Autor: Sergio Waller M. Fecha: 1991-06-04

1. LA INVESTIGACION EN SEGURIDAD NUCLEAR
DE REACTORES: TENDENCIAS ACTUALES Y
PERSPECTIVAS
Sergio Wailer M.
Gerente de Tecnología, Reglamentación y Servicios.
Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias.
Julio 4, 1991.

2. INTRODUCCION
Desde sus inicios los
científicos e ingenieros que
participaron en el desarrollo y
aplicación de la fisión nuclear
como fuente de calor para la
generación de energía eléctrica,
reconocieron la necesidad de
hacer un manejo cuidadoso del
material radiactivo resultante de
dicho proceso, con la finalidad
de evitar su dispersión, ya que
ésta de ocurrir constituiría una
amenaza seria al ambiente y a la
salud del público en general.
Es así, que ya el primer
reactor experimental, el CP-1
(chicago-Pile 1) de tan sólo 2000
watts de potencia térmica y el
cual no requería un sistema de
enfriamiento, incluía en su di-
seño consideraciones para pre-
venir una reacción en cadena no
controlada [1]. En estos prime-
ros años de la incipiente in-
dustria nuclear, los diseños
conceptuales de reactores como
fuente de potencia para generar
electricidad compartían una
característica en común: los
grandes márgenes de seguridad
utilizados para compensar la
carencia de un conocimiento
detallado de los procesos invo-
lucrados en esa naciente tec-
nología. Es esta necesidad de
saber la que impulsó e impulsa
las actividades de investigación
en torno a los reactores
nucleares de potencia, que
permiten a la sociedad actual
disfrutar de otra fuente más de
energía.
El matrimonio singular entre
la seguridad nuclear y la
investigación asociada a ésta,
para establecer las bases técni-
nicas que la sustenten, y el
desarrollo que la industria
nuclear ha consolidado entre
todas las partes involucradas en
la aplicación de la fisión
nuclear para la producción de
energía -llámense diseñadores,
arquitecto-ingenieros, explotado-
res, reglamentadores, etc.-
resulta en que ninguna decisión
técnica o económica puede
anteponerse o rebasar a los
requerimientos de seguridad.
Para los fines que aquí
perseguimos, el objetivo de la
seguridad nuclear se entiende
como la prevención de la li-
beración no controlada de ra-
dionúclidos durante la operación
normal y bajo condiciones de
accidente de una planta nuclear
de potencia [2], y por tanto la
investigación a la que haremos
referencia es aquélla expresa-
mente diseñada para buscar el
logro del objetivo antes men-
cionado. En virtud de la
imposibilidad de efectuar una
revisión exhaustiva de la
investigación, que en materia de
seguridad nuclear se realiza hoy
en día en la comunidad nuclear
internacional, hemos optado por
seleccionar algunos países como
paradigma de los problemas que
1

3. ahora ocupan la atención de los
profesionales del campo. Esto
nos permitirá identificar las
áreas de mayor relevancia y los
mecanismos utilizados por estos
países para la consecución de
dichos proyectos. A la luz de
esta información nos podremos
preguntar qué oportunidades
existen, si las hay, para que un
país como México deje atrás el
papel de receptor crítico, pero
pasivo, de la tecnología de
seguridad nuclear de avanzada y
pase a formar parte de los que
contribuyen a la misma. Final-
mente, se plantean algunas
recomendaciones.
CONSIDERACIONES GENERALES
Para seleccionar los progra-
mas nacionales de investigación
en seguridad nuclear de reactores
que sirvan de base para el
presente análisis, se han usado
los siguientes criterios:
que el programa nuclear en
cuestión incluya reactores
del tipo de agua en ebulli-
ción (BWR), sean éstos de
diseño propio o importados,
que los programas sean
representativos de países en
diversos estados de desarro-
llo científico y tecnológico
- y que el desempeño de sus
plantas sea destacado.
El primero de estos crite-
rios podría ser un tanto restric-
tivo, sin embargo no se ha
querido pasar por alto cuál es el
posible impacto que tienen en
sus programas de investigación
aquellos países que cuentan con
este tipo de reactor específico.
El desempeño de las plantas
a escala nacional puede esti-
marse, entre otras, por medio de
los valores medios de factor de
carga. En la tabla 1 [3] se
muestran dichos factores para las
15 mejores naciones durante los
períodos 1984-1986 y 1987-1989.
La razón para efectuar promedios
de tres años es para tomar en
cuenta la diferencia en la
duración de los ciclos de
combustible y obtener un mejor
indicador de desempeño sostenido.
Inmediatamente se destaca, de
estos resultados, que Finlandia
tiene un desempeño sostenido
sorprendente y continúa mejo-
rando. Asimismo, para los pe-
ríodos considerados España mejoró
en un 30%, siendo éste el mayor
incremento registrado. Otro país
cuyo programa muestra una
continuidad admirable es Suecia,
con un valor medio de factor de
carga del 77% para ambos
períodos. También la República
Federal de Alemania, no obstante
la diversidad de tipos de reactor
y tamaños que incluye su programa
nuclear, así como su regla-
mentación a nivel federal y
estatal, alcanza factores de
carga competitivos durante los
2

