AUTOR: JULIAN SÁNCHEZ GUTIÉRREZ INGENIERO EN COMUNICACIONES ELÉCTRICAS Y ELECTRÓNICAS, MAESTRÍA EN CIENCIAS EN INGENIERÍA NUCLEAR Y DOCTORADO DE FILOSOFÍA EN INGENIERÍA. Fecha: No existente

1. LOS SISTEMAS SINERGETICOS Y. LOS REACTORES
AVANZADOS COMO PERSPECTIVAS DE LA ENERGIA
NUCLEAR
JULIAN SANCHEZ GUTIERREZI

2. INTRODUCCI QN
Los reactores nucleares de fisión son dispositivos en los cuales se
efectúa la transformación de masa en energía mediante la ruptura de
núcleos de 235U. En las centrales nucleoeléctricas la energía resul
tarite se emplea para producir vapor, el cual, se lleva a un conjunto
turbina-generador para obtener potencia eléctrica.
Como un subproducto de la reacción de fisión se obtienen nucleos ra-
diactivos cuyos números rnsicos van del 72 al 160, existiendo alre-
dedor de 200 núcleos diferentes. En general estos productos radiac
tivos tienen vidas medias que varían desde fracciones de segundo
hasta ms de diez mil días.
Además de los productos de fisión, existen en los reactores nuclea-
res otros materiales radiactivos producidos mediante la absorción
de neutrones. Entre estos, los elementos transuránicos son de par-
ticular importancia ya que algunos de ellos poseen vidas medias del
orden de decenas de miles de años (por ejemplo del
239
y el 240)
La actividad total en un reactor para una central d.c 1000 MWe es de
alrededor de cinco mil millones de Curies.
En virtud del elevado inventario de material radiactivo existente
en los reactores de las centrales nucleoeléctricas y habida cuenta
de que la radiactividad es dañina, se hace necesario evitar que ese
material radiactivo salga del reactor. En esencia, el riesgo que
representan los reactores nucleares es precisamente el de la dise-
minación sin control del material radiactivo iniciada por la rup-
tura o fundido de los combustibles que forman el reactor.

3. . . . 2
La reducci6n del riesgo se ha efectuado mediante el establecimiento
de barreras sucesivas que evitan el transito del material radiacti-
vo, estando la primera barrera constituída por las barras de combus-
tible. Uno de los principales objetivos de seguridad en las centra-
les nucleoeléctricas es el de mantener íntegras las barreras en to-
da situaci6n por la que pueda esperarse atraviese la central. Para
alcanzar estas medidas se ha adoptado la filosofía llamada "defensa
a ultranza" que puede resumirse como sigue:
- Diseñar la central de manera que se proprocionen méi'genes am-
plios deseguridad que hagan posible que los transitorios que
pudieran preeentarse sean asimilados sin ocasionar esfuerzos
mayores a los permitidos en las éstructuras, sistemas y campo-
nentes; se deberán también evitar al m.ximo los defectos de
construcci6n e impedir funcionamientos incorrectos.
- Adicionar estructuras, sistemas y componentes con el objeto de
impedir que los malos funcionamientos que puedan ocurrir evolu
cionen hacia accidentes mayores, esto se logra entre otras for
mas, proporcionando: Un sistema de protecci6n para el apagado
del reactor cuando alguna de las variables importantes para la.
seguridad se acerca a su valor limite, suministros internos de
potencia eléctrica redundantes, sistemas detectores con suf i-
ciente sensibilidad que indiquen las fallas del combustible o
del sistema de enfriamiento cuando aquellas son todavía mci--
cipientes.
- Suponer que a pesar de todas las providencias tomadas ocurrir.n
.1

