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Taller de FBNRwww.sefidvash.net
Farhang Sefidvash
Escuela Politécnica Nacional
Quito, Ecuador
Fixed Bed Nuclear Reactor
Historía de la Energía Nuclear History of Nuclear Energy
Origen de los reactores nucleares actuales
Infelizmente el origen de los reactores nucleares de hoy viene de un
programa de bomba nuclear.
Cuando el proceso de fisión nuclear fue descubierto, el hombre
consiguió fisionar U-235, y comenzó el desarrollo de la bomba
nuclear. Consecuentemente la energía nuclear entro a la mente del
público como armamento nuclear y no como un medio para generar
electricidad. La energía nuclear apareció como algo malo y no
aceptable.
Cuando se descubrió que la energía nuclear también
puede ser usada para generar electricidad, fue fabricado
el reactor nuclear PWR (Pressurized Water Reactor) , el
cual fue usado para propulsión de submarinos que son
de uso militar.
También fueron construidos reactores nucleares para
producción de Plutonio. El plutonio Pu también es
utilizado para la fabricación de la bomba nuclear. El Pu
se produce mediante la interacción de neutrones con el
U-238.
Reactor para submarino nuclear y producción de Pu
El Uranio natural es compuesto de 0.7% U-235 e 99.3% U-238.
Para la construcción de la bomba nuclear se necesita enriquecer al
uranio a más del 90% de U-235. Para la construcción de los
reactores nucleares convencionales es suficiente un
enriquecimiento de menos del 5 %. Este tipo de menos 5 % de
enriquecimiento, es considerado combustible nuclear con fin
comercial. El enriquecimiento menor al 20%, es considerado
aceptable para el uso en los reactores nucleares convencionales. El
enriquecimiento mayor al 20% es considerado como material bélico
para fines militares y su uso es prohibido.
Nivel de enriquecimiento de Uranio
Sabemos de la ingeniería que el diseño de cualquier equipamiento
o sistema depende del objetivo y la condición de uso de este
sistema o equipamiento. Por lo tanto el objetivo del submarino
nuclear es diferente a la instalación de una planta nuclear, de
generación de electricidad para el área urbana. Por lo tanto, el
concepto del reactor para generación de electricidad debe ser
diferente, ya que el objetivo es diferente. Por ejemplo, para realizar
una comparación, imaginemos a un tanque de guerra siendo
utilizado para el transporte de alimentos, esto es posible pero no es
el medio adecuado de transporte, por ello se precisa el diseño de
otro medio como es el camión.
Dependencia del producto al objetivo
A lo largo del tiempo, cuando surgió un problema no
contemplado en el diseño del reactor, existían dos
caminos de soluciones: Uno era repensar y crear un
nuevo concepto en el cual no se permita la ocurrencia
de este tipo de accidentes. El segundo camino es
diseñar un sistema de control que reacciona e impide la
consecuencia de este problema. Históricamente se toma
el segundo camino por ser el menos costoso! Con el
tiempo los sistemas de control de los reactores
nucleares se tornaran cada vez más complejos y
consecuentemente más caros.
Caminos de solución
De tal manera que hoy en día los sistemas de control se tornarán en
un gran costo de inversión para la construcción de una planta
nuclear. Por ejemplo, hoy en día los reactores modernos tienen 4
sistemas de control redundantes, lo que significa que si el primer
sistema de control falla el segundo debe operar como este y si el
segundo sistema falla el tercer sistema deberá funcionar como este
y si el tercer sistema falla el cuarto deberá operar como este para
garantizar la seguridad del reactor. Mas con todos estos sistemas
de control el público todavía no acepta que la seguridad es
suficiente. Por lo tanto, los reactores actuales se tornarán cada vez
más costosos, se tornó más difícil para la industria nuclear
abandonar ese tipo de tecnología y adoptar un nuevo concepto de
reactor nuclear.
Sistema de control complicados en los reactores
actuales
Cerca al año 2000, con la presión de la falta de energía a nivel
mundial y el problema del calentamiento global, el mundo fue
forzado a descubrir una solución para el problema energético
mundial. Al analizar en todos los escenarios de
generación/consumo, se llega a la conclusión que la solución
mundial para el problema energético no se encuentra solamente en
una única forma de energía, más es posible a través de una mezcla
de varias formas de energía, en la cual debe estar incluida la
energía nuclear.
Reconocimiento de la importancia de la energía
nuclear
Ante la situación de crisis energética y la no aceptabilidad del
público a la energía nuclear, ya que considera a los reactores
nucleares actuales obsoletos, el mundo fue forzado a pensar sobre
nuevos conceptos de reactores nucleares sin problemas de
accidentes como Three Miles Island (TMI), Chernobyl, y Fukushima.
Surgió en el año 2000 la idea de los Reactores Nucleares de 4th
Generación por los países industrializados y la idea de INPRO por
la Agencia Internacional de Energía Atómica (AIEA). Las filosofías
de los dos son similares y complementarias. El primero es desde el
punto de vista de los fabricantes de los reactores, el segundo es
desde el punto de vista del usuario, especialmente de países en
desarrollo.
Reactores Nucleares del Futuro
El INPRO coloca nuevas filosofías en relación a la
generación de energía para tornar a los reactores del
futuro totalmente seguros y amigables con el medio
ambiente. Desarrollo metodologías de evaluación de los
reactores nucleares en siete áreas: seguridad,
medioambiente, protección física, manejo de desechos,
resistencia a la proliferación, infraestructura y economía.
Filosofía de INPRO
Ahora 39 países que ya tienen interés en entrar a la nueva era de
energía nuclear ya son miembros de INPRO. Quién sabe, el
Ecuador podrá ser el 40th Miembro! Esto depende de la voluntad
del gobierno y también de nosotros. Entre las maneras de ingresar
a ser miembro de INPRO, esta ofrecer a INPRO a estar interesado
en participar en las algunas actividades del proyecto de INPRO.
Situación actual de INPRO
Ahora ellos tienen un proyecto de mejoramiento de Metodología de
INPRO en el que podemos participar debido a que yo tengo la
experiencia de usar la Metodología de INPRO para evaluar el
reactor nuclear FBNR desde el punto de vista de seguridad y no-
proliferación. Si ustedes tienen interés de participar en este
proyecto, puedo dar entrenamiento sobre la Metodología INPRO y
prepara al grupo para poder colaborar con INPRO de la AIEA.
Participación de Ecuador en INPRO
History of Nuclear Energy
1942First nuclear reactor. Enrico Fermi in Chicago.
1945Hiroshima & Nagasaki bombs.
UN is born in San Franciso.
1946UN forms UN Atomic Energy Commission (UNAEC).
1949Soviet‟s first nuclear weapon test.
History of Nuclear Energy continue
1952UK first nuclear weapon test.
US hydrogen bomb test.
1953Atoms for Peace program.
Calling for the formation of IAEA.
1954World‟s first nuclear power plant in Obninsk.
1955Formation of IAEA.
History of Nuclear Energy continue1956
In New York 82 countries approve the IAEA Statute.
1957IAEA officially comes into existence.
NEA of the OECD was established.
Sputnik-1 is launched.
1958Ireland raises the idea of nuclear non-proliferation.
1959First civilian nuclear powered ship “the Lenin” is built.
History of Nuclear Energy continue
1960
France‟s first nuclear weapon test becoming the 4th.
1961
Eklund becomes the IAEA Director General.
1962
Cuban missile cricis.
1963
Ban on nuclear tests in the atmosphere, underwater
and in outer space.
History of Nuclear Energy continue
1964FAO is formed.
ICTP is formed.
China tests a nuclear bomb becoming the 5th.
1967Tlatelolco Treaty (TT): ban nuclear weapon in Latin America.
1968Nuclear Non-Proliferation Treaty (NPT) open for signature.
Nuclear weapon states: US, Russia, UK, France, China
Mexico becomes first country under IAEA safeguard according TT.
History of Nuclear Energy continue
1969Apollo mission place an atomic generator on the moon.
1970IAEA forms a safeguard committee under Kurt Waldheim.
International Nuclear Information System (INIS) is formed.
1971Finland becomes the first country to sign NPT safeguard agreement with the IAEA.
1972International Maritime organization (IMO) bans sea dumping of wastes.
1973Organization of Petroleum Countries (OPEC) quadruple the price of oil.
1974India conducts “peaceful nuclear explosion”.
1975NPT countries reach 91.
1976IAEA with WHO establish global network of dosimetry laboratories.
History of Nuclear Energy continue
1977In Vienna, the International Nuclear fuel Cycle Evaluation (INFCE) assess problems of peaceful uses of nuclear energy.
1978US puts restrictions on exports of nuclear technology.
