Autor: M. en C. ROBERTO MENDIOLA Trabajo de ingreso a la Academia Mexicana de Ingeniería. Fecha: 29 de febrero de 1996 45 páginas

1. hw
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FACTIBILIDAD DE CENTRALES
NUCLEOELECTRICAS DE CONCEPTO
AVANZADO ORIENTADO HACIA EL DISEÑO
QUE OFREZCA LAS MAYORES VENTAJAS
PARA MÉXICO.
1
Presentado por: M. en C. ROBERTO MENDIOLA G.C.
Asesor de la Subgerencia de Ingeniería
de Centrales Nucleoeléctricas de la
Comisión Federal de Electricidad.
71
En la Ceremonia en la cual el autor ingresará
como académico de número a la
1
ACADEMIA MEXICANA DE INGENIERIA
7
México, D.F. febrero 29 de 1996.
r
1

2. CONTENIDO.
RESUMEN.
En este trabajo se presenta información general sobre los reactores
nucleares de potencia, su evolución desde las primeras generaciones, hasta
los conceptos avanzados mas recientes, aún en desarrollo, orientado hacia
las soluciones mas convenientes para México.
PANORAMA DE LA ENERGIA NUCLEAR.
DISEÑOS DE LA PRIMERA GENERACION.
2.1.- Reactor de Agua Hirviente (BWR).
2.2.- Reactor de Agua Presurizada (PWR).
2.3.- Reactor de Agua Pesada a Presión (PHWR).
CONCEPTOS AVANZADOS.
3.1.- REACTORES AVANZADOS DE AGUA LIGERA.
3.1.1.- Reactor Avanzado de Ebullición (ABWR) y (SBWR).
3.1.2.- Reactor Avanzado Europeo (SIZE WELL).
3.1.3.- Reactor Avanzado PlUS.
3.2.- REACTORES DE AGUA PESADA.
3.3.- REACTORES REFRIGERADOS POR GAS.
3.4.- REACTORES AVANZADOS DE METAL LIQUIDO.
3.4.1.- Reactor Rápido CRIEPI.
3.4.2.- Reactores Avanzados de Metal Líquido (ALMR).
COMPARACION DE CARACTERISTICAS PRINCIPALES DE C/U.
RAZONES POR LAS CUALES EL ALMR DE GE SE CONSIDERA EL
MAS VIABLE PARA MEXICO.
PLANTEAMIENTO DE UN PARQUE NUCLEAR.
CONCLUSIONES.
2

3. lb
[
1.- PANORAMA DE LAENERGÍANUCLEAR.
En aproximadamente un tercio de siglo, desde el principio de su
desarrollo para las aplicaciones civiles, la energía nucleoeléctrica se inició
comercialmente en el mundo hace cerca de 40 años, desde que la planta de
Shipping Port, Pennsylvania, E.U.A.. entró en operación en 1957 con una
unidad de 90 Megawatts.(i)
A la fecha existen mas de 424 unidades en operación, distribuidas en 30
países, uno de los cuales es México con 2 unidades.(2)
( Actualmente la aportación de la energía nuclear a la generación de
electricidad en el mundo es de más de 20% de la generación total y es
equiparable a la que se genera con centrales hidroeléctricas. La experiencia
acumulada en el mundo en diseño, construcción y operación de centrales
nucleoeléctricas es de aproximadamente 6000 años-reactor. Esta
L experiencia incluye dos accidentes de consideración, el de la Isla de las
Tres Millas (TMI) en E.U.A. en 1979 y el de Chernobyl en Ucrania en 1986.
E En el primero los daños quedaron confinados dentro de la contención
primaria, lo cual demostró la confiabilidad del diseño de los sistemas de
seguridad de la central, mientras que en el de Chernobyl se perdió el control
de la central provocando pérdida de vidas humanas. Se reconoce que el
diseño de Chernobyl con reactores de agua hirviente moderados con grafito
( (RBMK), no cumple con los criterios y normas de seguridad impuestos a los
reactores de diseño occidental y por ende, no puede compararse con
reactores del tipo de Laguna Verde.
El accidente de TMI tuvo una fuerte influencia negativa en la opinión
pública sobre la seguridad de las plantas nucleares, no obstante que no se
tuvieron consecuencias públicas. Sin embargo, la retroalimentación del
accidente de TMI permitió mejorar los diseños, sobre todo en el aspecto de
la interfaz hombre-máquina, especialmente mediante mejores programas
para el entrenamiento de los operadores. Por otro lado, el accidente de
Chernobyl, que sí tuvo consecuencias externas, exacerbó la opinión pública
contra la energía nuclear a nivel mundial.
(Nuclear Power Production, Energy Resources and Policy, Richard C. Dorf., p. 222)
(Panorama Actual de la energía Nuclear en el mundo, M. en C. Bruno de Vecchi Appendini, Nov. de
1993, Ciclo de Conferencias Magistrales, AMI., Conacyt. México).
3

4. En las condiciones presentes, las principales preocupaciones de la
opinión pública sobre el uso de la nucleoelectricidad son sobre la seguridad,
la competitividad económica, los desechos radiactivos y su disposición final
y, a menos que se logren cambios importantes en la aceptación pública, a
través de mejoras efectivas en la tecnología, la energía nuclear no
continuará proliferando.
Se considera que el desarrollo de las centrales nucleoeléctricas de
concepto avanzado es el paso clave para resolver algunas de las
preocupaciones públicas. Concepto avanzado significa que se trata de una
central que aún no está en operación, que se encuentra en la etapa de
desarrollo. Los conceptos avanzados pueden clasificarse en dos grupos: un
grupo llamado "evolucionario" cuyo diseño se basa en la tecnología ya
probada y en la experiencia lograda con las plantas de la primera
generación y otro grupo es el llamado "innovativo", cuyos diseños enfatizan
nuevas características, especialmente respecto a la seguridad. Además se
ha considerado conveniente distinguir a los dos tipos estableciendo que los
"innovativos" podrán presentar muchas características nuevas y por lo tanto
se considera necesario que exista un prototipo antes del reactor comercial
L (3) así mismo, para los diseños "evolucionarios", desarrollados a partir de un
proceso de evolución de los diseños de la primera generación, no se
considera necesario que exista un prototipo antes del reactor comercial.
2.- DISEÑOS DE PRIMERA GENERACIÓN.
Los primeras nucleoeléctricas que durante los últimos 40 años han sido
desarrolladas, operan a base de una tecnología que también usa un ciclo de
vapor, substituyendo el generador de vapor convencional por un reactor
nuclear que tiene un cierto grado de complejidad. Su mayor ventaja es que
el impacto sobre el medio ambiente se mitiga en forma considerable, ya que
al no consumir combustible fósil, la emisión de gases nocivos es anulada.
Es ideal para proporcionar generación de carga base. La inversión de
capital inicial para una central de este tipo es alta, sin embargo, debido al
bajo costo del combustible, esto se ve compensado con costos de
generación competitivos.
(3) (Objectives for the Development of Advanced Nuclear Plants, p.8 IAEA-TECDOC.-682 January 993)
.J

5. 17
[
Los principales problemas que ha enfrentado este tipo de generación, es
el relacionado con la seguridad y con la disposición de sus desechos
radioactivos de alto nivel (combustible nuclear usado) y los desechos de
bajo nivel (subproductos de limpieza de agua, drenajes, etc.)
El manejo y la disposición final de los desechos radioactivos de alto y
bajo nivel están totalmente resueltos, tanto en el ámbito tecnológico, como
en el económico, cumpliendo con las más estrictas normas de seguridad
para proteger al ecosistema y, por ende, al público en general, tanto en el
presente como en el futuro lejano. El problema de la seguridad en las
E
centrales es también un aspecto de mayor interés público.
Con relación a la seguridad, el diseño de los reactores de occidente se
basa en el principio de "Defensa en Profundidad" o "Defensa a Ultranza" que
consiste de tres elementos fundamentales:
Prevención de accidentes mediante un diseño y una operación seguros,
ambos resultado de una estricta aplicación de procedimientos y normas de
• diseño sólidamente estructurados, así como el entrenamiento exhaustivo de
operadores empleando simuladores.
Gestión o manejo de accidentes, en caso de que éstos ocurran.
Mitigación de las consecuencias de accidentes mediante la contención de
la radiación a través de barreras múltiples.
L A favor de las centrales nucleoeléctricas desarrolladas durante los
últimos 40 años, se tiene que no hay emisión de gases contaminantes como
F el bióxido de azufre (S02), el bióxido de carbono (CO2) y óxidos de nitrógeno
(NOX) o de partículas sólidas como ocurre con las plantas termoeléctricas
convencionales que queman carbón o combustóleo. Como ejemplo se ha
(
estimado que con la operación de una central nuclear de 1350 Mwe, se
evitaría la emisión anual de 7,891 toneladas de S02, 2,890 toneladas de
[ NOX y 215 toneladas de partículas que se producirían en una termoeléctrica
que utilice combustóleo, equipada con sistemas de tratamiento de gases de
combustión. (4)
E (4 ) (Impacto Ambiental, Estudio de Factibilidad de nuevas Centrales Nucleoeléctricas para la Gerencia de
Centrales Nucleoeléctricas de CFE 1087, Octubre de 1994, p. 4-4).
5