4. 13
accidentes y añadir a la central sistemas y componentes cuyo
único objeto es el de efectuar la mitigación eficaz de las cori
secuencias de dichos accidentes hipotéticos.
Adeins de la adición de sistemas que en esencia no son necesarios
para el funcionamiento de la central, la adopción de la filosofía
descrita ha llevado a la aplicacLón de criterios de garantía de ca-
lidad cuyo objeto es el de asegurar en la mayor medida posible que
toda estructura, sistema o componente importante para la seguridad
funcione en forma adecuada y oportuna.
PROBLENATICA DE LA ENERGIA NUCLEAR
Es un hecho que la industria nuclear atraviesa por una etapa de cri-
sis en la que la iniciación de proyectos se ha visto suspendida o
abandonada en muchos países, tanto en desarrollo como industriali-
zados.
Aparte de la reducción en la demanda de energía e]Xctrica ocasiona-
da por la crisis económica, el uso extendido de la energía nuclear
se ve afectac10 actualmente por los siguientes factores:
El publico percibe en forma distorsionada el riesgo que repre-
sentan los reactores nucleares. Esto ha traído como consecuen-
cía el rechazo sistemtíco de las plantas nucleares como opción
para satisfacer la demanda de energía.
Las empresas encargadas de la generación de potencia consideran
que los organismos encargados d regular la industria nuclear

5. . . . 4
han instituido un sistema normativo que resulta inoperante por
su excesiva rigidez. Argumentan que el cumplimiento con dicha
normativa conduce a un avance lento en la construcción de las
centrales y a cambios costosos y de difícil ejecución, por lo
que el tiempo que transcurre entre la concepción de un proyecto
y su terminación se ha visto alargado con el consecuente aumen-
to en los costos.
c) Han surgido en los países industrializados grupos que proclaman
su preocupación por preservar la calidad del ambiente y que han
encontrado que estigmatizar a las plantas nucleares es un medio
altamente efectivo para ganar relevancia.
Debe hacerse notar que aun cuando los factores (a) y (c) se traducen
ambos en un rechazo a la utilización de la energía nuclear, el fac-
tor (a) se refiere a una apreciación individual, con raíces genui-
nas en mayor o menor medida, en tanto que el factor (c) es en gene-
ral el resultado de movimientos que juzgan conveniente añadir el an
tagonisrno a las centrales nucleares a sus otros principios políticos.
Es nuestra opinión que la opción nuclear es la única posibilidad
real de suministrar potencia eléctrica en los volúmenes, precio y
con la confiabilidad requeridos, y al mismo tiempo, interpretarnos
los factores anteriores de la siguiente manera:
1) Las plantas, nucleares, corno cualquier instalación industrial re
presentan un riesgo' que no es despreciable aunque si de magni-
tud reducida.
. . . /

6. .1
I1I
•1
-u'
. . . 5
u) La maduración de la industria nuclear ha producido un cofloCi---
miento mayor de la naturaleza y trascendencia de las diversas
actividades de diseño, construcción y operación de las plantas
nucleares y el ónfasis que los organismos reguladores han puesto
en el desarrollo en forma adecuada de las actividades importan-
tes se justifica y puede contribuir eficazmente tanto a la re--
ducción del riesgo como al aumento de la productividad de las
centrales.
Existen disposiciones reglamentarias que aun cuando en princi—
pio podrían justificarse, tienen una finalidad ajena a conside-
raciones técnicamente válidas y obedecen más bien a presiones
políticas.
El destino final que pretende darse a los desechos radiactivos
generados en la operación de las plantas nucleares no ocasiona-
ría daños perceptibles al ambiente. Sin embargo, es válido
cuestionar la legitimidad de imponer a las generaciones poste-
riores la carga que el cuidado de dichos desechos significa,
aún cuando dicha carga sea mínima.
A continuación nos proponemos describir algunas de las ideas con
las que los ingenieros de la industria nuclear pretenden dar solu-
ción tanto a los problemas antes mencionados como al problema que
significa el abastecimiento de combustible a largo plazo, a los
reactores nucleares.
. . . /

