331. Repotenciación de la Central Nuclear de Embalse

Autor: Jorge Elías
A. Proyecto: Repotenciación de la Central Nuclear de Embalse

B. Fundamentación: La Central Nuclear que se encuentra en la localidad cordobesa del departamento Calamuchita es la segunda más grande del país, con una capacidad de 648 megavatios (MW) y abasteciendo a una vasta región que comprende a Cuyo, Centro y el Gran Buenos Aires. El gobierno nacional decidió rehabilitarla para que continúe prestando servicios por 25 a 30 años adicionales, mediante procesos de acondicionamiento y sustitución de componentes del reactor y otros sistemas fundamentales.
Una desventaja económica del diseño del reactor CANDU es el costo inicial, por una sola vez, del agua pesada, a pesar de que esta penalización del alto coste de capital es normalmente compensada por el bajo coste de repostado de combustible comparado con otros modelos, ya que no requiere uranio enriquecido. Los reactores CANDU requieren la graduación más pura de agua pesada (superior al 99,75 % de pureza). Se requieren toneladas de este costoso material para llenar la calandria del CANDU y el sistema de transporte de calor. La alta pureza del agua pesada es cara porque el agua pesada casi no se puede distinguir, químicamente, del agua normal, y se presenta en concentraciones extremadamente bajas en el agua natural (alrededor de una parte por cada 7.000). El reactor de nueva generación, el reactor CANDU avanzado, también llamado "ACR" mitiga este inconveniente al tener un regulador de tamaño más pequeño y al no utilizar agua pesada en el sistema de transporte de calor (utiliza agua ligera como refrigerante).
Impsa firmó un contrato que reactualiza su interés en la energía nuclear. El acuerdo es con Nucleoeléctrica Argentina para la repotenciación de cuatro generadores de vapor de la central nuclear Embalse. El convenio implica la repotenciación de los cuatro generadores de vapor de la Central Nuclear Embalse de Río Tercero en Córdoba, de 700 MW de potencia. La obra extenderá por 30 años la vida útil de la central y demandará alrededor de tres años de trabajo continuo, para lo cual se requerirán 480 mil horas-hombre, de las que un 30% será para el aseguramiento de calidad, ensayos y controles, y 25 mil horas-hombre de ingeniería para fabricación. Los equipos que fabricará Impsa tienen como función la producción de vapor para alimentar el turbogenerador de dicha central nuclear que posee la mayor potencia individual del país (648 MW). Cada uno de los generadores está compuesto por 7 mil tubos.

C. Objetivos generales: Ampliar la oferta energética repotenciando la vida útil de la Central Nuclear de Embalse (CNE). El plan. La decisión de repotenciar la Central de Embalse apunta a diferir por otros 25 años la vida útil de la estación y los costos inherentes a las inevitables tareas de desmantelamiento.

D. Lugar: La Central Nuclear Embalse, ubicada en la localidad de Embalse, Provincia de Córdoba, Argentina, a 30 kilómetros de Río Tercero es una central nuclear de producción eléctrica. Debido a su capacidad de recarga de combustible durante la operación, también se la utiliza para generar isótopos de aplicación médica, como el cobalto 60 . Desde mediados de los años 90, es operada por Nucleoeléctrica Argentina S.A.

E. Recursos necesarios: La Corporación Andina de Fomento (CAF) en marzo de 2010 aprobó el otorgamiento de un crédito por 240 millones de dólares para financiar parte de la ampliación de la vida útil de la Central Nuclear Embalse (CNE). El costo total del proyecto alcanza los 1.000 millones de dólares. La primera fase fue de evaluación y análisis del proyecto mientras que la segunda incluye las especificaciones técnicas, compra de repuestos y firma de contratos con las empresas; y la tercera comprende la ejecución de la obra. El organismo ejecutor del préstamo será la empresa Nucleoeléctrica Argentina SA (Nasa) que tiene a su cargo la producción y comercialización de la energía eléctrica producida por las Centrales Nucleares Atucha I y Embalse y la finalización de la obra de la Central Nuclear Atucha II.
El contrato con Impsa de la empresa Nucleoeléctrica Argentina SA es de U$S 150 millones. Impsa invertirá en sus instalaciones U$S 10 millones. La repotenciación es necesaria ya que permitira un ahorro de recursos economicos, ya que una central nuclear nueva del porte de Embalse Río Tercero necesitaría de una inversión entre U$S 5 y 6 mil millones.