6. 17
Estos gases son los principales causantes del efecto de invernadero y
de la acidificación del planeta.
Los principales tipos de reactores de diseño de primera generación, que
comercialmente han sido una alternativa para la expansión de los sistemas
eléctricos son:
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2.1.- Reactores de Agua Hirviente (BWR).
2.2.- Reactores de Agua Presurizada (PWR).
2.3.- Reactores de Agua Pesada a Presión (PHWR).
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2.1.- REACTOR DE AGUA HIRVIENTE (BWR)
El reactor de las plantas (BWR) se considera como el más sencillo de
todos los reactores nucleares de potencia, usa agua ordinaria como fluído
refrigerante y moderador, el combustible es uranio enriquecido. Una ventaja
de este tipo de planta es que requiere poco equipo, debido a que opera con
L un circuito primario en el que la turbina es accionada por el vapor de agua
producido en el reactor. Las barras de control se insertan por la parte inferior
de la vasija, lo que facilita la recarga del reactor y el acceso a los secadores
de vapor cuando se retira la tapa superior de la vasija. A este tipo de reactor
pertenecen los instalados en Laguna Verde.
El agua ordinaria usada como refrigerante y moderador origina un fuerte
coeficiente negativo de reactividad por burbujas que le dá a estos reactores
L atractivas características para que se produzca un seguimiento de carga sin
la intervención del operador. La formación de burbujas disminuye la
capacidad de moderación, lo que significa una disminución de neutrones
térmicos.
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7. Md
2.2.- REACTORES DE AGUA PRESURIZADA (PWR).
Estos reactores tienen dos circuitos de agua, el primario con agua a alta
presión que cumple la función de retirar el calor del núcleo conduciéndolo a
los generadores de vapor, en los cuales el agua del circuito secundario se
evapora para alimentar al turbo generador. El combustible empleado es
también uranio enriquecido.
2.3.- REACTOR DE AGUA PESADA A PRESION (PHWR).
En los reactores de agua pesada a presión (PHWR) también hay dos
circuitos, en el primero se emplea agua pesada (que tiene deuterio en lugar
de hidrógeno ligero) como refrigerante y moderador del reactor y en el
segundo se tiene el fluído de trabajo que es agua normal. El circuito
secundario está constituído principalmente por el generador de vapor, la
turbina, el condensador, tuberias y bombas. Las principales desventajas de
este tipo de reactores es el alto costo del agua pesada empleada en el
circuito primario y las mayores dimensiones de los equipos debido a la baja
densidad de potencia, ya que utiliza uranio natural como combustible.
L El tipo (PHWR) desarrollado por Canadá y conocido comercialmente por
CANDU (de Canadá y Deuterio) tiene como principales características que
opera con uranio natural como combustible y agua pesada como moderador
y refrigerante y que está formado por una calandria o tanque cilíndrico
horizontal que contiene el agua pesada como moderador, atravesado por
tubos horizontales que contienen en su interior a los ensambles de
combustible enfriados por el agua pesada a presión que circula por los tubos
horizontales que forman parte del circuito primario que alimenta a un
L generador de vapor de agua ordinaria.
Con este sistema de calandria los elementos combustibles nuevos
pueden ser insertados por uno de los extremos de cada tubo a presión, en
tanto que los combustibles gastados pueden ser removidos por el otro de los
extremos empleando para ellos una máquina de recargas robotizada,
operada a control remoto. Esta característica permite efectuar la recarga de
combustible con el reactor en operación, lo cual se traduce en un alto factor
de disponibilidad, con promedios anuales mayores de 67.0%.
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Lmi
7
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8. ÍJ
r
3.- CONCEPTOS AVANZADOS.
Mundialmente existen, por lo menos en desarrollo, 20 diferentes diseños
de centrales nucleoeléctricas avanzadas. En general en todos ellos se busca
mejorar la seguridad, la confiabilidad y la economía.
En forma general, las características básicas de los nuevos diseños se
enmarcan en cuatro tipos de reactores:
mm-
3.1 .- Reactores Avanzados de Agua Ligera (ALWR).
3.2.- Reactores de Agua Pesada.
r 33.- Reactores Refrigerados por Gas.
L 3.4.- Reactores de Metal Líquido.
3.1.-REACTORES AVANZADOS DE AGUALIGERA (ALWR).
Los reactores avanzados de agua ligera están siendo ahora diseminados
y comercializados en el mundo.
En Japón, la "Compañía Tokyo Electric Power (TEPCO)" está
construyendo los dos primeros ALWRS del mundo, dos 1300 Mwe BWRS
avanzados (ABWRS).
Dos unidades "de punta" (Lead) ABWR estan siendo construidas por
(TEPCO) en el sitio Kashiwazaki-Karima, Japón.
En mayo de 1991, el Ministerio Japonés de Industria y Comercio
Internacional "Japan's Ministry of International Trade and lndustry (MITI)
expidió un permiso de establecimiento" para el (ABWR), equivalente a una
Certificación de Diseño en los E.U.A., lo cual culminó una exitosa revisión
de seguridad que empezó en marzo de 1988. Simultáneamente con la
revisión de seguridad, GE y sus socios Hitachi y Toshiba desarrollaron la
ingeniería de detalle de la planta estandard (ABWR) para Japón. Después
de un programa de construcción de 50 meses la unidad K-6 entrará en
operación comercial en 1997.
1

9. há
En E.U.A., el DOE, los fabricantes, los propietarios y los
suministradores, están llevando un programa cooperativo llamado
r Ingenieria de Primera en su clase, First of a Kind Engineering (FOAKE)". El
propósito es desarrollar la Ingeniería de detalle de los (ALWR5), de manera
., que estén comercialmente disponibles para los propietarios de los E.U.A. a
mediados de los 90's. (5)
La industria de E.U.A. está en su segundo año de un plan estratégico
para tener un (ALWR) en operación comercial para el año 2000.
Otros países también están considerando planes para construir
(ALWRs). La Compañía de potencia de Taiwan está considerando la
construcción de 2 (ALWR5) para operación comercial, y la primera unidad
en el año 2000. Así mismo, Korea, Indonesia y México están considerando
la misma opción. El éxito comercial del (ALWR) se debe a su
comportamiento superior y bajos costos.
p 3.1.1.- REACTORES AVANZADOS DE AGUA EN EBULLICION
L (ABWR) Y REACTORES SIMPLIFICADOS DE AGUA EN EBULLICION
(SBWR).
L
Las mismas tecnologías avanzadas de los reactores (BWR), se aplica a
ambos, (ABWR) y (SBWR). Las unicas diferencias importantes entre ambos
diseños son el régimen de potencia, el flujo de recirculación (bombas
internas para el (ABWR) y circulación natural para el (SBWR) y el grado
hasta el cual los sistemas de seguridad emplean características pasivas
versus activas. Las características de diseño y la tecnología de soporte que
son comunes a ambos (ABWR) y (SBWR) se muestran en la tabla 1,
siguiente:
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u.
(5) (Advanced LWR Technology for Commercial Application, John R. Redding, Manager, Advanced BWR
Marketing, GE Nuclear Energy)
111
0

10. TABLA 1.- CARACTERISTICAS Y TECNOLOGIA COMUNES A AMBOS
(ABWR) y (SBWR).
1.- Materiales y química del agua.
1 2.- Ajuste fino de los impulsores de las barras de control.
3.- Control y sistemas de instrumentación digitales.
E
4.- Multiplexores y transmisión de datos por fibra óptica.
Diseño del cuarto de control.
Arreglos generales de la planta para fácil mantenimiento.
E 7.- Contención con tecnología de concreto reforzado.
Venteo horizontal para supresión de presión.
Modularización de equipo y estructuras.
E 10.- Características pasivas para mitigar accidentes severos.
Tecnologías de desechos radioactivos.
Códigos de cómputo y métodos analíticos.
1 13.- Tecnología para el manejo de información.
SISTEMAS NUCLEARES DE SUMINISTRO DE VAPOR:
La vasija de presión del (ABWR) es de 21 metros de altura y 7.1 metros
de diámetro. La del (SBWR) es de 24 metros de altura y 6 metros de
diámetro, ambas están diseñadas para una vida de 60 años.
E La mayor parte de la vasija, incluyendo los cuatro anillos desde la línea
de cinturón del núcleo, hasta el fondo, están fabricados de una sola forja. La
E vasija no tiene boquillas mayores a 2 puIg. de diámetro en ningún lugar
abajo de la parte superior del núcleo porque los circuitos para recirculación
externa han sido eliminados. Debido a estas dos características, más del
1 50% de las soldaduras y todas las tuberías y soportes de tubería en el
sistema primario han sido eliminados y con ésto, también la más grande
I
fuente de exposición ocupacional en el (BWR).
La selección de materiales usados en los diseños avanzados de GE está
basada en las lecciones aprendidas en 30 años de experiencia de operación
con BWR.
El Cobalto ha sido eliminado de los diseños; por ejemplo, los
condensadores están hechos de titanio y los asientos de las válvulas usan
materiales sin cobalto.
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11. iw
u
Además, el acero usado en el sistema primario está hecho de material
de grado nuclear (aleaciones de bajo carbón), las cuales son resistentes a
las desquebrajaduras por corrosión ¡ntergranular por esfuerzos. Nuevas y
mas severas guias para la química del agua que son ahora implementadas
en muchos (BWR5) en operación, serán la norma para los (ABWR).
El ajuste fino de los impulsores de las barras de control se usa en los
(ABWR). La operación se efectúa día a día con un motor eléctrico de pasos,
que mueve al impulsor en incrementos de 0.75 puig. (comparado con el
impulsor de pistón de atorado que tenía incrementos de 3 puIg., hace
r posible el "ajuste fino"). Las barras de control son insertadas para apagado
súbito hidráulicamente, pero pueden también se insertadas súbitamente por
medio del motor eléctrico como respaldo. El "FMCRD" (impulsores de las
barras de control de ajuste fino) es tan confiable que no es necesario
inspeccionarlos durante toda la vida de la planta. Por consiguiente,
solamente tres impulsores serán removidos para inspección durante una
salida por recarga, lo cual significa un gran ahorro de tiempo. Típicamente,
30 impulsores de candado son removidos en cada salida, los "FMCRD" se
purgan continuamente con agua limpia para mantener la radiación a niveles
muy bajos.
3.1 .2V- REACTOR AVANZADO EUROPEO (SIZE WELL).
Esta información será incluida en un adendum posterior para su
integración a este documento.
3.1.3.-REACTORAVANZADO PlUS.
Dentro de los reactores avanzados innovadores refrigerados por
agua ligera estan los inherentemente seguros, entre los que se desarrollan
en Europa destaca el PlUS (ABB-Atom).
El diseño conceptual para los PlUS esta dirigido a unidades de tamaño
mediano, o sea unos 600 MWe. aún cuando también puede adaptarse a
tamaños inferiores. La teoría que sobre la seguridad mejorada aplica a estos
reactores esta basada en el principio de que la facultad de que se dispone
para parar el reactor y proporcionar al mismo tiempo un enfriamiento
continuo del nucleo que elimine el calor residual después de cualquier
accidente, ha de ser enteramente pasiva.
11

12. ki
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Aj m: LJ C 61
1
-
FIG. 3.1 4.1 PRINCIPIO DE OPERACION DEL
REACTOR PIAUS. CON EXCLUSAS DE DENSIDAD.
(FUENTE OIEA- TEC DOC 479).