7. . . . 6
REACTOR PRESURIZADO AVANZADO
Entre los principales objetivos que se persiguen con el diseño de
un reactor avanzado se encuentran los siguientes:
Eliminar la necesidad de agregar sistemas para emergencias y la
consecuente aplicación de la garantía de calidad.
Hacer económjcajnente viable la construcci6n de centrales cuya
potencia sea relativamente baja.
Reducir los requisitos relativos al emplazamiento
Conseguir niveles de seguridad adecuados an en condiciones ms
adversas que las que se consideran en las plantas actuales, en
particular, las que puedan existir en un país con poca experien
cia en el manejo de sistemas complejos de tecnología avanzada.
51 Hacer que la seguridad no dependa del correcto funcionamiento
de sistemas y equipos, sino de fenómenos físicos cuya evolución
determinística no pueda ser interferida.
El logro de estos objetivos conduciría a la obtención de un reactor
intrínsecamente seguro. En rigor, sí las plantas nucleares actua-
les fueran diseñadas para potencias bajas (no mayores de 100 KWe),
podrían simplificarse en cierta medida los requisitos para los sis-
temas de enfriamiento durante emergencias, pero a cambio de ello,
el costo de la potencia generada no sería competitivo.
Entre los objetivos enumerados figura el de hacer el reactor a prue
ba de errores de operación, incluyendo algunas acciones de franco
sabotaje.
.1

8. . . . 7
Nos limitaremos aquí a describir los esfuerzos que en la dirección
mencionada hahecho una empresa europea en virtud de que hasta don-
de tenemos noticia, es ésta la única que ha publicado información.
Para este tipo de centrales nucleoeléctricas, se postula como base
de diseño:
Que el reactor permanecerá siempre cubierto con agua y
Que la potencia máxima será tal que la capacidad de remoción de
calor del agua no será nunca excedida. De esta manera se garan
tiza que el reactor permanecerá intacto bajo cualquier circuns-
tanda.
Por otra parte, es necesario que la remoción del calor liberado en
el reactor se efectle en forma tal que mediante mecanismos natura-
les, gobernados 15nicamente por las leyes de la termohidráulica, se
satisfagan los criterios de diseño (a) y (b). De esta forma, la
central será inmune a la falla de cualquier componente o sistema me
cánico o eléctrico; no estará expuesto a errores del operador y pre
sentará una alta resistencia a actos destructivos intencionales.
La forma en .que cada una de las especificaciones dadas será llevada
a la práctica se explica a continuación.
Como se sabe, la remoción del calor residual impone a las plantas
nucleares actuales el requisito de contar con un sistema que pueda
proporcionar enfriamiento durante períodos prolongados, cuando la
planta está apagada. En una central de 1000 MWe, y a un mes de ha-

9. . . . 8
berse apagado, el reactor nuclear todavía libera alrededor de 10 MWt,
los cuales son suficientes para ocasionar el fundido del combustible
En el reactor avanzado, se propone que el calor de decaimiento sea
removido mediante la evaporación de agua y que el agua esté en con-
tacto directo con el reactor sin necesidad de los implementos nece-
sarios para su transporte (motores, bombas, válvulas, etc.). Esto
se logra si se coloca al reactor cerca del fondo de un recipiente de
agua (piscina) de dimensiones suficientemente grandes. El tamaño de
la piscina es tal que el calor residual puede ser disipado durante
una semana a partir del momento en que ocurre un incidente, sin ne-
cesidad de suministrar ms agua. Posteriormente, se supone que es
posible alimentar agua a la alberca, alrededor de varios metros cú-
bicos/hora, aún en ausencia del personal de la central. Se calcula
que el tamaño de la piscina debe ser tal que se disponga de 1.5 n
de agua por cada MWt.
Para evitar que el reactor se haga crítico, el agua de la piscina
contendrá disuelto un absorbedor de neutrones (ácido bórico) en can-
tidades adecuadas. Por otra parte, se ha llegado a la conclusión
de que el concepto del reactor de agua presurizada sería ms fácil
mente introducido en este reactor avanzado que el reactor de agua
en ebullición. De manera que el reactor avanzado deberá estar in-
merso en una piscina grande, de agua presurizada. Para la potencia
que se considera económicamente conveniente, esto es, alrededor de
1600 NWt, el volúmen de la piscina deberá ser ms de 3,000 ni 3
por lo que el recipiente deberá ser construído como un recinto de
El
. . . /