1979Three Mile Island (TMI) accident.
1981Israel atacks the French built Tamuz research reactor in Iraq.
Hans Blix becomes the Director General of IAEA.
History of Nuclear Energy continue
History of Nuclear Energy continue
1982ARCAL for promotion of nuclear science and technology in Latin America is formed.
1983IAEA conference held in Seattle declares that the technology for the safe disposal of radioactive materials exists.
1984China joins the IAEA.
1985Gorbachev & Reagan meet agree on fusion machine ITER under IAEA.
History of Nuclear Energy continue
1986Chernobyl accident.
1987China gains a seat on the IAEA Board of governors.
Goiânia radiological accident.
1988The IAEA, FAO & others join forces to eradicate livestock disease screwworms in Libya.
1989Berlin Wall falls.
For the first time USSR issues a public report on the 1957 radiological accident in Kyshtym.
History of Nuclear Energy continue
19904th NPT Review Conference takes place in Geneva.
Brazil and Argentine declare common nuclear policy under IAEA.
AFRA enters in force where African countries join in nuclear research programs.
1991USSR is dissolved.
Gulf War due to invasion of Quwait by Iraq occurs.
China & France declare intention to sign NPT.
History of Nuclear Energy continue
1992The “Earth Summit” meets in Rio de Janeiro and adopts Agenda 21 calling for sustainable development.
UN Security Councils declaration on weapons of mass destruction.
North Korea signs NPT.
1993IAEA strengthens the safeguard program.
1994The states adopt the International Convention on Nuclear Safety, which is the first global legal instrument binding the countries to basic safety standards for land based nuclear power plants.
History of Nuclear Energy continue
1995NPT is indefinitely extended.
1996The UN General assembly approves the Nuclear Test Ban Treaty.
1997Mohamed ElBaradei becomes the General Director of IAEA after Hans Blix.
Kofi Annan becomes the UN Secretary General succeeding Boutros Boutros Ghali.
Kyoto Protocol is formulated.
History of Nuclear Energy continue
1998India and Pakistan perform a series of nuclear tests.
1999The world‟s first geological repository for disposal of nuclear waste opens in USA.
A criticality accident occurs at a fuel conversion plant in Japan (Tokaimura).
IAEA helps solving Y2K Bug problem.
2000Sigvard Eklund passed away.
Hans Blix is appointed to head the United Nations Monitoring & Verification Commission (UNMOVIC) for Iraq.
History of Nuclear Energy continue2001
9/11 terrorist attack in USA.
ElBaradei is appointed to a second term as IAEA Director General.
Kofi Annan is reappointed to a second term as Secretary-General.
2002US & Russia sign a nuclear arms treaty to reduce their respective nuclear aresenals.
Cuba signs NPT.
2003North Korea withdraws from NPT.
Iran becomes under suspect.
Libya announces dismantlement of its weapons of mass destruction (WMD) program.
USA commemorate the 50th anniversary of the “atoms for peace” proposal in December 1953 that lead to the IAEA‟s creation.
History of Nuclear Energy continue
2004The need for a single set of international standards for nuclear power plants is endorsed by safety experts from 37 countries meeting in Beijing.
2005Nobel Peace Prize is given to IAEA & its Director General.
ElBaradei appointed to a third term as IAEA Director General.
A new IAEA Board resolution for Iran abandon uranium enrichment.
A US & India agreement.
France is selected to host the US $10 billion ITER project on nuclear fusion.
2006Ban Ki-moon becomes the 8th Secretary General of the UN.
Nuclear test done by North Korea.
UN Security Council imposes sanction on Iran.
2007IAEA‟s 50th birthday on July 29th.
Fundamentos
Puntos de una vista de
ingeniero Fundamentals
Point of view of an engineer
Estructura de un átomoStructure of an atom
ZXA
A = Masa atómica (Z+N)
Z = Número atómico (número de protones)
N = Número de neutrones
Isotopos
Un mismo elemento (igual Z) posee
diferente número de neutrones (N).
Tiene las mismas propiedades químicas
pero tiene diferentes propiedades físicas y
nucleares.
Combustible Nuclear Común
Uranio Natural = 0.7% 92U235 +99.3% 92U
238
Uranio enriquecido= e% 92U235 +(100 - e)% 92U
238
Enriquecimiento de combustible por el
método centrífugo
Preguntas
Como se transforma el cobre (29Cu64) en
oro (79Au197) ?
Se puede enriquecer uranio por un
proceso químico?
Cambiando cobre en oro
3 29Cu64 + 21 n 79Au197 + 8O16 (Fusión)
92U235 + n 79Au197 + 13Al27 + 12n (Fisión)
Energía del Neutrón
E = ½ m v2 , m =1.67e-24 gr ; ev=electron voltioNeutrón térmico 0 < E < 1 ev
V = 2200 m/sec = ~ 1/40 ev
Neutrón térmico V =~ 8000 Km/hr
Neutrones de fisión ~2 Mev =~ 9000 X 8000 Km/hr
Preguntas
Cuál es la velocidad de un neutron teniendo 1ev de energía?
Cuál es la velocidad de un neutron teniendo 1Kev de energía?
Cuál es la velocidad de un neutron teniendo 1Mev de energía ?
De Macro a Micro
El campo nuclear envuelve cosas
pequeñas y grandes al mismo tiempo.
Vamos a sentir esos números pequeños y
grandes.
.
POWER OF 10
FROM MICRO TO
MACROCOSMOS
Distance
to a bunch
of leaves,
in the
garden
100
1 meter
Start our trip
upwards ....
We could see
the foliage.
101
10 meters
At this distance
we can see the
limits of the
forest and the
edifications
102
100 meters
We will pass
from meters to
kilometers..
Now it is
possible to
jump with a
parachute ...
103
1 km
The city could
be observed
but we really
can not see the
houses
104
10 km
At this height,
the state of
Flórida - USA,
can be seen..
105
100 km
Typical sight
from a satellite
106
1.000 km
The north
hemisphere of
Earth, and part of
South America
107
10.000 km
The Earth
starts
looking
small...
108
100.000 km
The Earth
and the
Moon‟s órbit
in white....
109
1 millón de km
Part of the
Earth‟s Orbit
in blue
1010
10 Millons de km
1011
100 millons de km
Órbits of:
Venus and
Earth...
Órbits of:
Mercury, Venus,
Earth, Mars and
Júpiter.
1012
1 billón de km
At this height
of our trip, we
could
observe the
Solar System
and the orbits
of the planets
1013
10 billons de km
1014
100 Billons de km
The Solar
System starts
looking small...
The Sun now is
a small star in
the middle of
thousands of
stars...
1015
1 trillón de km
At one light-year
the little Sun star
is very small
1016
1 light-year
Here we will see
nothing in the
infinity....
1017
10 light-year
“Nothing”
Only stars and
Nebulae...
1018
100 light-years
1019
1,000 light-years
At this distance
we started
travelling the
Via-Láctea
(Milky Way), our
galaxy.
We continued
our travel inside
the Via-Láctea.
1020
10,000 light-years
We started
reaching the
periphery of
the Via-Láctea
1021
100,000 light-years
At this
tremendous
distance we
could see all the
Via-Láctea &
other galáxies
too...
1022
1 millión light-years
From this distance, all the galaxies
look small with inmense empty
spaces in between.
The same laws are ruling in all
bodies of the Universe.
We could continue traveling
upwards with our imagination, but
now we will return home quickly
1023 - 10 million light-years
1022
1021
1020
1019
1018
1017
1016
1015
1014
1013
1012
1011
1010
109
108
107
106
105
104
Questions that come to
our minds ...
Who are we?
Where are we going?
From where did we
come from?
103
Or... What do we
represent in the
Universe?
102
In this trip
“upwards” we went
to the power of 23 of
10
101
Now we are going to
dig inside of the
matter in an inverse
trip...
We arrived at our starting
point.
We could reach it with our
arms...
100
Getting closer
at 10 cm ...We
can delineate
the leaves.
10-1
10 Centímeters
At this distance
it is possible to
observe the
structure
of the leaf.
10-2
1 Centímeter
The cellular
structures start
showing...
10-3
1 Millímeter
The cells
can be
defined.
You could
see the
union
between
them.
10-4
100 microns
Start our trip
inside the
cell...
10-5
10 microns
The nucleus
of the cell is
visible.
10-6
1 micrón
Again we changed
the messuring unit
to adapt to the
minúscule size.
You could see the
chromosomes.
10-7
1.000
Angstroms
In this micro
universe the
DNA chain is
visible.
10-8
100 Angstroms
...the
chromosómes
blocks can be
studied.