4. períodos considerados. Suiza, por
supuesto, es otro candidato
viable para el ejercicio pre-
sente. Sin embargo, consideramos
que la República Federal de
Alemania es más representativo de
un país altamente desarrollado
científica y tecnológicamente,
como lo atestigua su infra-
estructura tecnológica, sus ins-
titutos de investigación y la
calidad de su educación univer-
sitaria.
Para corroborar que los
países citados satisfacen los
criterios antes mencionados,
aparte del desempeño de sus
plantas, procedemos a presentar
brevemente el estado actual de
sus programas nucleares.
Finlandia, tabla 2 [4], genera
2350 MWe a base de cuatro
unidades. Dos de éstas del tipo
BWR suministradas por ABB-Atom y
las restantes del tipo VVER-440
provistas por Atomenergoexport.
En la actualidad se lleva a cabo
la licitación para otra unidad de
1000 MWe y se consideran
propuestas para reactores BWR
de diseño Sueco y Alemán, VVER de
diseño Soviético y PWR de diseño
Alemán [5]. España, Tabla 3 [6],
por su parte cuenta con una
capacidad de 7071 MWe con nueve
unidades. Dos del tipo BWR
provistas por General Electric,
seis PWR de diseño Westinghouse y
un PWR suministrado por Kraftwerk
Union AG y Equipos Nucleares,
S.A. . Asimismo existen cuatro
unidades más en varios grados de
construcción, dos BWR y dos PWR
de diseño General Electric y
Westinghouse respectivamente,
pendientes de terminación por
motivos políticos internos del
país. Con una capacidad total de
9769 MWe, Suecia, Tabla 4 [6],
hace uso de nueve reactores del
tipo BWR de su propio diseño y de
tres del tipo PWR suministrados
por Westinghouse. Una particu-
laridad que enfrenta el programa
nuclear de este país como
consecuencia del accidente de la
Isla de las Tres Millas es la
decisión del parlamento sueco en
1980 de abandonar la fisión
nuclear como fuente de energía
hacia el año 2010. El retiro de
las primeras dos unidades debería
tomar lugar en 1995 y 1996, sin
embargo, a inicios del presente
año una reconsideración al
respecto resultó en el abandono
de dichas fechas para el inició
del retiro. Mas aún, es incierto
si el retiro se llevará a cabo.
De los países considerados la
República Federal de Alemania,
Tabla 5 [6], tiene la mayor
capacidad de generación eléctrica
por medios nucleares, 22408 MWe.
Todas las unidades, 21 en total,
son de diseño nacional. Siete del
tipo BWR y las restantes del tipo
PWR. También, se culminó la
construcción de un reactor rápido
de cría que iniciará su operación
comercial durante el próximo año
y hay cuatro unidades más del
tipo PWR en varios grados de
construcción, esperando resolu-
3

5. ciones estatales para su
continuación.
De lo anterior se desprende
que los países considerados, en
efecto, satisfacen los criterios
propuestos. La RFA diseña todos
sus reactores, incluyendo los de
tipo BWR, y es reconocida por su
desarrollo científico y tecno-
lógico. Suecia, por otro lado,
cuenta con una infraestructura
científica y tecnológica muy
cercana a la de países avanzados
lo cual le permite diseñar todos
sus reactores BWR y sólo ser
importador de tecnología PWR. En
ambos casos son exportadores de
tecnología nuclear y servicios
asociadados a ésta. Los dos
países restantes, Finlandia y
España, son importadores típicos
de tecnología nuclear y su
desarrollo científico y
tecnológico, menos avanzado que
los anteriores, es más próximo al
de países como México. Sin
embargo, en el caso español su
desarrollo y capacidad es tal que
provee servicios de apoyo a la
industria nuclear a nivel
internacional.
PROGRAMAS NACIONALES DE INVESTI-
GACION
Ahora procedemos a revisar
los programas de investigación en
seguridad nuclear de reactores de
los países seleccionados.
RFA. La República Federal de
Alemania define como sus ob-
jetivos generales del programa de
investigación en seguridad
nuclear los siguientes [7]:
- mejorar el conocimiento de
las causas potenciales y
secuencias de accidente,
continuar el desarrollo de
los métodos utilizados para
la evaluación realista de la
seguridad,
- analizar y evaluar los
márgenes de seguridad, y
- promover el desarrollo y
optimización de la tec-
nología de seguridad.
Para la consecución de estos
objetivos, en la actualidad, los
esfuerzos de investigación están
dirigidos a cuatro grandes áreas,
a saber: garantía de calidad y
seguridad de componentes, transi-
torios de planta y secuencias de
accidente, interacción hombre/má-
quina, y riesgo y confiabilidad.
La primera de estas áreas se
ocupa de estudiar el efecto de la
falla de una componente en la
prevención de accidentes y ope-
ración segura de un reactor.
Asimismo, se determinan y evalúan
los posibles cambios en las
propiedades materiales de los
componentes bajo condiciones de
operación prolongada. Entre éstas
se incluyen factores tales como
la fatiga, la irradiación, la
corrosión y los choques térmicos.
Con los resultados experimentales
4

6. obtenidos, se persigue establecer
una herramienta analítica adecua-
da para describir y predecir el
comportamiento de las componentes
para así dar respuesta a las
interrogantes planteadas por el
envejecimiento de las plantas.
Estos estudios se están haciendo
extensivos a condiciones de
accidente. En el área de tran-
sitorios de planta y secuencias
de accidente, los estudios se
centran en la termohidráulica de
reactores PWR para entender el
comportamiento de la planta bajo
todos los posibles escenarios de
accidente por pérdida de
refrigerante (LOCA). En parti-
cular, se pretende demostrar
experimentalmente la alta efi-
ciencia de la inyección combinada
de la rama fría y caliente en el
circuito primario del sistema de
emergencia de enfriamiento del
núcleo. También con la coope-
ración de Japón y los Estados
Unidos de Norteamérica [8], re-
cientemente se culminaron los
estudios analíticos y experi-
mentales del efecto del flujo
multidimensional en el pleno
superior resultado de LOCAs y
transitorios que pudieran derivar
en choques térmicos a presión.
En paralelo se desarrolla el
código ATHLET SA como una herra-
mienta para la simulación más
realista de la termohidráulica de
los circuitos primario y
secundario, y la progresión de la
fundición del núcleo. Además, en
relación a accidentes severos, se
efectúan experimentos para obte-
ner una descripción analítica de
la distribución del hidrógeno y
su combustión dentro de la con-
tención. Aquí se intenta proveer
un juicio cuantitativo en
relación a la probabilidad de
falla de la contención debida a
la combustión de hidrógeno y de
evaluar la efectividad de algunas
medidas para evitar altas
concentraciones de hidrógeno en
la contención. Otros tópicos que
reciben atención dentro de esta
área son la investigación
experimental de la eficiencia de
filtrado para venteo de la
contención y la simulación de
secuencias de accidente, sobre
bases realistas, para la
planeación e implantación de
medidas de administración de
accidentes, haciendo uso de los
sistemas disponibles de ope-
ración normal, de seguridad y
equipo adicional para reforzar la
prevención de la fundición del
núcleo y asegurar la integridad
de la contención. En el área de
interacción hombre/máquina se
presta atención al análisis
eficiente y realista del
comportamiento de la planta en su
totalidad, cubriendo desde
transitorios hasta escenarios de
accidente que incluyen fallas de
causa común, fallas múltiples e
intervención humana, para probar,
evaluar y desarrollar proce-
dimientos de emergencia orien-
tados por objetivos de seguridad.
Para ello se utiliza una
analizador de planta y un cuarto
de control experimental. Otra
5

