Carem

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Logo del reactor CAREM.

El reactor CAREM (siglas de Central Argentina de Elementos Modulares) es un proyecto de central nuclear de baja potencia (25 MW eléctricos) concebida con un diseño de última generación.

Las posibles aplicaciones de una central de este tipo son variadas y comprenden desde el suministro de energía en regiones aisladas a un costo de aproximadamente U$S 4.000 por kW de capacidad, provisión de energía para desalinización de agua de mar, hasta su utilización como laboratorio de investigación y de entrenamiento para operadores de grandes centrales nucleares, entre otras.

Sus características originales lo hacen diferente a los reactores nucleares de agua presurizada convencionales (PWR), que han estado en operación en las cuatro últimas décadas.

El proyecto está en desarrollo por una gerencia especial creada para tal fin dentro de la Comisión Nacional de Energía Atómica, y como principal prioridad, la participación en las etapas de diseño, fabricación y construcción de empresas de capitales públicos y privados argentinos.

En 2005, Carem fue seleccionado entre una docena de proyectos de mayor interés a nivel mundial de reactores de esa franja de potencia, por una comisión de expertos convocada por el Departamento de Energía de los EEUU.[1]

Historia[editar]

El concepto Carem fue presentado por primera vez en 1984 en Lima, Perú, durante una conferencia del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) sobre reactores de pequeño y mediano tamaño. Desde entonces, los criterios de diseño de Carem y otros similares han sido adoptados por otros diseñadores de plantas nucleares, originando así una nueva generación de reactores, de los cuales el Carem fue, cronológicamente, uno de los primeros. Actualmente (2006) se encuentra en una etapa avanzada del diseño, paso previo a la construcción de un prototipo a escala real, siendo parte del recientemente anunciado (agosto de 2006) Programa de Reactivación de la Actividad Nuclear.

Características Técnicas[editar]

Un Carem prototipo de 25 MWe (100 MWth) está pensado para funcionar a 122.5 bar con un caudal nominal de 410 kg/s en el circuito primario y una temperatura de 326 ºC.

Utiliza combustible nuclear de óxido de uranio, muy similar al que usan los reactores de las centrales de Atucha y Embalse sólo que, en el caso del Carem, enriquecido al 1% o 2%, y agua liviana como refrigerante.

Los Generadores de Vapor fueron los elementos que más variaron desde los primeros diseños del Carem allá por la década de los 1980s. Los actuales responden a un diseño muy empleado en submarinos rusos. Constituyen un aspecto crítico de los Carem.

El proyecto Carem cuenta con ensayos realizados en el reactor RA-8 (Pilcaniyeu, Río Negro) para medición de parámetros de criticidad, distribución de potencia y validación de cadena de cálculo. Se construyó un circuito de alta presión y convección natural para conocer detalles termohidráulicos y verificar que la convección natural puede imponerse, ensayándose además los mecanismos hidráulicos de control.

Las ventajas técnicas y económicas que se obtienen en el diseño Carem respecto del tradicional son las siguientes:

  • Debido a la ausencia de tuberías de gran diámetro en el circuito primario, no es posible un accidente del tipo pérdida de refrigerante provocado por la rotura de una de las cañerías.
  • La presencia de gran cantidad de refrigerante en el circuito primario permite que los cambios de temperatura en el sistema sean relativamente lentos. Esto implica que ante un transitorio o accidente severo, el intervalo de tiempo en el que se deben tomar acciones correctivas sea amplio, lo que disminuye a su vez las posibilidades de error.
  • El calor de decaimiento (el calor remanente generado aún después de que el reactor es apagado) se transfiere a los generadores de vapor por circulación natural, es decir, sin la necesidad de bombas hidráulicas y por consiguiente sin posibilidad de fallas.
  • El control de calidad y los esquemas de construcción y de costos se benefician en gran medida por la eliminación de muchas tareas en el sitio de construcción, debido al prearmado del sistema primario en fábrica (elementos modulares).
  • Debido a la eliminación de las bombas del circuito primario y del presurizador (que es el dispositivo que permite mantener una presión constante dentro del recipiente de presión) se obtienen menores costos, un mantenimiento fácil y un incremento en la cantidad de días en los que la central está en condiciones de producir energía.

Núcleo[editar]

Es un núcleo con baja pérdida de carga y puede apagarse en menos de un minuto. Posee un diámetro equivalente de 131 cm y consiste de 61 elementos combustibles en una configuración hexagonal de 108 tubos de zircaloy cada uno. Es para destacar que usa 3.812,5 kg de uranio enriquecido al 3,4% y 1,8%, y algunas barras poseen veneno quemable (gadolinio). Esto conduce a tener un núcleo poco propenso a las “rampas de potencia” y conseguir mejores tasas de quemado que los combustibles de los PHWR.