10. . . . 9
concreto preesforzado, debido a que su volúrnen es grande, la pre-
sión del recinto es de alrededor de 1250 psi. -
En el reactor avanzado se considera que el escape de agua en forma
masiva es posible en la parte inferior de la piscina y que esto oca-
sionaría una disminución muy apreciable de la cantidad de agua. Ba-
jo esta hipótesis, para reducir el escape de agua se proporciona,
adem.s del recubrimiento met1ico usual del recinto de concreto pre-
esforzado, una barrera estanca adicional que envuelve la parte in-
ferior de la piscina y se encuentra embebida en el concreto. De
esta forma se considera que la posibilidad de que ocurra un acci-
dente con pérdida de enfriador es nula, con lo que el criterio de
que el reactor se encuentre siempremergido en agua, queda satis-
fecho. -
Podemos ahora discutir la forma en que se debe efectuar la remoción
del calor del reactor para producir potencia. La colocación de un
ducto metálico alrededor del reactor y que se prolongue hacia arri-
ba de éste en la piscina no introduce cambios en el sentido de que
el reactor todavía estará siempre cubierto de agua. La remoción de
calor se lleva a cabo mediante convección natural, estableciéndose
un flujo del agua desde la parte inferior del reactor, a través de
éste y por el resto del ducto metlicd hasta el extremo superior
del mismo. Para la producción de vapor se hace uso de una bomba y
un generador de vapor, ambos sumergidos totalmente en la alberca.
Con el fin de restringir la pérdida de agua cuando existan fugas
en el generador de vapor 1 se colocan tanto la entrada como la sa-
lida de éste en la parte alta de la piscina. La descarga de la

11. .. .10
bomba se encuentra en la parte inferior del reactor y la entrada de
la rama caliente al generador de vapor esta en la parte superior del
ducto. Cuando la bomba no esta en funcionamiento el flujo de enfria-
dor se lleva a cabo en la forma que hemos descrito arriba, sin que
exista circulación de agua por el intercarnbiador. Podemos dividir
el circuito que recorre el agua en dos secciones: Una parte que
consiste de la porción inferior del reactor, el reactor y el conduc-
to en la parte superior y la otra constituída por la circulación
del fluído en la piscina.
El reactor es subcrítico cuando el agua que lo cubre tiene la misma
concentración de boro que el agua de la piscina. Para hacer críti-
co al reactor y para extraer calor de éste se introduce en la sec-
ción del reactor agua con una concentración de ácido bórido ms ba-
ja, contándose con medios para regular dicha concentración.
Si la cabeza que proporciona la bomba es tal que el flujo de agua en
la sección del reactores exactamente igual al flujo que se tiene
por convección natural, se establecerán dos inerfaces, una en la
parte superior de la sección del reactor y la otra en la parte in-
ferior de dicha sección, sin que exista mezcla del agua de la sec-
ción del reactor con el agua de la piscina. En cuanto exista una
diferencia entre el flujo del agua en la sección del reactor y el
flujo por convección, se producirá una mezcla de agua de la pis-
cina y agua de la sección del reactor, aumentándose la concentra-
ción de boro en el reactor y ocasionndose así una reactividad
negatIva.

12. . . . 11
Para efectuar cambios en la potencia se varía el contenido de boro
en el agua que se introduce en la sección del reactor desde el ex-
terior y al mismo tiempo se varía la velocidad de la bomba de acuer-
do con la variación de la temperatura del agua al salir del reactor.
La velocidad de la bomba se controla de manera que la interfaz in-
ferior se mantei-iga al nivel deseado. El intervalo de control de la
velocidad de la bomba es inferior al 5% de manera que al ocurrir
perturbaciones mayores, se perderá el equilibrio y ocurrirá la en-
trada de agua de la piscina, con su alto contenido de boro, a la
sección del reactor.
En resumen, de acuerdo con principios conocidos, es posible esta-
blecer una estratificación del agua en el sistema del reactor; esta
estratificación se mantiene mientras el flujo del agua proporciona-
do por la bomba sea igual al que se tendría por convección natural.
Los cambios en la potencia se efectun regulando el contenido de
boro del agua en el reactor. En caso de presentarse condiciones
anormales tales como la pérdida del sumidero de calor (ocasionada
por ejemplo por pérdida de la alimentación de agua al generador
de vapor) el sistema llegaría a un estado seguro sin necesidad de
intervención externa: El agua del circuito del reactor se calen-
taría, produciéndose burbujas, las cuales aumentarían el flujo del
agua inés allá de las posibilidades de control mediante la bomba;
el agua de la alberca entraría ala sección del reactor con la con-
secuente reducción en la potencia o inclusive, el apagado del mis-
mo.
. . . /