10-9
10 Angstroms
It appears like
clouds of
electrons... These
are carbon átoms
that formed our
world.
You could notice the
resemblance of the
microcosmos with
the macrocosmos...
10-10
1 Angstrom
In this
miniature
world we
could observe
the electrons
orbiting the
atoms.
10-11
10 picómeters
An inmense empty space
between the nucleous and
the electron orbits...
10-12
1 Picómeter
At this incredible and
minuscule size we
could observe the
nuceous of the atom.
10-13
100 Fentómeters
Now we could
observe the
nucleous of the
carbon atom
10-14
10 Fentómeters
Here we are in the field
of the scientific
imagination, face to
face with a proton.
10-15
1 Fentómeter
Examine the „quark‟
partícules
There is nowhere
more to go...
At the limits of
current scientific
knowledge .
This is the limit of
matter...
10-16
100 Atómeters
Preguntas
Cuan lejos está un año luz?
Cuál es la máxima distancia que nosotros
podemos imaginar?
Cuál es el mínimo tamaño que nosotros
podemos imaginar?
Espectro de neutrones en reactores térmicos y
reactores rápidos Neutron spectrum in thermal & fast reactor
Moderador
El propósito es reducir la energía del
neutron (E=1/2 m v2)
Un buen moderador tiene:
Masa pequeña para reducir la velocidad del
neutron.
Baja propiedad de absorción neutrónica.
Moderación de Neutrones y Fisión Nuclear
RefrigeranteCoolant
Remueve el calor y enfria a el reactor.
Ejemplos:
– Agua
– Gas (i.e.; He)
– Metales Líquidos(i.e.; Na, Pb, Pb-Bi)
Reactores de Agua pesada y Reactores de agua liviana
1D22O vs 1H
12O Reactores
1D2
2O / 1H1
2O = 1 / 6400 en naturaleza
D20 + U (natural) = posible (i.e. CANDU)
H20 + U (natural) = imposible
H20 + U (enriquecido) = posible (i.e. PWR)
Reactores Térmicos vs
Reactores Rápidos
Los reactores térmicos tienen un
moderador y normalmente consumen
U-235.
Los reactores rápidos no tienen un
moderador y normalmente consumen
U-238.
Reactores de Investigación vs
Reactores de Potencia
Los reactores de investigación, usamos
radiaciones provenientes del núcleo del
reactor y descartamos el calor producido
en él.
Los reactores de potencia, usamos calor y
descatamos la radiación.
Ventajas de un
reactor nuclear pequeño
Adecuados para países con redes de electricidad pequeñas.
Economía alcanzada para no transmitir energía a larga distancia,
consumo en local de producción .
Bajo capital de inversión.
Buena opción para países con insuficiente infraestructura nuclear y
limitados recursos humanos.
Facilita la renta de combustible, se prefiere ser unicamente usuario de
energía nuclear.
Se proporcionan medios para el aprendizaje de conocimientos y adquirir
tecnología nuclear a través de una planta pequeña.
Algunas importantes ventajas de los
Reactores Nucleares Pequeños
Preguntas
Cuales son las más importantes ventajas de un reactor
pequeño?
Porqué la industria nuclear no construye reactores
convencionales pequeños?
Discuta las ventajas y desventajas de rentar
combustible.
Preguntas
Puede un moderador y un refrigerante ser del
mismo material?
Cuál es la ventaja del agua pesada en
comparación con el agua liviana?
Cuál tipo de moderador es usado en un reactor
rápido?
Radioactividad
Decaimiento radioactivo
Vida media(T1/2)
N(t) = No exp (- l . t)
l = 0.693/ T1/2
Cálculo de Radioactividad
N=N0e-lt
Constante de Decaimiento l= 0.693/T1/2
T1/2: La vida media es el tiempo durante el cuál laactividad se reduce a un factor de dos.
Preguntas
Cuanto porcentaje de material radioactivo aún existe
despues de pasar 5 tiempos de vidas medias?
Como se puede cambiar el tiempo de vida media de un
material radioctivo? A través de calentamiento o
sometido a alta presión?
Fisión Nuclear
El proceso de fisión ocurre a través de la interacción de particulasllamadas neutrones con el núcleo de los átomos fisionables (i.e Uranioo Plutonio) que es llamado combustible nuclear.
Como resultado de esta interacción se generan nuevos elementosradioactivos llamados productos de fisión, tambien algunos neutrones yuna gran cantidad de calor.
Estos neutrones consecuentemente pueden producir nuevas fisionesgenerando un proceso llamado reacción en cadena.
Los productos de la fisión son almacenados dentro del revestimientodel combustible evitando la contaminación del refrigerante.
La preocupación principal del diseñador y operadores de los reactorescon respecto a la seguridad es que la temperatura del revestimiento nosupere a su temperatura de diseño , por lo tanto se pueda mantener laintegridad del elemento combustible.
Nuclear Fission
Moderación de los neutrones y Fisión Nuclear
Calor debido al decaimiento
Los productos de fisión son materiales
radioactivos, el decaimiento de estos
productos genera calor.
Este es llamado “ calor de decaimiento” o
“calor residual”.
Calor de decaimientoTiempo después de apagar al reactor
Time Power
0 7%
1 hora 1%
1 día 0.4 %
1 semana < 0.2%
PreguntasCuál es la diferencia entre la fisión nuclear y la fusión nuclear?
Como se relaciona la reacción encadena en la fisión nuclear?
Qué es el decaimiento radioactivo?
Son todos los productos de la fisión los materiales radioactivos?
Como los productos de la fisión generan calor?
Por que este calor es preocupante para la seguridad del reactor?
Como nos protegemos contra los productos de la fisión?
Física del Reactor Simplificado
Sección de choque microscopico –
σ (barn = 10-24 cm²) (Microscopic Cross Section)
Este es una medida de probabilidad de la
interación entre un neutron y un núcleo.
Tipos de Secciones de Choques
σ = función(Energía, Material)
σ = σa+ σs
σa = σf+ σc
σs = σse+ σsi
σr = Sección de choque de resonancia
a= absorción f= fisión, c= captura, s= esparcimiento,se= esparcimiento elástico, si= esparcimiento inelastico.
Cross Section Library: BNL-325
Sección de choque de
resonancia - σr
Densidad numérica– N
(#/cm³)
N=ρAv/M
ρ = gr/cm3
Av=0.602x1024 (Número de Avogadro)
M=gr/mol
Sección de Choque
Macroscópica – Σ
(cm-1)
Esta es una medida de la probabilidad de
la interacción entre un neutrón y N
nucleos.
Σ = N σ
neutron de Espectro )( ,)(
)()(
neutron de efectiva Choque deSección
E
dEE
dEEE
Flujo de neutrones- Φ
(n/cm2.sec)
Φ = Φ(r, t)
El número de neutrones que atraviezan
um área de 1 cm2 en un segundo.
Preguntas
Es la sección de choque la probabilidad de interacción entre
neutrones y nucleos?
Qué es el barn?
Sección de choque de resonancia es un tipo de absorción o
sección de esparcimiento?
En 1 cm3 de hierro con una densidad de 7 gr/cm3, cuantos
átomos existen?
Cual es la diferencia entre la sección de choque microscópica
y macroscópica ?
ρ = 1 g/cm³, Av= 0.602 x 1024, σaH = 0.332 b, σaO = 0.178 mb, σsH= 38 b, σsO= 4.2 b
Solución:
N=ρAv/M
NH2O = 1 x 0.602 x 1024 / (16 + 2x1) = 0.0334 x 1024
NH = 2 x NH2O = 0.0668 x 1024
NO = 1 x NH2O = 0.0334 x 1024
ΣaH20 = NH σaH + NO σaO.
= (0.0668 x 1024 x 0.332 x 10-24) + (0.0334 x 1024 x 0.178 x 10-3 x 10-24)
= 0.0222 + 0.0000059 = 0.022 1/cm
ΣsH20 = NH σsH + NO σsO = 2.682 1/cm
Σt = ΣaH20 + ΣsH2O = 2.704 1/cm
Cálculo de la sección de choque macroscópica de agua para
neutrones térmicos
Ecuación de Difusión
Conservación de neutrones
Neutrones producidos – neutrones absorbidos – neutron
fugados = variación de la densidad de neutrones.
Ecuation de la Difusión de Neutrones
2Φ - Σa Φ + S = 1/v n/t Fuga Absorción Fuente Variación
Tasa de Reacción– R
(Interacción/cm3sec)
R = Σ Φ
Preguntas
Si cada fisión produce G joule de calor,
como se calcula la potencia producida en
un reactor nuclear? Derive la formula: P=?
