Centrales Nucleares de Argentina

En Argentina se encuentran disponibles 3 Centrales Nucleares


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Atucha I

Central


La central nuclear de Atucha I es una instalación nuclear destinada a la producción de energía eléctrica en Argentina.

La central es operada por Nucleoeléctrica Argentina S.A. (NA-SA) y está ubicada en la costa del río Paraná, cerca de la localidad de Lima, en el Partido de Zárate (Provincia de Buenos Aires), a unos 100 km al noroeste de la ciudad de Buenos Aires

Existen dos centrales, sólo una de ellas está en funcionamiento (Atucha I), mientras que la restante construcción de Atucha II estuvo detenida por más de 20 años, reiniciándose las obras a mediados de 2007. Según los plazos previstos, la planta habrá finalizado su construcción en el año 2011.


Fue la primera central nuclear instalada en Latinoamérica. Desde 2001 es también la primera y única central comercial de agua pesada en el mundo que funciona totalmente con uranio levemente enriquecido.

El reactor es del tipo PHWR (reactor de agua pesada presurizada), y su diseño se basa en el prototipo alemán MZFR. Las construcción fue realizada por la subsidiaria Kraftwerkunion (KWU) de Siemens y comenzó el 1 de junio de 1968. El reactor entró en criticidad el 13 de enero de 1974; la central fue conectada al sistema eléctrico nacional el 19 de marzo, y comenzó su producción comercial el 24 de junio del mismo año. Ha operado desde entonces con sólo una parada significativa en 1989. Hasta fines de 2005 había generado 62.661,38 GW(e)h, con un factor de disponibilidad acumulado de 71,17% y un factor de carga acumulado de 68,07%.


Atucha II


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Argentina

Es una planta de energía atómica en fase de construcción, ubicada sobre la margen derecha del Río Paraná, en la localidad de Lima, Partido de Zárate, a 115 km de la Ciudad de Buenos Aires, adyacente a la central nuclear Atucha I, aprovechando gran parte de su infraestructura.

Se encuentra dentro de la línea "PHWR" de reactores de agua pesada con recipiente de presión desarrollada por Siemens, de los cuales solo se construyó el prototipo MZFR de 57 MWe de generación en Alemania y la Central Atucha I con una potencia de 357 MW brutos, pero ambos con una capacidad de generación sensiblemente menor que Atucha II.

Utilizará agua pesada como refrigerante y moderador lo que permite la utilización de uranio natural como combustible, siendo posible la recarga del mismo mientras la central opera a plena potencia, por lo que se logra un bajo costo de operación.

El edificio principal de Reactor posee una esfera de contención de acero Aldur 50/650, de 35 mm de espesor recubierto por concreto solido y un diámetro de 56 m

El turbogenerador es del tipo monoaxial de 3 flujos y opera con un caudal de 957,13 kg/s de vapor vivo, a una presión de 55,9 bar, con un caudal de 38.400 kg/s de agua de refrigeración.

El alternador es de una potencia de 838 MVA, con un factor de potencia de 0,89; una tensión de salida de 21 kV, refrigerado por hidrógeno (H).

En 1981 se formó ENACE, una empresa en la que el Estado tenía 75% y Siemens AG el 25% restante. Sería quien levantara Atucha II. Los alemanes aportaban el diseño de la central y parte de la financiación. Pero los atrasos de las obras dejaron a los actores descolocados: Siemens se retiró del sector atómico a nivel mundial. Entonces, la francesa Framatone (en la que los alemanes tienen 34%) quedó como continuadora de esa área de negocios. En 2004, empezaron las negociaciones entre esta nueva compañía y la Secretaría de Energía.

Cuando se comenzó, tenía el recipiente de presión más grande que cualquier central nuclear del planeta. El costo total se estimó originalmente en 1.600 millones de dólares, pero la paralización ha implicado una inversión total de 3.000 hasta 2007. El Banco de Inversión y Comercio Exterior (BICE) administrará dos fondos fiduciarios por 489 millones de dólares, que permitirán finalizar las obras de Atucha II. El agua pesada y los elementos combustible necesarios para la Central serán producidos en Argentina. Durante 1998 se montó la vasija de presión, el continente de acero donde las fisiones del uranio en el combustible calentarán el agua pesada que luego, a su vez, generará el vapor que mueva la turbina.

Las obras de finalización recomenzaron en 2006 y se prevé su entrada en servicio para 2010. Como Atucha I, es un reactor de agua pesada presurizada con tecnología de Siemens KWU, pero fue diseñado para tener una potencia más alta (potencia térmica aproximadamente 2.000 MW, 692 MW eléctricos).

