Energia y Reactores Nucleares

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EL FUTURO DE LOS

REACTORES

NUCLEARES

Por:Por:Por:Por: Diego HerDiego HerDiego HerDiego Hernadez Herreranadez Herreranadez Herreranadez Herrera

Mat: 1062983Mat: 1062983Mat: 1062983Mat: 1062983

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GLOSARIO

ITRODUCCI.. 03 QUE ES UA CETRAL UCLEAR? .05 COMO FUCIOA UA CETRAL

UCLEAR.....06 SEGURIDAD E UA CETRAL UCLEAR...07 . ELEMETOS COMBUSTIBLES...08 RECIPIETE DE U REACTOR..10 DESECHOS RADIACTIVOS..13 TIPOS DE REACTORES UCLEARES...16 CETRALES UCLEARES E EL MUDO......24 LOS REACTORES DEL FUTURO.. 32 LA EERGIA UCLEAR A LARGO

PLAZO....45 LA FUSIO UCLEAR..48 ACTUALIDAD Y FUTURO DE LA EERGIA

UCLEAR.....52 LISTA GLOBAL DE TODOS LOS REACTORES UCLEARES DEL

MUDO.... 66

ACCIDETES UCLEARES..101

COCLUSIOES..105 BIBLIOGRAFAS..112

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Introduccin: Dadme un punto de apoyo y mover el mundo dijo Arqumedes en el siglo

II a.c. Pero el pensador olvid mencionar que para hacerlo necesitaba energa. La energa de sus brazos sobre la barra. En todas o casi todas las actividades diarias encontramos la necesidad de energa. Desde las que lleva a cabo un ser humano, como caminar, comer, hablar, hasta el funcionamiento de una fbrica o el lanzamiento de un cohete al espacio. Energa es casi un sinnimo de movimiento, de vida y, ms an, de calidad de

vida.

La energa nuclear ha alcanzado un gran nivel de desarrollo y madurez desde 1940 para su uso en reactores con fines civiles. Adems, ha tenido tambin un gran xito econmico en algunos pases como Francia, Corea, Japn o Finlandia, llegando a generar la tercera parte de toda la energa elctrica producida en la Unin Europea antes del comienzo de las moratorias nucleares decretadas en varios pases desde los accidentes de Harrisburg (1979) y Chernobyl (1986). Adems de los accidentes, aparecen otros factores sociales que justifican la moratoria: La oposicin poltico-social debida a la seguridad y posibilidad de liberacin al medio de productos radiactivos y al problema de la gestin de residuos muy radiactivos y de vida muy larga. La opcin poltica dominante y las dificultades para licenciar nuevas instalaciones. Al margen de estos, hay aspectos positivos para la energa nuclear: El Libro Verde de la Unin Europea la califica de indeseable pero alaba su potencialidad tecnolgica y econmica. La nueva iniciativa Generacin 4 de los EE UU con intencin de promover los reactores del futuro a medio y largo plazo. La madurez tecnolgica. La abundancia y disponibilidad de combustible. La capacitacin de los equipos humanos. La no emisin directa de CO2.

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Segn un Eurobarmetro de 2002 se identifico la falta de informacin al pblico como uno de los factores que motivan la oposicin nuclear. En este Eurobarmetro fueron los espaoles los que manifestaron tener un menor nivel de informacin de toda la poblacin europea, sealando que el 80% de la poblacin no estaba suficientemente informada y manifestndose as mismo que el pblico no cree que haya informacin fiable sobre temas nucleares, especialmente en la parte de residuos.

No todas las actividades requieren el mismo tipo de energa ni la misma cantidad por eso podemos identificar distintas fuentes de energa que satisfacen distintas necesidades. La energa solar es importante para hacer germinar las semillas y cubrir los campos de verde, pero no se ha logrado concentrarla lo suficiente como para lograr mover una fbrica se necesita de un panel fotovoltaico de aprox. 1 metro cuadrado para producir un Kw. De potencia. Por lo tanto puede satisfacer los requerimientos bsicos de una vivienda, o el funcionamiento de un equipo de bajo consumo, pero es inapropiada, por ahora, para el uso industrial masivo. La energas elica, mareomotriz, geotrmica, o por fusin se disputan el dominio del siglo prximo con resultados masivos aun inciertos, ya que en la actualidad, o estn en etapas de desarrollo o todava no se ha logrado explotarlas comercialmente... Entonces, cmo se mueve un pas, su industria, su transporte?. Cmo se producen grandes cantidades de energa elctrica? . Actualmente la llamada energa de base es producida principalmente por tres fuentes: -La energa hidrulica: producida por el aprovechamiento de las cadas de agua. Es limpia y renovable, pero como el caudal de los ros, de los que se nutre, depende del rgimen de precipitaciones, un pas no puede depender totalmente de ella. Adems las represas modifican el ciclo del agua, alteran el ecosistema y son geogrfico-dependientes. -La energa trmica: producida al quemar combustibles fsiles, es insustituible actualmente para mover vehculos y es la energa por excelencia desde que se invent la mquina de vapor hace casi dos siglos, pero tiene grandes desventajas: es altamente contaminante, contribuye al efecto invernadero y consume recursos no renovables: es decir que su combustible -petrleo, carbn, gas- se agotar en un plazo predecible. -La energa nuclear: producida por la energa liberada durante la fisin del tomo, es limpia, confiable en el suministro, no contaminante, pero con una

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desventaja que los ecologistas levantan como bandera: produce residuos que tardan muchos aos en perder su actividad.

Qu es una Central uclear?

Al igual que los otros dos tipos de energa de base, el principio de produccin de Electricidad de una central nuclear es el movimiento de turbinas a partir de una fuerza externa. Tanto en el caso de los reactores nucleares como en el de las plantas de energa trmica Convencionales, la fuerza del vapor es la que mueve esas turbinas, en las del tipo hidroelctrica es la fuerza de las aguas la que lo hace. La forma de generar el vapor es la principal diferencia entre los reactores nucleares y las centrales trmicas convencionales. Mientras que stas ltimas utilizan carbn, fuel-oil, gas o petrleo para calentar las enormes calderas de agua que producen el vapor, los primeros se valen de la fisin nuclear generada en el ncleo del reactor para calentar el agua que pasa por un circuito secundario independiente, lo cual permite su posterior recuperacin.

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Cmo funciona una central nuclear? Una central de este tipo utiliza combustible nuclear, esto es, material que contiene ncleos fisionables (es decir que se pueden partir); en lugar del combustible convencional. El Uranio 235 es un material fisionable, como as tambin el plutonio, pero del uranio natural que se extrae de las canteras slo una parte en 140 es uranio 235, el resto es inutilizable. Un reactor puede funcionar tanto con uranio natural (escaso material fisionable) como con uranio enriquecido, -al cual se lo ha tratado especialmente para aumentar su rendimiento (mayor proporcin de U.235) El calor para generar vapor proviene del proceso de fisin. La fisin comienza cuando un neutrn a gran velocidad choca contra un ncleo, el ncleo no puede albergar el neutrn extra y se parte formando dos ncleos ms pequeos. Al mismo tiempo se liberan varios neutrones que van a chocar contra otros ncleos, que a su vez se rompen y liberan ms neutrones, y as sucesivamente. Dado que el primer neutrn desencadena una serie de fisiones, este procedimiento se denomina reaccin en cadena. As, se puede generar una enorme cantidad de energa y de calor en una fraccin de segundo.(Ver figura)

Este proceso se lleva a cabo en el ncleo del reactor, formado por los elementos combustibles. El ncleo del reactor se encuentra rodeado de una sustancia llamada moderador que se utiliza para frenar la velocidad de los neutrones hasta

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llevarlos a la energa trmica (una velocidad aprox. 3.700 m/s, a una temperatura de 290 grados C) y aumentar la probabilidad de choque con otros ncleos. En los reactores que utilizan uranio enriquecido como elemento combustible se utiliza agua comn o grafito como moderador, en cambio en los reactores que utilizan uranio natural, (menos cantidad de ncleos fisionables) se utiliza agua pesada, tal es el caso de las centrales nucleares argentinas de Atucha y Embalse. El agua pesada esta formada por dos tomos de deuterio y uno de oxgeno (el deuterio es un istopo del hidrgeno que posee un neutrn ms en su ncleo, por lo tanto es ms denso). Los neutrones provenientes de la fisin tienen una gran velocidad, con la cual es ms difcil hacerlos chocar contra otros ncleos, por lo tanto es necesario frenarlos mediante choques con otras sustancias capaces de extraerles energa sin absorberlos. Esta funcin es, en parte, cumplida por el agua pesada que es aproximadamente 100 veces mas absorbente que el agua normal, por eso se la emplea con uranio natural, deficiente en uranio-235. En cambio, con uranio enriquecido, con el cual se generan ms neutrones, se puede usar agua comn. El uso del agua como moderador, en lugar del grafito utilizado en algunos modelos de reactores soviticos como el de Chernobyl, reduce el riesgo de incendio. Dentro del ncleo se insertan, con el fin de controlar la potencia de la fisin, las denominadas barras de control. Estas barras son generalmente de cadmio, un material que absorbe los neutrones que chocan contra ellas durante el proceso de fisin evitando que progrese la reaccin en cadena. El ncleo del reactor de Atucha I, por ejemplo, cuenta con 29 barras de control y son necesarias solo 3 para detener el proceso en el acto. En caso de producirse un recalentamiento, y de ser necesario detener el reactor en forma inmediata, tambin se puede introducir dentro del ncleo cido brico que acta de una forma similar a las barras de control.

Seguridad Un principio bsico en el diseo de centrales nucleares es su seguridad redundante. Para disminuir la probabilidad de que la radioactividad de los productos de fisin se libere al medio ambiente y llegue al pblico, se aplica el concepto de barreras mltiples. El material radioactivo (pastillas de dixido de uranio) se encuentra aislado del medio ambiente por 3 barreras: (Ver Figura)

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1. Las vainas de zircaloy que componen los elementos combustibles. (Fuel cladding) 2. El recipiente del reactor. (Reactor pressure vessel) 3. El edificio de contencin. (Containment)

Elementos combustibles: Estn formados por tubos de zircaloy que contienen en su interior pastillas de dixido de uranio. Estas pastillas, de alrededor de un centmetro de alto y uno de dimetro, se depositan dentro de los tubos sellados hermticamente para impedir que el uranio produzca reacciones qumicas indeseables al ponerse en contacto con el agua y para impedir escapes del material fisionable al exterior. Los tubos de zircaloy estn unidos en forma de manojo por otros elementos estructurales fabricados con una aleacin de circonio, material que no interfiere - al igual que el antes mencionado zircaloy- en el proceso de fisin. (Ver figura). Este manojo constituye el llamado elemento combustible. Para optimizar el consumo de elementos combustibles, las centrales nucleares tienen organizado un complejo sistema de rotacin de los mismos, que garantiza una produccin de calor y un quemado parejos.