Energía de fisión
200 Mev / fisión
1 w = 6.24 e+12 Mev/sec
1 w = 3.12 e+10 fisión/sec
Solution:
NU = 0.60 x19 x 0.602 x 1024 / (238x0.95 + 235x0.05) = 0.0288 x 1024.
Σf = NU σf = 0.0288 x 1024 x 582 x 10-24 = 16.76
V = 523599 cm³
Q = 3.04 x 10-11 x 16.76 x 107 x 523599 = 2.67 KW
Generación de calor
Calcular el calor generado en un reactor esférico metálico homogeneo de un 1 m
de diámetro, compuesto de uranio enriquecido un 5 % como combustible y agua,
como moderador. El porcentaje volumétrico de agua es de 40 % y metal 60 %.
Asuma la densidad del uranio 19 g/cm3 , σf = 582 b, generación de calor de 3.04
x 10-11 Joule/Fission y un promedio de flujo de neutrones de 107.
Distribución del flujo térmico de
un reactor
Factor de Multiplicación de neutrones - K
Número de fisiones en una generación
K =
Número de fisiones en la generación anterior
Factor de Multiplicación de neutrones
Ke = K-efectivo
k∞= K-infinito
r Reactividad = (Ke – 1)/ Ke
Reactividad - r
r (Ke - 1)/Ke
Ke = 1 / (1 - r)
Coeficiente de Temperatura= dr/dT
Criticidad del Reactor
Periodo del Reactor- T
(sec-1)
P(t) = P0 et/T
t=tiempo
• T<0 Reactor Sub-crítico (potencia decrece).
• T>0 Reactor Super-crítico (potencia aumenta).
• T=infinito Reactor Critico (potencia permanece constante).
Preguntas
Cuál es la diferencia entre Ke y r? Por qué se utilizan
los 2 parámetros?
Una excesiva reactividad causa un alto o bajo periodo
del reactor T?
Es un reactor con un exceso de reactibidad > 0.0065
(beta) controlable?
Cuál es periodo de una bomba nuclear?
infinito.reactor 1,
FisiónNeutrones/
n térmicautilizació
térmicafuga no de adprobabilid
rapida fuga no de adProbabilid
1]p[0 p
rapidafisión deFactor
t
f
L
f
L
L
resonanciadeescapededrobabilidap
neutronesdeciónmultiplicadeFactorK
a
f
fpk
Lkk
LLfpKe
fLpLnn
LpLnfLpLnfLpLn
pLn
Lnnn
tf
tf
tftftf
f
f
ev 1E térmicosNeutrones
cióndesacelera de Proceso
2Mev)(~ rapidos Neutrones
e
neutrones. de Espectro )( ,)(
)()(
neutrones de efectiva choque deSección
E
dEE
dEEE
buckling
0
:críticoreactor un Para
1D
:Neutrones deDifusión deEcuación
2
22
2
B
B
tvSa
Distribución de flujo de neutrones
camacroscópiabsorcióndechoquedeSección
v
S
D
tr
a
neutron del Velocidad
neutrones de Fuente
difusión de eCoeficient
seccm
# ),,(
neutrones de Flujo
2
Distribución del flujo de neutrones en
un reactor cilíndrico infinito
''
405.2B Buckling, Where
'
cos
'
405,2),(
in Results
ConditionsBoundary 02
', ),(
Method Variable of Separation )()(),(
1
0
2
2
0
'
2
2
2
22
22
H
r
R
H
z
R
rzr
HrzRr
zZrRzr
zrrr
B
Reactor cilíndrico crítico
evkTPeak
k
eEk
KJoule
kTE
40
1 ~ ev 0,0253 Peak C,20º T ,
10 1.38 Constant Boltzmann
T) (
n 2n(E)
on Distributi Maxwellian
23-
21
23
Espectro de Neutrones de Maxwell
Quema de CombustibleFuel Burnup
U-235 agotamiento debido a la quema de
combustible (MWD/T).
Producción de plutonio debido a la quema
de combustible
(U-238 + n Pu-239 ).
Código SCALE
Un código computacional que cálcula entre
otros parámetros: Ke, k∞, and Φ.
Se requiere definir en los datos de entrada la
geometría y la composición del material para
todas las regiones del reactor.
Este código es disponible de ORNL en U.S.A.
Height Variation - CERMET FUEL
0.9
1.0
1.1
1.2
1.3
1.4
1.5
0 50 100 150 200 250 300
Height [cm]
Ke
ff
2.0% Enrichment
2.2% Enrichment
5.0% Enrichment
9.0% Enrichment
19.0% Enrichment
Criticalidad de el reactor FBNR
Quema
Ke as a function of Burnup
0.7
0.8
0.9
1.0
1.1
1.2
0 10000 20000 30000 40000
Burnup [MWD/T]
Ke
Enrichment 5.0%
Quema de combustible
(MWD/T)
1 amu = 931 Mev (transformation E=mc²)
1 gr U235 = 1 MWD (fission)
Burnup of PWR Fuel ~ 40.000 MWD/T-metal
Producción de Plutónio
92U238 + n 94Pu239 + 2b
Utilización de Torio
90Th232 + n 92U233 + 2b
Minor Actinides in a PWR
Zircaloy
Térmica & HidraulicaThermal & Hydraulics
Generación de potencia
(KJ/Kg) terefrigeran del salida de entalpía h
(KJ/Kg) terefrigeran del entrada de entalpíah
(Kg/sec) másico flujo de velocidad m
(MW) térmicaPotenciaQ
Donde
)h(h mQ
exit
inlet
inletexit
s)-(Kg/mviscosity fluid μ
1.75 of value determinedally experiment constant, empirical C
150 of value determinedally experiment constant, empiricalC
where
ρgdZDε
(dL)ε)ρU(1C
Dε
μU(dL)ε)(1CdP
2
1
p3
22
2p
3
21
Pressure Loss in Bed
Reactor de Agua Presurizada
(PWR)
Combustible Nuclear
U-235 se encuentra en la naturaleza.
U-233 y Pu son producidos artificialmente.
Mineral de Uranio
Mineria de Uranio
Barra de combustible de PWR
Estructura de la asamblea de combustible de un PWR
Asamblea de combustible de PWR
Piscina de almacenamiento de
combustible de PWR
Preguntas: Considere un PWR convencional
Cuál es la composición del Uranio vendido en el
mercado?
Cuál es el tamaño de un pellet de combustible de un
reactor PWR?
Cuál es la composición del material de un pellet de
combustible? Por qué esta composición fue escogida?
Cuál es el tamaño de una asamblea de combustible?
Qué es revestimiento? Cuál es la importancia del
revestimiento?
Enriquecimiento de Uranio por Método Centrífugo
Moderación de Neutrones & Fisión Nuclear
Reactor de Agua Presurizada - PWR
PWR
Recipiente a presiónPressure Vessel
Núcleo del reactor en un recipiente a
presión
Distribución de la
asamblea de
combustible en el núcleo
del reactor
Circuito de
bombas
primario
Vista
superior
del
reactor
PreguntasCuál es el tamaño y el peso de un recipiente a presión?
Qué es el núcleo del reactor?
Cuantos tipos de combustible enriquecido se encuentran en el
reactor?
Cuantos son los enriquecimientos de éstos combustibles ?
Por qué el reactor tiene diferentes combustibles enriquecidos?
Cuántos circuitos tiene el reactor?
Cuál es el tamaño (flujo másico) que cada bomba principal
circula dentro del reactor?
Generador
de vapor
Generador de vapor
Planta de energía nuclear en construcción
Edificio de contención en construcción
Edificio de
contención
Edificio de
contención
esférico
(Aleman)
Edificio de
Contención
Cilíndrico
(Americano, Frances)
Preguntas
Cuál es el tamaño de un generador de vapor?
Cuantos generadores de vapor formar parte de un reactor ?
Qué es el accidente de pérdida del refrigerante (loss of coolant
accident -LOCA) y cuál es su importancia?
Cuál es el sistema de emergencia de refrigeración del núcleo del
reactor (emergency core cooling system -ECCS) y como este
funciona?
Compare un edificio de contención cilíndrico y esférico , discuta las
ventajas y desventajas de cada uno?
Discuta la necesidad o no de la torre de enfriamiento.
Discuta la necesidad o no de un edificio de contención.
Ciclo de Combustible NuclearNuclear Fuel Cycle
Ciclo de Combustible Nuclear
Ciclo de Combustible Nuclear
Preguntas
Por qué existe prohibicion al enriquecimiento y reprosesamiento
del combustible nuclear?
Cuál es la composición del Uranio que ingresa a una planta de
enriquecimiento?
Cuales son los principios del método de difusión de gas y el
método centrífugo para enriquecimiento de Uranio?