7. línea de desarrollo intenta
ampliar la información disponible
del estado de la planta, in-
corporando la detección temprana
de fallas de los componentes
activos del sistema primario,
utilizando señales estocásticas
provenientes de detectores de
vibración y de neutrones.
Asimismo, esta investigación va
acompañada con el desarrollo de
métodos de validación de señales.
Finalmente dentro del área de
riesgos y de confiabilidad se
efectúa el análisis sistemático
de posibles fallas de los
sistemas relacionados con la
seguridad, sus causas y con-
secuencias, y se busca mejorar
los métodos probabilistas y las
bases de datos asociados a éstos.
La principal contribución en este
campo es el "Estudio de Riesgos
Alemán, fase B". Esta fase se
refiere al análisis interno de la
planta, esto es las secuencias de
accidente que resultan en estados
de daño de la planta. Reciben
atención particular los
accidentes con fundición del
núcleo, el desempeño de la
contención y la liberación de
productos de fisión. Dado que el
estudio usa como planta de
referencia un PWR, ahora se
inician las actividades para
realizar un análisis pro-
babilista de la seguridad de un
BWR.
El órgano estatal responsa-
ble de la coordinación nacional
del programa de investigación en
seguridad nuclear de reactores es
el Ministerio Federal para In-
vestigación y Tecnología (Bundes
Minister für Forschung und
Technologie). Este, para el
desarrollo de sus actividades,
hace uso de los laboratorios
nacionales, instituciones de edu-
cación superior y acuerdos mul-
tilaterales con otros países.
Entre éstos últimos se encuentran
la Unión Soviética, Estados
Unidos de Norteamérica, Gran
Bretaña, Japón, Francia, España,
Hungría, Polonia, Checoslova-
quia, la India, China y Brasil.
De particular importancia es su
participación en el programa
PHEBUS [9], del Instituto de
Protección y de Seguridad Nuclear
de Francia, el cual tiene como
objetivos: a) el proveer una
base de datos calificada
de experimentos integrales
"en-pila" (in-pile) para validar
los códigos de simulación del
transporte de productos de fisión
en el núcleo del reactor, en el
sistema de refrigeración primaria
y en la contención; b) verificar
por medio de un experimento
global las hipótesis usadas en
experimentos anteriores en
relación a la física de aero-
soles, termohidráulica, radiacti-
vidad y química asociada con los
productos de fisión; y c) veri-
ficar que ningún fenómeno
importante se ha omitido o inter-
pretado incorrectamente. Asimis-
mo, es un participante habitual
en los ejercicios de simulación
de accidentes por pérdida de

8. refrigerante que realiza el OIEA
y del proyecto ACE (Advanced
Containment Experiments) admi-
nistrado por el EPRI (Electric
Power Research Institute) de EUA.
Como organizador principal y
abierto a los países del OECD, la
República Federal de Alemania ha
iniciado el proyecto TRAM
(Transient and Accident
Management). Este hará uso de la
instalación de pruebas del pleno
superior para suministrar datos
experimentales en relación a los
procedimientos de despresuriza-
ción intencional de los sistemas
primarios de un PWR, antes de la
degradación del núcleo, con el
objeto de evitar la fundición del
núcleo a alta presión, y también
para estudiar la redistribución
de energía en los sistemas del
reactor durante accidentes de
núcleo degradado para evaluar la
probabilidad de falla de los
componentes que se encuentran
fuera de la vasija.
SUECIA. Los objetivos del
programa de investigación sueco
se pueden resumir en tres
puntos:
proveer el conocimiento
necesario para evaluar la
seguridad de las
instalacio ries nucleares en
base a inspecciones y
revisiones de seguridad,
- contribuir a la conservación
y mejora de las destrezas,
experiencia, educación y
ambiente de investigación
asociado a la seguridad de
reactores, y
- explorar los medios técnicos
u otros que permitan mejorar
la seguridad nuclear.
El programa se encuentra
dividido en seis grandes áreas:
Factores Humanos, Integridad Es-
tructural de Materiales, Combus-
tibles, Análisis de Sistemas
(Termohidráulica, Accidentes Se-
veros y Análisis Probabilista de
la Seguridad), Salvaguardias y
Desechos. El énfasis en cada una
de las áreas ha variado de año
con año como se muestra en la
Fig. 1.
En relación a factores
humanos se realiza un estudio
para determinar la influencia de
los cambios en instrumentación,
de convencional a computarizada,
en los cuartos de control. Los
resultados preliminares, sorpren-
dentemente, hacen pensar que los
nuevos cuartos de control son
menos satisfactorios al operador
debido, entre otras cosas, a la
pérdida del sentido de evolución
de una variable resultado del uso
de tableros digitales. También,
en el marco del proyecto Halden
de la OECD [12], se desarrolla un
sistema computarizado para el
análisis y evaluación de la
seguridad durante operación
normal y después de un scram
resultado de perturbaciones en la
planta. El sistema es de los
denominados orientado por
vi

