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CAREM [El futuro nuclear es ARGENTINO] Hola a todos, primero y principal quiero agradecer a mi amigo Nolo2k por el fantástico thread del Articulo completo del “accidente” de Fukushima.
Leyendo ese TH, recordé el proyecto CAREM y se me ocurrió postear aquí toda la información que hay del tema, ya que un adelanto así vale la pena mostrarlo a todos.
El CAREM fue pensado como reactor de baja y media potencia basado en conceptos innovadores que definen a los reactores de IV generación. Puede decirse que se trata de una evolución en los PWR Avanzados. Un CAREM es de diseño compacto, más simples que sus antecesores, con mecanismos de seguridad pasivos. Está pensado para dos versiones: con refrigeración por convección natural hasta 150MWe y con convección forzada hasta los 350MWe.
Es ideal para oasis energéticos, desalinización de agua o producción de hidrógeno. Fue inspirado en un viejo reactor para propulsión marina llamado Otto Han, pero el CAREM es un nuevo diseño hecho en la Argentina. Se caracteriza por usar muchos materiales y tecnología nuclear probados. Un primer prototipo de 27MWe (llamado CAREM-25) esta siendo construido, pensado luego para constituir un excelente producto de exportación a países en desarrollo. Emplea como combustible uranio enriquecido al 3.4% y 1.8%, y como moderador y refrigerante utiliza agua liviana.
Características técnicas
Origen
CAREM saca provecho de muchas ventajas comprobadas en la práctica de los PWR (Figura 1). Por ejemplo el trabajar a 120atm de presión permite manejar agua del primario a casi 400ºC en fase líquida y sin turbulencias, consiguiendo eficiencias del orden del 33%. El uso del agua es ventajoso dado que no es incendiaria y se conocen muy bien sus propiedades.
El uso de dos circuitos acoplados de refrigeración logra en los PWR que las turbinas trabajen con vapor limpio aunque haya una caída del rendimiento por culpa de esta doble etapa.
Un aspecto relacionado a la seguridad de los PWR es el confinamiento redundante de los combustibles de UO2 que se encuentran dentro de pastillas cerámicas, a su vez dentro de vainas de zircaloy, todo el núcleo dentro de un recipiente de presión (RP), seguido de la isla nuclear y un edificio de hormigón.
Este tipo de reactores funciona desde hace más de 4 décadas y la seguridad reposa con confianza en sistemas de barras de control y enclavamiento, inyección de boro o gadolinio, bombas auxiliares para los circuitos de refrigeración, además de poseer generadores de emergencia para las mismas y circuitos auxiliares para el caso de LOCA (accidente de pérdida de liquido refrigerante).
Reactor Integrado
CAREM busca integrar muchas partes de las recién mencionadas a favor de simplificaciones y mejoras en la seguridad (Figura 2).
Los casos concretos son la integración de los generadores de vapor dentro del RP, haciendo que el primario no cuente con cañerías de gran porte exteriores al RP, eliminación de un presurizador (que se integra en el domo del RP donde se presenta equilibrio bifásico) y de bombas en el primario para el diseño con circulación natural. Los mecanismos de control se integraron al recipiente de presión reformulados en sistemas hidráulicos.
Figura 1. Esquema del funcionamiento de un reactor clásico tipo PWR
Figura 2. Esquema del funcionamiento de un reactor integrado tipo CAREM
Las consecuencias son muy favorables y permiten denominar al CAREM como un reactor de IV Generación. Esta categoría conceptual de reactores tiene como metas fundamentales mejorar seguridad nuclear, aumentar resistencia de la proliferación, reducir al mínimo la utilización del recurso inútil y natural, y disminuir el coste a la estructura y dirección de tales plantas. Cabe señalar el incremento de la seguridad por depender principalmente de sistemas pasivos, los menores requisitos radiológicos por no haber caños del sistema primario emitiendo gammas dispersos por la planta y la autorregulación de la presión por la coexistencia de fases líquida y gaseosa del agua en el domo del RP. De esta manera el reactor se regula a sí mismo, es estable termo-hidráulicamente dada la inercia térmica que infiere el gran volumen de agua en movimiento, que regula pasivamente su caudal según las variaciones de potencia del núcleo. Esa misma cantidad importante de agua protege al material del RP (Figura 3) del daño por radiación neutrónica. El reactor se atendería sin asistencia de operarios ni provisión eléctrica externa las primeras 48hs posteriores a un incidente.
Un CAREM prototipo de 27MWe (100MWth) está pensado para funcionar a 122.5atm con un caudal nominal de 410Kg/s en el primario y una temperatura de 326ºC.
Figura 3. Recipiente de presión, un desafío mecánico
Núcleo
Posee un diámetro equivalente de 131cm y consiste en 61 elementos combustibles (EC) en una configuración hexagonal de 108 tubos de zircaloy cada uno (Figura 4). 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, que puede pensarse como un auto que viaja con el freno aplicado en cierta medida, conduce a tener un núcleo poco propenso a las “rampas de potencia” y conseguir mejores tasas de quemado que los combustibles de los HPWR. Los EC tienen una longitud activa de 1.4m 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.
Es un núcleo con baja pérdida de carga y puede apagarse en menos de un minuto, según afirman sus diseñadores.
Figura 4. Detalle de de un elemento combustible en el núcleo del reactor
Seguridad
CAREM fue concebido bajo la condición de diseño de falla sin riesgo, o sea que el reactor tiende a apagarse en caso de cualquier tipo de falla, por ej. tras la detección de una válvula que falla. Una filosofía que impregna al CAREM es la idea de defensa en profundidad, señalada cuando se hablaba de la redundante contención del combustible en los PWR sumado ahora a la integración del circuito principal de refrigeración al mismo RP. Esto reduce al mínimo las posibilidades de un LOCA. Todos los sistemas de seguridad están duplicados y actúan solos e inevitablemente ante un evento por sus características de funcionamiento pasivo. Se destaca la presencia de barras de extinción con cadmio y un mecanismo de emergencia para la inyección de boro.
Cuenta con circuitos de remoción de calor residual del núcleo (que también funcionan por convección natural), válvulas de alivio y supresión de presión y la posibilidad de inyectar agua de emergencia desde un depósito siempre a la misma presión que el RP.
Otros detalles
Cuenta con 12 módulos de generadores de vapor (GV), ubicados dentro del RP (Figura 5). El sistema secundario (Figura 6) recolecta el vapor trabajando a 47 atm y 290ºC. Los GV fueron los elementos que más variaron desde los primeros diseños del CAREM allá por la década de los 80. 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) (Figura 8) 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 termo-hidráulicos y verificar que la convección natural puede imponerse. También se ensayaron los mecanismos hidráulicos de control.
Figura 7. Reactor RA-8 en Pilcaniyeu
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Iniciado por Adrian 