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Los elementos combustibles poseen distintas formas, dependiendo del tipo de reactor. En las fotos superiores vemos a la izquierda un combustible de reactor BWR y a la derecha combustibles de la Central Nuclear Embalse fabricados en el pas en las plantas que la CNEA posee en el Centro Atmico Ezeiza

El recipiente del reactor: Este recipiente construido en aceros especiales de alta resistencia a la radiacin y a las grandes presiones, contiene dentro de si los elementos combustibles, el moderador, el refrigerante y la estructura de soporte en la cual se insertan los elementos combustibles. La forma y tamao, varia segn el tipo de reactor, como se ve en la figura para distintas centrales nucleares de Argentina (CNA1 y CNA2) y de Alemania.

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Edificio de contencin: Un principio bsico en la construccin de una central nuclear es su alta seguridad, para reducir las probabilidades de una liberacin del producto de fisin al medio ambiente, el reactor, los generadores de vapor y el resto de los circuitos primarios, se encuentran contenidos dentro de un edificio de contencin. El edificio de contencin es una gran estructura de acero estanca, normalmente esfrica o cilndrica con una cpula semiesfrica. Por lo general este edificio no se encuentra a la vista, sino que a su vez est contenido dentro de un edificio de hormign que provee una barrera de seguridad adicional. El edificio de contencin puede soportar altas presiones internas que pueden llegar a las 100 libras por pulgada cuadrada Dentro del edificio existen sistemas de ventilacin y refrigeracin para disminuir la temperatura del reactor en condiciones normales de operacin y ante la eventualidad de un accidente. En este caso las caeras instaladas en la parte superior del edificio permiten rociar todos los elementos internos con agua borada para reducir la presin y temperatura interna del edificio, en la parte inferior del edificio hay sumideros que recolectan estos lquidos permitiendo as, su posterior reutilizacin.

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Circuitos de operacin: Un reactor nuclear cuenta con varios circuitos de agua que funcionan en forma simultnea: -En el circuito primario la bomba principal impulsa el refrigerante (agua pesada en el caso de Atucha I) hacia el ncleo del reactor, en donde se calienta aproximadamente a 300 grados, luego pasa por el generador de vapor calentando la tubera en su interior para despus volver al circuito principal. -Al generador de vapor entra agua por otro circuito que al ponerse en contacto con las tuberas calientes, que se encuentran dentro de l, entra en ebullicin produciendo una enorme cantidad de vapor que posteriormente pasar a impulsar los labes de las turbinas hacindolas girar. Este movimiento, a su vez, produce la rotacin del generador elctrico producindose de esta forma la corriente elctrica. -Para lograr una renovacin constante del agua que debe ingresar al generador de vapor, a la salida de las turbinas se encuentran los condensadores que enfran el vapor y lo vuelven a la fase liquida. Esta agua, con la ayuda de una bomba, es reingresada al generador de vapor para un nuevo comienzo del ciclo. Los condensadores son enfriados con agua natural, extrada de algn ro o lago cercano a la central, (en el caso de no haberlos se utilizan grandes torres de refrigeracin) que luego de cumplir su funcin es enviada de vuelta a su fuente de origen sin sufrir ningn tipo de alteracin para el medio ambiente. (Ver figura).

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Desechos radioactivos Como todo proceso industrial, la generacin elctrica produce residuos. En el caso de las centrales nucleares estos se dividen en dos grandes categoras segn la actividad que posean y el tiempo que tarde esta en decaer: 1. Residuos de actividad media y baja: Estos se producen mayoritariamente como consecuencia de procesos de limpieza internos de la central, filtros de aire descartables, lquidos utilizados en distintas partes de la planta, y resinas empleadas en procesos de purificacin qumica. La evacuacin de estos desechos se produce mediante un proceso de compactado y cementacin en barriles de 200 litros. Estos son almacenados en Circuitos de operacin en reactores PWR repositorios o depsitos especialmente diseados hasta que la actividad de los mismos disminuya a un nivel que permita su liberacin como residuos convencionales. 2. Residuos de alta actividad: Son, principalmente, los resultantes del procesamiento de los elementos combustibles quemados en el ncleo del reactor. Despus de permanecer de 2 a 5 aos (dependiendo del tipo de central nuclear) en el reactor, los elementos combustibles se extraen del mismo mediante un sistema de telemanipulacin remota y son colocados en piletas de almacenamiento donde se enfran y pierden parte de su radioactividad. Estas piletas llenas de agua contienen en el fondo soportes especiales donde se colocan los elementos combustibles, que quedan almacenados bajo agua por un periodo no menor de 10 aos. El agua cumple 2 propsitos: sirve como blindaje para reducir los niveles de radiacin a la cual podran estar expuestos los operarios de la central y para refrigerar los elementos combustibles que continan produciendo calor por algn tiempo luego de su extraccin del ncleo. Las piletas tienen generalmente una profundidad de 15 a 20 metros. Aunque son necesarios solo 2 metros y medio de agua para blindar la radiacin hasta niveles aceptables para el publico, se deja un margen extra de casi 8 metros por encima de los elementos combustibles para permitir las maniobras de reacomodamiento de los mismos dentro de la pileta, adems permite su observacin, control y registro ante los tratados internacionales de salvaguardia. Para enfriar y recuperar el agua perdida, se utilizan sistemas de filtrado, intercambiadores de calor, y bombas de recirculacin. La temperatura del agua

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es monitoreada constantemente para mantenerla entre los 30 y 45 grados C aprox.

Luego de 10 o mas aos de permanecer en las piletas, y en caso de que las mismas agoten su capacidad de almacenamiento, los elementos combustibles pueden ser almacenados en seco dentro de silos de hormign reforzado o contenedores de acero especialmente construidos. Estos contenedores almacenan de 20 a 80 elementos combustibles (dependiendo del tipo de central), y estn hermticamente sellados para asegurar que no se libere material radioactivo al medio ambiente. (Ver figura). Si bien una solucin para la disposicin final de los combustibles aun no ha sido tomada en ningn pas del mundo, los estudios mas avanzados realizados en USA, Francia, Alemania, Finlandia, etc. se inclinan por el almacenamiento directo en formaciones geolgicas profundas, donde los combustibles quedaran aislados del medio ambiente en contenedores especiales, o bien por

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el procesamiento de los mismos y posterior almacenamiento profundo de los residuos de alta actividad resultantes.

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Distintos tipos de Reactores

ucleares Si bien el principio de funcionamiento de una Central nuclear que se explico anteriormente es valido en general, existen algunas diferencias de una a otra planta segn el tipo de Reactor que posean. Los reactores se clasifican de acuerdo a la sustancia que utilicen como moderador y refrigerante, los ms comunes son: -PWR (Pressurized Water Reactor) reactores con agua liviana a presin como refrigerante y moderador. -PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) reactores con agua pesada a presin como refrigerante y moderador -BWR (Boiling Water Reactor) reactores de agua liviana en ebullicin como refrigerante y moderado -GCR (Gas Cooled Reactor) reactores refrigerados por gas y moderados con grafito. -LWGR (Light Water Graphite Reactor) reactor refrigerado con agua liviana y moderado con grafito. De las 441 centrales nucleares en operacin (datos de 2002), en los 32 pases del mundo que utilizan la tecnologa nuclear para generar electricidad, 213 son del tipo PWR, 90 BWR, 35 PHWR y el resto funcionan con otros tipos de reactores (Ver tabla).

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Describiremos a continuacin las principales caractersticas de estos tres modelos y luego presentaremos algunos datos particulares de las centrales Argentinas de Atucha y Embalse que son del tipo PHWR. Reactores PWR Estos reactores fueron diseados originalmente por la empresa Westinghouse (USA) y hoy en da, con pequeas variaciones en el diseo, son tambin fabricados por las empresas Framatome (Francia) y Mitsubishi (Japn) entre las ms importantes. Un modelo similar, fabricado por la empresa rusa Atomstroyexport, con tecnologa sovitica se conoce como VVER.

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Los reactores PWR tienen tres sistemas separados de refrigeracin de los cuales solo uno, llamado Circuito de Refrigeracin Primario, contiene radioactividad. El Circuito de Refrigeracin Primario ubicado dentro del edificio de contencin, consiste en dos, tres o cuatro circuitos (loops) conectados al Reactor, cada uno conteniendo una Bomba de Circulacin Principal y un Generador de Vapor. El reactor calienta el agua que entra a aprox. 250 C y atraviesa de abajo hacia arriba los elementos combustibles saliendo del reactor por las Toberas Principales a una temperatura aproximada de 300 C. En este tipo de reactor el agua no hierve pues trabaja a una presin interna de 2250 PSI. Esta presin se mantiene mediante un dispositivo llamado Presurizador conectado al Circuito Primario. El agua que sale del Reactor se bombea a los Generadores de Vapor y pasa por unos tubos en forma de U en el interior de los mismos, volviendo luego a ingresar al Reactor. En el Circuito de Refrigeracin Secundario se bombea agua de refrigeracin desde el Sistema de Alimentacin de Agua, la que pasa por el exterior de los tubos del Generador de Vapor y es calentada hasta convertirse en vapor. El vapor as generado pasa a travs de la Caera Principal de Vapor a la Turbina que, accionada por el mismo, gira el Generador Elctrico. El valor al salir de la Turbina se condensa en un condensador y luego de pasar por sistemas intermedios de filtrado y secado, vuelve a los Generadores de Vapor impulsados por las Bombas del Circuito Secundario. El Condensador es refrigerado mediante agua que se toma de la fuente fra mas cercana a la Central como ser un lago, un ro o mar. En caso de no existir estos, se anexa a la Central una Torre de enfriamiento refrigerada por aire para cumplir con este propsito. (Ver figuras)

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Reactores PHWR Los reactores PHWR se diferencian de los anteriores en que por utilizar uranio natural como combustible tienen que ser moderados con Agua Pesada. Esto requiere ciertas modificaciones en el reactor para separar el moderador del refrigerante y un circuito adicional para circular y refrigerar el agua pesada del moderador. Una descripcin ms detallada de este tipo de central lo veremos en el captulo dedicado a las plantas de Atucha y Embalse que tiene este tipo de reactor Reactores BWR Este tipo de reactores, originalmente diseado por las empresas General Electric y Allis-Chambers de USA. es construido hoy en da tambin por Hitachi (Japn). Existen modelos de este reactor funcionando en diversos pases como: Finlandia, Japn, Mxico, Espaa, Taiwn, Suiza, Holanda, entre otros. A diferencia de los PWR, en este tipo de reactor, el agua en su interior esta en ebullicin a una temperatura de aproximadamente 298 C produciendo vapor a una presin de alrededor de 1000 psi. El agua circula a travs del ncleo del reactor extrayendo el calor a medida que atraviesa los elementos combustibles. Esta agua convertida en vapor sube hasta la parte superior del reactor donde se encuentran los Separadores de Vapor que separan la fase liquida de la fase gaseosa. El vapor circula entonces a travs de las tuberas principales de vapor hacia el conjunto Turbina Generador. El vapor entra primero a una pequea Turbina, llamada Turbina de Alta Presin, de all pasa a un Separador de Humedad y luego por dos o tres Turbinas ms grandes denominadas Turbinas de Baja Presin. Las Turbinas estn conectadas unas a otra y al Generador a travs de un largo eje. El Generador produce electricidad, generalmente a 20.000 Volts CA. Esta potencia es distribuida a un transformador de Generador que aumenta el voltaje hasta valores de 230 o 345 KW y es luego distribuido a travs de la red general de alta tensin del pas. El vapor que sale de las Turbinas pasa a travs de un Circuito de Condensadores y Bombas similar al descripto para los PWR. (Ver figura).