9. función, en oposición a los
orientados por procedimiento.
Los ejercicios de validación se
efectuarán en un simulador de
reactores BWR. El estudio está
dirigido a proveer, a los
ingenieros de turno y operadores,
una herramienta que contribuya a
una mejor manipulación de los
transitorios. En relación a
actividades de mantenimiento se
estudia el efecto en la
confiabilidad humana de las
condiciones de trabajo des-
favorables y niveles de estrés
comunmente encontradas en las
plantas. Los resultados del
estudio se aplicarán a mejorar la
organización del trabajo, el
entrenamiento y los procedimien-
tos. En el campo del análisis y
reporte de la experiencia
operacional se desarrolló el
método AEB (Accident Evaluation
and Barrier Analysis), actual-
mente sujeto a pruebas, que
-considerando la interacción
entre los factores humanos y los
procesos utilizados para el
análisis y reporte de eventos
operacionales- permite identif i-
car en qué nivel de la
organización y cuáles acciones
podrían haber detenido la
secuencia de eventos. Como
participante en el programa de
seguridad nuclear nórdico,
colabora en el proyecto de
investigación sobre la tecnología
de información para adminis-
tración de emergencias [13].
También dentro de este programa,
en el área de integridad
estructural de materiales,
contribuye en los estudios de
corrosión por agua de mar [14] y
en los de resistencia a fractura
de componentes sujetos a cargas
de presión [15]. Un esfuerzo
destacado en esta área está
orientado a la investigación
experimental sobre la durabilidad
ambiental de los materiales
estructurales del sistema
primario de un BWR. En
particular se ha dado énfasis a
los aspectos fundamentales del
agrietamiento de materiales
austeníticos por el efecto
combinado de esfuerzos y
corrosión asociado a la química
del agua del sistema primario y
por efectos de irradiación. Los
resultados preliminares sustentan
la idea que, en reactores BWR, se
puede prevenir el agrietamiento
por esfuerzos y corrosión mante-
niendo la denominada "hydrogen
water chemistry". Este ambiente
también contribuye a mitigar el
agrietamiento cuando se consi-
deran fluencias neutrónicas
moderadas. Asimismo en relación
a grietas, se desarrollan
criterios de seguridad de los
tamaños permisibles de éstas en
materiales estructurales. Este
país es participante activo del
proyecto de investigación inter-
nacional sobre integridad de
tuberías que organiza la USNRC.
El interés en el área de
combustibles está primordialmente
relacionada a los márgenes de
seguridad que preserven la
integridad estructural del
PQ

10. combustible bajo condiciones
normales y anormales de opera-
ción, así como de la confinación
de los productos de fisión dentro
del encamisado del combustible.
Todas las actividades en este
renglón se realizan dentro de
proyectos internacionales e in-
cluyen estudios del desempeño del
combustible bajo quemados ex-
tendidos (35-45 MWd/kg U), de
comportamiento del combustible
con encamisados defectuosos, de
validación de modelos del
combustible de mejor aproxima-
ción para análisis de seguridad y
de modelos de liberación de gases
de fisión. Los estudios rela-
cionados con termohidráulica, que
forman parte del área de análisis
de sistemas, tienen como meta
asegurar que el núcleo del
reactor permanece refrigerado
bajo cualquier condición, in-
cluyendo transitorios severos y
grandes LOCAs, y además que
existen pozos de calor adecuados
para disponer del exceso de
energía sin causar sobrecargas en
cualquiera de las fronteras de
presión. La actividad mayor está
encaminada a la validación de la
metodología de mejor aproxima-
ción. Códigos avanzados de
análisis termohidráulico, como el
RELAP5, han sido adquiridos y
validados. También como parte
del proyecto, se participa en los
ejercicios internacionales de
problema estándar [10] del OIEA y
en el programa internacional de
evaluación de códigos de la
USNRC. Recientemente se han
identificado como contribuyentes
importantes a la frecuencia de
daño al núcleo las secuencias de
apagado e incremento de potencia,
así como los estados de recarga.
Estudios hipotéticos de secuen-
cias de accidente bajo estas
condiciones han sido iniciados.
Asimismo las oscilaciones de
potencia, resultado de una
inestabilidad termohidráulica en
el núcleo de reactores BWR, es
motivo de investigación al igual
que los márgenes de descubri-
miento del núcleo. En la
actualidad la investigación en
accidentes severos en este país
gravita alrededor del proyecto
HAFOS y del programa de seguridad
nuclear nórdico. El primero de
éstos tiene como tarea el seguir
los desarrollos internacionales
en el campo con dos propósitos:
por un lado identificar aquellas
medidas de protección, técnicas o
administrativas, que mejoren la
capacidad presente para evitar
liberaciones radiactivas no
controladas, y por el otro,
reconocer los métodos que
permitan una evaluación más
precisa de la seguridad. Dentro
de este proyecto se encuentra la
participación de Suecia en el
programa de cooperación para la
investigación de accidentes
severos (CSARP) administrado por
la USNRC y en el proyecto ACE
del EPRI. También como parte del
proyecto se realiza investigación
experimental relacionada con los
mecanismos para inhibir la
interacción violenta del