13. ib
u
También aqui es necesario aclarar que los conceptos de seguridad
e activa y pasiva describen la forma en que los sistemas de seguridad,
191 estructuras o funciones de los componentes se distinguen unos de otros,
determinando si se tiene confianza en la actuación de energía eléctrica o
mecánicas externas, señales o fuerzas. La ausencia de esa confianza, en un
sistema pasivo, significa que la seguridad está basada en leyes naturales,
propiedades de los materiales y energía almacenada internamente. Así
pues, algunas causas potenciales de falla de sistemas activos,como el error
en la actuación humana ó la falta de energía, no existen en un sistema
pasivo, aún cuando es importante mencionar que existen otro tipo de fallas,
como son los resultados de fallo mecánico o estructuras o una actuación
humana intencionada. Por lo tanto la seguridad pasiva no es sinónimo de
seguridad intrínseca ó fiabilidad absoluta.
El principio básico del PlUS se fundamenta en la disposición de un
elevado volumen de agua borada capaz de parar y enfriar el reactor. En
operación normal esta agua borada está separada del refrigerante primario
por exclusas de densidad, pero que se desbloquean de forma natural al
tener lugar cualquier parada del reactor. El esquema de la figura 3.1.4.1
ilustra este principio. En el gráfico A, una fuente de calor ( nucleo del,
reactor) se situa en la parte inferior de un tubo ascendente ( vasija) dentro
de una piscina. El calor ocasionará un flujo de circulación natural
ascendente a través del tubo que vuelve a caer a la piscina. En la gráfica B
el caudal vuelve a entrar al tubo por la acción de una bomba. Si la velocidad
L de la bomba coincide con la ascención por el tubo por circulación natural,
según se calcule termohidraulicamente no habrá intercambio de agua con la
que esté circundante en la piscina, se consigue de este modo un circuito
L primario separado con aperturas permanentes a la piscina que por medio de
una bomba trabaje en un estado de equilibriio operacional y el calor
generado por el nucleo ahora permanece en el agua de circulación. Es obvio
que la pérdida de la bomba hará retornar al sistema a su estado de
equilibrio naturl con el nucleo enfriado por circulación natural via la aperturas
inferior y superior del tubo a la piscina.
En el gráfico C se añade un intercambiador de calor al sitema de
recirculación par mantener constante la temperatura. El calor generado por
el nucleo se extrae ahora con alguna utilidad posterior. La parte superior del
tubo es doblada hacia abajo del agua caliente encima de la fria en ambos
extremos del tubo en lo que se llaman exclusas de densidad. Tambien se
incluye un presurizador de burbuja de vapor de forma que la extracción de
u calor tenga lugar a una temperatura elevada.
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0.

14. lim
La interface entre el agua caliente y la fría en la exclusa de densidad es
r mantenida en una posición constante mendiante ajustes pequeños del
caudal de la bomba en correspondencia con la diferencia de temperatura
entre el agua del tubo y la de la piscina. El control del rango de velocidad
normal de la bomba es limitado, en particular en la velocidades mas altas.
Por diseño la velocidad máxima de la bomba se limita a un valor
ligeramente superior a la que corresponde a la potencia nominal del reactor.
La reactividad y la potencia de salida del reactor se controla por medio de
cambios en la concentración del boro y en la temperatura del refrigerante,
mientras que siempre habrá una circulación natural abierta entre el nucleo y
la piscina. En la gráfica D se muestra la respuesta del sistema a un
accidente. Ante la pérdida del sumidero de calor, el fallo de los sistemas de
L control para reducir la potencia del reactor y el fallo de los circuitos de
protección para realizar el "scram, el refrigerante del primario empezaría a
calentarse. La bomba del refrigerante cuya velocidadse controla, según sean
las temperaturas en la exclusa inferior de densidad, aumentaría su velocidad
hasta el máximo. La temperatura del primario a la salida del tubo
aumentaría hasta la ebullición y el contenido de huecos en el agua del tubo
sufre un rápido crecimiento de la fuerza direccional hacia la piscina. El
resultado es un rápido aumento del caudal en el tubo succionando agua de
la piscina hacia el primario, disparando el reactor.
3.2 REACTORES DE AGUA PESADA.
Los reactores CANDU avanzados desarrollados por la AECL son el
resultado de un agresivo programa de desarrollo para implementar mejoras
evolucionarias que enfaticen la seguridad, que bajen los costos de
L operación y mantenimiento y los riesgos del proyecto. Con esta estrategia,
las características probadas del reactor CANDU se conservan en los nuevos
r diseños y estas son:
- Canales horizontales (tubos de presión).
- Agua pesada como moderador.
- Flexibilidad en la administración del combustible, resultante de una alta
economía de neutrones.
- Un ensamble de combustible simple y de bajo costo.
- Recarga en operación.
r - Aleaciones de zirconio en los tubos de presión.
- Costos reducidos de inversión y operación.
13

15. r, 3.3 REACTORES REFRIGERADOS POR GAS.
Esta ¡formación será incluida en un adendum posterior para su
integración a este documento.
3.4.- REACTORES AVANZADOS DE METAL LIQUIDO (ALMR).
Los reactores nucleares de fisión enfriados por metales líquidos tienen
como característica sobresaliente que son reactores de cría. Es decir, un
reactor de cría arranca con una carga inicial de material fisionable como
• combustible y además de producir energía, produce más combustible nuevo
que el combustible consumido en el proceso. Esto ocurre porque en el
reactor se va formando Plutonio-239 que es el nuevo material fisionable a
partir del U-238. Asi que, no obstante que el U-238 no es directamente
fisionable, se convierte a P-239, el cual si es fisionable.
Esta conversión a Plutonio también ocurre en los reactores
convencionales de agua ligera pero a razón de conversión no tan alta como
en los reactores de cría. En un reactor de cría, por cada átomo de material
L fisionable que se consume, más de un átomo de material fértil se convierte a
material fisionable, es decir U-238 a P-239. La razón de cría se define como
el número de átomos fisionables producidos por átomo fisionable en
combustible consumido.
[1
Estos reactores se denominan también reactores rápidos de cría, pues
no contienen el material moderador que causaría el frenado de los
neutrones. A estas velocidades mayores, hay una probabilidad mayor de
L que los neutrones que no se necesitan para mantener la reacción en cadena
sean capturados por el material fértil U-238 y no por otros materiales de las
componentes del núcleo.
El (LMFBR) usa un metal líquido, sodio, como refrigerante del reactor.
Un gas inerte, argón, es usado para cubrir el sodio. El combustible usado en
el (LMFBR) es una mezcla de uranio y plutonio. El refrigerante, sodio, del
circuito primario, transporta el calor al intercambiador de calor en donde se
pasa al circuito secundario y eventualmente, se produce el vapor de agua
para la turbina.
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16. hd
m,
r El (LMFBR) tiene el potencial de una mayor eficiencia que los reactores
de agua ligera, ya que el sodio es considerablemente mas eficiente que el
agua en transferir el calor del núcleo. También el núcleo del reactor puede
r operarse a una temperatura mayor sin presurización, ya que el sodio tiene
una temperatura de ebullición mucho más alta que el agua. En
consecuencia, la eficiencia térmica de esta planta de potencia será del 34 %
o más, comparada con 31 a 33 % de las plantas de agua ligera. Esto
significa una disminución en la cantidad de calor desperdiciado. La acción
de cría es lograda colocando un cobertor de U-238 alrededor del núcleo.
El (LMFBR) está diseñado de manera que por cada átomo fisionado,
cerca de 1.2 átomos de P-239 son creados. Asi el plutonio puede ser
removido mediante reprocesamiento del combustible y utilizado para
reabastecer el núcleo, en tanto que el excedente puede ser usado para
abastecer otro (LMFBR) o un (LWR). Los (LMFBR) han tenido una alta
prioridad en investigación y desarrollo en Europa y han operado con éxito en
Francia, Gran Bretaña, Unión Soviética y Escocia. Algunos de los diseños
avanzados con características interesantes son:
El reactor rápido (CRIEPI 4S, 50 MWe.) y
El (ALMR) Reactor avanzado de metal líquido.
3.4.1.- REACTOR RAPIDO CRIEPI.
El reactor CRIEPI denominado 4S (50 MWe Fast Reactor) significa
"Super Safe Small and Simple" fue desarrollado por el "Central Research
Institute of Electric Power lndustry" (CRIEPI), Japón.
Es un reactor rápido enfriado por sodio, de tamaño reducido (50 MWe)
de operación y mantenimiento simplificado, construcción modular en
fábricas.
Una característica sobresaliente es que la distribución axial de la
potencia es una función de la posición del reflector, el cual se ajusta con
desplazamientos verticales como medio de control y para optimizar la
administración del combustible (quemado) en el nucleo.
11
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17. hí
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34.2.- REACTORES AVANZADOS DE METAL LIQUIDO (ALMR) /
PRISM.
e
El acrónimo (ALMR) significa "Advanced Liquid Metal Reactor". Este es
un concepto de reactor rápido desarrollado por GE con la ayuda de los
Laboratorios Nacionales de Argone. Su diseño es llamado el (PRISM).
PRISM significa "Power Reactor Innovative Small Module".El (ALMR) o
(PRISM) es un reactor rápido pero al contrario de la mayoría de los
reactores rápidos, no está diseñado para producir cantidades importantes de
plutonio, (no obstante que el núcleo podría ser modificado para optimizar
• ésto).
r El sitio de cada planta contiene nueve reactores. Cada reactor produce
160 MWe de potencia. Un reactor de esta potencia se considera pequeño,
por eso la palabra "small", pequeño, en (PRISM). Cada bloque de potencia
produce 480 MWe. El vapor generado por los tres reactores en un bloque
pasa a una turbina común para generar electricidad. Asi, la planta completa
produce 1440 MWe de tres turbinas de vapor. De este modo, el sitio de una
planta puede empezar con uno o más bloques e ir aumentando de acuerdo
con la demanda. Una ventaja importante en esta solución, es que cada
L reactor puede ser licenciado separadamente y por lo tanto, cada reactor
puede, en cualquier bloque, empezar a producir energía eléctrica aún antes
de que se construyan los otros reactores. La última innovación en el
L concepto (PRISM) es la idea de que las componentes del reactor sean
construídas en fábricas y transportadas al sitio, aún componentes grandes
como secciones de los recubrimientos metálicos de los sistemas de
contención. Así, las normas y especificaciones de fábrica pueden ser
verificados y garantizados antes de que las componentes sean
r transportadas.
BENEFICIOS DEL ALMR:
1.- CAPACIDAD DE CRIA.
Por especificaciones , actualmente la razón de cría es 1.018, pero el
núcleo del (ALMR) puede ser configurado para producir importantes
r cantidades de Pu-239 para abastecerse de combustile a sí mismo, o a otra
lWI