13. • .12
Procederemos a considerar algunos aspectos del costo de una central
de este tipo. En última instancia, la seguridad de la planta de-
pende exclusivamente del recipiente de concreto pre-esforzado y de
las componentes situadas en el interior de dicho recipiente. Por
lo tanto, e1 resto de la planta puede considerarse libre de los re-
quisitos de garantía de calidad y el establecimiento de redundancia,
diversidad, separación, etc. en esta parte de la instalación se ha-
ce únicamente con miras a aumentar la confiabilidad de ésta.
Debernos señalar que en las centrales nucleoeléctricas actuales la
complejidad de los sistemas y estructuras no se reduce según la po-
tencia nominal de dichas centrales, por lo que resulta económicamen-
te aconsejable hacerlas de una potencia tan alta como sea posible.
En el caso del reactor avanzado el costo va en proporción con la
potencia de la central y se considera que no existen incentivos eco
nómicos para construir centrales de este tipo de una potencia mayor
a los 500 NNe.
Con todo lo anterior, se estima que el costo total de construcción
de una central con cuatro unidades de 500 NNe a base de reactores
avanzados sería similar al de una central de dos unidades de 1,000
MWe con reactores de la presente generación, siendo el tiempo esti-
mado de construcción ms corto que el de la central convencional.
Si las unidades son de 400 NNe o menores el costo se reduce y el
tiempo estimado para terminar la construcción es en este caso de
sesenta meses desde el inicio de la excavación hasta la entrada en
en operación comercial.
. . • /

14. 1
1
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• .13
IIIL LI
1011ilr" ~. 1~
Por lo que respecta a la factibilidad de desarrollo de centrales con
reactores avanzados del tipo descrito, podemos mencionar que se pla-
nea hacer uso de la tecnología ya desarrollada en los reactores pre-
surizados actuales de manera que el diseño del reactor en sí no repre-
senta un cambio importante. El generador de vapor que se proyecta
emplear es del tipo de un solo paso (once through) con la caracterís-
tica de que el vapor se generaría en el interior de los tubos, la ra-
zon de esto ultimo es evitar la construcción de recipientes de mayor
espesor, capaz de soportar la presión del agua del reactor.
De hecho, el desarrollo de éste tipo de generadores de vapor consti-
tuye la linica tarea de tipo novedoso. Se estima que toda la inves-
tigación y desarrollo requeridos pueden llevarse a cabo en un plazo
de tres años. El recinto a presión de concreto pre-esforzado no
ofrece mayores problemas de diseño y construcción en virtud de la
experiencia con que se cuenta a la fecha. Es de esperarse que a
principios o mediados de la próxima decada éste tipo de centrales se
encuentren disponibles comercialmente.
Finalmente, una revisión somera de los aspectos de seguridad del reac
tor avanzado muestra que la posibilidad de realizar el enfriamiento
del reactor durante una semana sin necesidad de intervención no se
Veaafectada por eventos imputables al hombre y que los transitorios
que involucran excursiones de la potencia no pueden desarrollarse
debido a la autoprotección inherente del diseño. La posibilidad de
que se produzcan accidentes de criticidad ocasionados por el ingreso
de agua no boratada a través del generador de vapor no existe en la
• . . /

15. . . .14
practica debido al número de eventos (9) necesarios para ello y a la
baja probabilidad de ocurrencia asociada con cada uno de esos even-
tos.
Se espera que dada la seguridad intrínseca del reactor avanzado, no
habrá necesidad de imponer los estrictos requisitos aplicables a los
reactores actuales y que la actitud del público hacía la energía nu-
clear se inodifique favorablemente.
SISTEMAS SINERGETICOS
Es un hecho que el uranio 235 es un material relativamente escaso
en el que no puede sustentarse el suministro de energía a largo pla-
zo. Así mismo, el almacenamiento de los desechos radiactivos de
larga vida, provenientes del uso de los reactores de fisi6n, da lu-
gar a objeciones por parte del público. Los reactores de cría pre-
sentan una posible soluci6n al problema de la escasez de combusti-
ble y lo mismo puede decirse de los reactores nucleares de fusián.
Sin embargo, en ambos casos las dificultades para su desarrollo han
resultado ser mayores de lo previsto y no se espera un uso extendi-
do de estos dispositivos sino hasta después de las primeras décadas
del pr6ximo siglo.
Los sistemas sinergticos representan una opci6n atractiva en el
sentido de que puede lograrse en ellos la cría de combustible median
te el uso de reactores de fusión que no sean productores netos de po-
tencia. Por otra parte, ya sea mediante el empleo de neutrones o de
partículas cargadas, es posible convertir material radiactivo de vi-
da larga en material estable o en material radiactivo de vida corta.
. . si