11. refrigerante con el núcleo
fundido, buscando prevenir el
menoscabo de la capacidad de
enfriamiento de este último.
Dado que el código MAAP es la
herramienta principal de análisis
de accidentes severos en el país,
se presta particular atención a
mantener su actualización tomando
parte activa en el grupo in-
ternacional de usuarios del
código. Asimismo, para propó-
sitos de validación de MAAP, se
efectúan estudios de comparación
con códigos tales como
SCDAP/RELAP5 y MELCOR. En el
marco del programa de seguridad
nuclear nórdico en materia de
accidentes severos varios es-
tudios se han llevado a cabo en
el pasado [16], sin embargo el
énfasis hoy en día se da a los
fenómenos y progresión de la
fundición dentro de la vasija, al
modelado de aerosoles y a la
conveniencia de ayudas compu-
tacionales para el operador en
situaciones con pérdida severa de
refrigeración del núcleo. El
último rubro en el área de
análisis de sistemas, es el
análisis probabilista de la
seguridad. Como resultado de la
disposición parlamentaria en el
sentido de que todo reactor
nuclear de potencia debería estar
sujeto, al menos a tres
revisiones completas de seguridad
durante su vida útil, los
esfuerzos en este campo se
orientaron a establecer y validar
la metodología APS y a conjuntar
las bases de datos requeridos
para la misma. A la fecha se han
realizado los APS de nivel 1
específicos de planta de diez
instalaciones y las dos restantes
se encuentran en proceso. Con-
comitante a éstos, se investiga
el papel que juegan las
dependencias (fallas de causa
común), la interacción humana y
las incertidumbres en la
evaluación probabilista de la
seguridad [17] y la aplicación de
técnicas probabilistas en la
optimización de las especif i-
caciones técnicas para la
operación segura del reactor
[18]. Otros desarrollos están
encauzados a establecer el APS
como una herramienta viviente en
el trabajo diario de seguridad y
a la definición de indicadores de
seguridad. Las dos áreas res-
tantes, salvaguardias y dese-
chos, dedican sus esfuerzos de
investigación al desarrollo de
métodos para la determinación del
quemado de combustible gastado y
para la caracterización no
destructiva de materiales nuclea-
res que no han sido irradiados,
en apoyo al programa de
salvaguardias del OIEA, y a
proveer el conocimiento básico y
suficiencia para evaluar la
seguridad y licenciar las
instalaciones y sistemas en
desarrollo para la disposición
final de desechos.
Las actividades de inves-
tigación que aquí hemos mencio-
nado se encuentran coordinadas
por el Inspectorado Sueco para
10

12. Potencia Nuclear y en las mismas
participan laboratorios naciona-
les y privados, éstos últimos
bajo contrato, instituciones de
educación superior e institu-
ciones y laboratorios de otros
países con los cuales se
mantienen acuerdos de coopera-
ción.
Finlandia. El programa de
investigación finlandés se en-
cuentra financiado por el
Ministerio de Comercio e
Industria y es administrado por
el Centro de Investigaciones
Técnicas. El programa está
formado por dos grandes áreas:
integridad estructural, y compor-
tamiento de sistemas y aspectos
operacionales.
La Fig. 2 muestra los campos
de interés y sus interrelaciones
en el área de comportamiento de
sistemas y aspectos operacio-
nales. La investigación relacio-
nada a combustibles se concentra
en el modelado de fenómenos que
describen el comportamiento de
altos quemados, en el estudio de
las propiedades de materiales
nucleares y en estudios
experimentales del combustible
utilizado en reactores VVER. La
experiencia operacional y los
datos suministrados por las
compañías eléctricas se están
aplicando en la validación de
códigos que describen altos
quemados de combustible [19]. Los
esfuerzos en física y dinámica de
reactores están orientados a
actualizar los métodos de cálculo
y los códigos correspondientes.
En particular se desarrollan
métodos de homogeneización
avanzados para su aplicación a
reactores VVER, se adquieren e
implantan nuevos códigos para el
cálculo y análisis de seguridad
de los nuevos tipos de ensamble
de combustible y esquemas de
recarga de reactores BWR, y se
estudia el uso de absorbedores de
gadolinio y la eficiencia de las
barras de control en reactores
VVER. También se desarrolla un
modelo hidráulico con caracte-
rísticas genéricas para ser usado
en procesadores paralelos y
vectoriales y el cual se inte-
grará al código para dinámica de
reactores TRAB. En conexión con
los aspectos experimentales de
termohidráulica se diseñó y
construyó la instalación PACTEL
(Parallel Channel Test Loop) para
simular el comportamiento de un
VVER durante LOCAS pequeños y
medianos. El dispositivo expe-
rimental incluye el sistema
primario, con sellos de lazos y
generadores de vapor horizonta-
les, el lado secundario de los
generadores vapor y los sistemas
de emergencia para enfriamiento
[20]. En relación a códigos en
este campo, dentro del programa
ICAP de la USNRC, se implanta el
código RELAP5/MOD3, así como los
códigos FLUT de Alemania y el
TRAC de la USNRC. La aplicación
de los mismos al análisis de
transitorios se iniciará a
finales del presente año. Los
11

13. códigos finlandeses SMABRE y
SMATRA se integrarán al
analizador de planta, APROS,
actualmente en desarrollo [21].
La validación de los códigos se
llevará a cabo participando en
los ejercicios de problema
estándar de la NEA del OECD y del
OIEA. Las actividades en el
campo de los accidentes severos
están enfocadas a la identifi-
cación de las mejoras requeridas
por los códigos MAAP, MELCOR y
SCDAP/RELAP5 para el análisis de
las plantas finlandesas, y a la
participación en los proyectos
ACE y CSARP. Los incendios en
plantas nucleares representan un
riesgo serio en si mismos y como
iniciadores de accidentes mayo-
res. Esta preocupación ha moti-
vado el inicio de los estudios
tendientes a desarrollar modelos
para la simulación de incendios
que permitan una descripción
detallada de los campos de flujo
y de la geometría compleja de la
planta [22]. Estos modelos en
conjunción con el código PHOENICS
se validan con los experimentos
que en esta materia realiza la
RFA. En el área de análisis
probabilista de la seguridad se
inició un proyecto en el cual se
pretende desarrollar y probar el
uso combinado del concepto de APS
viviente e indicadores de segu-
ridad para suplementar las
especificaciones técnicas y
contar con un medio de diagnós-
tico continuo del estado de
seguridad de la planta.
La otra gran línea de
investigación, integridad estruc-
tural, está dirigida a mejorar la
seguridad, confiabilidad y dispo-
nibilidad de los componentes
mecánicos y estructuras de una
planta nuclear. Los estudios en
el rubro de propiedades de los
materiales estructurales inclu-
yen: el comportamiento elásti-
co-plástico de materiales para el
análisis de resistencia a
fracturas de componentes sujetos
a cargas, los aspectos metalúr-
gicos y factores experimentales
en el análisis de fracturas [23],
daños por irradiación y
recuperación [24], química del
agua y corrosión, mecanismos de
agrietamiento sensibles al
ambiente [25], y las técnicas de
reparación de componentes nu-
cleares. Todas las actividades
anteriores se desarrollan en
programas de colaboración in-
ternacional. Los proyectos que
completan la investigación en
integridad estructural son: el
análisis estructural de plantas
nucleares, que se encarga del
desarrollo de métodos de análisis
avanzados para la evaluación de
las estructuras dando especial
atención a los componentes de las
fronteras de presión; la apli-
cación de métodos no destructi-
vos para la detección y
evaluación de defectos de
componentes y estructuras; la
evaluación de la integridad de la
vasija y tuberías y de su tiempo
de vida; y la evaluación del
12