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Otra caracterstica nica de los BWR es que las barras de control, utilizadas para detener y controlar la potencia del Reactor son insertadas desde abajo por un sistema de alta presin operado hidrulicamente. Este tipo de Reactor tiene tambin una caera en forma de anillo en la parte inferior utilizada para enfriar el Reactor en el caso que se produzca un exceso de vapor en el mismo.

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Centrales ucleares en el mundo Un total de 441 centrales nucleares estaban en operacin alrededor del mundo a febrero del 2003 y otras 33 se encontraban en construccin. Esto representa una capacidad aproximada de 400.000 MW de generacin elctrica. En el grfico siguiente se muestra la distribucin por pas.

A fines de 2002 en diez pases la generacin de electricidad por medio de centrales nucleares representaba ms del 40% del total producido en el pas: Lituania 80%, Francia 77%, Blgica 58%, Suecia 44%, Eslovaquia 53%, Suiza 36%, Ucrania 46%, Bulgaria 42%, Hungra 40%, Corea 40%. En Argentina, en el 2002, la proporcin era la siguiente: Hidrulica 48%, Trmica 43%, Nuclear 8%, otro 1%. En el siguiente grfico se muestran los porcentajes de generacin nuclear en los 32 pases que utilizan esta fuente de energa.

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Centrales nucleares en Argentina Actualmente la Argentina cuenta con dos centrales nucleares en funcionamiento: Atucha 1 (CNA 1) y Embalse (CNE) que proporcionan el 8% de la energa distribuida por el sistema interconectado nacional. Una tercera central nuclear, situada junto a CNA 1, Atucha 2 (CNA 2), se encuentra en etapa de construccin con un avance de obra del 80% pero detenida desde fines de 1994 a la espera de una decisin gubernamental sobre su conclusin. Central nuclear Atucha I La central nuclear Atucha 1 esta ubicada sobre la margen derecha del ro Paran de las palmas, en el partido de Zrate, 100 Km. al noreste de la capital. Fue conectada al sistema interconectado nacional de distribucin elctrica, en la red de 220 Kv., en el ao 1974.

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Su reactor es del tipo PHWR, cuyo combustible es uranio natural y es refrigerado y moderado por agua pesada, la potencia trmica es de 1179 Mwt, obtenindose una potencia elctrica de 370 Mw. Cuenta con dos piletas de almacenamiento de elementos combustibles quemados ubicadas en un edificio contiguo.

Descripcin: La instalacin del reactor de agua a presin se compone de: el reactor propiamente dicho, dos circuitos de refrigeracin principales del mismo tipo en paralelo, sistema de mantenimiento de la presin, sistema del moderador, y de algunas instalaciones auxiliares y secundarias.

Reactor:

El ncleo del reactor se encuentra dentro del recipiente de presin cerrado por una tapa desmontable. El moderador y refrigerante - ambos agua pesada - se separan entre si mediante un segundo recipiente, el tanque del moderador, este se encuentra atravesado por los 253 canales de refrigeracin que conducen al exterior del recipiente de presin y estn provistos de un cierre de alta presin. Dentro de estos canales se encuentran suspendidos los elementos combustibles.

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Cada uno de sus 253 elementos combustibles mide 5,25 metros de largo, pesa cerca de 200 kg y esta compuestos por un manojo de 37 barras de zircaloy de 0,5 mm de espesor con una barra de sujecin en el centro. El peso total del uranio es de 38,6 toneladas. Una caracterstica particular de este tipo de reactor es que, a travs de los citados cierres por medio de la maquina de carga, pueden recambiarse los elementos combustibles sin que por ello sea necesario interrumpir el servicio de la central como sucede en las plantas con reactores del tipo PWR o BWR. Las 29 barras de control alojadas en tubos que atraviesan diagonalmente el ncleo del reactor, tienen como objetivo regular la potencia y detener el reactor. Dichas barras se accionan mediante un mecanismo electromagntico que acta a travs de las paredes de los tubos de metal resistentes a la presin. (Ver foto de tapa).

Circuito refrigerante: El refrigerante fluye a travs de 2 circuitos principales dispuestos simtricamente con respecto al recipiente, ingresando por 2 bocas de entrada al recipiente y circulando axialmente, en sentido descendente, dentro del recinto anular existente entre la pared del recipiente de presin y el recipiente del moderador. Cada uno de los circuitos de refrigeracin del reactor consta de: un generador de vapor, una bomba de recirculacin y de las tuberas de unin. A uno de los dos circuitos de refrigeracin va unido el sistema de control de presin, Con

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este se compensan las variaciones de presin y el volumen que se producen durante el servicio normal y en caso de fallas. Los generadores de vapor estn diseados a modo de intercambiadores de calor, en disposicin vertical, provistos de haces de tubos en forma de U. Todas las partes en contacto con el refrigerante del reactor se han fabricado o revestido con un material resistente a la corrosin. Sus condensadores estn enfriados con el agua extrada del ro Paran

Circuito moderador: El sistema del moderador esta vinculado hidrulicamente al circuito primario, aunque manteniendo distintas temperaturas, operndose por dos circuitos independientes. El calor extrado de los mismos por los respectivos intercambiadores es aprovechado para precalentar el circuito secundario. El elemento principal dentro del recipiente de presin es el tanque del moderador, atravesado por los 253 canales de refrigeracin y conteniendo adems los tubos de gua de: las 29 barras de control, mediciones de temperatura, nivel, flujo neutrnico, caeras para la inyeccin de cido deutero brico, el sistema de muestreo y deteccin de elementos combustibles

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con fallas, y determinacin de los parmetros de su propio circuito de refrigeracin. En condiciones de operacin normal la circulacin del fluido en el interior del tanque se establece de abajo hacia arriba. Central nuclear Embalse Se levanta en la costa sur del Embalse de Ro Tercero, Provincia de Crdoba. Entro en servicio el 20 de enero de 1984 y genera una potencia de 600 Mw elctricos. Posee un reactor tipo PHWR, de desarrollo canadiense, denominado CANDU (Canadian Deuterium Uranium), siglas que se refieren al uso de uranio natural como combustible y agua pesada como refrigerante.

Descripcin: El reactor esta formado por un tanque cilndrico horizontal de acero inoxidable (denominado Calandria), atravesado horizontalmente por 380

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canales, (llamados tubos de presin), dentro de cada uno de los cuales hay 12 elementos combustibles y por los cuales circula el agua pesada que acta como refrigerante. Entre los tubos de presin y la calandria circula el moderador, tambin agua pesada. Las barras de control atraviesan al reactor verticalmente y se introducen por la parte superior. Al igual que en los reactores PWR, las bombas principales circulan el refrigerante por el circuito principal hacia los generadores de vapor y de all a la turbina. El agua pesada que acta como moderador circula por un circuito independiente con su propio intercambiador de calor para refrigeracin. El resto de los sistemas son similares a los ya descriptos para los reactores PWR.

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Los elementos combustibles, de 50 cm de largo cada uno, estn formados por 37 vainas de zircaloy conteniendo las pastillas de dixido de uranio, tal como ya se explic anteriormente. El recambio de los mismos se realiza con la central en funcionamiento por medio de una maquina de carga que acta horizontalmente en el frente de la Calandria.

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Centrales nucleares del futuro Los nuevos diseos de centrales avanzadas, algunas de ellas ya licenciadas, haran posible su comercializacin ms rpida. Por ahora este tipo de centrales slo han sido construidas en el Lejano Oriente.

Estas centrales suponen uno de los mejores ejemplos de la potencialidad de la energa nuclear. En los reactores actuales, slo se fisionan del orden del 4% de los nucleidos inicialmente cargados, y ese es el porcentaje de enriquecimiento en U-235 que se realiza para fabricar el combustible fresco. En la naturaleza el uranio presenta un enriquecimiento del 0,7% en U-235, por lo tanto se ha de enriquecer el combustible en plantas de separacin isotpica, de las cuales slo se obtiene una pequea porcin enriquecida y una gran porcin empobrecida, pero que aun posee un enorme contenido energtico (ver Figura arriba). Con el fin de alcanzar un porcentaje ms alto de consumo del combustible se ha de reciclar el combustible y aprovechar una serie de reacciones que sufren el U-238 y el Th-232 con objeto de transformarlos en nucleidos fcilmente

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fisionables, en concreto en Pu-239 y en U-233, para esto es necesario construir los llamados reactores reproductores, estos se llaman as por tener una razn de conversin superior a 1. En estos momentos el contenido energtico obtenible de las reservas conocidas de uranio natural es de 1,5x1017 btu. Si se pudiera explotar esa misma reserva de uranio en reactores reproductores y con reciclado de combustible la energa extrable sera del orden de 120x1017 btu. En la actualidad estn cobrando protagonismo los reactores de tercera generacin. Estos se han desarrollado a partir de los reactores tipo LWR ya comercializados, orientando su diseo a mantener la integridad del ncleo asegurando la refrigeracin por elementos esencialmente pasivos. El primer diseo de 3 generacin ha sido de centrales de tipo ABWR, que han sido las primeras en cumplir con los criterios de la NRC sobre accidentes severos. La respuesta ante ellos no requiere de accin de los operadores, por lo cual puede calificarse de avanzadas. El segundo diseo avanzado ya licenciado es el AP-600, reactor nuclear de agua a presin que usa tecnologas pasivas de seguridad cumpliendo con lo establecido por la NRC. Concretamente se identifican tres sistemas pasivos: La refrigeracin del ncleo en emergencia. La extraccin del calor residual. La refrigeracin de la contencin. Los primeros se orientan a mantener la integridad del combustible en situaciones de emergencia o frente a transitorios. El sistema de refrigeracin de la contencin proporciona un sumidero final de calor por conveccin natural ayudada por evaporacin en caso necesario. El tercer modelo de reactor avanzado es el reactor europeo de agua a presin (EPR). Este reactor es el resultado de la evolucin de la tecnologa de los reactores franceses de agua a presin. La filosofa de seguridad del diseo del EPR se ha basado en las dos cuestiones fundamentales de la teora del riesgo: la probabilidad de accidente y la gravedad de dicho accidente. La primera teniendo en cuenta diversas medidas para reducir la probabilidad de accidente.