18. planta (ALMR). De esta forma, el sistema (ALMR) forma un ciclo completo
de combustible que puede durar siglos.
QUEMADO DE ARMAMENTOS NUCLEARES.
El núcleo del (ALMR) usaría muy eficientemente el plutonio de grado
armamentos nucleares, no deseado.
QUEMADO DE ACTINIDOS.
Los radioisótopos de mas larga vida en los desechos nucleares
(productos de fisión en los combustibles gastados), (Uranio, Plutonio, etc.)
están en la categoría de elementos llamados actínidos. En flujos de
neutrones rápidos, los actínidos pueden ser fisionados para producir
energía. Puesto que el (ALMR) genera potencia usando un flujo de
neutrones rápidos, el (ALMR) es ideal para eliminar los productos de fisión
de larga vida de los desechos radioactivos. Sin embargo, todavía hay
debate sobre si esto puede realmente lograrse. (6)
II.
ENERGIA A PARTIR DE LOS DESECHOS RADIOACTI VOS.
Plutonio para el núcleo inicial del primer (ALMR) incluyendo los actínidos
provenientes de los elementos gastados de (LWRs), así como las dos
primeras recargas de los siguientes (ALRMs). Las recargas subsecuentes
serían producidas en las instalaciones de reprocesamiento a partir de los
elementos de combustible (LWR) gastados, así como de los elementos de
combustible (ALMR) gastados y los ensambles de uranio empobrecido que
son insertados en el núcleo del (ALMR) como un cobertor de material fértil.
De esta manera, los actínidos provenientes de los elementos (LWR)
gastados, (ALMR) gastados y los ensambles cobertores de material fértil del
(ALMR) se aprovechan para generar energía.
r
U!
(6) (Beneficios y Problemas del ALMR
MaiI,/h.ttp:/Iazare. berke ..... Probs & Benefit. html).
17
Documento de GE. 01121196, Internet

19. k
1
PROBLEMAS DEL (ALMR).
1.- PRODUCCION DE PLUTONIO.
o
Aún cuando en principio la producción de plutonio para producir nuevos
• combustibles se reconoce como una ventaja, ante la opinión pública puede
ser una desventaja por el temor a que el Pu sea usado para fabricar armas
nucleares. Sin embargo, este problema puede aliviarse si se toma en cuenta
que el Pu producido en este reactor no será del grado de armas nucleares
ya que requeriría una separación mayor y cierto enriquecimiento para
r recuperar Pu-240 (el material de las armas), parecido al proceso requerido
para enriquecer uranio al grado de armas nucleares. Es decir, que este
plutonio no es mas peligroso que el uranio.
el
2.- COEFICIENTE POSITIVO POR VACIOS EN EL SODIO.
Un coeficiente positivo por vacíos en sodio significa que cuando se
forman burbujas en el sodio dentro de los canales de efriamiento de los
combustibles, debido a transitorios de temperatura, la temperatura del
combustible aumentará, lo cual a su vez produce mas vacíos. Así la
temperatura del combustible tiene la posibilidad de entrar en un crecimiento
desmedido que podría causar la fusión del núcleo (las barras de combustible
pierden su geometría cuando los materiales del núcleo se funden y se
queman).
3.- INTERACCION AGUA-SODIO.
El sodio reacciona violentamente con el agua y el aire. Esto crea
obviamente un problema y se deberá tener un cuidado especial con
respecto a las tuberías. Conservar al sodio líquido separado del agua es
imperativo y especialmente dificil en el generador de vapor, por lo que se
deberán tomar medidas de seguridad.
3.4.2.1.- SISTEMA NUCLEAR DE SUMINISTRO DE VAPOR.
La Figura 3.4.2.1. muestra el sistema nuclear de suministro de vapor
formado por el reactor (ALMR), el circuito primario de enfriamiento, el
generador de vapor hasta las lineas de vapor principal que alimenta el
turbogenerador.
18

20. r= ri ri r ri ri r—' r i—i r- ' 1— ! r! ! •
ALMR Power Train
High Grade
Safety Grade Industrial Standards
Redundant
ISafetTadeIsolation Valves
STEAM4.'
GENERATOR R
TGCONTROL
ACS
TURBINE
BYPASS
4.4
fromINTER-
MEDIATE
AUXIL!AR.'t' coo!ing
SODIUM
LOOP
.. VESSEL CONDENSER tower
4..'
4%
4%
UMP_J
- 4%
4%
AR4.'
4'
.4'
RVACS sWRPRS
4%
4.'
.4, '.4
.4'
4%
4' FEEDWA TER
'.4 HEATERS
REACTOR J Nuclear Steam Suonlv Svstem E=51 9227508
Shutdown
Heat RVACS ACS Condenser
Remova!
ceb 6-2113195

21. rw
ha
El extremo superior es la tapa del reactor. Un recubrimiento metálico
P interior proteje a la vasija del reactor durante operación normal de la entrada
de sodio caliente que circula a través del pleno caliente.
NUCLEO DEL REACTOR.
El Nucleo de referencia del (ALMR) es un diseño del nucleo homogéneo de
dos regiones, con un total de 391 ensambles, que incluyen 192 ensambles
de combustible, 114 ensambles reflectores, 10 ensambles de control y por
último 3 ensambles de apagado. El nucleo esta diseñado para ser quemador
de actinidos. La razón de conversión de cria es 0.80. El nucleo esta
diseñado para agregarle materiales fértiles para ajustar la cria y la fisión de
ser necesario, El nucleo produce 840 MWt, con un incremento promedio de
temperatura de 121 co. La altura del nucleo es de 81.2 cm.
3.4.2.2.- DESCRIPCION DEL REACTOR (ALMR).
En las Figuras 3.4.2.1 y 3.4.2.2 se muestran dos cortes del reactor
(ALMR). La vasija del reactor y la tapa de la misma forman la frontera
• primaria que contienen al sodio primario y soportan al núcleo, las estructuras
L internas, el blindaje fijo, las bombas electromagnéticas, los
intercambiadores de calor intermedios, la máquina de transferencia dentro
de la vasija, los impulsores de las barras de control y una parte de inventario
de sodio intermedio. La vasija del reactor no tiene penetraciones, su longitud
total es de 19.35 m., y 9.2 m. de diámetro, está construida de acero
L inoxidable tipo 316 de acuerdo con los requerimientos del código ASME B y
VP, Sección M. Subsección NB case N-47. El extremo del fondo de la vasija
es semielipsoidal, y no tiene cobertores superior ni inferior. El combustible
de referencia del nucleo del (ALMR) es una aleación de U-Pu-10% Zr. Dos
enriquecimientos, 21.8 Pu y 16.1 Pu, se usan en loa ensambles de
combustible. La aleación ferritica HT9.
Para los encamizados se usa una aleación ferrítica HT9. El intervalo
base de diseño para recargar es de 16 meses, con una cuarta parte de los
combustibles "impulsores" reemplazados en cada recarga. Los ensambles
reflectores y blindajes proporcionan la protección necesaria para evitar
daños excesivos por radiación a las estructuras del reactor y componentes
que rodean al nucleo y evitar la activación de sodio intermedio y las
particulas del aire del Sistema auxiliar de enfriamiento de la vasija del
reactor (SAE VR).
FW
a