14. envejecimiento y mantenimiento
preventivo asociado a éste.
ESPAÑA. El último de los países
aquí considerados, España, define
como sus objetivos generales de
investigación [26]:
adquirir el conocimiento
científico y técnico que
permita la seguridad de las
plantas,
- mejorar la eficiencia y la
extensión de vida de las
plantas, y
- promover la colaboración
nacional e internacional en
la investigación de la
seguridad nuclear.
Las áreas de investigación
prioritarias están agrupadas bajo
los siguientes encabezados:
seguridad en operación, análisis
probabilista de la seguridad,
accidentes severos y término
fuente, e integridad de
materiales y extensión de vida.
En relación a la investigación de
seguridad en operación se
desarrolla el proyecto TRETA
(ransient Response and Test
Analysis) que está enfocado al
análisis de los sistemas de
control, transitorios, accidentes
y procedimientos de emergencia de
reactores PWR. La herramienta
usada es un código para simu-
lación estructurado modu-
larmente. Al mismo tiempo se
efectúan las tareas para extender
el TRETA a BWR5. También se
realizan los estudios de
factibilidad para incorporar
TRETA al analizador de respuesta
de sistemas del Centro de
Investigación Conjunta de ISPRA,
Italia. Dentro del marco de
cooperación con la USNRC se
desarrolla un analizador de
planta interactivo de alta
velocidad, HIPA, para la
simulación de transitorios y
accidentes en plantas BWR. Sus
características y espectro de
aplicaciones complementan a los
modelos usados en TRETA. Para
considerar escenarios de ac-
cidente sofisticados en el
entrenamiento de operadores se ha
incorporado el código TRAC a un
simulador de entrenamiento.
Asimismo a través de varias
organizaciones nacionales se
participó en los ocho ejercicios
del proyecto LOPT (oss Of Fluid
Test) del OECD y se colabora en
el programa internacional de
evaluación de códigos de la
USNRC. Para recoger la
experiencia operacional de las
plantas se encuentra en etapa de
implantación una base de datos
nacional que permita en el futuro
el análisis de los incidentes y
su posterior aplicación al
análisis de riesgos. En el área
de análisis probabilista de la
seguridad el énfasis está
principalmente dirigido a
completar el APS de nivel 1 de
todas las plantas hacia 1996.
Una particularidad de estos
estudios es la inclusión de un
13

15. análisis de los estados de la
planta cuando no se encuentra a
100% de potencia. Igualmente se
ha solicitado el APS de nivel 2 a
todas las plantas. Para apoyar
esta acción se ha iniciado la
implantación de los códigos
MELCOR y MAAP. También se ha
establecido un programa para
incorporar, como resultado de los
APS de nivel 1, las modifi-
caciones en el diseño y sistemas
de las plantas para mejorar su
seguridad. Durante los últimos
años se ha dado, en España, una
creciente importancia a los
estudios de accidentes más allá
de los base de diseño. De los
proyectos que componen esta área
de accidentes severos y término
fuente, se destaca el diseño y
construcción de una instalación
experimental para el estudio de
aerosoles. Una primera aplica-
ción de la instalación es el
estudio de la fenomenología
asociada a la retención de éstos
en albercas bajo condiciones de
accidente severo en reactores de
agua ligera. El resto de los
proyectos en esta área se
inscriben en programas inter-
nacionales tales como PHEBUS
[27], ACE, OECD-TMI y CSARP.
También, a través de dos
compañías privadas nacionales, se
estudia el comportamiento
mecánico de la contención bajo
condiciones de carga resultantes
de accidentes severos. La meto-
dología seleccionada para des-
cribir el comportamiento del
concreto reforzado y normal se
validó con experimentos de la
contención a escala 1 a 6
realizados por el Laboratorio
Nacional de Sandia. En el área
de integridad estructural y
extensión de vida las actividades
están dirigidas al estudio expe-
rimental de la formación de
agrietamientos y a su velocidad
de propagación bajo diversas
condiciones ambientales. Asi-
mismo, para dar respuesta a
problemas enfrentados con los
generadores de vapor por la
industria nuclear española, se
efectúa una investigación sobre
la influencia del pH en los
mecanismos del efecto combinado
de esfuerzos y corrosión. Como
parte de las actividades en esta
área se participa en el programa
para inspecciones de componentes
de acero (PISC-III) patrocinado
por el NEA del OECD. En fecha
reciente se han mencionado dos
grandes áreas para realizar
investigación: reactores avan-
zados y desmantelamiento. Sin
embargo, en ninguno de los casos
se han dado pasos en firme para
establecer los programas
correspondientes. En la conse-
cución de las actividades de
investigación participan el
Centro de Investigaciones
Energéticas, Medioambientales y
Tecnológicas, la Empresa Nacional
de Uranio, S. A., la Empresa
Nacional de Residuos, S. A., el
Consejo de Seguridad Nuclear, la
Asociación de Empresas Eléctricas
y las Universidades. La promo-
ción de la colaboración entre las
14