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Adems se han tomado medidas de diseo para mitigar los efectos de los accidentes, asegurando el confinamiento y la refrigeracin del ncleo, an en el caso de encontrarse este absolutamente fundido (ver Figura).

El EPR tiene cuatro redundancias para la refrigeracin en emergencia para asegurar la integridad de la contencin. Cuando hay fusin del ncleo el aumento de su superficie por unidad de masa asegura su subcriticidad. Se realiz un anlisis exhaustivo del diseo del EPR, incluyendo l doble contencin, que permite la evacuacin del calor generado en el interior del mismo y la recombinacin del hidrgeno que se produce por oxidacin de las vainas del combustible en su interaccin qumica con el vapor de agua a alta temperatura (ver Figura ).

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Los reactores del futuro

En la actualidad, la OIEA, con participacin de gran numero de pases, est analizando los reactores del futuro enfocados a la mejora de la seguridad y del mejor aprovechamiento del combustible. Rusia est en el proyecto y, dentro de los productos en anlisis, estn los reactores reproductores de los que tiene mucha experiencia, aunque no hay un nico producto en anlisis. Por otra parte, los Estados Unidos dedican un gran esfuerzo econmico a los reactores del futuro de la cuarta generacin. En este momento participan en el proyecto la mayora de los pases occidentales. Espaa est analizando su posible participacin en el mismo. El proyecto est en la fase de definicin de sus objetivos y su plan estratgico para tener disponibles nuevos diseos en la segunda dcada del siglo XXI. La tecnologa necesaria para alcanzar las temperaturas y presiones del estado plasma y poder confinarla mediante campos magnticos est todava en desarrollo y, hoy por hoy, no es muy fiable. sta es la idea esencial que se

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necesitara para la fabricacin de un reactor nuclear de fusin, que por el momento, ayudara mucho a solventar nuestro problema energtico (el hidrgeno es muy abundante en nuestro planeta y con un gramo del combustible podramos generar 175.000 kW/h) y que hasta hace poco no era ms que ciencia ficcin. Reactor uclear de Fusin

Un grupo de cientficos chinos est trabajando en el primer reactor de fusin, el Tokamak (en la foto). En este reactor con forma de toro (es decir, con forma de dnut) se acelera el plasma y se contiene con electroimanes. De todas formas, este reactor, que ser totalmente funcional, no es ms que un prototipo del que, ms que nada, se esperan datos de seguridad y rendimiento para la futura construccin de centrales de fusin. El reactor nuclear porttil tiene el tamao de un jacuzzi. Tiene la forma de una taza de sake, rellena con un ncleo de hidruro de uranio rodeado de una atmsfera de hidrgeno. Encapslalo en un arcn de hormign, transprtalo hasta su emplazamiento, entirralo a buena profundidad, conctalo a una turbina de vapor se conseguir suficiente electricidad como para satisfacer el consumo de una comunidad de 25.000 hogares durante al menos cinco aos. El mes pasado se cre la compaa Hyperion Power Generation para desarrollar el reactor de fisin nuclear ideado en el Laboratorio Nacional de Los lamos, tras lo cual llegar al sector privado. Si todo va segn lo

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planeado, Hyperion podra contar con una fbrica en Nuevo Mxico para finales del 2012, fecha en que comenzara la produccin de 4.000 de estos reactores. Aunque producira 27 megavatios vlidos de energa trmica, a Hyperion no le gusta pensar en su producto como un reactor. Es autocontenido, no incluye partes mviles y por ello, no necesita la presencia de un operador humano. De hecho, al ser tan seguro, Hyperion prefiere llamarlo unidad, batera, o mdulo, tal y como nos indica Deborah Blackwell, portavoz de la compaa. Al igual que una pila AA normal, que nunca se abre para ver sus compuestos qumicos internos - sino que simplemente se instala - nunca tendrs que abrirla o manejarla. Otis Peterson, cientfico del LANL, cubri la patente del reactor nuclear de fisin en 2003. En teora, el reactor emplea cristales de uranio e istopos de hidrgeno para crear un equilibro interno auto-regulado. Al tratarse de un concepto tan nuevo, los activistas anti-nucleares an no estn muy seguros de como reaccionar. Pero la palabra escptico tal vez peque de demasiado generosa para las primeras reacciones, ante la afirmacin de Hyperion, de que se trata de una fuente de energa limpia. Todo el concepto es una locura y no merece la pena que le prestemos atencin, comenta el director ejecutivo del grupo de estudios de Los lamos, Greg Mello. Por supuesto, teniendo en cuenta el alto nivel de amiguismo, corrupcin, ignorancia y entusiasmo oficial, es posible que los peces gordos hagan algo de dinero con esto durante las fases iniciales, antes de que los cuervos vuelvan a posarse en sus perchas. Una nueva generacin de reactores nucleares? Actualmente el uso de la energa Nuclear en los reactores de fisin nuclear est de capa cada, ya que aunque actualmente nos provee de mucha de la electricidad que consumimos, tiene muchas desventajas como para ser una energa de futuro. Los principales inconvenientes estn en el riesgo de las centrales nucleares ( caso Chernobyl) y tambin en que los restos del combustible nuclear quedan activos durante millones de aos produciendo un peligro para el medioambiente. De los dos problemas que he comentado el primero tan slo tiene la solucin de que la tcnica y el hombre ponga los recursos suficientes para garantizar que el proceso es seguro. Sobre todo a la hora de mantener las centrales nucleares que llevan muchos aos funcionando y empiezan a deteriorarse. En cuanto a la duracin de los restos del combustible nuclear es un problema

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de difcil solucin que lo nico que hacemos es dejar deshechos nucleares para todos nuestros descendientes durante millones de aos. Para este problema hay una nueva idea que consiste en el electrorefinamiento de los deshechos nucleares para reaprovechar el combustible. Esto no eliminara los deshechos pero los reducira en una cantidad suficientemente importante como para que fuese ms manejable (segn la fuente). Adems se podran reciclar los deshechos actuales con este mtodo disminuyendo la basura radioactiva. Otro detalle que comenta es que no utilizara Plutonio, por tanto no sera peligroso que este fuese robado por terroristas para la creacin de bombas nucleares. Adjunto un enlace a este artculo A !ew breed of !uclear Reactors? (Bastante tcnico) que se puede saber ms sobre este nuevo concepto. En ningn momento defiendo este tipo de energa ya que creo que su principal inconveniente es que depende de que el hombre sea responsable y eso es demasiado complicado. Pero si que debemos reflexionar que con las energas renovables y las derivadas del petrleo va a ser complicado o muy caro tambin medioambientalmente sustituir completamente la energa Nuclear. En otras palabras, el petrleo algn da se acabar y tendremos que llenar toda Espaa de aerogeneradores para llegar a un porcentaje alto de esta energa destrozando todo el paisaje. Y est claro que no podemos depender de si llueve o no llueve para poder utilizar la energa Hidrulica que producen los ros. Otra alternativa que an no es tcnica viablemente es la fusin nuclear que producir mucho menos residuos nucleares y menos peligrosos. Una central que se califica como ms segura y eficiente Enel, RWE, Endesa, Electrabel y British Energy son algunas de las elctricas europeas que han sido invitadas a participar en la construccin y explotacin de la futura central nuclear equipada con un reactor EPR que, aunque funcionar comercialmente, servir de modelo para renovar el parque nuclear galo compuesto por 58 reactores. Iberdrola tambin quiere sumarse y EDF ha recibido bien la sugerencia. Segn la sociedad que ha desarrollado el EPR, Framatome Advanced Nuclear Power (NP), 'se trata de un proyecto evolucionado de los reactores de agua a presin existentes en Francia y Alemania y cumple los requisitos de la industria nuclear europea'. Entre las ventajas que aporta sobre los reactores convencionales se encuentra su mayor rendimiento (hasta un 38% superior) y su mayor seguridad, 'pues estos sistemas son cuatro veces redundantes', segn Framatome, quien aade que resulta ms barato pues el periodo de construccin se reduce de 10 a 5 aos, genera menos residuos y aprovecha mejor el combustible.

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El Gobierno francs quiere poner en marcha la construccin de la central, que se ubicar en un lugar no decidido de la costa atlntica, el prximo ao para que entre en funcionamiento hacia 2011.

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La energa nuclear a mayor plazo. El rea de fisin

La potencialidad de la fisin nuclear para la generacin elctrica a largo plazo se ve favorecida por sus caractersticas de alta intensidad energtica y disponibilidad del combustible, sin estar sometido a ningn tipo de restriccin geopoltica. Contemplando el tema con una perspectiva de muy largo plazo, el primer punto que hay que abordar es el uso eficiente de la materia prima disponible que se puede cuantificar en unas tres millones de toneladas de uranio natural y unos ocho millones toneladas de torio. Esto supone en contenido energtico 2,6x1023 J y 6,9x1023 J procedentes del uranio natural y del torio, respectivamente. La produccin bruta de energa trmica en las centrales nucleares hoy da es de 2,7x1019 J/ao. Esto supone en trminos de consumo 35.000 aos de energa. Estas reservas no son explotables a da de hoy puesto que slo se dispone de LWR, con esta tecnologa el horizonte de estas reservas se reduce hasta los 200 aos. Por esto se impone hacer un esfuerzo muy importante en el desarrollo de reactores para aprovechar mejor las materias primas, tanto en

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nuevos reactores como en el ciclo de combustible, que debera constar de elaboracin y reciclado. Durante muchos aos, el mayor esfuerzo econmico por parte de EE UU en investigacin nuclear fue dirigido a los reactores reproductores, sin embargo, tras la llegada del presidente Carter esto se paraliz, dejando a Francia y los pases del Lejano Oriente al frente del desarrollo de reactores rpidos reproductores y de las plantas de reelaboracin. En esto ltimo tambin fue significativa la apuesta del Reino Unido por el enriquecimiento y la reelaboracin, crendose en los aos 80 la compaa BNFL, que actualmente tiene sin duda un liderazgo importantsimo en todo lo referente al ciclo nuclear. En el campo de los reactores rpidos los mayores xitos han sido por par te de los franceses con los Phenix y Superphenix. Sin embargo, la lnea LMFBR, basada en sodio fundido, ha sido detenida coincidiendo con el funcionamiento del reactor Superphenix por los problemas de mantenimiento y riesgos de difcil valoracin. Los reactores rpidos se ven hoy desde otra ptica, basada fundamentalmente en el uso de gas para la refrigeracin. Antes de abordar el tema del uso eficiente de los recursos, hay que avanzar en la seguridad, no slo de los reactores sino tambin del resto del ciclo del combustible. En este sentido ya hay algunas iniciativas, la ms importante es la llamada Generacin 4. Este programa consta de cuatro lneas programticas fundamentales. Resistencia a la proliferacin, y por tanto dificultar la sustraccin de material sensible o de tecnologa utilizable para fines no civiles. Seguridad intrnseca de los reactores y su ciclo de combustible asociado. Competitividad econmica. Minimizacin en la generacin de residuos. En los temas especficos de seguridad, los dos puntos bsicos son: El mantenimiento de la subcriticidad incondicional del reactor cuando se detecte una avera o cuando se deba poner al reactor en situacin segura por previsin de un accidente o por haber acaecido este. La garanta de refrigeracin del ncleo del reactor para extraccin de la potencia residual generada por las desintegraciones radiactivas. Adems de esto se ha de abordar la problemtica de los residuos, incluyendo su posibilidad de transmutacin con vistas a eliminar los actnidos generados. Ante la imposibilidad de eliminar todos los actnidos en el propio reactor se abre la posibilidad de un tratamiento post-reactor.