Qué es la vitrificación y cuál es su propósito?
Discuta sobre 2 tipos de repositorios propuestos para
salvaguardar los materiales radiactivos de larga vida. Discuta
sobre los problemas que se encuentran en estos procesos?
Seguridad del Reactor Nuclear
Fisión NuclearEl proceso de fisión ocurre a través de la interacción depárticulas llamadas neutrones con los nucleos de los átomosdel elemento combustible como el uranio.
Como resultado de ésta interacción, son generados elementosradioactivos, llamados productos de fisión (PF), algunosneutrones y una gran cantidad de calor es producida.
Estos neutrones a su vez causan otras fisiones, donde elproceso de fisión se repite, que es llamado el proceso dereacción en cadena.
Los productos de fisión (PF) son contenidos dentro delrevestimiento del combustible para prevenir la contaminacióndel refrigerante.
La preocupación de los diseñadores y operadores de reactorescon respecto a la seguridad es una garantizar que latemperatura del revestimiento no sobrepase su temperatura dediseño y consecuentemente la integridad del revestimiento delcombustible se mantenga y no se rompa.
Seguridad Inherente y Pasiva
Es muy deseable desarrollar conceptos de reactores
nucleares intrínsecamente seguros, cuyas
características de seguridad son fácilmente
demostrables, sin depender de la interferencia de
dispositivos de seguridad activa que tienen alguna
probabilidad de que falle, o en las habilidades del
operador y el buen juicio, que podría variar
considerablemente.
Fuentes de calor en el reactor nuclear Principalmente existen dos fuentes de generación de calor en un reactor nuclear:
1. Calor producido por fisión nuclear;
2. Calor producido por el decaimiento de materiales radioactivos que sonproducidos por la fisión del combustible nuclear.
Para estos:
• La seguridad de los reactores del futuro requiere que el proceso de fisión
se autocontrole por la ley de física y naturaleza.
• La seguridad de los reactores del futuro requiere que el proceso de fisión
este bajo control y el calor residual producido debido al decaimiento de
materiales radioactivos que son productos de la fisión sean enfriados por
convección natural.
Fuentes de calor en un accidente del reactor
Existen cuatro fuentes significativas de calor en unaccidente del reactor:
1. Nuclear power excursion,
2. Reacciones térmicas (explosión de vapor),
3. Reacciones químicas (zirconium/water andcore/concrete), and
4. Calor debido al decaimiento radiactivo.
5. The first three can be limited or controlled by proper selection of materials - a form of inherent safety.
6. The fourth energy source, decay heat, is a slow and inherently restricted form of energy release.
Seguridad Nuclear & Calor Residual
Todos los reactores nesecitan incluir sistemas de seguridad para remover el calor residual producido después de la parada de la reacción en cadena, es decir cuando el reactor es desligado.
El calor residual o calor de decaimiento es una granamenaza que puede producir el deretimiento del núcleo delreactor.
La seguridad ineherente del reactor es capaz de evitarcualquier problema de seguridad del reactor.
Estos reactores com seguridad inherente toleran las fallashumanas y mecánicas.
Tambien son llamados reactores "walk away" por causa deque cuenta con seguridad inherente que garantiza que umevento drastico no puede ocurrir.
Sistemas de Seguridad Activos y Pasivos
Los sistemas activos dependen de el buen
funcionamiento de los componentes
físicos.
Los sistemas pasivos dependen del
funcionamiento de las leyes de la
naturaleza. Estó siempre se cumple
inevitablemente.
Seguridad Inherente
La Seguridad inherente es obtenida por
las leyes de la naturaleza o como tanbien
se las llama leyes de la física.
Esto no envuelve al sistema activo.
Enfriamiento Pasivo
El enfriamiento pasivo es obtenido por el
enfriamiento a través del fenómeno
llamado convección natural.
Nueva filosofía de seguridad
Con la llegada de reactores nucleares innovadores, viene uncambio de paradigmas.
Este se basa en una nueva filosofía de seguridad.
Esto hará que los accidentes como TMI y Chernobyl seanimposibles de ocurrir.
Esto desafia a los cietíficos y tecnólogos del mundo a inventarun nuevo ractor nuclear donde practicamente se alcance una “seguridad total “.
Esto promueve la filosofía de seguridad inherente que significaque las leyes de la naturaleza deberían gobernar la seguridadde los reactores del futuro y no por sistemas electromecánicos.
Por ejemplo, la seguridad del reactor FBNR es obtenida por lautilización de la ley de gravedad, la cual es inviolable.
El enfriamiento del calor residual producido por los productos defisión es realizado por convección natural.
Preguntas
Cuál es la principal fuente de peligro en un reactor y de
donde viene?
Como es el proceso de seguridad activa en un reactor?
Como es el proceso de seguridad pasiva en un reactor?
Dar un ejemplo de Seguridad inherente en un área
diferente a un reactor nuclear.
Qué es el enfriamiento pasivo en un reactor y como este
es alcanzado? Cuando es necesario?
Problema Energético
Calentamiento Global
Calentamiento Global
Los combustibles fósiles como el carbón, petroleo y
gas contaminan la atmosfera con CO, CO2, Sox,
Nox,etc., produciendo lluvia ácida y cambiando el clima
global por el incremento del efecto de gases de
invernadero, mientras
La energía nuclear no produce estos contaminantes.
Un Reactor Nuclear de 1000 MWe
(por año)
• Consume 2.5 Million Tons carbón
• Produciendo– 5 000 000 tons CO2
– 100 000 tons SO2
– 75 000 tons NOx
– 5 000 tons Cenizas
Concentration of carbon dioxide.
Variation in global temperature.
Si el nivel del mar incrementa como esta previsto, nosotros
encontraremos cientos de millones de refugiados. Donde
llevarlos? Quien los aceptará ? Que hacer sobre las
regulaciones de inmigración?
Alguna previsiones sugieren que las pequeñas islas podrian
desaparecer totalmente bajo el océano.
Ahora es el tiempo de llamar la atención a la comunidad
internacional que la ética y moral juegan un papel importante
en la actividad humana. Especialmente cuando se tienen
situaciones que afectan a una gran cantidad de población
pobre y vulnerable.
Un panel de ONU sobre el calentamiento global realizó algunas
conclusiones a seguir sobre esto:
Solución al Calentamiento Global
Aspecto de Conservación de Energía
Aspecto de Producción de Energía
Preguntas
Solamente la conservación de energía resuelve el
problema de calentamiento global? Porqué?
Porqué el calentamiento global es considerado
tambien como un problema moral?
Explique algunas consecuencias del calentamiento
global.
Source: International Energy Annual 2003
Solución al problema energético
Ni un de las fuentes energéticas solamente espanacea.
La solución a la creciente demanda de energía parasatisfacer las necesidades de la creciente poblaciónmundial y el mejoramiento del patrón de vida estamediante la utilización de una mezcla de todas lasformas de energía.
Intensidad de generación de energía
1 gr U-235 produce 1 MWD energía.
15 Ton combustible fosil produce 1 MWD energía.
2-3 Km2 colector solar produce 1 MWD energía.
Energía Equivalente
• 1 kg U = 100 tons carbón
• 1 Kg U-235 = 24 000 000 KWh
Planta de energía nuclear de 1000 MWe
(por año)
• Requiere 225 toneladas de U3O8 (yellow
cake) .
• 25 tons Uranio enriquecido
• Produce 23 m3 desecho nuclear
• 1 Kg de desechos de alta radioactividad
Energía Nuclear
La solución a el problema de calentamiento global se trata en
ambos procesos de generación y conservación de energía.
La producción de energía nuclear de manera segura tendrá
un importante rol en la solución del problema de energía
mundial sin producir gases de evecto invernadero.
Las objecciones del público sobre la energía nuclear se
trantan sobre seguridad de reactores, costos y desechos
nucleares.
Reactores Nucleares existentes
Actualmente existen, 438 reactores nucleares en
operación en 31 países alrededor del mundo,
produciendo electricidad para cerca de 1 billon de
personas.
Éstos cuentan aproximadamente el 17 % de producción
de electricidad.
PreguntasPorqué la demanda de energía esta creciendo
rápidamente?
Cuál es la solución al problema energético?
Porqué el viento y la energía solar no son una
solución total al problema energético?
Cuales son los problemas de la energía nuclear
actualmente?
Cuál es la importancia de la electricidad en la
sociedad moderna?
Cuales paises son los más grandes consumidores de
energía nuclear?
Energías Renovables
Las energías renovables como el sol y el viento tienen
sus méritos,más :
Estas fuentes de energía no son suficientes para
cumplir com las necesidades de los paises
desarrollados y en desarrollo.
