Energía nuclear 100% Argentina

A 108 km de la capital y a orillas del Río Paraná, la CNEA erige el primer reactor integrado de agua liviana y uranio enriquecido de ciclo indirecto, totalmente hecho en el país, con un simple concepto pero de alto nivel de seguridad.

El CAREM es el primer reactor nuclear de potencia íntegramente diseñado y construido en la Argentina, que rea­rma con este nuevo emprendimiento, su capacidad para el desarrollo y puesta en marcha de centrales nucleares, per­lándose a su vez como uno de los líderes mundiales en el segmento de reactores modulares de baja y media potencia (SMR, por sus siglas en inglés).

Esta clase de reactores tienen una gran proyección para el abastecimiento eléctrico de zonas alejadas de los grandes centros urbanos o de polos fabriles e industriales con alto consumo de energía (incluyendo la capacidad de alimentar plantas de desalinización de agua de mar).

El prototipo está siendo construido en Lima, provincia de Buenos Aires a pocos metros de las Centrales Atómicas Atucha I y II. El edi­cio que lo contendrá comprende una superficie de 18.500 m2, de los cuales alrededor de 14.000 m2 corresponden al llamado ‘módulo nuclear’, el sector que incluye la contención del reactor, la sala de control y todos los sistemas de seguridad y de operación de la central. La obra civil comenzó el 8 de febrero del 2014, momento desde el cual el CAREM se ha constituido como el primer SMR del mundo en estar oficialmente en construcción.

Esta primera versión de los reactores tipo CAREM será capaz de generar 32 megavatios eléctricos, y se destaca por un riguroso estándar de seguridad aplicado desde el diseño, obtenido mediante soluciones de alta ingeniería que simplifican su construcción, operación y mantenimiento. Se prevé que alrededor del 70% de sus insumos, componentes y servicios vinculados sea provisto por empresas argentinas certificadas bajo los exigentes estándares internacionales de calidad, supervisados por la CNEA.

En paralelo al desarrollo del prototipo, la CNEA avanza en el diseño conceptual del que será el módulo comercial del CAREM, el cual tendrá una potencia mayor (de entre 100 y 120 MWe), y sería la base de una central multi-reactor que permitirá alcanzar costos muy competitivos para el mercado internacional.

El sistema del reactor CAREM-25 es del tipo integrado, esto significa que todo el sistema primario de alta energía, que comprende al núcleo, generadores de vapor y sistema de presurización, y mecanismos de control se encuentran contenidos dentro del recipiente de presión del reactor. El núcleo consta de 61 elementos combustibles de los cuales 25 posicionan elementos absorbentes. El elemento combustible CAREM-25 posee una sección transversal de forma hexagonal con 127 posiciones, las que se disponen en un ordenamiento triangular de 13,8 mm de paso. Las barras combustibles ocupan 108 de dichas posiciones mientras que, de las 19 posiciones restantes, 18 corresponden a los tubos guía para elementos absorbentes y uno, al tubo de instrumentación. Desde el punto de vista estructural, el elemento combustible consiste de un esqueleto formado por los tubos guías, el tubo de instrumentación, cuatro separadores y las piezas de acople inferior y superior. Los tubos guía y el de instrumentación van fijados rígidamente a las piezas de acople inferior y superior mediante uniones mecánicas. Los separadores son retenidos, para evitar su desplazamiento axial, por medio de apéndices soldados en algunos de los tubos guía. El esqueleto aloja las barras combustibles que son posicionadas por los separadores a través de uniones elásticas, formadas por cuatro puntos de apoyo y un resorte. La potencia total del núcleo es de 100 MW térmicos, lo que representa una potencia lineal promedio de 108,4 W/cm.

El sistema del reactor es del tipo integrado, es decir que todo el sistema primario de alta energía: el núcleo, generadores de vapor, sistema de presurización y mecanismos de control se encuentran dentro del recipiente del reactor. La longitud activa del núcleo es de 1.400 mm. La distancia entre los centros de los elementos combustibles es de 160 mm por lo que el diámetro equivalente del núcleo es de 1.312 mm. La masa total de uranio en el núcleo será de aproximadamente 3.960 kg. El control de la reactividad del núcleo durante la operación se logra por medio de elementos absorbentes de neutrones y de venenos quemables.

Debido a la ausencia de boro, durante la operación, el reactor está caracterizado por un coeficiente de realimentación por temperatura fuertemente negativo, que favorece la respuesta del reactor ante eventos transitorios y variaciones de carga. Los mecanismos de control de reactividad se accionan hidráulicamente y están contenidos dentro del recipiente de presión, lo que constituye una de las innovaciones importantes en el desarrollo del concepto CAREM.