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Por lo que corresponde a reactores crticos, existen algunos conceptos de la iniciativa Generacin 4 que podran resultar en propuestas importantes a finales del decenio. Como modelos propuestos se pueden mencionar varios: El proyecto IRIS (International Reactor, Innovate and Secure). La iniciativa IRIS plantea un reactor de caractersticas sustancialmente distintas a las que han venido imperando en el despliegue de las primeras fases de la energa nuclear. En vez de buscar economas de escala y valores muy altos en la potencia nominal, el reactor IRIS presenta la ventaja de ser modular y de gran sencillez, al menos en el plano terico en la construccin y operacin. Asimismo se prestara a un proceso de fabricacin en serie a bajo coste por unidad, cuya viabilidad no obstante requerira un mercado global importante. El reactor IRIS se basa en un reactor de agua ligera de pequea potencia con un sistema primario totalmente integrado en la vasija, por lo cual los accidentes graves de prdida de refrigerante no son posibles. Por otra parte, la disposicin de los elementos dentro de la vasija hace que la circulacin natural sea estimulada en el caso de que fallen las bombas. De manera similar, atendiendo a las simplificaciones de diseo y a la mejora de la seguridad por medio de estas simplificaciones, en Europa se estn ensayando otras alternativas como la del SWR-1000, tambin con sistemas pasivos de seguridad, pero empleando agua ligera en ebullicin para la refrigeracin. Asimismo, se estn planteando otros reactores de caractersticas mucho ms novedosas, sobre todo en el campo de los reactores de alta temperatura. En estos cabe distinguir dos familias: aquellos en los cuales el combustible quedara constituido por bloques prismticos refrigerables por el He o CO2, o los reactores constituidos por lechos de bolas, siendo cada una de estas bolas un elemento de combustible con sus propios revestimientos que hacen de vaina y confinan los productos radiactivos en su seno. Los reactores de lecho de bolas ciertamente permiten algunas caractersticas especficas que les haran prcticamente invulnerables a los accidentes, sobre todo en aquellos casos en que tuvieran potencias relativamente pequeas, y por tanto dimensiones pequeas, que permiten la evacuacin del calor residual por medio de mecanismos naturales. De manera alternativa a las iniciativas que existen en el campo de los reactores crticos, se encuentran propuestas de construir reactores subcrticos o

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hbridos, para cuyo funcionamiento hara falta una fuente externa de alta intensidad neutrnica activada por un acelerador de partculas. Una ventaja sustancial de los reactores subcrticos es el hecho de que su subcriticidad da un grado de libertad adicional en materia de seguridad y en materia de economa, sobre todo por lo que afecta a su razn de reproduccin que en los reactores hbridos puede ser muy superior a la unidad. Adems, el hecho de ser reactores subcrticos implica que no podrn sufrir accidentes de reactividad, tipo Chernobyl. Lgicamente, a estos reactores se les exigiran los mismos principios de seguridad y funcionamiento que a los crticos, y adems que no alcanzasen la criticidad en ningn caso. Adicionalmente, tendran que satisfacer los criterios de refrigeracin de emergencia para asegurar la integridad del combustible mediante sistemas pasivos. En definitiva, el rea de fisin a largo plazo presenta muchas posibilidades de estudio, en las cuales Espaa debe estar presente, bien a travs de la Unin Europea o incluso de forma ms amplia. La fusin nuclear Puede decirse sin eufemismo que la fusin nuclear es la energa de las estrellas, pues gracias a reacciones de fusin las estrellas generan una enorme cantidad de energa que irradian al universo. Desde el punto de vista de los mecanismos energticos, podra decirse que las estrellas son gigantescos reactores de fusin confinada gravitatoriamente. Precisamente la gran masa de las estrellas es lo que permite las grandes fuerzas de compresin que calientan la materia hasta el estado de plasma, con separacin de las especies inicas y electrnicas, pudiendo los iones, que son fundamentalmente protones, reaccionar entre s con intervencin de la llamada fuerza fuerte ligando los nucleones de manera tal que adquieren mayor estabilidad con su correspondiente defecto de masa, siendo esa masa que desaparece la causante de la gran cantidad de energa que se irradia desde las estrellas, y que lgicamente corresponde a la famosa ecuacin relativista de Einstein E = mc2. La reaccin ms asequible para ser explotada en un reactor de fusin es la que sufren entre s un ncleo de deuterio y otro de tritio, generando un ncleo de He ms un neutrn. El defecto de masa asociado a esta reaccin es aproximadamente 0,35%, lo cual le confiere una intensidad energtica como no cabe encontrar en otras formas energticas.

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Haciendo un resumen sobre las diversas reacciones de fusin que se pueden explotar a partir de los nucleidos fusionables que hay en la tierra, se puede considerar que existe una cantidad de energa potencialmente liberable superior a 1.030 J. As pues, la perspectiva de la fusin en cuanto a cantidad total de energa generable es espectacular, pues lleva a cantidades extraordinarias de energa, extrables bsicamente del agua (ver Figura 4).

Los problemas bsicos de la fusin nuclear Aunque las caractersticas de las reacciones nucleares de fusin suficientemente identificadas, su explotacin en un reactor es complicada. La dificultad proviene de que la materia tiene que encontrarse en estado de plasma, lo cual exige temperaturas muy elevadas. Las dificultades de la fusin nuclear desde el punto de vista de su preparacin pueden resumirse en calentamiento y confinamiento. Por otra par te hay dificultades de tipo tecnolgico, sobre todo las relacionadas con los materiales que se han de usar para conformar un reactor capaz de absorber la energa que se libera de las reacciones de fusin y hacerlo de tal manera que los materiales aguanten por tiempo suficiente y con sus prestaciones estables durante su funcionamiento. Se distinguen bsicamente dos opciones: la del confinamiento magntico y la del confinamiento inercial. Por diversas razones, incluyendo algunas de tipo geopoltico, la mayor atencin de investigacin la ha recibido la fusin termonuclear por confinamiento magntico, a la cual corresponde la iniciativa ITER.

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El confinamiento magntico En los aos 70 del siglo XX se identific el Tokamak como la configuracin de mayores posibilidades de xito en el campo del confinamiento magntico. Hoy el JET que responde a esta configuracin, construido en el Reino Unido ha cumplido ms de 20 aos de operacin totalmente satisfactoria desde el punto de vista de los objetivos cientficos. La proyeccin de los resultados obtenidos con el JET condujeron a la propuesta ITER (International Tokamak Experimental Reactor), que en principio fue concebido como una iniciativa cuatripartita entre EE UU, Rusia, Japn y Europa. La retirada de EEUU del proyecto provoc una importante reduccin presupuestaria. Esto llev a una redefinicin profunda del proyecto, al que incluso momentneamente se le modific el nombre. El nuevo ITER funcionara esencialmente como un amplificador de energa, de tal manera que requiriera de manera continua energa suplementaria para su funcionamiento, pero la energa generada sera unas 20 veces superior. En el ao 2001 se ha puesto en marcha en la UE la iniciativa denominada Fast Track Fusion (fusin por la va rpida) que se propone que adems de ahondar en los temas del ITER, se investiguen los materiales y su tecnologa, de tal modo que se reduzcan las expectativas temporales de poder disponer de la fusin, que en este momento, desde el punto de vista comercial, estaran situadas en el ao 2050, de manera realista. Hay que sealar la diferencia radiolgica que la fusin tiene respecto de la fisin, sobre todo en inventario en el reactor y la problemtica de residuos a largo plazo. La fenomenologa y peligrosidad asociada a los productos de fisin y a los actnidos no aparece en los reactores de fusin. Sin embargo, sus materiales se activan radiolgicamente de manera significativa, sin que por lo general aparezcan nucleidos susceptibles de fcil difusin atmosfrica salvo el tritio generado en el litio y que se necesita en una central para ser usado como combustible. Aunque la fusin sea radiolgicamente muchsimo ms limpia que la fisin en cuanto al inventario radiolgico, el campo de radiacin ionizante que llegar a

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existir en un reactor comercial de fusin hace que sea imposible su acceso para tareas de mantenimiento. Todo l tendr que estar confiado a sistemas robotizados y a movimientos mecnicos controlables remotamente. El campo de radiacin ionizante asociado con la fuerte radiacin neutrnica y los productos de activacin de ellos derivados, ms las altas temperaturas del plasma y las bajas temperaturas asociadas a los circuitos de generacin de los campos magnticos constituyen algo muy complejo que tecnolgicamente habr que resolver. Los desarrollos tecnolgicos que se han hecho en reas como la aeronutica o la astronutica permiten suponer que puedan darse resultados positivos, pues no se exigen grandes reducciones de volumen ni precisiones enormemente exigentes, sino mejoras en materiales y en ingeniera mecnica y robotizacin, para disponer de las prestaciones adecuadas para estos reactores. El confinamiento inercial El confinamiento inercial se basa en la compresin y el calentamiento de pequeas cantidades encapsuladas de material fusionable, del orden del miligramo de deuterio-tritio para producir en dicho estado ultracomprimido un nmero muy alto de reacciones de fusin, que provocarn la microexplosin de dicha pastilla, liberando fundamentalmente los propios productos de las fusiones ms la disgregacin del material encapsulado residual, que tambin tendr una energa no despreciable, aunque la mayor parte de ella estar en forma de radiacin neutrnica. Lo significativo para la fusin es lgicamente el ncleo central de la cpsula, que hay que hacer implosionar de manera eficiente. Para lograr una buena compresin esfrica toda la interaccin del haz externo confinante con la cpsula debe ser tambin muy uniforme, lo cual resulta en unas exigencias importantes para los haces confinantes. Estos pueden ser de diversa naturaleza, fundamentalmente lseres y haces de partculas, aunque la irradiacin ms uniforme se obtiene embebiendo la cpsula en un campo de radiacin trmica de muy alta temperatura, centenares de miles de grados Kelvin, en cuyo seno la cpsula sufre una sbita evaporacin de su par te superficial que provoca exactamente los mismos efectos que la ablacin mencionada. El confinamiento inercial presenta algunas ventajas intrnsecas, que hacen que la complejidad tecnolgica del combustible sea menor y al mismo tiempo disminuya la radiotoxicidad ligada al tritio necesario. La UE mantiene contacto con los grupos de investigacin de otros pases europeos en los cuales se lleva a cabo alguna investigacin en este campo, en particular Francia, que goza de unos laboratorios con lseres y otros agentes

