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Carem
El reactor CAREM (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 fue desarrollado técnicamente por la empresa rionegrina Invap, contratada por la Comisión Nacional de Energía Atómica. Es la CNEA la propietaria, y como tal, lleva adelante las gestiones para concretarlo a través de un prototipo.
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]
Contenido
Introducción
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
Un Carem prototipo de 27 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% ó 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
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 HPWR.
Elemento combustible
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.
- Longitud activa Elemento Combustible = 14 dm
- Diámetro del combustible nuclear (UO2) = 0,76 cm
- Diámetro externo Vaina Comb. (Zry-4) = 9 mm
- Pitch entre las barras de combustible = 1,38 cm
Generador de vapor
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
- 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
- 48 h de autonomía (sin necesidad de energía eléctrica ni intervención de operadores)
Características especiales
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 (siniestro por pérdida de enfriador) es una ventaja muy importante, como así también la ventaja de controlarse durante las primeras 48 h 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
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 
RusiaBarge-Mounted KLT-40C PWR OKBM 35 MW PV/Loop 
JapónMRX PWR JAERI 300 MW Integral 
Corea del SurSMART PWR KAERI 100 MW Integral 
CanadáCANDU X PHWR AECL 1150 MW PT RusiaBREST300 LMR RDIPE 300 MW LPV-Loop 
Unión EuropeaEnergy Amplifier Hybrid LMR-Accelarator CERN 675 MW Pool Japón
FUJI MSR ITHMSO 100 MW RusiaMSR-NC MSR RRC-KI 470 MW 
Estados UnidosUSR MSR ORNL 625 MW Estados Unidos
RTFR LWR, HWR BNL/RRC-KI/BGU Corea del SurKNDHR LWR KAERI 10 MW 
ItaliaMARS PWR Universidad de Roma 600 MW 
ChinaNHR-200 PWR INET 200 MW RusiaRUTA LWR RDIPE 20 MW 
SueciaSECURE-H PWR ASEA 400 MW Estados UnidosCompact HTGR Gas Turbine HTGR General Atomics 29 MW 
FranciaBBR MSR CEA 5000 MW Estados Unidos
GT-MHR HTGR General Atomics 286 MW PV/Loop 
SudáfricaPBMR HTGR Eskom 110 MW PV/Loop Véase también
- Energía nuclear
- INVAP
- CNEA
- Atucha
- Central nuclear Embalse
Enlaces externos
- Video ilustrativo del proyecto del Reactor Carem
- Comisión Nacional de Energía Atómica
- INVAP
- Enciclopedia de Ciencias y Tecnologías en Argentina.
- Organización de cooperación de poseedores y operadores de reactores CANDU
- Organización Europea de Investigación Nuclear
- General Atomics
- Atomic Energy of Canadá Limited
- Korea Atomic Energy Research Institute (KAERI)
- Japan Atomic Energy Research Institute
- Institute of Nuclear and New Energy Technology
- Commissariat à l’énergie atomique (CEA)
- ESKOM
Referencias
Categorías: Energía nuclear | Programa nuclear argentino
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