F. Características generales: El reactor CANDU que equipa a la Central Embalse, es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro-Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así como varios participantes de la industria privada. El acrónimo "CANDU" es una marca registrada de Atomic Energy of Canada Limited, de la expresión "CANadá Deuterio Uranio", en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (agua pesada) y su utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía actuales del Canadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en el extranjero.
Los reactores CANDU tienen algunas características únicas de diseño, que les proporcionan ventajas sobre otros diseños de reactores:
- CANDU utiliza como combustible óxido de uranio natural no enriquecido (0,7% de U-235); en consecuencia, necesita un moderador de neutrones más eficiente que la mayoría de otros reactores – en este caso el agua pesada (D2O), óxido de deuterio. Esto significa que puede funcionar sin necesidad de costosas instalaciones para el enriquecimiento de uranio. La mayoría de países menos desarrollados consideran que esto es atractivo porque no pueden permitirse instalaciones de enriquecimiento, y no pueden asegurarse el acceso al uranio enriquecido. El Tratado de no proliferación nuclear, que implementa un régimen de salvaguarda bajo los auspicios de la Agencia Internacional de la Energía Atómica, regula el acceso a materiales nucleares tales como el uranio enriquecido.
- El moderador es un gran depósito, llamado calandria, atravesado por varios cientos de tubos de presión horizontales, que constituyen los canales para el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a gran presión en el circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del depósito evita la ebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el refrigerante primario genera en el circuito secundario una corriente que mueve las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se pueda repostar continuamente sin necesidad de apagarlo, puesto que los canales de combustible están controlados individualmente.
- El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes recipientes de presión, puesto que los utilizados habitualmente en los reactores de agua ligera son extremadamente caros, y requieren una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá tampoco disponía de ella, y diseñó el reactor para no necesitarla. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos que contienen el combustible. Estos tubos están construidos de una aleación de circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones.
- Un ensamblaje de combustible CANDU lo compone un haz de 37 barras de combustible de medio metro de largo (grageas cerámicas (pellets) en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces discurriendo de punta a punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y un sistema secundario de apagado consiste en inyectar una solución de nitrato de gadolinio en el moderador. El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo de la calandria, también produce algún calor residual.
- Puesto que el conjunto moderador del reactor se mantiene a temperatura y presión relativamente bajas, el equipo para controlar y actuar en el núcleo es bastante menos complejo. Sólo tiene que afrontar la alta radiación y el alto flujo de neutrones. En especial, las barras de control y el equipo de emergencia son más sencillos y más fiables que en otros tipos de reactores.
- El reactor tiene el tiempo más bajo de apagado que cualquier otro tipo conocido. Esto parcialmente se debe en gran parte a que el reactor funciona a temperaturas y presión bajas. También se debe al sistema único de manejo del combustible. Los tubos de presión que contienen sus barras pueden abrirse individualmente, y cambiar las barras de combustible sin hacer que el reactor deje de funcionar.