16. entidades es responsabilidad del
Ministerio de Industria y
Energía.
PERSPECTIVAS EN MEXICO
De lo antes expuesto podemos
identificar como los campos que
atraen mayor interés en la
investigación actual en seguridad
nuclear de reactores a los
siguientes: Factores Humanos y
Operación Segura, Integridad
Estructural, Transitorios y
Accidentes Severos, y Análisis
Probabilista de la Seguridad.
Estos de ninguna manera deben ser
considerados restrictivos para la
definición de la clase de
investigación que se desea
emprender, sin embargo repre-
sentan las áreas en donde se
desarrollan los mayores esfuer-
zos. Es también claro, de la
experiencia de estos países, que
la investigación en seguridad
nuclear hoy en día requiere de la
cooperación internacional, inde-
pendientemente de los recursos
humanos y materiales propios del
país. Esto fundamentalmente es
el resultado de la complejidad
técnica de los problemas
considerados y, en particular, de
lo costoso del diseño y operación
de las instalaciones experimen-
tales. Otra característica,
compartida por estos países, es
la participación coordinada de
laboratorios nacionales, organi-
zaciones reglamentadoras, empre-
sas eléctricas e instituciones de
educación superior en el programa
de investigación. Los recursos
económicos asignados a las tareas
de investigación, por supuesto,
varían de país a país. Por
ejemplo, la RFA en el año de 1990
destinó 200,000 millones de pesos
a su programa de investigación,
mientras que Suecia dedicó 30,000
millones, Finlandia 16,000 millo-
nes y por su parte España aplicó
una cantidad equivalente a 25,000
millones para el mismo fin. En
comparación los EUA asignaron
312,000 millones para apoyar
solamente la investigación que en
seguridad nuclear realizó o
comisionó a otras instituciones
la USNRC durante ese mismo año.
La diferencia en los montos es un
reflejo de lo ambicioso y extenso
de los programas respectivos. Es
particularmente interesante el
mencionar que Finlandia, el país
más pequeño de los considerados,
para el desarrollo de su programa
de investigación asignó tan sólo
35 años-hombre en el año en
cuestión.
La situación nacional
evaluada en el contexto de la
experiencia de los países antes
mencionados nos lleva a concluir
que la investigación en seguridad
nuclear de reactores, en el país,
es una actividad incipiente. La
participación mexicana en pro-
yectos de cooperación inter-
nacional, de los aquí apuntados,
se reduce tan sólo al proyecto
ACE. Mas aún el ingreso al mismo
es de fecha reciente. Entre las
áreas que han recibido atención a
15

17. nivel nacional se encuentran el
APS y el análisis de transitorios
y accidentes severos. En la
primera, como resultado de un
esfuerzo conjunto por varias
instituciones para realizar un
APS de nivel 1 de la CNLV-U1, se
cuenta en la actualidad con la
metodología y herramientas de
análisis y el personal calificado
para proyectos de investigación
de gran envergadura. Con respec-
to al análisis de transitorios y
accidentes severos la situación
es aún limitada. Por ejemplo,
los códigos TRAC y RELAP5, de los
denominados de mejor aproxi-
mación, han sido verificados y se
inicia su aplicación al análisis
de transitorios de la planta. No
obstante la experiencia ya
ganada, su proceso de validación
requerirá la participación de
estos grupos en los ejercicios de
problema estándar del OIEA y del
OECD para mostrar que se ha
alcanzado el grado de destreza
necesario para la simulación de
cualquier escenario presente o
futuro de los fenómenos termo-
hidráulicos que se dan en un
reactor. Por otro lado para el
estudio de accidentes severos se
cuenta con el paquete de códigos
STCP, sin embargo éste pertenece
a una generación anterior a los
de uso corriente hoy en día y
además tiene limitaciones fuertes
en su aplicación a reactores del
tipo BWR. Las dos alternátivas
viables para salvar esta res-
tricción consistirían en adquirir
el código MAAP y/o participar en
el programa de cooperación en in-
vestigación de accidentes seve-
ros para obtener, entre otras
cosas, los códigos SCDAP/RELAP5 y
MELCOR.
Si entendemos la investiga-
ción como el estudio de problemas
originales y/o problemas conoci-
dos con planteamientos origina-
les, entonces la investigación en
seguridad nuclear de reactores en
México se reduce a las áreas
antes mencionadas. Más aún, el
énfasis de la misma, gira en
torno a la validación de modelos
y a la aplicación de técnicas
aceptadas para dar respuesta a
nuevas interrogantes. Es inquie-
tante, sin embargo, el reconocer
que las actividades experi-
mentales, aun a escala pequeña,
son inexistentes.
En nuestra opinión, no
obstante lo sombrío que el
panorama nacional en inves-
tigación en seguridad nuclear
podría parecer en comparación con
los países a los que hemos hecho
referencia, las oportunidades en
el futuro inmediato se muestran
brillantes. En el área de APS
existe ya la madurez que permite
el establecimiento de proyectos
similares a los de otros países y
a la búsqueda de aplicaciones
innovativas. Las herramientas
de análisis se encuentran
disponibles en el país y se
cuenta también con la
infraestructura informática suf i-
ciente para afrontar las tareas
16

18. correspondientes. La participa-
ción nacional en el programa
internacional de evaluación de
códigos y en el CSARP daría una
oportunidad única de contribuir a
la solución de los problemas de
escalamiento en la integración de
resultados experimentales en los
programas de análisis termo-
hidráulico y de accidentes seve-
ros, así como de mantener
actualizados los mismos.
También, en relación al programa
CSARP se podrían identificar
aquellos experimentos no
complejos viables de realizarse
en el país, y/o participar en
experimentos similares en otros
países para ganar la experiencia
necesaria que permita en el
futuro mediato establecer una
infraestructura experimental en
el campo. Esto último es también
aplicable al área de integridad
estructural en relación a
problemas de corrosión. Más aún,
dada la tradición nacional en el
análisis estructural, es conce-
bible que los estudios rela-
cionados con el comportamiento de
la contención bajo cargas
resultantes de accidentes severos
se lleven a cabo en instituciones
nacionales. Estas son tan sólo
algunas de las posibilidades que
nos permiten vislumbrar ese
futuro brillante para la
investigación en seguridad nu-
clear en el país. Por supuesto,
el factor económico juega un
papel relevante en la realización
de todo programa de in-
vestigación, sin embargo como lo
muestran los países considerados,
los beneficios justifican dicha
inversión.
CONCLUSIONES
En base a la experiencia
ganada en estos países y a las
oportunidades que potencialmente
tiene México para contribuir
efectivamente al desarrollo de la
tecnología de seguridad nuclear
del mañana, consideramos perti-
nentes a manera de conclusión
las siguientes recomendaciones:
1) Con el concurso de las
entidades involucradas en la
seguridad nuclear de Cen-
trales Nucleoeléctricas en
el país, establecer un
programa nacional coordinado
de investigación.
Promover la participación de
los institutos de investi-
gación del sector público,
asociados a la industria
nucleoeléctrica, y de las
instituciones de educación
superior en la realización
de las actividades de
investigación.
Participar en proyectos de
cooperación internacional
que contribuyan al logro de
los objetivos del programa.
Impulsar la investigación de
carácter experimental en
aquellas instituciones que
cuenten ya con una mfra-
17