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confinantes que tienen caractersticas y prestaciones muy sealadas para su uso para la investigacin experimental en confinamiento inercial. En el caso norteamericano s que existe una Oficina de Fusin Inercial desde hace ms de una decena de aos, en el seno del Departamento de Energa (DOE). En ese contexto se defini la denominada National Ignition Facility (NIF) ubicada en el Laboratorio Lawrence Livermore de California, en la cual se espera conseguir la fusin con cpsulas de deuterio o deuterio-tritio mediante el uso de un lser de muy alta potencia y de pulso de duracin de aproximadamente unos 10 nanosegundos. La tecnologa a desarrollar alrededor de estos sistemas es tambin compleja, incluso ms multidisciplinar que la necesaria para el confinamiento magntico, aunque la relacin econmica entre investigacin y resultados, en el caso del confinamiento inercial ha obtenido, en algunos casos particulares, y sobre todo en el Laboratorio Nacional de Sandia en EE UU, resultados ciertamente alentadores.

Actualidad y Futuro de la Energa uclear

En el Mundo

En dnde estamos? El primer reactor nuclear inici operacin comercial en la dcada de 1950 ms de 12,000 aos-reactor de experiencia. 438 reactores nucleares comerciales en 30 diferentes pases, con una capacidad instalada de 371,258 MW y que produjeron 2658 TWh en 2006. Actualmente hay 32 nuevos reactores en construccin con una capacidad adicional de 25,073 MW. Adems, 56 pases operan un total de 284 reactores de investigacin y 220 barcos y submarinos nucleares.

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En dnde estamos?

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En dnde estamos? Evolucin del Factor de Capacidad

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Estrategias de Optimizacin de Uso Aumentos de Potencia En USA se han aprobado (desde 1997) 110 aumentos de potencia Totalizando 4,700 MWe, algunos de ellos hasta de un 20% En Suiza sus 5 reactores aumentaron su potencia en un 12.3% Espaa planea aumentar 13% la potencia de sus 8 reactores Finlandia ha aumentado 11% la potencia de sus reactores Mxico aument 5% la potencia y la incrementar hasta un 20% Extensin de Vida til Rusia extendi la licencia de operacin de 12 reactores de 30 aos hasta 45 aos Estados unidos ha aprobado la extensin de 40 a 60 aos de 48 reactores, 7 estn en revisin y se esperan 28 solicitudes ms entre 2007 y 2013 Japn prev una extensin de vida hasta 70 aos

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Energa Nuclear en el Mundo Occidental El reactor EPR en construccin en Finlandia iniciar operacin comercial en 2011 y se est considerando la construccin de otros 2 reactores ms. USA tiene considerado la construccin de al menos 30 nuevos reactores. Francia tiene aprobado el inicio de la construccin en 2007 en Flamanville de su primer reactor EPR que entrar en operacin en 2012. El grupo G8 anunci que la energa nuclear debe ser parte de los planes de expansin elctrica y como un medio de respuesta al calentamiento global. El combustible nuclear El uranio, materia prima del combustible nuclear, se encuentra en abundancia en varios pases del mundo: Australia, Kazakhstan, Canad, etc. (200 aos al ritmo de explotacin actual de reservas convencionales). El uso del torio fomenta el uso racional de los recursos naturales nucleares (3 veces ms abundante que el uranio). El desarrollo de los reactores rpidos de cra (300 aos reactor) convertir a la energa nuclear en una fuente prcticamente inagotable de energa (mejora la utilizacin del uranio por un factor de 50).

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Mejoras de la Industria uclear Costo de capital y financiamiento: ALWR $1,500/kWe $1,000/kWe G-IV construccin en 3 aos Diseo estandarizado para mejorar: Proceso de licenciamiento y reducir tiempos de construccin. Seguridad avanzada: disminuir la posibilidad de dao significativo durante accidentes minimizar las consecuencias potenciales sistemas inherentemente seguros. Disposicin de los residuos nucleares

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Ciclo directo utiliza slo 1% de la energa del uranio altos volmenes de combustible gastado reciclado: mejora la utilizacin del combustible y reduce la produccin de residuos nucleares. Asegurar la no-proliferacin Nuevos ciclos de combustible: Ciclos de torio Transmutacin (reactores rpidos) Sistemas accionados por aceleradores (ADS)

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Durante 2006, la generacin de 2658 TWh por medios nucleares evitaron la emisin de al menos 2,500 millones de toneladas de CO2

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Propuesta para Mxico Un reactor (1300-1400 MWe) para el 2015 Un segundo reactor 2 o 3 aos despus Seis reactores ms al 2026, 8 reactores: 10,800 MWe al 2026 (12% de la capacidad)*

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Lista global de todos los reactores nucleares del mundo,

ordenados por pas. Excluye los reactores de propulsin

nuclear marina, con excepcin de los que se encuentran en

instalaciones terrestres

Nombre Bloque

Tipo de reactor

Estado

Potencia neta

en MW

Potencia bruta

en MW

Puesta en produccin (planeada)

Clausura (planeada)

Energa producida en GWh

Biblis A Reactor de agua a presin

En servicio 1.167 1.225 25/08/1974

(Anfang 2009) 216.665

Biblis B Reactor de agua a presin

En servicio 1.240 1.300 06/04/1976

(Anfang 2013) 223.308

Brokdorf Reactor de agua a presin

En servicio 1.370 1.440 14/10/1986 (22/12/2018) 208.603

Brunsbttel Reactor de

agua en ebullicin

En servicio 771 806 13/07/1976 (09/02/2009) 117.883

Emsland Reactor de agua a presin

En servicio 1.329 1.400 19/04/1988 (20/06/2020) 198.829

Grafenrheinfeld Reactor de agua a presin

En servicio 1.275 1.345 21/12/1981 (17/06/2014) 235.027

Greifswald 1 WWER-440/230 Clausurado 408 440

17/12/1973 18/12/1990 35.452


23/12/1974 14/02/1990 36.569


24/10/1977 28/02/1990 33.271


03/09/1979 02/06/1990 28.920


24/04/1989 24/11/1989 0

Grohnde Reactor de agua a presin

En servicio 1.360 1.430 04/09/1984 (01/02/2017) 235.649

Growelzheim

Reactor de agua en ebullicin y vapor caliente

Clausurado 23 25 14/10/1969 20/04/1971 6

Gundremmingen A Reactor de agua en Clausurado 237 250

01/12/1966 13/01/1977 13.790

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ebullicin

Gundremmingen B Reactor de

agua en ebullicin

En servicio 1.284 1.344 16/03/1984 (19/07/2016) 206.094

Gundremmingen C Reactor de

agua en ebullicin

En servicio 1.288 1.344 02/11/1984 (18/01/2017) 196.998

THTR-300 Reactor de alta

temperatura Clausurado 296 308 16/11/1985 29/04/1988 2.756

Isar 1 Reactor de

agua en ebullicin

En servicio 878 912 03/12/1977 (21/03/2011) 169.287

Isar 2 Reactor de agua a presin

En servicio 1.400 1.475 22/01/1988 (09/04/2020) 199.236

Jlich Reactor de alta

temperatura Clausurado 13 15 17/12/1967 31/12/1988 1.506

Kahl Reactor de

agua en ebullicin

Clausurado 15 16 17/06/1961 25/11/1985 2.046

Karlsruhe Fast

Breeder Reactor

Clausurado 17 21 09/04/1978 23/08/1991 323

Karlsruhe (MZFR)

Reactor de agua a presin

Clausurado 52 57 09/03/1966 03/05/1984 4.787

Krmmel Reactor de

agua en ebullicin

En servicio 1.346 1.402 28/09/1983 (28/03/2016) 195.922

Lingen Reactor de

agua en ebullicin

Clausurado 250 268 01/07/1968 05/01/1979 9.136

Mlheim-Krlich Reactor de agua a presin

Clausurado 1.219 1.302 14/03/1986 09/09/1988 10.291

Neckarwestheim 1 Reactor de agua a presin

En servicio 785 840 03/06/1976 (01/12/2008) 170.675

Neckarwestheim 2 Reactor de agua a presin

En servicio 1.305 1.395 03/01/1989 (15/04/2021) 184.104

Niederaichbach

Reactor moderado

con agua

pesada

Clausurado 100 106 01/01/1973 31/07/1974 15

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Obrigheim Reactor de agua a presin

Clausurado 340 357 29/10/1968 11/05/2005 86.821

Philippsburg 1 Reactor de

agua en ebullicin

En servicio 890 926 07/05/1979 (26/03/2011) 159.990

Philippsburg 2 Reactor de agua a presin

En servicio 1.392 1.458 17/12/1984 (18/04/2017) 225.434

Rheinsberg WWER-210 Clausurado 62 70 06/05/1966 01/06/1990 15.000

Stade Reactor de agua a presin

Clausurado 640 672 29/01/1972 14/11/2003 145.896

Unterweser Reactor de agua a presin

En servicio 1.345 1.410 29/09/1978 (06/09/2011) 248.279

Wrgassen Reactor de

agua en ebullicin

Clausurado 640 670 18/12/1971 26/08/1994 72.922

Argelia

asalam fi al alam

Nur

Antrtida

Planta de McMurdo - PM-3A NNPU "Nukey Poo" reactor de energa de la marina

USA (operacional en 1962, cerrada en 1972, desmantelada completamente en 1979)

Argentina

Reactores para generacin elctrica

Atucha

69

Atucha-1

Atucha-2 (En construccin)

Embalse, una unidad simple PHWR

Reactores de investigacin

RA-0

RA-1 Enrico Fermi

RA-2 (desactivado)

RA-3

RA-4 (ex SUR-100)

RA-6

RA-8 (desactivado)

Armenia

Central Nuclear Metsamor

Armenia-1 (cerrado)

Armenia-2

Australia

HIFAR, Lucas Heights, New South Wales

MOATA, fuera de servicio.