22. r
0
c
1
1
J Gas Expansion Module 6
O Shield 54
fflJj Reflector 48
Q Radial Blankeg 42
(D Oriver Fuel 66
el Interna! Blanke: 30
• Control 6
Ultimare Shutdown 1
Total. 253
1
I
1!
1
1
E
1
1
L
FIgure 4. Reference Metal Core

23. REACTOR.." V ,Y
VESSEL (2 in.)
CONTAINMENT
çfVESSEL (1 in.)
CYLINDER
?» COLLECTOR
(1 .)
THERMAL
ISULATION
(2 in thirk
GRADE
1/
1,
OUTLET
PLENUM
INLET
PLENUM
25.33ftø-
21.0 ft 0
19.83ft0
18.83 ft
18.25 tt
1i
RVACS
FLOW
PATHS CONTAINMENT
DOM E
AlA INLET (8)
AlA OUTLET
STACK
SEISMIC
COLLECTOR
CYUNDER
4U)NN 4AL
FLOW
VESSEL
REACTOR
VESSEL
REACTOR —25 4
SILO 1 1 ELEVATION SILO CAVJTY
Figure-2A—.1. PRIMARY SODIUM AND AIR FLOW "CUITS DURING RVACS HEAT REMOVAL OPERATION
92-393-02

24. REACTOR
CLOSURE
CONTROL DRIVE
ASSEMBLIES (6)
ULTIMATE SHUTDOWN
ASSEMBLY
ROTATABLE FUEL
PLUG TRANSFER
PRIMARY STATION
EM
LINER OVER
PUMP
FLOW SLOTS
(4)
FLUX
MONITOR
WELL (3)
SODIUM
6LEVEL
SPENT FUEL
STORAGE
UPPER
INTERNALS
CONTAIN-
MENT
VESSEL -
30 It.
10 In. OD
IHX (2)-
IHX
SHIELO
EM
PUMP
OUTLETS
(8)
SPENT
FUEL
STORAGE
REACTOR
-.,--- VESSEL
LINER
PUMP (4) D- .0
SUPPORT
CYLINDER
CONTAINMENT
VESSEL
INTERMEDIATE
HEAT
EXCHANGER
(2)
FIXED-
SHIELDING
REACTOR
VESSEL
18 ft. 10 in. OD
SUPPORT REACTOR
CYLINDER VESSEL
Fig 4+-1-- 93-295-01
ALMR REACTOR MODULE

25. lw
r
4.- COMPARACION DE CARATERISTICAS PRINCIPALES DE CADA
REACTOR.
r
Esta información, elaborada por los propios fabricantes, se muestra en
las 3 tablas siguientes:
CARACTERISTICAS DE DISEÑO
DISEÑOS AP - 600 SBWR EPR SYSTEM 80+
Tipo de Reactor PWR BWR PWR PWR
Suministrador Westinghous GE NPI ABB-CE
Potencia MWt/MWe
net.
19401600 20001640 425011450 381711300
Refrig. /Moderador agua ligera/= agua ligera/= agua ligera/= agua ligera/=
Combustible UO2 UO2 UO2 ó
UO2/Pu02
UO2 y/o Pu02
Material Vaina circaloy circaloy-2 circaloy circaloy-4
Geometría 17x17 8x8 ó 9x9 17x17 16x16
#Elem.Comb.I 134519.5
Diámetro Past.min
732112.3 20519.5 24119.7
#Barras de Control 45+16 grises 177 69 94
Material. Barras de AglnCd
Cont.
B4C B4C y AglnCd B4C, AglnCd
Actuadores gato mec. eléct./hidráulic. gravedad gato mag.
Long.Comb.Activo.min 3658 2743 4200 3810
Diám.Equiv.Núcleo
mm.
2922 4880 3470 3650
Reac. Térmico o térmico
Rápido.
térmico térmico térmico
Alt./Diám.Nasija,m 11,614,4 24,516,0 12,815,25 15,314,6
Dens./Pot.med.kW,t 78,82 41,0 107 95,5
Temp.Refrig.entlsal. 2761312 2161288 2911325 2921324
Presión/Prim.,Mpa 15,41 7,07 15,51 15,41
Contención acero piscina+ hormi si acero+ hormi
Meses entre 18a24
Recargas
24 12a18 18a24
Tiempo Recarga 30 días 45 días 30 días 17 días
Dosis.Ocup/hombre-
rem
70 <100 <100 <70
#Lazos (PWRs) 2 - 4 2
Sist. Venteo Filtrado no no no no
Cap. Extac. Calor. 2x100% pasivo 3x50% 4x50% 4x100%
Fecha estimada fin
diseño
1995 1995 1995 diseño
básico
1996 diseño
final
04
1
0
O
1.
a
1

26. OR
0
CARACTERISTICAS DE DISEÑO
DISEÑOS ABWR APWR-1300 APWR-1000 CANDU-3
Tipo de Reactor BWR PWR PWR PHWR
Suministrador GE Westinhouse Westinhouse AECL CANDU
Potencia MWtIMWe
net.
392611300 390011300 315011050 14401450
Refrigerante
¡Moderador
agua ligeral= agua ligerai= agua ligera/= agua pesada/=
Combustible UO2 UO2 UO2 UO2 natural
Material Vaina circaloy-2 circaloy-4 circaloy-4 circaloy-4
Geometría 8x8 ó 9x9 19x19 17x17 37 elementos
#Elem.Comb./
DiámetroPast.min
872112.3 193110.3 19319.5 232113.1
#Barras de Control 205 69n+28gi-88ag 53n+16g 24
Mat. Barras de
Control,
B4C B4C,AglnCd,
acero circonio
AglnCd, acero acero inox.
vaina de Cd
Actuadores elect./hidr. magn.hidráulico gato mag. mecánico
Long.Comb.Activo.mn 3708 3900 3658 5944
Diám.Equiv. Núcleo,
mm.
5164 4000 3370 4912
Reac. Térmico o Térmico
Rápido.
Térmico Térmico Térmico
Alt./DiámetroVasija,
m
21,017.1 16 ext/5,1 mt 12 ext/4,5 mt --/--
Densidad Pot. media,
kW/t
50,6 80,0 96,2 12,78
Temp.Refrig.ent/sal.c 2161288 2921327 2871325 2681310
Presión Primario, 7,07
Mpa
15,51 15,51 9,9
Contención piscina+hormi cilíndrica-acero cilindríca-acero Si
Meses entre 18
Recargas
16.5 17 en operacion
Tiempo de Recarga 45 45 30 --
Dosis Ocup. hombre-
rem
<100 <100 <100 40<x<75
#Lazos (PWRs) -- 4 3 --
Sistema Venteo no
Filtrado
no no no
Capacidad Extacc.
Calor
3x50% 4x50%
seguridad
4x50%
seguridad
2x100%
Fecha estimada fin
diseño
hecho 1994 1993diseño
prel.
1996
21
ra
0

27. E
e:
1
L
1
PI
CARACTERISTICAS DE DISEÑO
DISEÑOS PlUS MHTGR EFR ALMR
Tipo de Reactor PWR GCR LMFBR LMFBR
Suministrador ABB Atom Gen.Atomics EFR asociados GE/ANL
Potencia MWtIMWe 20001640
net.
14001538 360011450 4245 /1440
Refrigerante agua ligera/=
/M oderador
He/grafito Na líquido/no Na líquido/no
Combustible UO2 UCOfisilThO2
fértil
UO2 mixto y
Pu02
U25%.
PulO%.Zr
Material Vaina circaloy-4 part.
refractarias
acero
aust+nimonic
aleación Fe
HT-9
Geometría 18x18 bloq.
hex.grafito
331 varillas 217 varillas
#Elem.Comb./ 21319,5
DiámetroPast.min
660113 38718,2 66 conj17,2
#Barras de Control no 30 33 6
Mat. Barras de
Control,
-- B4C
compactas
B4C B4C
Actuadores -- eléctricos graved.+motor graved.+motor
Long. Comb. Activo. 2500
mm
7925 1000 1350
Diám.Equiv.Núcleo, 3760
mm.
1650int 3500ext 4000 1570
Reac. Térmico o térmico
Rápido.
témico rápido rápido
Alt.! Diám. Vasija, m 43112 2216,8 17117,2 18,715,7
Den.Pot. media, kw/t 72,3 5,9 290 180
Tem.Refrig.ent/sal. c 2601290 2581687 3951545 3381485
Presión Prim. Mpa 8,99 6,38 no presión no presión
Contención si no si si
Meses entre 11-12a24
Recargas
19,2 12 24
Tiempo de Recarga <1 mes 15 0,6 meses 0,6 meses/Rx
Dosis Ocup. 100
hom bre-rem
40 20 20
#Lazos (PWRs) 4 -- -- --
Sistema Venteo no
Filtrado
no si no
Capacidad Extacc.
Calor
2x100% forz Ó 4x50
2x100%pas
6x50% 4x100%
Fecha estimada fin
diseño
1995196 1996 1998 2005 Estandar
u-
1
22