19. estructura e instalaciones
adecuadas.
Fomentar acuerdos bilatera-
les y multilaterales con
otras naciones en materia de
investigación, que contribu-
yan a incrementar el cono-
cimiento que se tiene en el
país sobre la seguridad
nuclear.
Apoyar la aplicación de los
resultados de la inves-
tigación, para mejorar más
la seguridad de las plantas.
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22. PERIODO 1984-1986 PERIODO 1987-1989
NACION FACTOR (%) NACION FACTOR (%)
1.- FINLANDIA 89.0 1.- FINLANDIA 90.8
2.- SUIZA 85.5 SUIZA 84.0
BELGICA 83.1 3.- ESPAÑA 83.0
4.- R.F.A. 81.9 4.- CANADA 82.6
5.- REINO UNIDO 81.5 5.- BELGICA 82.5
6.- BULGARIA 81.0 6.- COREA DEL SUR 78.6
7.- CANADA 80.7 7.- R.F.A. 78.3
8.- SUECIA 77.0 8.- SUECIA 77.0
9.- CHECOSLOVAQUIA 75.6 9.- CHECOSLOVAQUIA 76.3
10.- FRANCIA 75.5 10.- BULGARIA 75.7
11.- COREA DEL SUR 73.9 11.- JAPON 73.4
12.- JAPON 72.2 12.- REINO UNIDO 72.4
13.- E.U.A. 64.2 13.- E.U.A. 69.4
14.- ESPAÑA 63.8 14.- U.R.S.S. 68.8
15.- INDIA 58.6 15.- FRANCIA 65.2
TABLA 1. VALOR MEDIO DE FACTOR DE CARGA POR NACION

23. POTENCIA NETA TIPO DE REACTOR
(MWe)
LOVIISA 1 465 VVER (PWR)
LOVIISA 2 465 VVER (PWR)
TVO 1 710 BWR
TVO 2 710 BWR
TABLA 2. PLANTAS NUCLEARES DE POTENCIA EN OPERACION EN
FINLANDIA.

24. POTENCIA NETA TIPO DE REACTOR
(MWe)
ASCO 1 898 PWR
ASCO 2 898 PWR
VANDELLOS 2 950 PWR
TRILLO 1 974 PWR
ALMARAZ 1 900 PWR
ALMARAZ 2 900 PWR
STA. MA . DE GAROÑA 440 BWR
COFRENTES 958 BWR
JOSE CABRERA 153 PWR
TABLA 3. PLANTAS NUCLEARES DE POTENCIA EN OPERACION EN
ESPAÑA.

25. POTENCIA NETA TIPO DE REACTOR
(MWe)
OSKARSHAMN 1 442 BWR
OSKARSHAMN 2 605 BWR
OSKARSHAMN 3 1160 BWR
RINGHALS 1 750 BWR
RINGHALS 2 800 PWR
RINGHALS 3 915 PWR
RINGHALS 4 915 PWR
FORSMARK 1 970 BWR
FORSMARK 2 949 BWR
FORSMARK 3 1063 BWR
BARSEBAECK 1 600 BWR
BARSEBAECK 2 600 BWR
TABLA 4. PLANTAS NUCLEARES DE POTENCIA EN OPERACION EN
SUECIA.

26. POTENCIA NETA TIPO DE REACTOR
(MWe)
GRAFENRHEINFELD, KKG 1235 PWR
GROHNDE 1325 PWR
NECKAR 1 785 PWR
NECKAR 2 1225 PWR
BROKDORF 1307 PWR
BRUNSBTJETTEL 771 BWR
ISAR 1 870 BWR
ISAR 2 1285 PWR
KRTJEMMEL 1260 BWR
EMSLAND 1270 PWR
OBRIGHEIM 340 PWR
PHILIPPSBURG 1 864 BWR
PHILIPPSBURG 2 1268 PWR
GUNDREMMINGEN B 1240 BWR
GUNDREMNINGEN C 1248 BWR
STADE 640 PWR
UNTERWESER 1230 PWR
WUERGASSEN 640 BWR
BIBLIS A 1146 PWR
BIBLIS B 1240 PWR
MUELHEIM-KAERLICH 1219 PWR
TABLA S. PLANTAS NUCLEARES DE POTENCIA EN OPERACION EN LA
R.F.A.

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• 1

28. COMBUSTIBLES
ASPECTOS DE ALTOS
QUEMADOS
EXPERIMENTOS DE
COMBUSTIBLE
V V E R
TERMOHIDRAIJLICA
FISICA Y DINAMICA
( CODIGOS DE COMPUTO
DE REACTORES
EXPERIMENTOS
ACCIDENTES
SEVEROS
Y
MITIGACION
TRANSITORIOS Y
ANALIZADOR DE ADMINISTRACION
PLANTA DE ACCIDENTES
MODELOS ENTRENAMIENTO
VALIDACION
AYUDAS A LOS
OPERADORES
"SEGURIDAD CONTRA"
INCENDIOS
CODIGOS DE COMPUTO
EXPERIMENTOS
INTERACCION
APS
HOMBRE/MÁQUINA APS VIVIENTE
VIABILIDAD Y VALIDACION
APS EN DISEÑO
DE NUEVOS CONCEPTOS NDICADORES DE SEGURI
EXPERIENCIA DE OPERACION COOPERACION
INTERNACIONAL
FIG. 2.- COI'APORTAMIENTO DE SISTEMAS Y ASPECTOS
OPERACIONALES