No son siempre disponibles.
Tambien tienen efectos adversos al medio ambiente.
Energía Eléctrica
Al rededor del 30 % del consumo de energía es
en forma de electricidad.
Al rededor del 15 % es consumida para
transporte.
Al rededor del 55 % es convertido en vapor, agua
caliente y calor.
Energía mixta in Brazil
• 92% Hydroelectric
• 3% Nuclear
• 5% Others
• Hidroelectrica
• Termoelectrica
• Eolica
• Biomasa
• Nuclear
Energía mixta en Ecuador
Electric
Network
Brazil
Evolution Of The Brazilian Energy
Matrix Per Fuel (Mtep)FUEL 2005 FUEL SHARE
(%)
2030 FUEL SHARE
(%)
Petroleum derivatives 85.3 39 161.2 29
Natural gas 19.7 9 88.9 16
Mineral coal and derivatives 13.1 6 38.9 7
Uranium oxide &
derivatives
2.2 1 16.7 3
Hydropower and electricity 32.8 15 77.8 14
Vegetal coal and firewood 28.4 13 33.4 6
Sugar cane and derivatives 30.6 14 100.0 18
Other non-renewable primary
sources
6.6 3 38.9 7
Total 218.7 100.0 555.8 100.0
Electricity Capacity Expansion From
Hydropower
2005(*) 2015(*) 2020 2025 2030
Installed capacity,
GWe
68.6 99.0 116.1 137.4 156.3
Increase in the period,
GWe
30.4 17.1 21.3 18.9
Annual average increase,
MWe
3,050 3,400 4,300 3,800
Electricity Capacity Expansion From
Thermal Sources
2005(*) 2015(*) 2020 2025 2030 Increase
2005-30
Installed capacity, MWe 16,900 24,300 26,800 30,300 39,800 22,900
Natural gas 8,700 13,000 14,000 15,500 21,00 12,300
Nuclear 2,000 3,300 4,300 5,300 7,300 5,300
Coal 1,400 2,500 3,000 4,000 6,000 4,600
Other thermal sources 4,800 5,500 5,500 5,500 5,500 700
Increase in the period 7,400 2,500 3,500 9,500
Annual average increase,
MWe
740 500 700 1,900 920
Electricity Capacity Expansion From
Alternative Sources
2005(*) 2015(*) 2020 2025 2030 Increase
2005-30
Installed capacity, MWe 1,415 5,533 8,783 13,983 20,883 19,468
PCH (small hydropower plants) 1,330 2,330 3,330 5,330 8,330 7,000
Wind plants 29 1,382 2,282 3,482 4,682 4,653
Biomass plants 56 1,821 2,971 4,521 6,571 6,515
Industrial residues plants 0 0 200 650 1,300 1,300
Increase in the period 4,118 3,250 5,200 6,900
Annual average increase, MWe 410 650 1,040 1,380 780
Importancia de la Electricidad
Siglo XX pertenece a el petroleo (combustible fósil).
Siglo XXI pertenece a los electrones (eletricidad).
Desalinación de Agua
Countries with water stress or scarcity by 2025
20% Moderate stress
40% High stress
0% No stress
80% Very high stress
10% Low stress
Existe la posiblidad de construir una planta de
doble proposito, produciendo electricidad y
agua desalinada al mismo tiempo.
Desalinación de Agua
Importancia del Agua
¾ de nuestro cuerpo es agua.
97.0% del agua mundial es agua salada.
2.6% es agua dulce.
Solamente el 1.0% de agua dulce es disponible para el
consumo humano.
La desalinización de agua requiere de 2800 KWh/m3 de
energía.
Consumo de Agua
500-3000 m3/ton para producir cereales.
30 m3/Kg para producir carne.
1000-2500 m3/ton para producir materiales
sintéticos.
Planta de doble propósito
El reactor FBNR puede operar como una planta de
cogeneración produciendo al mismo tiempo electricidad y
agua desalinizada.
Una planta de desalinización “Multi-Effect Distillation – MED”
entre otros puede ser usada para desalinizar agua.
Un estimado de 1000 m3/día de agua potable puede ser
producida con 1 Mwe de reducción de generación de
electricidad.
Diversidad de aplicaciones
El reactor FBNR es una planta de energía nuclearpara localidades urbanas o remotas.
El reactor FBNR es diseñado para producirelectricidad unicamente o como una planta deproducción simultanea:
Electricidad
Agua desalinizada
Vapor para propósitos industriales
calor para calefacción.
Preguntas
Discuta la importancia del agua
Como el agua puede ser desalinizada?
Porqué una planta de doble proposito para la
producción de electricidad y agua es más economica
que una planta que produce unicamente electricidad
o agua?
Nueva era de la Energía Nuclear
y
INPRO
(International Project on Innovative Nuclear Reactors
and Fuel Cycles)
Una nueva era de energía nuclear esta emergiendo
La Agencia Internacional de Energía Atómica a través de su projecto INPRO se ha comprometido con lo siguiente:
“Ayudar y garantizar que la energía nuclear es disponiblepara contribuir con el cumplimiento de las necesidades deenergía en el siglo 21 de manera sustentable; y
Reunir a los poseedores de tecnología y a los usuarios detecnología para que en conjunto tomen accionesnacionales e internacionales necesarias para alcanzarinnovaciones necesarias para reactores nucleares y ciclosde combustibles”
“Help to ensure that nuclear energy is available to contribute in fulfilling energy needs in the 21st century ina sustainable manner; and
to bring together both technology holders and technology users to consider jointly the international andnational actions required to achieve desired innovations in nuclear reactors and fuel cycles.”
Nueva era de energía nuclear a través de INPRO
0
5
10
15
20
25
30
Nu
mb
er
of
INP
RO
mem
bers
2001 2002 2003 2004 2005 2006
27 Members Argentina, Armenia, Belarus, Brazil, Bulgaria, Canada, Chile, China, Czech Republic, France, Germany, India, Indonesia, Japan, Republic of Korea, Morocco, Pakistan, Russia, Slovakia, South Africa, Spain, Switzerland, The Netherlands, Turkey, Ukraine, Vietnam, USA and EC
(+ announcements from Algeria, Kazakhstan and Belgium)
As of May 2007
Miembros de INPRO
Ecuador ?
Estructura de la Metología INPRO
Fulfilment of
hierarchy
Derivation of
hierarchy
Estructura de la Metología INPRO
Infrastructure Economics
Proliferation
ResistanceSafety
Waste
Management
Environment
Sustainability
Pensamiento holístico sobre la evaluación de INS en siete áreas para asegurar su sostenibilidad
Physical Protection
TECDOC-1434 describes basis
of the methodology
Manuals to describe how to make
assessment.•Overview
•Economics
•Safety (NPP)
•Safety (FC facilities)
•Environment
•Waste Manag.
•Prolif. Resistance
•Physical Protection
•Infrastructure
9 volumes
Maneras posibles de participación en
INPRO
Contribución monetaria directa („extrabudgetary‟).
Ofecer para IAEA expertos sin costo.
Hacer evaluación de INS (InnovativeNuclear System)
Participación en proyectos colaborativos.
Preguntas
Discuta como INPRO es capaz de ayudar a crear una
nueva era de energía nuclear?
Cuales son las áreas que la evaluación de un reactor
nuclear innovativo se cubren en la metodología INPRO ?
Como un país puede ser un miembro de INPRO?
Descripción del reactor nuclear
innovador
FBNR
El reactor nuclear de lecho fijo (Fixed Bed
Nuclear Reactor - FBNR) se basa en:
Tecnología del reactor de agua
presurizada (PWR).
PWR es una tecnología probada.
Opción de combustible
TRISO
Un elemento de combustible esférico con diámetro de 15mm realizado de particulas de TRISO envuelto en unamatriz de SiC, revestido de acero inoxidable.
MFE are coated particles and are similar to TRISO fuel with outer diameters about 2 mm. They consist of 1.5 - 1.64 mm diameter uranium dioxide spheres coated with 3 layers. The inner layer is of 0.09 mm thick porous pyrolytic carbide (PYC) with density of 1 g/cm3 called a buffer layer, providing space for gaseous fission products. The second layer is of 0.02 mm thick dense PYC (density of 1.8 g/cm3) and the outer layer is 0.07 - 0.1 mm thick corrosion resistant silicon carbide (SiC). Ceramic protection films, manufactured by chemical vapor deposition (CVD) method, create resistance of graphite components against water and steam at high temperatures (450°- 550° C at normal operating conditions and up to 1400° C at accidental conditions ). Small fuel elements are able to confine fission products indefinitely at a temperature less than 1400° C.