28. o
o
C 5.- RAZONES POR LAS CUALES EL REACTOR ALMR DE GE SE
CONSIDERA UNO DE LOS MAS VIABLES PARA MEXICO.
ri
5.1.- La Central Laguna Verde ésta constituida por dos unidades de
675 MWe, cada una equipadas con un reactor de agua hirviente (BWR/5)
fabricado por la General Electric y con un turbo generador fabricado por
Mitsubishi. Desde que en julio de 1990 entró en operación comercial la
primera unidad de la Central Laguna Verde (675 MWe), la experiencia
c mexicana ha sido muy positiva, prueba de ello es que durante sus tres
primeros ciclos se obtuvieron un factor de disponibilidad de 82.5% y un
C factor de capacidad de 76.3 %, siendo ésta última mayor que el de otras
e unidades de su tipo en el mundo y de las demás centrales de carga base en
el país en aproximadamente 10 puntos porcentuales ( 7).
e
5.2.- ALTERNATIVAS DE CENTRALES NUCLEARES.
C Después de la información General sobre las características de los
diferentes tipos de reactores tanto en explotación como en desarrollo, se
puede decir que la tecnología nuclear en el mundo esta dominada (8) por
e los reactores enfriados por agua ligera . Aún cuando existen en
funcionamiento un número no despreciable de reactores enfriados por gas,
£ algunos reactores de neutrones rápidos y los reactores de tipo RBMK
• (LWGR, enfriados con agua y moderados con grafito), actualmente en el
meercado hay centrales nucleares comerciales de solo tres tipos: con
reactores de agua a presión (PWR), con reactores de agua en ebullición
(BWR) o con reactores moderados y enfriados con agua pesada (PHWR).
o
o
o
e
t
(7) (8) .- Estudio de Factibilidad de Nuevas Centrales Nucleoeléctricas
para la Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas de CFE (087)
No.de Reporte 44252 (2). Reporte final. Rev.2, Octubre 1994,p 4-7.
e
e
e 23
e

29. .
Los reactores enfriados por agua, tanto ligera como pesada
e conservarán su importancia hasta bien entrado el siglo próximo y de ahí el
e interés en mejorar en especial los reactores avanzados de agua ligera.
En base a la experiencia lograda con los proyectos de la planta
Nucleoeléctrica Laguna Verde en todas sus etapas, diseño, construcción y
C
operación, la Comisión Federal de Electricidad se ha dado a la tarea de
analizar la factibilidad técnica, financiera, económica y social de la
e construcción de nuevas plantas nucleoeléctricas. Con este fin la CFE
contrató los servicios de una empresa privada de consultoría económica y
e financiera que permitiera evaluar los principales impactos socioeconómicos
e de la construcción y operación de nuevas centrales nucleoeléctricas y
contrató también al Centro de Estudios Estratégicos del Instituto
e Tecnológico y de Estudios Superiores de Monterrey, campus Estado de
e México (ITESM - CEM) (9).
e Los resultados de estos estudios reportan los principales efectos
directos e indirectos que tendría la construcción y operación de una nueva
e Central Nucleoeléctrica.
e
La instalación de una Central de 1350 MWe con tecnología ABWR
C (Advanced Boiling Water Reactor) reportaría una inversión total para este
e proyecto de 2,100 millones de dolares ( a precio de 1993, a un tipo de
cambio de N$ 3.35 por dolar y sin considerar el costo del combustible ni
t escalaciones). Esta inversión equivale aproximadamente a tres veces los
ingresos brutos totales del Estado de Veracruz en 1991. En el estudio de
e factibilidad se estima que el 60 % de la inversión inicial sería erogado entre
proveedores de bienes y servicios nacionales. Así, considerando la
estructura de costos presentada y aun suponiendo que todos los equipos se
e importaran o se produjeran fuera de veracruz, esta entidad podría resultar
e beneficiada con un 30% del gasto realizado en la construcción del proyecto,
es decir con alrededor de 680 millones de dólares.
41
e (9) .- Factibilidad de Nuevas Centrales Nucleoeléctricas y Estudios de
e Impactos Socloeconómicos de la Construcción y Operación de una
nueva Central Nucleoeléctrica. Gerencia de Centrales
Nucleoeléctrica de CFE diciembre de 1994.
e
e
e 24
e

30. e
Un elemento determinante para decidir que el siguiente proyecto
• nucleoeléctrico sea básicamente un reactor avanzado BWR (ABWR) es:
C
A) .- EL APROVECHAMIENTO DEL CAPITAL HUMANO PRODUCTO DE LAS
• EXPERIENCIAS OBTENIDAS CON LOS REACTORES (BWR) DE LAGUNA VERDE.
• B).- LA OPCION A CONVENIOS DE COOPERACION CON INSTITUCIONES EDUCATIVAS
Y CENTROS DE INVESTIGACION NACIONALES.
e
e En las condiciones actuales de operación con muy buenos resultados
c de la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde, y bajo los lineamientos
generales del PLAN NACIONAL DE DESARROLLO 1995-2000, el cual
• tiene como uno de sus objetivos esenciales el que, "una vez superada la
C
actual crisis financiera y habiendo consolidado la recuperación, SE
ALCANCEN TASAS SOSTENIDAS DE CRECIMIENTO ECONOMICO SUPERIORES AL
•
CINCO POR CIENTO ANUAL".
ESTE CRECIMIENTO ECONOMICO IMPLICARIA UNA EXPANSION DEL SECTOR
• ELECTRICO DEL MISMO ORDEN.
• Por otra parte, en el PROGRAMA DE TRABAJO 1995 DE LA SECRETARIA DE
C
ENERGIA, " uno de los aspectos prioritarios en la determinación de la política
energética a mediano plazo, es el uso cada vez más intesivo de una amplia
• gama de fuentes y formas de generación de energía eléctrica (io). La
transición se dará en forma gradual y ordenada, debido a que la principal
• fuente de energía son y por mucho tiempo seguirán siendo los
e hidrocarburos. No obstante, es necesario propiciar el cambio para lograr un
balance energético más racional, e impulsar la diversificación con
e proyectos que permitan incrementar la oferta de electricidad proveniente del
e aprovechamiento racional de recursos naturales renovables, con rentabilidad
económica y tecnología de impacto mínimo en el medio ambiente.
e
e
(io ).- Secretaría de Energía, Programa de trabajo 1995, primera Edición, junio 1995. p. N.
e
e 25
e

31. e
.
C Con los resultados obtenidos con la operación de Laguna Verde, los
C
resultados de los estudios de factibilidad, técnica, económica y de impacto
social asi como los lineamientos del PND 1995-2000, debe esperarse la
e formulación de un nuevo proyecto nucleoeléctrico. Con ese propósito, se
presenta en este trabajo el planteamiento de un Paarque Nuclear formado
C escencialemtne por los 2 Reactores (BWR) de LAGUNA VERDE, unidades
• 1 y 2, una nueva unidad de concepto avanzado (ABWR) que sería la unidad
3 de la misma planta y como un nuevo elemento muy importante en el
concepto de Parque Nuclear que se presenta se tiene al reactor rápido de
cría quemador de actínidos (ALMR) (Reactor Avanzado de Metal Líquido),
el cual, además de generar energía, opera en símbiosis con los (LWR) del
e mismo proyecto. Para desarrollar el ciclo de combustibles (LWR), (ALMR)
completo económicamente y tecnológicamente conveniente.
e EL REACTOR AVANZADO DE METAL LIQUIDO (ALMR) es un diseño
patrocinado por el (DOE) como reactor rápido de cría, basado en el
• concepto (PRISM) original de G.E., ("Power Reactor Innovative Small
• Module").
Este reactor combina un alto grado de modularidad y fabricación en
• fábricas con ventajas económicas.
Entre sus características más atractivas estan, que como reactor de cría
produce más material fisionable que el que consume al producir 471 MWt,
• potencia nominal del reactor de referencia.
Su núcleo puede diseñarse para operar con elementos combustibles
e gastados reciclados de los reactores (LWR) y utilizar asi los actínidos o
e productos de fisión transuránicos. Para producir mediante reacciones de
fisión energía térmica adicional y al mismo tiempo transmutar los elementos
transuránicos a otros productos de fisión que se remueven del ciclo de
combustible como desechos radiocativos cuyo nivel de radioactividad (u)
desde el punto de vista de su toxicidad, será menor que su fuente original,
e el uranio natural, en pocos cientos de años. Así, usando en el ALMR,
elementos combustibles gastados reclicados se tiene el potencial de
• extender los suministros de combustible nuclear a muchos siglos y al
e mismo tiempo reducir la toxicidad radiológica asociada con los desechos.,
se reducen también la cantidad de calor y las constantes de tiempo
C asociadas con los desechos procesados.
e (u) .- Cost effective Fuel Cycle closure, presented at American Nuclear
e Society, Wuinter Anual Meetins, Nov. 1, 1995
By Chester S. Ehrman -Burns and Poe Company, Orade II, N.J.
e
C 26
e

32. 6.- PLANTEAMIENTO DE UN PARQUE NUCLEAR.
Aprovechando las características del ALMR como reactor de cría,
quemador de actínidos, de construcción modular de fábrica, es factible
planear bloques de potencia con 2 o 3 reactores ALMR de 471 MWe. cada
uno alimentando su vapor a una misma turbina, construídos en el mismo
sitio donde ya existan unidades LWR, considerando una planta de
reprocesamiento de combustible gastado, una planta de fabricación de
elementos combustibles, y los repositorios de desechos radioactivos para el
volúmen de desechos que deba esperarse de los LWR y ALMR, después de
haber quemado los actínidos.
En resumen, la generación de nucleoeléctricidad requiere de
instalaciones específicas construidas en un sitio que reuna características
apropiadas verificadas mediante estudios minuciosos completos. Estas
características orresponden a la Geología, la Sismología, meteorología,
población, accesibilidad de agua para enfriamiento cuando no se opte por
usar a la atmósfera como el sumidero de calor. Las principales
instalaciones deben ser: 1) un reactor nuclear, 2) un turbogenerador, una
subestación, almacenes, una estación meteorológica, una estación
sismológica, talleres generales, oficinas administrativas, obra de toma para
agua de enfriamiento o torre de enfriamiento, instalaciones para vigilancia y
seguridad física, campamento habitacional, etc.
La operación de la central requiere de apoyos externos, suministros y
servicios específicos. Un suministro fundamental es el de abastecimiento
regular del combustible nuclear. Debido a la importancia que para la
1 operación regular de la planta tiene el suministro de combustible, es
conveniente que los programas de actividades de la central, contemplen
diversos aspectos del ciclo de combustible, aun cuando no todos sean de su
competencia directa pero que si competen al Sector de Energía del
Gobierno Federal.
27