16. ...15
Desde la década de los cincuenta, se propusieron sistemas sinergé-
tícos cuya difusión en la comunidad científica fué restringida por
razones de seguridad. Entre los sistemas propuestos se encuentra el
de la integración de un reactor de fisión y un acelerador de partí-
culas cuyo objetivo era el de producir neutrones para crear núcleos
fisibles. El reactor o los reactores proporcionarían la energía
eléctrica requerida por el acelerador. Ese sistema podría estable-
cerse con un reactor de fisión cuyo cómbustible fuera uranio 233 y
un acelerador de protones con un cobertor de tono 232. Es conve-
niente incluir también este tipo de cobertor en el reactor de fisión.
Otro de los sistemas propuestos en la misma época consta de un pias-
ma pre-ionizado de tritio, el cual se emplearía como blanco de un
acelerador de deuterones. De la interacción del haz del acelerador
y el plasma se obtendrían neutrones de 14 MeV; el plasma estaría ro
deado de un cobertor de uranio 238 y litio. Los neutrones fisiona-
rían al uranio 238 y se produciría una multiplicación del numero de
aquellos, sólo que su energía sería inferior, haciendo posible su
absorción por el uranio 238 y el litio para producir plutonio 239 y
tritio. El plutonio 239 se emplearía como combustible de un reac-
tor de fisión y el tritio se usaría para formar el plasma.
Las dificultades experimentadas en el desarrollo de los reactores de
fusión y los reactores de cría ocasionaron un renacimiento del inte•-
rés en los sistemas sinergéticos a partir del inicio de la década
pasada. Dicho interés puede comprobarse mediante una revisión de
la literatura al respecto en la que aparecen cerca de cien traba-
jos entre 1969 y 1981.

17. • ..16
En esencia, los trabajos mencionados se refieren a versiones ref i-
nadas de los sistemas arriba descritos y a sistemas con reactores
de fusión y cobertores para la cría de núcleos fisibles; así como
a sistemas híbridos fusión-fisión, en los cuales el cobertor ade-
ins de servir para la cría es un reactor subcrítico con una produc-
ción apreciable de potencia. Los reactores de fusión considerados
son tanto del tipo de confinamiento inagnótico como inercial (median
te lasers).
La posibilidad de efectuar transmutaciones favorables en el extremo
final del ciclo de combustible de los reactores de fisión ha sido
explorada en detalle. A este respecto, debe mencionarse que la des-
trucción de los productos de fisión y de los elementos transurni-
cos producidos en dichos reactores se considera viable y que ademas,
el rejuvenecimiento del combustible, consistente en la cría de nú-
cleos fisibles en un cobertor del reactor de fisión a partir del ma-
terial fertil (uranio 238) contenido en los elementos combustibles
gastados, ha sido encontrada también factible y rentable.
Procederemos a considerar de una manera simplificada los aspectos
de producción de potencia y de combustible en un sistema en el que
se establece la simbiosis entre un acelerador de protones y un reac
tor de fisión. Por lo que respecta al inventario de combustible,
los mecanismos de cría se llevan a cabo en el cobertor del acelera-
dor y en el cobertor del reactor; el consumo se efectúa, por supues-
to en el reactor.
La variación en el inventario de combustible en el reactor (NFiR)
es entonces 11
dt
(C 1 -l) Ra
• . • /

