Algunas reflexiones sobre la Cuarta Central Nuclear Argentina Dr. Ing. Jorge Barón* Julio de 2010. 1.- Existe un consenso generalizado en la comunidad nuclear argentina, de que la cuarta central debe ser “argentina”, en el sentido de no efectuar una compra “llave en mano” sino una adquisición en alguna línea de reactores comerciales, donde la participación argentina en diseño de detalle, construcción, montaje, puesta en marcha, etc, sea mayoritaria. Dentro de los diseños existentes en el mundo, hay claramente una ventaja en el diseño CANDU para la Argentina, ya que tenemos un reactor de ese tipo, conocemos de su construcción, diseño, operación, y de hecho, estamos encarando la extensión de vida de Embalse, con capacidad técnica propia. Además de tener la patente de CANDU-600. La problemática mundial plantea un interrogante, y es la continuidad de AECL como empresa proveedora, dado que su parte nuclear está a la venta. Lejos de ver esto como un problema, debemos verlo como una OPORTUNIDAD. Concretamente, estamos ante la posibilidad de COMPRAR, total o parcialmente, a la empresa AECL, y hacer nosotros nuestra cuarta central, con tecnología y mano de obra nuestra. ¿Suena alocado? Pues no lo es, si uno lo piensa bien es la mejor forma de ingresar al mercado mundial de los reactores de alta potencia, con tecnología que nos es accesible y conocida. Esta actitud, este cambio de paradigma, de ningún modo se opone a las políticas institucionales en marcha, como la del desarrollo del reactor CAREM, sino que las complementa. Y resulta un salto cualitativo importante que la Argentina hoy puede dar. 2.- Aspectos técnicos 2.1.- Los reactores CANDU han sido criticados (por los fabricantes norteamericanos) fundamentalmente por tener un coeficiente de reactividad por vacío positivo ante accidentes con pérdida de refrigerante (LOCA). Este hecho, que es real, ha sido solucionado en el mismo diseño CANDU, desde el principio, con la incorporación del segundo sistema de SCRAM, independiente del primero. De este modo, incorporando un sistema sencillo (que inyecta una solución de nitrato de gadolinio en el moderador a baja presión y temperatura) se ha generado un mejor estándar de seguridad, respecto de un PWR, ya que al disponer de dos sistemas de SCRAM, hay mucha mejor cobertura para TODOS los accidentes, no solamente los LOCA. Por otro lado, el aspecto técnico más relevante en discusión actualmente, es la existencia de los accidentes con fusión de núcleo. Este tipo de accidente es muy relevante en los PWR y BWR, y se están construyendo sistemas muy costosos que tienden a hacer dos cosas: por un lado despresurizar el sistema primario, y por otro lado refrigerar el corium fundido. Por ejemplo, el reactor europeo tiene un sistema muy sofisticado para lograr que el corium fundido se “desparrame” y quede en una geometría “refrigerable” por agua. Este aspecto, entre otros, es distintivo de los reactores llamados de “tercera generación”. Ahora bien, resulta que el diseño CANDU es muy robusto ante este tipo de accidentes. Al no tener un recipiente de presión, un accidente severo causará seguramente la falla de un tubo de presión, o de un feeder, causando una despresurización inherente, antes de que ocurra una fusión masiva del núcleo. El mismo núcleo, al estar distribuido en una cantidad de canales separados entre sí, hace que la idea de una fusión masiva sea físicamente extremadamente improbable. Es más, el propio diseño del reactor hace que, en caso de un accidente que conlleve a daño severo del núcleo, la geometría original sea “refrigerable”, ya que el núcleo está “desparramado” en un montón de canales. Si a esto le agregamos la existencia de una gran masa de agua fría disponible (el moderador) y de la masa de agua de blindaje (también disponible en caso de rotura y caída de canales) estamos ante una situación mucho más favorable que la que se busca lograr en los PWR de tercera generación. Dicho en otros términos, el concepto CANDU es claramente un diseño de tercera generación, e inclusive va más allá, en el sentido de incorporar algunos aspectos de seguridad “inherente” o “pasiva”, que son atributos de los reactores de cuarta generación. 2.2.- Sobre la vida útil y fragilización por daño neutrónico Otro aspecto relevante del concepto CANDU es su vida útil. En general, la vida útil de un reactor nuclear está limitada por la fragilización del recipiente de presión, causada por el flujo de neutrones rápidos que inciden en el mismo. Este fenómeno también ocurre en los reactores CANDU, pero en este caso los que se dañan son los tubos de presión y de calandria, y esos tubos SE PUEDEN CAMBIAR. Es decir, con el reemplazo de tubos (y otras componentes como generadores de vapor, bombas, etc.) la vida útil de un reactor CANDU es prácticamente ilimitada. La implicancia económica de este hecho es evidente. Esta limitación de la vida de los recipientes de presión no es un tema menor, ya que en caso de producirse un envejecimiento indebido de un recipiente, este podría fallar de manera frágil, en condiciones de alta presión. Este evento, que es considerado de muy baja probabilidad, es una “espada de Damocles” de los reactores con recipiente, y es el evento más grave que uno puede imaginar en un PWR, con falla segura y catastrófica de la contención y liberación de grandes cantidades de materiales radiactivos. Se podría decir que, si en el accidente de TMI el recipiente de presión hubiese fallado en condiciones de alta presión (lo cual no ocurrió), hubiera habido un accidente de tal magnitud, que posiblemente hoy no existiría la opción de PWR en la industria nuclear norteamericana. 3.- A modo de conclusión Existen ventajas técnicas y económicas que hacen que CANDU sea una tecnología más apropiada para nuestra cuarta central nuclear, y existe una oportunidad histórica a nivel mundial, para posicionarnos como “dueños” de esta tecnología. Aprovecharla o no, es una decisión política. No hay ninguna duda que somos capaces de resolver todos los aspectos técnicos y constructivos de una central de este tipo. ___ * Egresado del Instituto Balseiro (primera promoción de ingenieros nucleares). Actualmente se desempeña como Director del Instituto de Capacitación Especial y Desarrollo de la Ingeniería Asistida por Computadoras (CEDIAC) en la Facultad de Ingeniería de la Universidad Nacional de Cuyo.