Elemento Combustible TRISO
15mm diameter SiC
cladded fuel element
TRISO type particles
Elemento Combustible TRISO
Opción de combustible
CERMET
A 15 mm diameter spherical fuel element made of compacted UO2 coated particles in a zirconium matrix cladded by zircaloy.
The cermet fuel design is a fine dispersion of UO 2 or MOX micro-spheres that have uranium U-235 enrichment below 20%. The fuel micro-sphere diameter is 0.5 mm cladded by 0.025 mm thick Zr. The microspheres are embedded in Zr matrix with a porosity of 0.40. The fuel element is cladded with 0.30 mm thick Zr.
CERMET Fuel Element
(15 mm diameter)
Zircaloy
Planta nuclear FBNR con contenimiento
bajo tierra
CERMET Fuel Element
(15 mm diameter)
Preguntas
Discuta las ventajas y desventajas de los
combustibles CERMET versus TRISO
Como la seguridad inherente es alcanzada en el
reactor FBNR?
Como el enfrimiamiento pasivo es alcanzado en el
reactor FBNR?
Discuta las ventajas y desventajas del contenimiento
bajo tierra.
Caracteristicas del Reactor
FBNR
El FBNR es un reactor pequeño, de diseño simple, seguridad inherente y con
enfriamiento pasivo que reduce el impacto ambiental.
El FBNR se produce en fábrica, por lo tanto se garantiza la alta calidad de fabricación
y la posibilidad de producción en masa.
EL FBNR usa la tecnología comprobada que significa la tecnología de los reactores
de agua presurizada (PWR).
La obia simplicidad del diseño y al no contar con un sistema de control complicado,
hacen al reactor altamente económico.
El generador de vapor esta dentro del contenedor de presión teniendo un circuito
primario integrado.
Facil transportación y desmantelamiento.
El reactor puede operar con un número reducido de operadores o controladaremotamente sin ningun operador en el sitio.
Algunas caracteristicas del reactor FBNR
Alta razón de converción
La razón de volumen del moderador para combustiblees cerca de 0.7-0.8 comparado a 1.8-2.0 para un PWRconvencional. Por lo tanto,
El espectro de neutrones en el FBNR es más duro queel de un PWR convencional. Este resulta en,
La razón de conversión de 0.7 – 0.8 para FBNR, enlugar de 0.55 para PWR.
Esto puede permiir el uso de combustible MOX,mientras en el inicio del ciclo del combustible senecesita bajo enriquecimiento de uranio, resultando unaalta razón de converción.
Abastecimiento de combustible del FBNR
El FBNR un largo tiempo de vida deacuerdo a las necesidades del usuario, y elabastecimiento es realizado in situ.
El reabastecimiento se realiza en fabrica. Los elementos combustibles sonconfinados en la cámara de combustible.
Los módulos del FBNR son fabricados, abastecidos y sellados en la fabrica con lasupervisión del programa de seguridad de la AIEA.
La cámara de combustible abastecida es llevada a la planta e instalada en el reactory la cámara de combustible usado retorna a su destinación sellada.
La cámara de combustible es almacenada en un almacenamiento temporal en el sitiopara disminuir el nivel de radiación, antes de ser transportado a la planta dereprocesamiento o algúna otra destinación.
El reabastecimiento es echo por el cambio de la cámara de combustible.
Ni un acceso no autorizado a el combustible nuevo o usado es posible por causa de
que los elementos combustibles estan :
En el núcleo del reactor en operación, o
En la cámara de combustible en condición de sellada.
Por lo tanto, no existe acceso al combustible, por lo tanto imposibilita el acceso al
material combustible para fines clandestinos.
El FBNR permite la utilización de una variedad deciclos de combustible y puede beneficiar elconcepto de ciclo de combustible multilateral.
La infraestructura necesaria para el FBNR esmínima.
Los procesos importantes son performadas encentros regionales dando servicio a variosreactores en la región.
Centros de ciclo de combustible multilateral
Nueva filosofía de seguridadLa aparición de un reactor nuclear innovativo es un cambio enparadigmas.
Esta se basa en una nueva filosofía.
Esta hace que los accidentes nucleares como TMI, Chernobyl yFukushima sean imposibles.
Esto desafió a los cientificos y tecnólogos del mundo a inventar unnuevo reactor nuclear donde practicamente la “ seguridad total” esalcanzada.
Esto promovió la filosofía de seguridad inherente que significa que lasleyes de la naturaleza deben gobernar la seguridad de los reactoresdel futuro y no los sistemas de seguridad creados por el hombre.
Por ejemplo, la seguridad de el reactor FBNR es obtenida por lautilización de la dey de gravedad que es inviolable.
El enfriamiento del calor recidual producido por los productos de fisión,es echo por el mecanismo de convección natural.
Los elementos combustibles esféricos son asegurados en el lechosuspendido por el flujo de agua refrigerante.
Cualquier malfuncionamiento en el sistema del reactor corta la electricidad dela bomba refrigerante causando una parada del flujo de agua.
Esto resulta en que los elementos combustibles, caigan fuera del núcleo delreactor por la fuerza de gravedad y sean almacenados con enfriamientopasivo en la cámara de combustible en condiciones sub criticas.
El accidente del tipo excursión de reactividad no puede ser provocado, porcausa de que el nucleo del reactor es llenado con combustible, solamentecuando todas las condiciones son alcanzadas.
Un análisis de la transferencia de calor demuestra que, debido al altocoeficiente de transferencia de calor de convección y tambien una alta razónde superficie a volumen, la máxima temperatura y potencia extraida delnúcleo del reactor, es restringida por el flujo másico del refigerantecorrespondiente a la razon escogida de potencia de la bomba y la potenciadel reactor y no por los límites de temperatura que los materiales puedensoportar.
Seguridad del reactor nuclear FBNR
Alto nivel de seguridad
Alta confianza en
Seguridad inherente (Ley de Gravedad)
Enfiamiento pasivo (Convección Natural)
Sistema de control pasivo: el estado normal del
sistema de control es “apagado”. La bomba se
enciende solamente cuando todas las condiciones de
operación son alcanzadas simultaneamente.
Resistencia a cualquier escenario de
accidente que no fue previsto
Cualquier tipo de accidente no consevido resulta en el corte
de electricidad a la bomba,
Que causa que los elementos combustibles caigan fuera del
núcleo del reactor por la fuerza de gravedad.
El estado normal del sistema de control de la bomba es
“apagado”. La bomba se enciende solamente cuando todas las
condiciones de operación son alcanzadas simultaneamente.
Edificio de contención bajo tierra y
medio ambiente
Las caracteristicas de seguridad inherente y
The inherent safety and passive cooling characteristics of the reactor eliminate the need for containment. However,
an underground containment is envisaged for the reactor to mitigate any imagined adverse event, but
mainly to help with the visual effects by hiding the industrial equipments underground and
presenting the nuclear plant as a beautiful gardencompatible with the environment acceptable to the public.
Utilización del combustible gastado, desechos
nucleares y medio ambienteEl combustible gastado del reactor nuclear FBNR esta en laforma y tamaño (esfera de 15 mm diámetro) que puede serusado directamente como una fuente de radiación, parapropósitos de irradiación en agricultura, la industria y lamedicina. Por lo tanto
El combustible gastado del reactor nuclear FBNR no esconsiderado como desecho, a causa de que este puede serusado en distintas aplicaciones útiles.
Si el reprocesamiento no es permitido, los elementoscombustibles gastados pueden ser facilmente vitrificados en sucámara de combustible y depositados directamente en unrepositorio de desechos.
Estos factores resultan en la reducción del impactomedioambiental.
Resistencia a la Proliferación - Definición
Resistencia a la Proliferación es la caracteristica de un sistema nuclear
que impide la diversión y la producción no declarada de material nuclear,
o el abuso de tecnología por los Gobiernos con el fin de conseguir armas
nucleares u otro tipo de explosivos nucleares.
Proliferation resistance is that characteristic of a nuclear system that impedes the diversion or
undeclared production of nuclear material, or misuse of technology, by States in order to acquire
nuclear weapons or other nuclear explosive devices.
Como II, IAEA STR-332, December 2002
Resistencia a la Proliferación - Definición
Intrínsecas Características de la Resistencia a la Proliferación
intrínseca: estas características son resultados del diseño técnico de
sistemas de energía nuclear, incluyendo estas facilidades de
implementación de medidas extrinsecas.
Extrínsecas Resistencia a la proliferación extrínseca: son medidas queresultan de los compromisos de los Gobiernos en realción de lossistemas de energía nuclear.
Intrinsic proliferation resistance features are those features that result from the technical design of nuclear energy systems, including those that facilitate the implementation of extrinsic measures.