El sistema de generación de vapor del reactor está basado en 12 módulos individuales ubicados en el espacio anular entre el recipiente de presión y el barrel. Cada módulo consta de un sistema de tuberías, un cabezal superior, una carcaza exterior, un colector interior y un dispositivo para sello en la parte inferior. El sistema de tuberías es un arreglo de varias camisas formadas por el arrollamiento helicoidal de las mismas. El cabezal superior se diseña para permitir el suministro de agua de alimentación, la descarga del vapor y la unión al recipiente de presión. La carcaza exterior envuelve al sistema de tuberías y sirve para establecer el camino del caudal del primario. Los tubos de alimentación se alojan dentro del colector interior. El dispositivo de sello sirve para evitar un cortocircuito entre la rama fría y caliente del circuito primario y evitar movimientos laterales, así como asimilar movimientos o dilataciones axiales.

El generador de vapor opera de la siguiente manera: el refrigerante del circuito primario ingresa por la partesuperior y desciende entre las camisas formadas por el arrollamiento de tubos, trans­riendo el calor hacia el circuito secundario. El refrigerante sale por la boca inferior que posee un sello de cierre y se dirige hacia el núcleo. El agua de alimentación del secundario ingresa por los tubos de alimentación y se dirige a los helicoides donde se convierte en vapor. El vapor se colecta en una cámara desde donde es derivado al colector principal. El circuito secundario del CAREM-25 es de diseño sencillo y cuenta con un turbogrupo de una sola turbina para la generación de electricidad. El movimiento del refrigerante es por circulación natural, sin el uso de bombas. El agua ingresa desde el plenum inferior al núcleo donde es calefaccionada, ascendiendo luego por una chimenea central hacia el domo. En la parte superior de ésta el agua sale a través de agujeros laterales, dirigiéndose hacia los generadores de vapor ubicados en la zona periférica. Ingresa en ellos, cediendo calor mientras desciende a lo largo de los mismos. Finalmente, continúa descendiendo a lo largo del “down-comer” hasta llegar al plenum inferior y cerrar el circuito.

La circulación se produce por la diferencia de densidades medias entre la columna central – o rama caliente -formada por el núcleo y la chimenea, y la zona periférica -o rama fría-, formada por los generadores de vapor y el “down-comer”. La diferencia entre las alturas relativas a las que se ubican el núcleo y los generadores de vapor, permite acotar por diseño el caudal.

Esta clase de reactores tienen una gran proyección para el abastecimiento eléctrico de zonas alejadas de los grandes centros urbanos o de polos fabriles e industriales con alto consumo de energía. el aporte de vapor desde el núcleo y la condensación en un domo ubicado en la parte superior del recipiente. En condiciones estacionarias el calor producido en el núcleo se balancea con el calor extraído por los generadores de vapor y las fugas térmicas, siendo la forma simple de controlar la presión del sistema, el modificar este balance de energía. El gran volumen de vapor en el domo y su condición de equilibrio dinámico hacen que ante estos desbalances de energía, los transitorios de presión resulten muy suaves. Debido a la autopresurización la temperatura a la salida del núcleo corresponde a la de saturación a la presión de primario.

Sistemas de seguridad

Los sistemas de seguridad del reactor son el primer y segundo sistema de protección, el sistema de extracción de calor residual, el sistema de inyección de emergencia y el sistema de alivio de presión. Para apagar y mantener el reactor en estado sub-crítico, el CAREM-25 tiene dos sistemas de extinción diferentes e independientes que son activados por el sistema de protección del reactor (SPR).

El primero está basado en la caída de elementos absorbentes de neutrones y el segundo en la inyección de agua borada, estando actuados ambos por acción de la gravedad. En el caso de una pérdida total de energía, el calor de decaimiento del núcleo es removido a través del sistema de extracción de calor residual, que lo trans­ere a la pileta de supresión de presión por principios pasivos (convección natural). El sistema de inyección de emergencia evita el descubrimiento del núcleo en caso de un accidente de pérdida de refrigerante (LOCA), también sin requerimiento de energía externa para su operación. La contención es del tipo supresión de presión y está diseñada para que luego de iniciado cualquier accidente con pérdida de refrigerante y sin ninguna acción externa, la presión en el interior se mantenga por debajo de la presión de diseño.

El sistema de alivio de presión está compuesto por válvulas de alivio para proteger la integridad e impedir la falla del recipiente de presión. El diseño de los sistemas de seguridad del CAREM-25 cumple los lineamientos de las regulaciones de la industria nuclear en cuanto a redundancia, independencia, separación física, diversificación, principio de falla segura.

Desarrollos asociados

Por ser el CAREM un reactor innovativo, se hace necesario el desarrollo de soluciones tecnológicas y de ingeniería vinculadas a la tecnología nuclear. Posee así características innovadoras que deben probarse durante la etapa de diseño y que requieren el desarrollo de una serie de actividades de ensayo y/o facilidades experimentales que sirven al diseño de sistemas, a la conformación de los resultados obtenidos con el uso de códigos de cálculos específicos y al análisis dinámico. Entre las más relevantes se destacan: las pruebas termohidráulicas del Sistema de Refrigeración del Núcleo en el Circuito de Alta Presión de Convección Natural (CAPCN), las de Flujo Calórico Crítico, las de los internos del reactor, las de los mecanismos hidráulicos y las de los elementos combustibles.

Fuente: CAI