Elemento combustible[editar]

Los elementos combustibles tienen una longitud activa de 1,4 m y se recambian desde el centro del núcleo hacia el exterior, teniendo un ciclo donde se retiran el 50% de los elementos cada 330 días de operación a potencia plena. El reactor debe parar durante un mes cada año para estos recambios.

Existen 18 tubos guías para control, unos para instrumentación y varios para el sistema de enclavamiento.

Generador de vapor[editar]

Cuenta con 12 módulos de generadores de vapor, ubicados dentro del recipiente a presión. El sistema secundario recolecta el vapor trabajando a 47 bar y 290 ºC.

  • Cada modulo consiste de un sistema de tubos de 7 camisas bobinadas
  • En total 52 tubos paralelos de aproximadamente 26 m cada uno por módulo
  • 12 módulos (ones-through) acoplados en paralelo, divididos en 2 subsistemas independientes

Sistemas de seguridad pasivos[editar]

  • Dos sistemas de extinción:
    • rápido: barras (PSE)
    • drenaje de boro (SSE)
  • Sistema de Extracción de Calor Residual (SECR) con condensadores
  • Sistema de Inyección de Emergencia (SIE): agua a baja presión con acumuladores
  • 36 horas de autonomía (sin necesidad de energía eléctrica ni intervención de operadores)

Características especiales[editar]

Carem es reconocido internacionalmente como un reactor que puede ser implementado antes de 2015 y posee un alto grado de desarrollo, teniendo eficiencia superior a los diseños de III generación perteneciendo a la gama de baja y mediana potencia.

Carem es innovador e inaugura la IVª generación de reactores bajo el concepto de integración y seguridad pasiva. Las reducciones de un posible LOCA (accidente con pérdida de refrigerante) es una ventaja muy importante, como así también la ventaja de autocontrolarse sin intervención durante las primeras 36 horas tras un incidente.

Es un reactor barato debido a la simplicidad en su funcionamiento y por poseer combustible nuclear de alto quemado.

Otros proyectos internacionales similares[editar]

Posee ya competidores, que si bien están algunas etapas atrás en desarrollo, vienen avanzando con rapidez.[2]

País Nombre del Proyecto Tipo Entidad encargada del desarrollo Potencia Térmica Máxima Modalidad
Bandera de Rusia Rusia Barge-Mounted KLT-40C PWR OKBM 35 MW PV/Loop
Bandera de Japón Japón MRX PWR JAERI 300 MW Integral
Flag of South Korea.svg Corea del Sur SMART PWR KAERI 100 MW Integral
Flag of Canada.svg Canadá CANDU X PHWR AECL 1150 MW PT
Bandera de Rusia Rusia BREST300 LMR RDIPE 300 MW LPV-Loop
Flag of Europe.svg Unión Europea Energy Amplifier Hybrid LMR-Accelarator CERN 675 MW Pool
Bandera de Japón Japón

Bandera de Rusia Rusia

Flag of the United States.svg Estados Unidos

FUJI MSR ITHMSO 100 MW
Bandera de Rusia Rusia MSR-NC MSR RRC-KI 470 MW
Flag of the United States.svg Estados Unidos USR MSR ORNL 625 MW
Flag of the United States.svg Estados Unidos

Bandera de Rusia Rusia

Flag of Israel.svg Israel

RTFR LWR, HWR BNL/RRC-KI/BGU
Flag of South Korea.svg Corea del Sur KNDHR LWR KAERI 10 MW
Flag of Italy.svg Italia MARS PWR Universidad de Roma 600 MW
Bandera de la República Popular China China NHR-200 PWR INET 200 MW
Bandera de Rusia Rusia RUTA LWR RDIPE 20 MW
Flag of Sweden.svg Suecia SECURE-H PWR ASEA 400 MW
Flag of the United States.svg Estados Unidos Compact HTGR Gas Turbine HTGR General Atomics 29 MW
Flag of France.svg Francia BBR MSR CEA 5000 MW
Flag of the United States.svg Estados Unidos

Bandera de Rusia Rusia

GT-MHR HTGR General Atomics 286 MW PV/Loop
Flag of South Africa.svg Sudáfrica PBMR HTGR Eskom 110 MW PV/Loop

Actualidades[editar]

Con un presupuesto de 1.300 millones de pesos, la construcción de un prototipo del reactor CAREM se encuentra en ejecución en la localidad de Lima (Buenos Aires), estimando que la entrada en servicio será para fines de 2016, sumado a este se construirá en la Provincia de Formosa un reactor CAREM comercial al término de la construcción del CAREM prototipo, con un costo aproximado de 325 millones de dolares mediante la aprobación de un proyecto de ley, el 24 de noviembre de 2009, además de aprobar la construcción de un reactor de energía nuclear de cuarta generación en el país, obliga a la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) a diseñar e implementar el reactor CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares).[3] [4] [5]

Véase también[editar]

Enlaces externos[editar]

Referencias[editar]