Extrinsic proliferation resistance measures are those that result from States‟ undertakingsrelated to nuclear energy systems.
Salvaguarda - Definición
La Salvaguarda es una medida que comprende los
acuerdos legales entre las partes que tienen autoridad
sobre el sistema de energía nuclear y la autoridad
controladora y verificadora (como lo es la AIEA o el
Sistema de Salvaguarda Regional)
Safeguards is an extrinsic measure comprising legal agreements between
the party having authority over the nuclear energy system and a verification
control authority (e.g. IAEA or a Regional Safeguards System)
Fundamentos de la Resistencia a la Proliferación
• La resistencia a la proliferación será mejor alcanzadacuanto más temprano sea pensada en el diseño ydesarrollo del sistema de energía nuclear.
• La resistencia a la proliferación será más efectivacuando exista una combinación optima decaracterísticas intrínsecas y medidas extrínsecas,compatibles con otras consideraciones de diseño, ypuedan ser incluidas en un sistema de energía nuclear.
• Proliferation Resistance will be most effective when an optimal combination of intrinsic features and extrinsic measures, compatible with other design considerations, can be included in a nuclear energy system.
IAEA STR-332, December 2002
INPRO Hierarchy of Demands on Innovative Nuclear Energy Systems
(INS)
Basic Principle
User Requirement
Criterion
b
b
a
a
a = Derivation of hierarchy
b = Fulfilment of demands on INS
= rule to guide
RD&D
= conditions for
acceptance by User
= enables
judgement of
potential of INS
PR - Overall Structure
UR1.1 UR1.2 UR1.3
BP1
UR2.1 UR2.2
BP2
Poliferation Resistance
Criteria - Indicators, Evaluation Parameters
Características de no-proliferación a toda prueba
Las características de no proliferación del reactor nuclear FBNR sonbasadas en los conceptos extrínsecos (sellar) y el conceptointrínseco ( denaturalización del isotopo).Los pequeños elementoscombustibles son confinados en una cámara de combustible quepuede ser sellada por las autoridades a fin de poder serinspeccionada en cualquier momento.
Solamente la cámara de combustible es necesario ser transportadade la fábrica de combustible y ser retornada al sitio del reactor.
No existe posibilidades de irradiación de neutrones para cualquier material fertil fuera del reactor.
La Denaturalización isotópica del ciclo de combustible puede serecho por cualquiera de los dos ciclos de : U-233/Th o Pu-239/U,incrementa sustancialmente la resistencia a la proliferación.
Ambos conceptos de “sellar” y “desnaturalización isotópica” contribuyen a las características de no-prolifereación a toda prueba del reactor nuclear FBNR.
Definición de Terrorismo
“Un acto o amenaza de violencia contra los no-combatientes, con el objetivo de esperarvenganza, intimación, o influencia en unaaudiencia”
“An act or thread of violence against non-combatants with the objective of expectingrevenge , intimation, or otherwise influencing an audience”
Jessica Stern
Uranio altamente enriquecido
• Existen 1850 Toneladas en el mundo.
El FBNR satisface las siguientes metas
Provee energía limpia y sustentable y disponibiliza energía alarzo plazo.
Minimiza y maneja sus desechos y reduce notablemente elproblema de gerenciamiento de desechos, consecuentementemejora la protección de la salud pública y del medio ambiente.
Incrementa la confianza de que este no es el mejor camino para lograr un programa de armas nucleares
Es mejor en seguridad y confiabilidad,
Elimina la necesidad de respuesta de emergencia fuera del sitio
Tiene un bajo nivel de riesgo financiero comparable con otro tipo de proyectos de energía.
Preguntas
Critique las características proclamadas de el reactor
nuclear FBNR.
Descubra como un terrorista puede afectar la seguridad
del rector FBNR.
Descubra como un país mal intencionado puede abuzar
del reactor FBNR para fin militar.
Consideraciones Económicas
Bajo capital de inversión
por causa de:
La simplicidad del diseño,
Corto periodo de construcción, y
Construcción modular, para construir módulos
conforme a las necesidades del futuro cuando
estas aparezcan.
Economía de Escala
La innovación crea un nuevo paradigma.
El reactor nuclear FBNR utiliza la
“Economía de Números” o “producción en
masa”, en lugar de “Economía de Escala”
Estimación de costos aproximados
Capital de inversión = US$ 1000/KWe
Costo de generación 21 US$/MWh
Costo de Capital 16 US$/MWh
Costo de Combustible 3 US$/MWh
Costo operacional 2 US$/MWh
Un estudio detallado de costo necesita ser hecho
RAISING FUNDS
Leverage Factor
How a small investment by an investor/country can
raise a large capital for the project through a multi
national program.
Financial Scheme
Country
Ci
Private
Investors
Industry
Researc
h
Centres
Government
CRP- IAEA Coordinated
Research Project, the embryo of
WONEC – World Nuclear Energy
Company
EC
IAEA
If at least 3 European countries take part in the project, the European
Community will contribute with 50% of the cost.
Some governments such as Italy contribute with 60% of the cost of energy
projects that are considered to be “clean”.
Some governments give free money to help technology deveopment in their
countries.
Investment
$ 1.00
Government subsidy
$ 1.50 = $ 2.50
European Community‟s “Matching Fund”
$ 2.50
+
+ $ 2.50 = $ 5.00
20 countries participate in the Projeto
$ 5.00X20 = $ 100.00
Leverage of Fundos for WONEC
Therefore, an investment of $ 1.00 raises $ 100.00 for the project.
Universal Participation
In the
FBNR Project
The reactor that all can become
stakeholders
The technology should be available to all the nations of
the world under the supervision and control of the
international authorities such as IAEA.
Patent
There is no patent on FBNR.
An example is IRIS that started by Politechnic of
Milan. There is no patent for the idea, but
Westinghouse has patents for technological
aspects of its development.
El reactor nuclear FBNR cumple con los requerimientos
y estandares del INPRO de la AIEA para un reactor
nuclear del futuro:
Safety Seguridad
Economy Economía
Non-proliferation No proliferación
Nuclear waste Desecho nuclear
Environmental impact. Impacto ambiental
Infrastructure Infraestructura
Los beneficios del proyecto para el país
Desarrollo económico
Energía sin causar calentamiento global
Desarrollo de tecnología de punta
Evitar fuga de cerebros
Influencia de la tecnología de punta en otras industrias
Workshops
Training courses
Teaching at distance
Other methods
Transfer of the present knowledge on FBNR to a
group of researchers can be done through
“Ayudar a asegurar que la energía nuclear es disponible paracontribuir a las necesidades energéticas del siglo 21 de unamanera sustentable; y
Reunir a ambos dueños de la tecnología y usuarios detecnología para que en conjunto tomen acciones nacionales eintermnacionales necesarias para lograr innovaciones enreactores nucleares y ciclos de combustible.
“Help to ensure that nuclear energy is available to contribute in fulfilling energy needs in the21st century in a sustainable manner; and
to bring together both technology holders and technology users to consider jointly theinternational and national actions required to achieve desired innovations in nuclear reactorsand fuel cycles.”
Existe un compromiso de la Agencia Internacional de Energía
Atómica con la comunidad mundial – Compromiso de INPRO
IAEA - International Atomic Energy Agency
www.iaea.org
INPRO - International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles.
www.iaea.org/INPRO
SRWOSR - Small Reactors Without On-Site Refuelling
www.iaea.org/NuclearPower/SMR/CRP1
FBNR - Fixed Bed Nuclear Reactor
www.rcgg.ufrgs.br/fbnr.htm
CPP - Collaborative Project Proposal
www.iaea.org/INPRO
TC - Technical Cooperation
http://tc.iaea.org/tcweb/default.asp
Form in the country a FBNR Group responsible for the research and development of
the Fixed Bed Nuclear Reactor (FBNR).
The participating country will supply funds and scientific manpower (Researchers,
Ph.D, and M.Sc. students).
These students may become involved in a “sandwich” type study, performing
research on FBNR, but do their other academic activities according to the
requirements of their university of origin.
The government provides research funds.
The participating country request the IAEA-INPRO to become a member of the
Collaborative Project Proposal (CPP) on FBNR to get involved in the IAEA-INPRO
activities including the evaluation of FBNR by INPRO Methodology.
The participating country will request the IAEA for financial assistance through the
program of Technical Cooperation (TC).
Some preliminary actions
FBNR is being developed under the auspices of the IAEA
at the service of humanity
YOU ARE INVITED TO PARTICIPATE IN THE PROJECT
Plan de emergencia de la zona
Emergency Planning Zone (EPZ)
There is no core damage possibility, so
there is no need for Emergency Planning
Zone (EPZ).