18. . . . 17
donde Ra es el número de reacciones de absorción de neutrones en el
material fisible y CFi es el llamado cociente de conversión, defi-
nido como el cociente entre el número de reacciones de captura en
el material fertil y el número de reacciones de absorción en el ma-
terial fisible. En virtud de que el reactor se considera del tipo
"convertidor", CFi tendrá valores entre O y 1.
La producción de núcleos fisibles en la unidad de tiempo en el co-
bertor del acelerador (NFÍA) puede expresarse en la forma siguien-
te:
INFÍA = Cp i/q
dt
(2)
donde C es el número de núcleos fisibles creados por cada proton
del haz incidente, I es la corriente del haz y q la carga del
protón.
De esta manera, la variación en la cantidad total de combustible
NFj,O resulta ser:
dNFjp +
cl
(
t
3)
Y si se desea que el sistema sea autosuficiente, es decir que no
haya flujo de material fisihie proveniente del exterior, será ne-
cesario que exista la siguiente relación entre las características
del reactor y del acelerador:
(lCFj) Ra = Cp 11q (4)

19. . . . 18
En lo referente a la potencia, se tendrán contribuciones debidas al
reactor, mismas que denotaremos P fi y, posiblemente al acelerador,
debiéndose al mismo tiempo consumir potencia para operar y con
trolar al sistema, aderns de la necesaria para la corriente que cir-
cula por el acelerador y que designaremos P 1 . Con estas considera-
ciones, la potencia neta que el sistema entrega estará dada
por la siguiente expresi6n:
oe fifi + nAPA - cí (5)
donde las cantidades r son las eficiencias netas de la conversi6n
de potencia térmica a eléctrica en las que se toman en cuenta las
potencias consumidas para operar y controlar el sistema. En térmi-
nos de la energía recuperable de cada fisíén U f1 y de la energía
que se libera en el blanco del acelerador por cada prot6n inciden-
te UAI es posible encontrar que:
T3A l - Cfioe = (flf ,0 + A,O Uf1
Donde las r son las eficiencias totales de la conversjén de ener-
gía térmica a eléctrica. Con el fin de obtener una idea de las
magnitudes involucradas, emplearemos en esta última ecuación valo-
res típicos de un reactor de fisi6n aótual (Cfi = 0.5, Uf 1 = 190
NeV) y supondremos que la energía de los protones es de 1000 MeV y
TIA = 53 lo cual debe advertirse que no corresponde a los acelerado-
res actuales pero si puede esperarse que sea factible en los acele-
radores que están en desarrollo. Si arbitrariamente consideramos
que cada neuti:ón produ.ido en el acelerador dá lugar a su vez a

20. 19
0.95 núcleos fisibles C resulta ser igual a 50 y la relación entre
la potencia del reactor y la potencia del haz de protones es de 19.
Por lo tanto, un reactor de 3000 MWT puede asociarse a un acelera-
dor que tengauna potencia en el haz de 160 MW, lo cual podría tra-
ducirse en un consumo de 320 MWe. En estas mismas condiciones, pue
de calcularse que la corriente del haz sería de 160 mA.
Una manera de reducir el consumo de potencia en el acelerador sería
la de emplear un reactor ms eficiente desde el punto de vista de
la conversión en su cobertor. Por ejemplo, si el cociente de con-
versión es 0.9 en lugar de 0.5 y considerando los valores antes men
cionados, la potencia del haz resultaría ser de únicamente 30 M.
Regresando ahora a la discusión general, podemos enunciar las carac
terísticas ideales de un sistema sinergtico: Deberá poseer una
alta densidad de potencia, un consumo interno de potencia de valor
bajo, una producción suficiente de combustible y posibilitará la dis
minución del impacto radiológico derivado del uso de la energía nu-
clear. Como conecuencia, el sistema deberá entregar un adecuado
suministro de potencia y convertir isótopos radiactivos en estables.
En general, la transmutación mediante neutrones se utilizará para
los elementos transuránicos ya que por lo que respecta a los pro-
ductos de fisión estos son inestables debido precisamente al exceso
de neutrones, ademas de que para las vidas medias típicas de dichos
productos de fisión el valor del flujo neutrónico necesario para
que la reducción de material radiactivo mediante transmutación se
lleve a cabo mucho ms rpidamcnte que por decaimiento radiactivo
• • ./