OPAL, en construccin, Lucas Heights, New South Wales

Austria

Seibersdorf - 10 kW ASTRA reactor para investigacin (en funcionamiento 1960-

1999)

Viena - 250 kW TRIGA reactor para investigacin Mark II (en funcionamiento

desde 1962)

Zwentendorf (fue completado en 1978 pero nunca se puso en marcha)

Bangladesh

Dhaka - TRIGA Mark II, Establecimiento para investigacin de la energa

(instalado en 1986)

Blgica

70

Mol(BR-3) - Reactor de PWR (cerrado)

Doel - 2 reactores PWR de 412 MW cada uno; 1 reactor PWR de 1,056 MW; 1

reactor PWR de 1,041 MW

Tihange - 1 reactor PWR de 870 MW; 2 reactores PWR de 930 MW cada uno.

Bielorrusia

Sosny, Minsk

Reactor de investigacin IRT (cerrado en 1988)

"Pamir" - prueba de reactor mvil de energa nuclear (cerrado en 1986)

Brasil

Central nuclear de Angra dos Reis, Angra dos Reis, Ro de Janeiro - 2 unidades

PWR.

Belo Horizonte - TRIGA Mark I, Universidad de Minas Gerais (instalado en 1960)

Bulgaria

Kozloduy - La Central nuclear de Kozloduy utiliza reactores WWER-440 y -1000

(construidos a partir de 1969 con el soporte de la URSS)

Sofia - IRT reactor de investigacin (cerrado en 1987)

Canad

Plantas de energa nuclear (18)

Central nuclear Bruce (Tiverton, Ontario)

Pickering Nuclear Generating Station (Pickering, Ontario)

Darlington Nuclear Generating Station (Bowmanville, Ontario)

Gentilly Nuclear Generating Station (Bcancour, Quebec)

Point Lepreau Nuclear Generating Station (Lepreau, New Brunswick)

Nuclear Power Demonstrator (Rolphton, Ontario)

Douglas Point (Tiverton, Ontario)

Reactores para investigacin

Chalk River Laboratories

MMIR-1 - MAPLE reactor para la produccin de isotopos para medicina

MMIR-2 - MAPLE reactor para la produccin de isotopos para medicina

71

NRU - reactor de 135 MW

NRX reactor - (1947-???)

?? - SLOWPOKE-1 prototipo, trasladado a la Universidad de Toronto,

posteriormente actualizado para [SLOWPOKE]]-2

PTR - Reactor de pruebas pool.

ZED-2 - Reactor de energa cero.

ZEEP El primer reactor nuclear en Canad, y el primero fuera de Estados

Unidos.

Whiteshell Laboratories

WR-1 - Reactor del tipo de enfriamiento orgnico - CANDU

SDR - Reactor de demostracin deSlowpoke - reactor de tipoSLOWPOKE-3

Universidad de Dalhousie, Halifax, Nova Scotia - reactor de tipo SLOWPOKE-2

Kanata - Reactor de tipoSLOWPOKE-2 (cerrado)

Tunney's Pasture - Ottawa-Ontario - Prototipo del reactor de tipoSLOWPOKE-2,

trasladado a Kanata? (cerrado)

Escuela Politcnica de Montral, Montral-Qubec- reactor de tipoSLOWPOKE-2

Universidad McMaster - Reactor del tipo 5 MW MTR

Royal Military College, Kingston, Ontario - reactor del tipoSLOWPOKE-2

Saskatchewan Research Council, Saskatoon, Saskatchewan

Universidad de Alberta, Edmonton-Alberta - reactor del tipoSLOWPOKE-2

Universidad de Toronto - reactor del tipoSLOWPOKE-2 (cerrado)

Chile

RECH 1 - 5 MWt MTR - CCHEN - Comisin Chilena de Energa Nuclear -

Santiago

RECH 2 - 10 MWt MTR - CCHEN - Comisin Chilena de Energa Nuclear -

Santiago

China

Nombre Tipo Capacidad (MW), neta/bruta Estado

Daya Bay 1 (Guangdong 1) PWR 944/984 Conectado a la red el 31 de Agosto de 1993

72

Daya Bay 2 (Guangdong 2) PWR 944/984 Conectado a la red el 2 de Febrero de 1994

Lingao 1 (Lingao A) PWR 938/990 Conectado a la red el 26 de Febrero de 2002

Lingao 2 (Lingao B) PWR 938/990 Conectado a la red el 15 de Diciembre de 2002

Qinshan 1 (anteriormente, Qinshan) PWR 279/300 Conectado a la red el 15 de Diciembre de 1991

Qinshan 2-A (anteriormente, Qinshan 2, o Qinshan 2-A) PWR 610/642

Conectado a la red el 2 de Febrero de 2002

Qinshan 2-B (anteriormente, Qinshan 3) PWR 610/642

Conectado a la red el 4 de Marzo de 2004

Qinshan 3-A PHWR 665/728 Conectado a la red en Abril de 2003

Qinshan 3-B PHWR 665/728 Conectado a la red en Julio 2003

Capacidad Total 6,593/6,988

Unidades en vas de Construccin

Tianwan-1 (Lianyungang) VVER 1,000/1,060 En construccin

Tianwan-2 (Lianyungang) VVER 1,000/1,060 En construccin

Capacidad Total 2,000/2,120

73

Plantas de energa nuclear en China. Colombia

Bogot - TRIGA, Instituto de Ciencia Nuclear (desinstalado en 1997- Y puesto

nuevamente en funcionamiento en el 2008)

Corea del Norte

Plantas de reactores para energa

Yongbyon

Yongbyon 2 reactor Magnox de 50 MW (construccin suspendida en

1994)

Taechon (a 20 km de Yongbyon)

Taechon 1 reactor de 200 MW (construccin suspendida en 1994)

Kumho (a 30 km al norte de Sinpo), ver KEDO

Kumho 1 - PWR 1000 MW (construccin suspendida en 2003)

Kumho 2 - PWR 1000 MW (construccin suspendida en 2003)

Corea del Sur

74


Kori - 4 PWR reactores

Ulchin - 4 PWR reactores

Wolseong - 4 PHWR reactores

Yonggwang - 4 PWR reactores


Aerojet General Nucleonics Reactor para investigacin Modelo 201

HANARO, reactor tipo MAPLE

TRIGA General Atomics Mark II Reactor para investigacin tipo (TRIGA-Mark II)


Yongbyon

IRT-2000 reactor para investigacin de agua pesada moderada de 8 MW

(2MW 1965-1974, 4MW 1974-1986) (suministrado por URSS, 1965)

Yongbyon 1 reactor Magnox de 5 MW, proporciona energa y calefaccin

para el distrito (activo 1987-1994, reactivado 2003)

Cuba

Juragua, Cienfuegos - la construccin de dos reactores 417 MW VVER-440 V213

se suspendi en 1992 como consecuencia del colapso de la Unin Sovitica.

Dinamarca

Ris - Reactor del tipo DR-3 DIDO(cerrado)

Egipto

Inshas Centro de Investigacin Nuclear.

ETTR-1 - reactor LWR de 2 MW (suministrados por la URSS, en 1958)

ETTR-2 - 22 MW reactor (supplied by Argentina, 1998)

Eslovenia

Krko - Central nuclear de Krko - 670 MWe PWR

Ljubljana reactor para investigacin TRIGA Mark II , Joef Stefan Institute

(suministrado en 1966 por US)

75

Eslovaquia

Bohunice - 4 408 MW VVER (tambin conocido como WWER),

Bohunice A-1 - 1 388 MW WWER (cerrado)

Mochovce - 2 388 MW WWER

Espaa


En funcionamiento

Central nuclear de Almaraz (Cceres)

Almaraz I - 1032 MW

Almaraz II - 1027 MW

Central nuclear de Asc (Tarragona)

Asc I - 930 MW

Asc II - 930 MW

Central nuclear de Cofrentes (Valencia) - 1103 MW

Central nuclear Santa Mara de Garoa (Burgos) - 460 MW

Central nuclear de Trillo (Guadalajara) - 1.066 MW

Central nuclear de Vandells GCR (Tarragona)

Vandells II - 992 MW

Clausuradas

Central nuclear de Vandells GCR (Tarragona)

Vandells I (cerrado tras un incendio en 1989)

Central nuclear Jos Cabrera, Almonacid de Zorita (Guadalajara) - 160 MW

(cerrada en abril de 2006)

Abandonadas antes de su inauguracin

Central nuclear de Lemniz (Vizcaya)

Lemniz I - 930 MW

Lemniz II - 930 MW

Central nuclear de Valdecaballeros (Badajoz)


76

Argos reactor Argonaut de 10 kW - Escola Tcnica Superior d'Enginyeria Industrial

de Barcelona, Universidad Politcnica, Barcelona (cerrado en 1992, destruido en 2005)

CORAL-I reactor

Estados Unidos de Amrica


RC Region Uno (ordeste)

Beaver Valley, Pensilvania

Calvert Cliffs, Maryland

Connecticut Yankee, Connecticut (Desactivada)

FitzPatrick, New York

Ginna, New York

Hope Creek, New Jersey

Indian Point, New York

Limerick, Pensilvania

Maine Yankee, Maine (Desactivada)

Millstone, Connecticut

Nine Mile Point, New York

Oyster Creek, New Jersey

Peach Bottom, Pensilvania

Pilgrim, Massachusetts

Salem, New Jersey

Saxton, Pensilvania (Desactivada)

Seabrook, New Hampshire

Shippingport, Pensilvania (Desactivada)

Shoreham, New York (Desactivada)

Susquehanna, Pensilvania

Three Mile Island, Pensilvania

Vermont Yankee, Vermont

Yankee Rowe, Massachusetts (Desactivada)

RC Region Dos (Sur)

Bellefonte, Alabama (Inacabada)

Browns Ferry, Alabama

77

Brunswick, Carolina del Norte

Carolinas-Virginia Tube Reactor, Carolina del Sur (desactivada)

Catawba, Carolina del Sur

Crystal River 3, Florida

Farley (Joseph M. Farley), Alabama

Hatch (Edwin I. Hatch), Georgia

McGuire, Carolina del Norte

North Anna, Virginia

Oconee, Carolina del Sur

H.B. Robinson, Carolina del Sur

Sequoyah, Tennessee

Shearon Harris, Carolina del Norte

St. Lucie, Florida

Surry, Virginia

Turkey Point, Florida (arrasada por el Huracn Andrew)

Virgil C. Summer (Summer), Carolina del Sur

Vogtle, Georgia

Watts Bar, Tennessee

RC Regin Tres (Medio Oeste)

Big Rock Point, Michigan (Desactivada)

Braidwood, Illinois

Byron, Illinois

Clinton, Illinois

Davis-Besse, Ohio

Donald C. Cook, Michigan

Dresden, Illinois

Duane Arnold, Iowa

Elk River, Minnesota (Desactivada)

Enrico Fermi, Michigan

Kewaunee, Wisconsin

LaCrosse, Wisconsin (Desactivada)

LaSalle County, Illinois

Monticello, Minnesota

78

Palisades, Michigan

Perry, Ohio

Piqua, Ohio (Desactivada)