33. .
L
e
CICLO DE COMBUSTIBLE
e
e Las etapas que constituyen el ciclo de combustible son, escencialmente:
1) Exploración de minerales de uranio, 2) explotación de minerales de
• uranio, 3) Refinación y conversión, y dependiendo del tipo de combustible
C
que se requiera, 4) Enriquecimiento de uranio con u235. 5) fabricación de
pastillas, 6) Fabricación de barras, 7) Ensambalado de elementos, 8)
• Irradiación de elementos con neutrones en el núcleo del reactor para obtener
energía de las reacciones de fisíon en forma de calor. 9) almacenamiento
• temporal de elementos combustibles gastados en una alberca construída
e dentro del edificio del reactor o bien, en una instalación para
almacenamiento temporal en un sitio alejado del reactor, 10)
• almacenamiento prolongado o permanente de combustible gastado en
C instalaciones especiales en tanto no se decida reprocesar los elementos
gastados o bien, 11) reprocesarlos para recuperar los materiales fisionables
• aprovechables, 12) Disposición final de los desechos radiocativos de alto
nivel (productos de fisión, elementos transuránicos) en isntalaciones
especiales, cementerios o repositorios geológicos.
e
Si se concibe la idea de un Parque Nuclear como al conjunto de
e instalaciones que son necesarias para que uno o más bloques de potencia
nucleoeléctrica funcionen con un alto grado de autosuficiencia.
e Se podrá considerar como una primera opción para integrar un bloque
de potencia formarlo con las unidades 1 y 2 (BWR) de Laguna Verde (2 x
e 675 Mwe) y un reactor ALMR de 471 MWe. En esta forma quedaría
e, integrado un bloque de potencia de 1821 MWe.
C El reactor rápido quemador de actinidos (ALMR) sería alimentado
e esencialmente por los elementos gastados reciclados de las unidades 1 y 2
BWR que actualmente operan en Laguna Verde. En la figura 6.1 siguiente se
C muestra un diagrama de bloques del CICLO DE COMBUSTIBLES ALWR/
c ALMR. (12)
(12) .- Cost Effective Fuel Cycle Closure presented at American Nuclear Society Winter Anual Meeting,
e nov. 1, 1995 by Chester S. Ehrman - Burns and Roe Company, Oradeil, N.J.
and Charles E. Boardinan, Company.
e
e
e
e 28
e

34. En esta figura 6.1 del CICLO DE COMBUSTIBLE ALWR/ ALMR se
indica que con las 27 toneladas/año de combustible gastado producidas en
dos unidades ALWR de 1100 MWe se alimentaría un bloque de reactores
ALMR de 1866 MWe, o un bloque de potencia de 4 reactores ALWR de 466
MWe cada uno en un arreglo modular que alimentaría de vapor a una misma
turbina de dos en dos reactores.
A este conjunto de reactores se agregaría una instalación para reciclar
el combustible gastado de los reactores ALMR después de obtener una
energía de 1880 MWe del material fisionable remanente al consumir el
material fisionable remanente como u235, plutonio y actínidos menores.
INSTALACION PARA RECICLAR COMBUSTIBLE GASTADO (11)
En esta instalación para reciclado de combustible se utiliza el Proceso
Piro desarrollado por Argonne National Labs (ANL) desde 1970 para
procesar combustible gastado de reactores de metales líquidos (LMR).
Trabajos recientes desarrollados en (ANL) permiten el reprocesamiento
de combustibles gastados de (LWR) con un proceso Piro modificado,
técnicos de G.E. y Burns and Roé trabajaron con ANL desde 1990 para
desarrollar comercialmente diseños y costos para esta planta de reciclado.
LAS FUNCIONES QUE SE ABARCAN EN ESTA INSTALACION DE
RECICLADO SON:
.- Desensamblado de los elementos LWR gastados, reducción de
oxido a combustible metálico, procesamiento Piro del combustible
metálico, fabricación de combustible LMR.
.- Desensamblado de los elementos gastados de LMR,
procesamiento Piro y fabricación de elementos LMR.
Procesamiento y empaque de desechos (del reprocesamiento
de combustible LWR y LMR).
(u) .- Cost effective Fuel Cycle closure, presented at American Nuclear
Society, Wuinter Anual Meetins, Nov. 1, 1995
By Chester S. Ehrman - Burns and Poe Company, Orade II, N.J.
and Charles E. Broardman, G.E. Company Sn. José C.A.
ni

35. ALWRIALMR Fuel Cyc1e
Mining, Milling, Con version
!2rihment & Fuel Fab
1,1OOMWe
27 tons/yr Spent Fuel Assemblies
ALWR
Total Power
LAL
WR 27 tons/yr spe
L
n0tu .sse
stMtY
W Repository
2,200 MWe
(GeoIogic)
Current Fuel Cycle
ALMR with Actinide High Leve! Waste in
RecyclelWaste Minera! Waste Form
Conditioning System (Reduced Heat, Less
Long-Term Radioactivity)
1,866MWe
Mining, Milling, Conversion
Enrichment & Fuel Fab
1 IOOMWe
r rr
Total Power
4,066 MWe
Uranium Metal Waste
Product andLLW
LWRSpentFuel!nventory
Enhanced Fuel Cycle
Fira -

36. LOGROS IMPORTANTES RECIENTES
LA SIMBIOSIS entre ALMRs y ALWRs y sus ciclos de combustible
constituye un sistema de aprovechamiento de la energía nuclear muy
conveniente para el siglo )O(l ya que se logra:
1) .- Un reducido inventario de combustible gastado en almacenamiento
temporal (reducido riesgo de proliferación, reducido costo de
almacenamiento de combustible para ALWR futuros).
2). - Costos reducidos del repositorio, al remover del combustible
gastado en la mayoría de los actínidos de vida media larga
.- Riesgo reducido de proliferación asociado con Pu en mina es
altamente inaccesible en reactores ALMR y en las instalaciones
para reciclado de combustible gastado, en el sitio.
.- Riesgos ambientales reducidos (el tiempo que los desechos
permanecen tóxicos se reduce de miles a cientos de años)
.- Reducida demanda de recursos naturales, por el uso eficiente del
plutonio y uranio recuperados.
.- El costo estimado de la electricidad en la barra conectora para los
sistemas ALMR/ reciclado de combustible y ALWR / sin reciclado
de combustible es: similar para ambos sistemas.
30

37. COSTOS ESTIMADOS DE LA ELECTRICIDAD EN LA BARRA DE
CONEXION DE SALIDA PARA LOS SISTEMAS ALWR/ sin reusar
combustible y ALMR/ con la instalación para reciclado.( ESTIMACIONES de
NEI, nuclear Energy Institute Washington, D.C.).
COSTOS EN MilIs/Kwh. (1994 Dollars)
ALMR ALWR ALWR
1866 MWe 1200 MWR 2 x 1200 MWe
CAPITAL 20.0 24.7 22.0
O. Y M. 7.1 7.0 6.5
COMBUSTIBLE 12.4 8.1 8.1
DESMANTELAMIENTO 1.0 1.0 1.0
TOTAL 40.5 40.8 37.6
LOGROS IMPORTANTES (Cont.)
7) .- Se evita el costo del almacenamiento temporal de combustible gastado.
8).- Se reduce el costo del repositorio permanente al limitarse al
almacenamiento de desechos de alto nivel (más no combustible
gastado).
.- El volumen del repositorio se reduce por un factor de cuatro, al
removerse el Pu y los actinidos menores.
.- Se reduce el costo del combustible de uranio por el reciclado y
recuperación del uranio de bajo enriquecimiento.
.- Se reduce en 1 mill! KWhr (1994 dollars) la cuota por desechos
radioactivos.
31

38. Con este esquema general de lo que podría ser un Parque Nuclear
como siguiente proyecto nucleoeléctrico para México, será necesario hacer
primero las siguientes precisiones antes de elaborar un programa de trabajo
que amerite inversiones importantes de horas-hombre dentro de una
organización:
Precisiones:
.- La unidad 1 (BWR) de Laguna Verde tiene una licencia de
operación por 40 años, que expirará el 24 de lujio de 2020 (13)
aun cuando se esta pensando en la posibilidad y conveniencia
de que cumpliendo con un programa de requisitos, este plazo
pueda prolongarse 10 años más. (13)
.- La unidad 2 (BWR) de Laguna Verde tiene una licencia de
operación también de 40 años que expirará el 10 de abril de
2025. (13)
.- previendo el eventual reemplazo de la unidad 1. Se deberá planear
un nuevo proyecto nuclear específico para la unidad de Laguna
Verde 3. basado en los estudios de factibilidad ya realizados (14)
.- Por las razones argumentadas en los diversos estudios realizados
es previsible que el nuevo proyecto nucleoeléctrico sea un reactor
ABWR.
5).- Suponiendo que para los años 2020 las unidades Laguna Verde
1 y 2 queden fuera de operación, se deberá planear
anticipadamente el proyecto de Laguna Verde 3 como parte del
PARQUE NUCLEAR "ALTO LUCERO", (Laguna Verde), Ver.
.- Permiso de operación otorgado por la Comisión Nacional de
Seguridad Nuclear y Salvaguardas.
.- Estudios de Factibilidad de nuevas centrales nucleoeléctricas de la
Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas de CFE (087) october, 1994.
32