21. . . .20
resulta mayor que el que puede considerarse práctico. En forma ms
precisa, es necesario que el flujo de neutrones 0 sea tal que
0 » o.c
donde X es la constante de decaimiento del isótopo radiactivo y
I c su sección microscópica de captura; como ejemplo, para el 137Cs,
0 tendrá que ser mayor que 1019 neutrones/m 2 - S.
Otro aspecto que ha sido mencionado es el del rejuvenecimiento del
combustible. Su factibilidad se basa en el hecho de que si los ele
mnentos combustibles gastados se colocan en un campo neutrónico ade-
cuado, en el exterior del reactor y con un espectro de energías apro
piado, es posible criar suficiente material fisible con una destruc--
ción mínima de dicho material mediante fisiones. Las condiciones
para lo anterior son
cic,fe »
Oc,fe
a,fi cía,fi
EXT REACTOR
cic,fe N f e >
ca,fi N f i
donde fe indica, un isótopo fórtil y fi el isótopo fisible que se
obtiene, siendo N la concentración de núcleos. Estas condiciones se
satisfacen si la energía promedio de los neutrones es del orden de
10 5 eV y siempre y cuando el enriquecimiento sea bajo. Se anticipa
que las vainas de las barras de combustible deberán camnbiarse debido
a la dosis de rac.ici6n que recibirán.

22. ...21
CONCLUS IONES
Hemos tratado de presentar nuestra percepción de la problemática de
la energía nuclear y de describir una posible solución desarrollada
en la industria, que en esencia consiste en diseñar un reactor in-
herentemente seguro cuyo funcionamiento sin sistemas activos de se-
guridad no presente riesgos inaceptables. También hemos adoptado
la sugerencia de que el almacenamiento de desechos radiactivos de
vida media larga puede en principio obviarse mediante su "incine-
ración" en aceleradores de partícular o en cobertores neutrónicos.
La conjunción de reactores de fisión y aceladores de partículas
o reactores de fusión ofrece una solución al problema de la gene-
ración de potencia que podría ser viable antes de que los proble-
mas relativos a la fusión sean solucionados.
Podemos ahora hacer algunas consideraciones acerca de la aplica-
ción en nuestro país de los enfoques descritos. Consideramos que
la construcción de unidades a base de reactores de fisión de po-
tencia no mayor a 500 MWe es atractiva, sobre todo si los requi-
sitos convencionales de garantía de calidad son considerablemente
reducidos. La construcción de edificios de concreto pre-esforza-
do sería entonces un area a desarrollar que seguramente estaría a
nustro alcance en forma oportuna.
Respecto de la tecnología de los aceleradores de partículas, es im-
portante mencionar que desde hace tiempo, y en gran parte debido al
esfuerzo de un distinguido miembro de esta Academia, el Ing. Marcos
Mazan, existe en México experiencia en el diseño y construcción de
. . . /

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aceleradores de partículas. Independientemente de que los trabajos
de aplicación de dichos dispositivos han estado enfocados al estu-
dio de reacciones nucleares, fundamentalmente desde el punto de vis
ta de la física, el hecho de haber ya enfrentado algunos de los pro-
blemas tecnológicos de la construcción constituye indudablemente una
gran ventaja. Es nuestra opinión que con el fin de estar en condi-
ciones de absorber la tecnología requerida para el establecimiento
de los sistemas sinergéticos, se deben de mantener núcleos de inves-
tigadores de nivel adecuado que estudien tanto los problemas rela-
tivos a los aceleradores como los relativos a los plasmas. El ana-
lisis del comportamiento de los cobertores tanto de los reactores de
fisión o de fusión como de los aceleradores, se efectúa mediante
procesos laboriosos que involucran un-uso extenso de computadoras de
gran capacidad. Los problemas relacionados con la selección de ma-
teriales, con el diseño de bombas para establecer altos vacíos, etc.
tienen un efecto multiplicador, en el sentido de que al intentar su
solución se adquiere experiencia aplicable en muchos otros campos de
la ingeniería.
Si se objeta el hecho de que se mantengan actividades en áreas tec-
nológicas cuya utilización no está asegurada, consideramos que el -
efecto antes mencionado justificaría ampliamente los esfuerzos rea-
lizados cuya intensidad, obviamente, deberá ser cuidadosamente de-
terminada.

24. 1
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