Point Beach, Wisconsin

Prairie Island, Minnesota

Quad Cities, Illinois

Zion, Illinois (Desactivada)

RC Region Cuatro (Oeste)

Arkansas Nuclear One, Arkansas

Callaway, Missouri

Columbia, Washington - anteriormente WNP-2

Comanche Peak, Texas

Cooper, Nebraska

Diablo Canyon, California

Fort Calhoun, Nebraska

Fort Saint Vrain, Colorado (Desactivada)

Grand Gulf, Misisipi

Hallam, Nebraska (Decommissioned)

Hanford N Reactor, Washington (Jubilada ver ms abajo Reactores productores de

Plutonio)

Humboldt Bay, California (Desactivada)

Palo Verde, Arizona

Pathfinder, Dakota del Sur (Decommissioned)

Rancho Seco, California (Desactivada)

River Bend, Louisiana

San Onofre, California

South Texas, Texas

Trojan, Rainier, Oregon (Desactivada)

Vallecitos, California (centro de investigacin en espera)

Waterford, Louisiana

Wolf Creek, Kansas

Reactores productores de Plutonio

79

Hanford Site, Washington

B-Reactor (Pile) Conservado como Museo

F-Reactor (Pile) - Enclaustrada

D-Reactor (Pile) - Enclaustrada

H-Reactor (Pile) En proceso de enclaustramiento

DR-Reactor (Pile) - Enclaustrada

C-Reactor (Pile) - Enclaustrada

KE-Reactor (Pile) En proceso de enclaustramiento

KW-Reactor (Pile) En proceso de enclaustramiento

N-Reactor En proceso de enclaustramiento

Savannah River Site, Carolina del Sur

R-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode

P-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode

L-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode

K-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode

C-Reactor (Agua Pesada) - S&M Mode

Programa de Energa uclear de la Armada


Arkansas

SEFOR - Cerrado

Idaho National Environmental and Engineering Laboratory, Idaho

ARMF-I - Cerrado

AMRF-II - Cerrado

ATR - En funcionamiento

ATRC - Cerrado

AFSR - Cerrado

BORAX-I - Cerrado

BORAX-II - Cerrado

BORAX-III - Cerrado

BORAX-IV - Cerrado

80

BORAX-V - Cerrado

CRCE - Cerrado

CFRMF - Cerrado

CET - Cerrado

ETR - Cerrado

ETRC - Cerrado

EBOR Nunca funcion

EBR-I - Cerrado

EBR-II Nunca funcion

ECOR Nunca funcion

710 - Cerrado

GCRE - Cerrado

HTRE-1 - Cerrado

HTRE-2 - Cerrado

HTRE-3 - Cerrado

603-A - Cerrado

HOTCE - Cerrado

A1W-A - Cerrado

A1W-B - Cerrado

LOFT - Cerrado

MTR - Cerrado

ML-1 - Cerrado

S5G - Cerrado

NRAD - En funcionamiento

FRAN - Cerrado

OMRE - Cerrado

PBF - Cerrado

RMF - Cerrado

SUSIE - En funcionamiento

SPERT-I - Cerrado

SPERT-II - Cerrado

SPERT-III - Cerrado

SPERT-IV - Cerrado

81

SCRCE - Cerrado

SL-1/ALPR - Cerrado

S1W/STR - Cerrado

SNAPTRAN-1 - Cerrado



THRITS - Cerrado

TREAT - Cerrado

ZPPR - Standby

ZPR-III - Cerrado

Nevada Test Site, Nevada

BREN Tower

Oak Ridge National Laboratory

Reactor de Grafito X-10 - Cerrado

Oak Ridge Research Reactor - Cerrado

Bulk Shielding Reactor - Cerrado

Tower Shielding Reactor - Cerrado

Reactor de sal fundida (Molten salt reactor) - Cerrado

Reactor de istopos de alto flujo (High Flux Isotope Reactor) - En

funcionamiento

Reactores de prueba civiles para investigacin autorizados para funcionar

Aerotest Operations Inc., San Ramon, California - TRIGA Mark I

Armed Forces Radiobiological Research Institute, Bethesda, Maryland - TRIGA

Mark I

Cornell University, Ithaca, New York - TRIGA Mark II

Dow Chemical Company, Midland, Michigan - TRIGA Mark I

General Electric Company, Sunol, California - "Nuclear Test"

Idaho State University, Pocatello, Idaho - AGN-201 #103

Instituto Politcnico Rensselaer, Troy, New York - Critical Assembly

Kansas State University, Manhattan, Kansas - TRIGA Mark I

82

Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, Massachusetts - HWR

Reflected

National Institute of Standards and Technology, Gaithersburg, Maryland - TRIGA

Mark I

Carolina del Norte State University, Raleigh, Carolina del Norte - Pulstar

Ohio State University, Columbus, Ohio - Pool (modificado por Lockheed)

Oregon State University, Corvallis, Oregon - TRIGA Mark II

Penn State University, University Park, Pensilvania - TRIGA

Purdue University, West Lafayette, Indiana - Lockheed

Reed College, Portland, OR - TRIGA Mark I

Rhode Island Atomic Energy Commission, Narrangansett, Rhode Island - GE Pool

Texas A&M University, College Station, TX (dos reactores) - AGN-201M #106,

TRIGA Mark I

University of Arizona, Tucson, AZ - TRIGA Mark I

University of California-Davis, Sacramento, California - ?

University of California Irvine, Irvine, California - TRIGA Mark I

University of Florida, Gainesville, Florida - Argonaut

University of Maryland, College Park, College Park, Maryland - TRIGA Mark I

University of Massachusetts, Lowell, Massachusetts - ?

University of Michigan, Ann Arbor, Michigan - Pool

University of Missouri, Columbia, Missouri - General Electric tipo tanque (10 MW)

University of Missouri, Rolla, Missouri - Pool

University of New Mexico, Albuquerque, New Mexico - AGN-201M $112

University of Texas at Austin, Austin, Texas - TRIGA Mark II

University of Utah, Salt Lake City, Utah - TRIGA Mark I

University of Wisconsin, Madison, Wisconsin - TRIGA Mark I

U.S. Geological Survey, Denver, Colorado - TRIGA Mark I

U.S. Veterans Administration, Omaha, Nebraska - TRIGA Mark I

Washington State University, Pullman, Washington - TRIGA Mark I

Worcester Polytechnic Institute, Worcester, Massachusetts - GE

Reactores de Investigacin y Pruebas con orden de desactivacin o modificaciones de

autorizacin. (Estos reactores estn autorizados para descontaminar y desmantelar sus

instalaciones para prepararse para la inspeccin final y cancelacin de la autorizacin.)

83

CBS Corporation, Waltz Mill, Pensilvania

General Atomics, San Diego, California (dos reactores)

Georgia Institute of Technology, Atlanta, Georgia

Iowa State University, Ames, Iowa

Manhattan College, Riverdale, New York

National Aeronautics and Space Administration, Sandusky, Ohio (dos reactores)

Saxton Nuclear Experimental Corporation, Saxton, Pensilvania (un reactor de

energa)

University of Illinois, Urbana, Illinois

University of Washington, Seattle, Washington

University of Virginia, Charlottesville, Virginia (dos reactores)

Reactores para Pruebas e Investigacin con autorizacin nicamente para poseer

material. (Estos reactores no estn autorizados a funcionar, nicamente a disponer de

material nuclear, Estn permanentemente cerrados.)

Cornell University Zero Power Reactor, Ithaca, New York

General Electric Company, Sunol, California (dos reactores de investigacin, uno

para energa)

Nuclear Ship Savannah, James River Reserve Fleet, Virginia (un reactor para

energa)

Universidad de Buffalo

Estonia

Paldiski - 2 reactores PWR para instruccin naval (desmantelados).

Finlandia

Loviisa

Olkiluoto

Olkiluoto-1

Olkiluoto-2

Olkiluoto-3 - Colocacin el 12 de Septiembre de 2005, de la primera piedra del

EPR.

84

Helsinki - TRIGA Mark II, Instituto Nacional para Investigacin Tcnica

(instalado el 1962).

Filipinas

Quezon City - TRIGA reactor, Philippine Atomic Energy Commission

(instalado en 1988)

Bataan Nuclear Power Plant - 620 MWe, mothballed

Francia

Operativos:

Belleville - 2 reactores de 1310 MW cada uno

Bugey - 4 reactores

Cattenom - 4 reactores de 1300 MW cada uno, cerca de las fronteras de

Luxemburgo y Alemania.

Chinon - 4 reactores.

Chooz-B - 2 reactores de 1455 MW cada uno.

Civaux - 2 reactores de 1455 MW cada uno.

Cruas - 4 reactores

Dampierre - 4 reactores de 890 MW cada uno.

Fessenheim - 2 reactores de 880 MW cada uno - los ms viejos reactores

PWR en Francia todava operativos comercialmente.

Flamanville - 2 reactores de 1330 MW cada uno.

Golfech - 2 reactores

Gravelines - 6 reactores de 910 MW cada uno.

Le Blayais - 4 reactores

Nogent-sur-Seine - 2 reactores

Paluel - 4 reactores de 1330 MW cada uno.

Penly - 2 reactores

Phnix - 1 reactor de 233 MW

Saint Alban - 2 reactores

Saint Laurent des Eaux - 2 reactores

Tricastin - 4 reactores

85

total 59 reactores operativos.

Proyectados

EDF prev construir el primer EPR en Flamanville en Francia.

Ya no operativos:

Bugey - 1 reactor

Chinon - 3 reactores

Chooz-A - 1 reactor - 310 MW - primer reactor PWR en Europa (1967),

gestionado por SENA (Socit dnergie nuclaire franco-belge des

Ardennes).

Marcoule - 3 reactores

Monts d'Arre - 1 reactor - 70 MW - EL-49, reactor de agua pesada, nico

de su clase en Francia, en Brennilis, Bretaa

Saint Laurent des Eaux - 2 reactores

Superphnix, Creys-Malville - 1 reactor

Cancelados:

Le Carnet

Plogoff


Rhapsodie

Zoe, primer reactor francs (1948)

Grecia

GRR-1 - Reactor para investigacin de 5 MW en Demokritos Centro

Nacional para la Investigacin Cientfica, Atenas

Hungra

Paks - 4 reactores VVER de 430 MW

Budapest

Universidad Tcnica de Budapest (BME) Instituto de Tcnicas Nucleares

- Reactor para Investigacin de la Universidad

KFKI Instituto para la Investigacin de la Energa Atmica (Reactor para

investigacin de 10 MW de Budapest)

Debrecen

86

Instituto para la Investigacin Nuclear de la Academia Hngara de

Ciencias (ciclotrn de 20 MV y un acelerador Van de Gras de 5 MV)

India

Plantas de reactores de energa

Planta de Energa Atmica de Kaiga - 2 PHW

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