El cronograma del proyecto de ejecución de obra comprende una fase I de 12 meses de duración para el relanzamiento del proyecto (organización, recuperación de infraestructura, ingeniería y contratos), una fase II de 26 meses para las actividades de construcción y montaje y una fase III de 14 meses para la puesta en marcha de la central. Las tareas remanentes de diseño serán ejecutadas por Nucleoeléctrica Argentina S.A. en asociación con los recursos científicos y tecnológicos de la Comisión Nacional de Energía Atómica.


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Comparación de las dimensiones de los recipientes de presión de Atucha 1 y Atucha 2.

Hoy Mismo 14-04-2010 Cristina anunció que Atucha III (3) Es un proyecto futuro que se encuentra vigente



Central Nuclear Embalse



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Centrales Nucleares de Argentina



Ubicada en la localidad de Embalse (Córdoba), provincia de Córdoba, Argentina, a 30 kilómetros de Río Tercero es una central termonuclear 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.

Hitos

En 1911 el gobierno decide construir una central hidroeléctrica. Desde entonces la población se traslada al lugar y el pueblo comienza a ser conocido como Embalse. En los años 40 se incorpora al lugar la construcción de un complejo turístico capaz de albergar a 1200 turistas. En función de un acuerdo subscripto entre la empresa Provincial de Energía de Córdoba (EPEC) y la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), del 6 de noviembre de 1967, se encomendó a esta última la ejecución de un estudio de preinversión de una central nuclear para el suministro de electricidad para la provincia de Córdoba finalizado en 1968. Mediante el decreto Ley 2498/73 se declaró de interés nacional la construcción y puesta en servicio de una central nuclear en la provincia de Córdoba, al mismo tiempo se dispuso que CNEA se convirtiera en el órgano de aplicación tomando a su cargo todo lo concerniente al proyecto, contratación, ejecución y recepción de las obras de dicha central, con plena representación del Estado Nacional Argentino.

Los objetivos principales del proyecto fueron, además de dotar al país de una importante fuente de generación eléctrica y del radioisótopo Cobalto 60, incrementar el dominio de la tecnología nucleoeléctrica, básicamente en los aspectos de ingeniería de detalle, construcción y montaje.
Características técnicas

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).

* Potencia térmica: 2.109 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


Producción energética

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. Su Factor de Carga promedio hasta dicha fecha, es del 84%, 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.
Producción de cobalto 60

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. Este isótopo del Cobalto tiene gran utilidad como fuente de irradiación en los campos de medicina e industria.



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Recientemente se a firmado entre Barios Países un tratado de Seguridad Nuclear conbocado por Estados Unidos y por supuesto que Argetina estubo ahí...

Argentina es un país relevante. Es la primera nación del mundo emergente que completó la totalidad del ciclo nuclear con su propia tecnología y con personal científico y tecnológico nacional, lo que ocurrió en la década del 80.

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La Argentina, además, estableció en 1991 un mecanismo bilateral y recíproco de inspección de sus respectivos programas nucleares con Brasil, a través de la constitución de la Agencia Brasileña-Argentina de Contabilidad y Control de Materiales Nucleares (ABACC), que se encuentra vigente.

Así, ambos países, transformaron a América del Sur en una región de paz en el tema estratégico central de la época que es el desarrollo nuclear. El acuerdo argentino-brasileño de 1991, que supervisa bilateralmente -esto es, internacionalmente- que el desarrollo nuclear de los dos principales países de la región sudamericana se realizara en sentido pacífico, contrastó con la competencia armamentista en el plano atómico entre India y Pakistán, que en la misma época llevó a los dos principal países del subcontinente indio desafiar abiertamente a la comunidad internacional, representada por el Tratado de No Proliferación Nuclear (TNP), al que la Argentina adhirió en 1995.


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Reactor CAREM
Central Argentina de Elementos Modulares

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.



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Figura 1. Esquema del funcionamiento de un reactor clásico tipo PWR


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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.



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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.



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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.



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Figura 5. Ejemplo de intercambiador de calor y la ubicación en el RP


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Figura 6. Circuito secundario


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.


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Figura 7. Reactor RA-8 en Pilcaniyeu



Conclusiones

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. Posee ya competidores, que si bien están algunas etapas atrás en desarrollo, vienen avanzando con rapidez. Ellos son el IRIS (de Westinhouse, EEUU), SMART (de KAERI, Corea del Sur), IMR (de Mitsubishi, Japón) y PBMR (Sudáfrica).

CAREM es innovador e inaugura la IV generación de reactores bajo el concepto de integración y seguridad pasiva. Las reducciones de un posible LOCA es una ventaja importantísima, como así también la ventaja de poder atenderse solo las primeras 48hs tras un incidente. Es un reactor barato por simplificar su funcionamiento y poseer combustibles de alto quemado.





Gracias a " thephantombrc " por el video


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Varias Fuentes...
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=ciencia-tecnologia.com.ar=
=Wikipedia=
=Otros=
Todo sobre la energia nuclear en Argentina