- Otra ventaja es que el combustible utilizado es el más eficiente de los conocidos. Esto se debe al uso del agua pesada como regulador. La eficiencia también es mayor debido al mecanismo que permite repostar mientras sigue funcionando, pudiéndose situar los conjuntos de combustible en las partes más convenientes del núcleo del reactor, de acuerdo con sus cambios de reactividad. La mayoría de otros diseños de reactores necesitan insertar venenos degradables a fin de rebajar la alta reactividad que se produce a la carga inicial de nuevo combustible. Esto no es necesario en un CANDU.
- Otra ventaja del sistema de gestión de combustible es que los reactores pueden funcionar como si fueran de cultivo de baja temperatura. CANDU funciona con mucha eficiencia debido a su buena economía de neutrones. Pueden generar combustible a partir de torio natural, cuando no se dispone de uranio. CANDU incluso es capaz de funcionar para “quemar” material previamente utilizado en armas nucleares (ciclo del combustible MOX), haciéndolo menos reactivo, inútil para armas. Al mismo tiempo, convierte el material de graduación para armamento, de manejo relativamente fácil, en un residuo altamente radiactivo. Pruebas del ciclo del combustible también han incluido el ciclo de combustible "DUPIC", acrónimo de "direct use of spent PWR fuel in CANDU" (uso directo de combustible gastado de PWR en CANDU), en el que el combustible gastado de un reactor PWR es empaquetado en un haz de combustible CANDU con sólo un reprocesado físico (corte en trozos), pero sin reprocesado químico. - En los casos en que los diseños de BWR requieren la reactividad asociada con combustible enriquecido el ciclo de combustible DUPIC es posible en un CANDU debido a la economía de neutrones que permite la baja reactividad del uranio natural y del combustible enriquecido gastado.
Sus 648 MWe de potencia bruta le han permitido suministrar al mercado eléctrico, desde el inicio de su operación hasta el 31 de diciembre de 1999, más de 76.000.000 de Mweh (76 Tweh). Su Factor de Carga promedio hasta dicha fecha, es del 84% (545 Mw de potencia promedio, siendo la mayor de las que no generan gases de invernadero ni los contaminantes hidrocarburos, 3 veces más que la eólica, 8 más que la solar y la mitad más que la hidroeléctrica), y el de Disponibilidad del 87,4%, habiendo alcanzado durante el año 1999 un Factor de Carga del 98%. Esto le ha valido situarse en dicho año, como la primera en performance dentro de las centrales CANDU y novena entre aproximadamente 434 centrales nucleares en el mundo.
Una característica de diseño relevante de la Central Nuclear Embalse es la utilización de barras de cobalto dentro del núcleo, las cuales cumplen una función de regulación del flujo neutrónico.
Esta particularidad del diseño tiene un beneficio posterior, ya que el cobalto, inicialmente cobalto-59, al residir durante cierto tiempo dentro del núcleo del reactor, y estar sometido a un flujo neutrónico, se torna en cobalto-60. Ese isótopo del cobalto tiene gran utilidad como fuente de irradiación en los campos de medicina e industria.
El reactor corresponde al modelo PHWR (Reactor de Agua Pesada Presurizado). El concepto general del reactor se basa en el uso de agua pesada (D2O, óxido de deuterio) como moderador, y también como refrigerante. El modelo es CANDU 6 (CANada Deuterium Uranium), y el número 6 corresponde a su capacidad de generación eléctrica (600MWe).
Caracteristicas del reactor:
Potencia térmica: 2.109 MW
Potencia eléctrica bruta: 648 MW
Potencia eléctrica neta: 600 MW
Moderador: D2O
Refrigerante: D2O
Temperatura media del refrigerante: 288 °C
Presión media del refrigerante: 112 kg/cm²
Cantidad de canales de refrigeración: 380
Combustible: uranio natural (UO2), con recarga durante la operación
Cantidad de combustible en el núcleo: 84 t de dióxido de uranio (UO2) contenidos en 4560 elementos combustibles.
Tiempo de promedio de residencia del combustible en el núcleo: 288 días de plena potencia
Quemado de extracción: 7.500 MWd/t
Elementos combustibles por canal: 12
Potencia lineal máxima: 42 W/cm

Fuente: IIMSA