39. PARQUE NUCLEAR ALTO LUCERO (Laguna Verde) , Ver.
Cuantificando la demanda de energía eléctrica (expansión) y
cuantificando la demanda de combustible ALWR, asi como la producción de
desechos. En simbiosis con un ALMR una instalación para reciclado y
fabricación de desechos radiactivos.
Aprovechando las características modulares de los reactores ALMR, se
podrá proyectar un bloque de potencia con varias unidades ALMR.
7.- CONCLUSIONES.
De la información General mostrada en este trabajo se aprecia que la
mejor opción para expander la capacidad de generación del sector
eléctrico mediante la nucleoeléctricidad, puede ser desarrollando un Parque
Nuclear con los reactores nucleares de concepto avanzado ALWR y ALMR
en simbiosis con una instalación para reprocesamiento y fabricación de
combustible nuclear.
EN LA ULTIMA FIGURA DE ESTE TRABAJO SE MUESTRA:
.- Un diagrama del sistema Nuclear de suministro de vapor del ALMR
.- El arreglo General de un Parque Nuclear con 3 bloques de potencia
con reactores ALMR para dar una capacidad total de 1866 MWe . Cortesía
de G.E.
'U
33

40. E
u
Remote Shutdown Facility -
Control Building
Ni Personnel
Services Bldg.
Fuel Service
Facility
Administration
Building
TI-
Switchyard
Cooli ng Towers
(Colocated Fuel
Cycle Facility)
E Reactor
Maintenance
Facility
Turbine
Generator
Facility
Facility
Cask Transporter Garage
-
Steam
Generator
Assembly Facility -"
/ RVACS Stack
I / Reactor Facility
L_ High Security Bou ndary
• Mu Itip le M issions
1 - Spent Fuel Waste Management
- Destroy/DenatureWeapons Grade
[ Pu (Megatons to Megawatts)
Nuclear Steam Supply Sytem
- iieigyeuuruy
Passive Safety
- Shutdown
- Decay Heat Removal
Improved Licensability
- Standardization
- Prototype Demonstration
Simplified Operation
- Low Radiation Levels
- Reduced Systems
Economic Competitiveness
- Market Flexbitity
- Modularization
- Simplicity
EQUIPMENT
VAU LIS
SEISMIC
SO LA 10 RS
<1 GE Nuclear Enerfi]
STEAI
G EN E RATO
CYCLON
SEPARATO
SOD
ORAIN T
SOD
CATCH

41. 1
1
1 REFERENCIAS BIBLIOGRAFICAS
1
1 (1) Nuclear Power Production, Energy Resources and Policy, Richard
C. Dorf, p.222.
1 (2) Panorama Actual de la Energía Nuclear en el mundo, M. en C.
Bruno de Vecohi Apendini, nov. 1993 Ciclo de conferencias
Magistrales, AMI, Conacyt Méx.
Objetives for The Development of Advanced Nuclear Plants p.8
1 IAEA-TECDOC-682 January 1993.
Impacto Ambiental, Estudio de Factibilidad de nuevas Centrales
Nucleoélectricas para la Gerencia de Centrales Nucleoélectricas
de CFE 1087, octubre de 1994, p. 4-4.
Advanced LWR Technology for Commercial Aplication, Jhon R.
Redding, Manager, Advanced BWR Marketing, GE Nuclear Energy.
Beneficios y Problemas del ALMR, Documento de G.E. 01/21/96
Internet Mail h/ttp:lazareberke ..... probs&benefit html.
Estudio de Factibilidad de Nuevas Centrales Nucleoeléctricas
para la Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas de CFE (087)
No.de Reporte 44252 (2). Reporte final. Rev.2, Octubre 1994,
p4.
Estudio de Factibilidad de Nuevas Centrales Nucleoeléctricas
para la Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas de CFE (087)
No.de Reporte 44252 (2). Reporte final. Rev.2, Octubre 1994,
p 8.
Factibilidad de Nuevas Centrales Nucleoeléctricas y Estudios de
Impactos Socioeconómicos de la Construcción y Operación de una
nueva Central Nucleoeléctrica. Gerencia de Centrales
Nucleoeléctrica de CFE, diciembre de 1994.

42. 1
1
1
1
( 10 ) Secretaría de Energía, Programa de trabajo 1995, primera Edición,
junio 1995. P. W.
(11) Cost effective Fuel Cycle closure, presented at American Nuclear
Society, Wuinter Anual Meetins, Nov. 1, 1995
1 By Chester S. Ehrman - Burns and Poe Company, Orade II, N.J.
and Charles E. Broardman, G.E. Company Sn. José C.A.
1 ( 12 ) Cost Effective Fuel Cycle Closure, presented at American Nuclear
Society Winter Anual Meeting, nov. 1, 1995 by Chester S. Ehrman -
Burns and Roe Company, Oradell, N.J.
and Charles E. Boardinan, Company.
(13) Permiso de operación otorgado por la Comisión Nacional de
Seguridad Nuclear y Salvaguardas.
1 ( 14 ) Estudios de Factibilidad de nuevas centrales nucleoeléctricas de la
Gerencia de Centrales Nucleoeléctricas de CFE (087) october, 1994.
1
1
'o
1
1
1
1
1
1
1
1
1 35
1

43. BIBLIOGRAFIA GENERAL
Owen, C. Jones, Jr., "Nuclear Reactor Safety Heat Transfer Proceedinq
of the International Centre for heat and Mass Transfer". Departament of
Nuclear Energy, Brookhaven National Laboratory.
Mc Graw-HiIl International Book Company, 1981.
Dorf, Richard. "Enerqy Resources And Policy". University of California at
Davir. Addison-Wecley, 1978.
3.-Información General sobre Plantas Nucleoélectricas de Concepto
Avanzado, obtenida de las Páginas Web de Netscape, Internet.
36

44. 1.- PANORAMA DE LA ENERGÍA NUCLEAR.
En aproximadamente un tercio de siglo, desde el principio de su
desarrollo para las aplicaciones civiles, la energía nucleoeléctrica se inició
comercialmente en el mundo hace cerca de 40 años, desde que la planta de
Shipping Port, Pennsylvania, E.U.A.. entró en operación en 1957 con una
unidad de 90 Megawatts.(i)
A la fecha existen mas de 424 unidades en operación, distribuidas en 30
países, uno de los cuales es México con 2 unidades.(2)
Actualmente la aportación de la energía nuclear a la generación de
electricidad en el mundo es de más de 20% de la generación total y es
equiparable a la que se genera con centrales hidroeléctricas. La experiencia
acumulada en el mundo en diseño, construcción y operación de centrales
nucleoeléctricas es de aproximadamente 6000 años-reactor. Esta
experiencia incluye dos accidentes de consideración, el de la Isla de las
Tres Millas (TMI) en E.U.A. en 1979 y el de Chemobyl en Ucrania en 1986.
En el primero los daños quedaron confinados dentro de la contención
primaria, lo cual demostró la confiabilidad del diseño de los sistemas de
seguridad de la central, mientras que en el de Chemobyl se perdió el control
de la central provocando pérdida de vidas humanas. Se reconoce que el
diseño de Chemobyl con reactores de agua hirviente moderados con grafito
(RBMK), no cumple con los criterios y normas de seguridad impuestos a los
reactores de diseño occidental y por ende, no puede compararse con
reactores del tipo de Laguna Verde.
El accidente de TMI tuvo una fuerte influencia negativa en la opinión
pública sobre la seguridad de las plantas nucleares, no obstante que no se
tuvieron consecuencias públicas. Sin embargo, la retroalimentación del
accidente de TMI permitió mejorar los diseños, sobre todo en el aspecto de
la interfaz hombre-máquina, especialmente mediante mejores programas
para el entrenamiento de los operadores. Por otro lado, el accidente de
Chemobyl, que sí tuvo consecuencias externas, exacerbó la opinión pública
contra la energía nuclear a nivel mundial.
(Nuclear Power Production, Energy Resources and Policy, Richard C. Dorf., p. 222)
(Panorama Actual de la energía Nuclear en el mundo, M. en C. Bruno de Vecchi Appendini Nov. de
1993, Ciclo de Conferencias Magistrales, A.M.I., Conacyt. México).
3

45. En las condiciones presentes, las principales preocupaciones de la
opinión pública sobre el uso de la nucleoelectricidad son sobre la seguridad,
la competitividad económica, los desechos radiactivos y su disposición final
y, a menos que se logren cambios importantes en la aceptación pública, a
través de mejoras efectivas en la tecnología, la energía nuclear no
continuará proliferando.
Se considera que el desarrollo de las centrales nucleoeléctricas de
concepto avanzado es el paso clave para resolver algunas de las
preocupaciones públicas. Concepto avanzado significa que se trata de una
central que aún no está en operación, que se encuentra en la etapa de
desarrollo. Los conceptos avanzados pueden clasificarse en dos grupos: un
grupo llamado "evolucionario", cuyo diseño se basa en la tecnología ya
probada y en la experiencia lograda con las plantas de la primera
generación y otro grupo es el llamado "innovativo", cuyos diseños enfatizan
nuevas características, especialmente respecto a la seguridad. Además se
ha considerado conveniente distinguir a los dos tipos estableciendo que los
"innovativos" podrán presentar muchas características nuevas y por lo tanto
se considera necesario que exista un prototipo antes del reactor comercial
(3) así mismo, para los diseños "evolucionarios", desarrollados a partir de un
proceso de evolución de los diseños de la primera generación, no se
considera necesario que exista un prototipo antes del reactor comercial.