnolgico que los de espectro rpido. Sin em-bargo sus planteamientos incorpo-ran importantes aspectos innovado-res respecto al avance tecnolgico obtenido en el pasado. En primer lugar, en este reactor se prioriza su aplicacin hacia la pro-duccin de calor para procesos in-dustriales, y en especial, a la pro-duccin de hidrgeno con alta efi-ciencia, mientras que la electricidad se plantea como un subproducto. Esto conlleva importantes captulos dedicados a las condiciones de li-cencia cuando se acople a las insta-laciones convencionales (con largas distancias de transporte de ener-ga), y anlisis de rendimiento eco-nmico. Y adems condiciona as-pectos tecnolgicos como es el di-seo de un cambiador intermedio de calor, de gran potencia trmica, efi-ciente y robusto para ms de 600C, o bien la seleccin de materiales para la vasija sometidos a alta tem-peratura (el refrigerante es helio en el rango de los 800 1000 C). En el reactor, el elemento bsico son las bolitas (~1 mm) de UO2 re-cubiertas por varias capas de SiC, PyC, y alternativamente se investiga el ZrC en lugar de SiC. Para el n-cleo de la bola, la opcin alternativa


es UCO. CEA podra plantearse una planta piloto encargada de los pro-cesos de fabricacin y montaje. Las microbolas pueden ir contenidas en otras bolas de grafito ms grandes (~6 cm), las cuales constituiran un lecho fluido como reactor crtico, o bien pueden ir dispersas en elemen-tos combustibles prismticos. Los ejercicios de clculo de reactividad y coeficientes han dado cierta disper-sin de resultados con los cdigos disponibles, lo cual implica una ne-cesidad de desarrollo en cdigos acoplados de neutrnica y termohi-drulica.

Elemento combustible HTGR de tipo prismtico y sus partculas combus-

tibles

Tras el paso del combustible por el reactor hasta muy altos quemados (150-200 GWd/tHM) se opta por un ciclo abierto. Los recubrimientos del UO2 ofrecen un altsimo grado de confinamiento a los productos de fisin pero la caracterizacin del combustible es crucial. Por tanto, hay un programa de irradiaciones y medidas de liberacin previsto (ITU-Karlsruhe) y de estimacin global de liberaciones para clculos de segu-ridad. Dado que el ciclo es abierto hay lneas de investigacin en el

tratamiento de las bolas como resi-duo de alta actividad (es deseable separar y recuperar el grafito irra-diado -ya que el grafito facilitara la filtracin de humedad en el reposito-rio- y acondicionar las bolitas irra-diadas con vidrio o SiC). Por otro lado existe un programa de irradia-cin de los grafitos comerciales ac-tualmente disponibles. En Europa, el Proyecto RAPHAEL, recientemente concluido, es el que aglutina la mayor parte de los es-fuerzos que hemos citado, pero otros pases (EEUU, Rusia, China, Japn, Corea) tambin tienen pro-gramas importantes, incluyendo pro-totipos de reactor en operacin o en diseo. Cabe destacar el proyecto sudafricano PBMR, Pebble Bed Modular Reactor como el ms ma-duro para la comercializacin de esta tecnologa. En la Agenda Es-tratgica de la SNE-TP se dan las siguientes fechas: 2012 inicio del diseo preliminar tras completar la etapa de la seleccin tecnolgica fundamental, 2020 operacin de un prototipo HTR, y a partir de 2025-2030 el despliegue industrial. Reactores de sales fundidas, MSR (Molten Salt Reactors) Aunque no est incluido en la Agenda de SNE-TP s que lo est en la de GIF, de manera que es preciso hacer mencin a este tipo de reactor para completar el pano-rama general. Ya los primeros im-pulsos tecnolgicos importantes tu-vieron lugar en Oak Ridge en los aos 60 del siglo pasado. En GIF se menciona que el programa de I+D para esta tecnologa debe estable-cer su viabilidad hacia 2018 y opti-mizar parmetros de operacin


hacia 2025. La operacin de prototi-pos se situara entre 2031 y 2035. Una primera familia de MSR tiene como lnea principal el uso de una mezcla de sales fundidas, una de las cuales es una sal del actnido de inters, como el ThF4. Las otras sa-les suelen ser fluoruros de litio y de sodio. En el caso citado se plantea por tanto la explotacin del ciclo del torio, pero otra variante se plantea el uso de los actnidos provenientes de LWR, esto es, PuF3, con inters en su eliminacin o transmutacin. Vemos adems que es posible plan-tear reactores reproductores o que-madores, con presencia de capas frtiles reproductoras o sin ellas. En cuanto al espectro, tienen quiz ms inters los de espectro rpido, pero tambin se pueden disear los de espectro trmico. Una ventaja muy importante de este tipo de re-actores es que los de espectro rpi-do pueden presentar coeficientes de reactividad muy negativos (tempera-tura y huecos) lo cual les diferencia de los de combustible slido y es-pectro rpido. Por supuesto, la otra gran ventaja de estos reactores es que permitiran el reprocesado del combustible en lnea, sin necesidad de detener la operacin del reactor. Esta posibilidad tambin permitira ajustar la criticidad va combustible fresco inyectado, con lo cual se prescinde de grandes excesos de reactividad potencial a inicio de vi-da. Actualmente se ha llegado al planteamiento de primeros diagra-mas de flujo para la purificacin del combustible lquido con parmetros y procesos prototpicos. La I+D tie-ne retos importantes con problemas de compatibilidad de materiales, que deben ser muy resistentes a la corrosin a altas temperaturas

(>750 C). Se contemplan aleacio-nes de Ni-W-Cr. Existe otra lnea de inters (EEUU, Repblica Checa) en la que la sal acta slo como refrigerante y el combustible es slido, que ira dis-puesto en elementos combustibles prismticos similares a los reactores HTGR (elementos de bolas o pris-mas). La naturaleza qumica inerte de las sales frente al agua o aire es la principal ventaja de esta familia de reactores, adems de permitir densidades de potencia de 4 a 6 veces superiores que los HTGR re-frigerados por helio. Las sales fun-didas adems podran cumplir per-fectamente con la funcin de trans-porte de calor a largas distancias para aplicaciones trmicas. EURATOM, en su Sexto Programa Marco, desarroll el Proyecto ALI-SIA, con objetivos de revisin del estado de la tecnologa y estableci-miento de una red de socios. Exis-ten actualmente iniciativas ISTC (International Science and Techno-logy Center, Rusia) y acuerdos bila-terales. Reactores de agua ligera super-crticos, SCWR (Supercritical Wa-ter Reactors). Al igual que los MSR, los SCWR no estn contemplados en la Agenda SNE-TP pero s en el GIF. Esta lnea de reactores trata de aprovechar los mayores rendimien-tos termodinmicos que se pueden obtener aumentando la temperatura de operacin del agua, lo cual lleva en seguida a superar su punto crti-co termodinmico (374 C, 22,1 MPa). Tambin puede hacerse uso


del ciclo directo a turbina. El estado actual se centra en explorar las prestaciones potenciales a nivel de estudios pre-conceptuales. El concepto CANDU-SCWR maneja la tecnologa de tubos de presin, espectro trmico y UO2 convencio-nal (y tambin el ciclo del torio). La parte de conversin de potencia se trata de optimizar destinando algu-nos canales del ncleo para produ-cir vapor sobrecalentado, que se conducira a la turbina supercrtica. En teora, podran alcanzarse ren-dimientos del 50%. El reactor de altas prestaciones HPLWR (High Performance LWR) de EURATOM funcionara a 25 MPa y 500C con ciclo directo a turbina. Se han completado primeros estu-dios neutrnicos y termohidrulicos a potencia nominal, de deformacin de materiales y de anlisis de segu-ridad, incluyendo propuestas para el edificio de contencin y sistemas alojados. Se pone un cierto nfasis en estudios de estabilidad del fluido al cruzar el ncleo, ya que se trata de evitar ondas de densidad que afecten a la reactividad. Por su parte, Japn explora diseos SCWR con espectro trmico y rpi-do, y con vasija de presin. En el diseo trmico se ha demostrado la posibilidad de operacin nominal de vaina por debajo de 700 C y se han realizado evaluaciones de materia-les. El diseo con espectro rpido ha buscado proporcionar coeficien-tes de huecos negativos y primeras estimaciones sobre transmutacin. En resumen, el panorama europeo y el mundial indican que la Tecnologa

Nuclear de fisin tiene un horizonte de desarrollo muy interesante a me-dio y largo plazo, y quizs sirve co-mo ilustracin el hecho de que ms de 10000 personas fueron contrata-das por AREVA en 2008 (mayor-mente para participar en proyectos de Gen III+, si bien esta empresa participa en bastantes de los pro-yectos mencionados en esta nota). El desarrollo tecnolgico nuclear en nuestro pas durante los ltimos 50 aos ha permitido construir una im-portante industria que podra colo-carse en una buena posicin para aprovechar los planes futuros. Es-peremos que, con el apoyo necesa-rio, dichas oportunidades se mate-rialicen en encargos y nuevos pro-yectos de relevancia para nuestra industria, ingenieras, universidades y centros de investigacin. Agradecimientos: El autor agradece a sus compaeros de la Comisin Tcnica de la SNE y a los de Termi-nologa las revisiones del texto ori-ginal.

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