1. Reactores nucleares
para submarinos

2. Prologo
En este trabajo, se tratará de recopila información sobre reactores nucleares para submarinos, y a pesar
de la poca información que existe por su carácter sensible para los países que lo poseen, intentaré hacer
la tan tarea difícil de poder aclarar y entender cuestiones básicas de esta tecnología, que hacen que valga
la pena conocer, por las capacidades importantísimas que otorga, el poder disponer de un medio como lo
es un submarino con esta tecnología.
Indice
El trabajo lo dividí en 5 Capítulos:
Capítulo 1: Historia y evolución de los reactores nucleares para SSN
Aquí lo que intenté recopilar, son los orígenes de la tecnología y su evolución en el tiempo, por parte de
los países que la desarrollaron. No se intenta explicar aspectos elementales de los componentes de un
reactor (se suponen conocidos). Se hizo hincapié en las dos potencias de la guerra fría, y la evolución de
su tecnología en la materia. Y terminando este capítulo, se explicarán aspectos que merecen unos
párrafos, como también el caso particular de un país no central, y su tecnología.
Capitulo 2: Efectos de la Variación del enriquecimiento de uranio en el diseño de reactores
nucleares submarinos
En este capítulo, es un ensayo interesante y totalmente técnico, que permite dilucidar cuestiones que
hacen a la complejidad de la tecnología. En este aparte de explicar las variables que intervienen en la
cuestión, a la hora de diseñar un sistema tan complejo como lo es el de un reactor nuclear. Luego de
aclaradas las variables elementales que intervienen, se hace un ejercicio, para determinar las
capacidades de los reactores para un SSN, en función del enriquecimiento del combustible, y sus
resultados del cálculo.
Capítulo 3: Alternativas de combustibles tipo placa, para reactores de pequeños
En base al capítulo anterior, y habiendo analizado las capacidades de los reactores con mas
enriquecimiento, y teniendo en cuenta las limitaciones o imposibilidad para algunos de poder enriquecer a
tales grados, se plantea alternativas de reactores, con núcleos con combustible “no grado bomba”, para
salvar las limitaciones impuestas en el contexto mundial, a países que puedan construir sus SSN, sin
necesariamente tener capacidad de construir bombas nucleares.
También se analizan los nuevos compuestos combustibles que podrían desarrollar capacidades casi
similares a los núcleos de reactores con alto enriquecimiento. Se realizó un ejercicio comparativo, con
distintas configuraciones, y sus resultados.
Capitulo 4: Argentina
En este capítulo se muestran parte de las capacidades de argentina, en su tan larga trayectoria en
materia nuclear.
Primero trataremos el tema de fabricación de combustibles para reactores de investigación, sus orígenes
y evolución. Haciendo hincapié en sus últimos desarrollos.
Luego se explicara muy ligeramente el tema de los “Códigos de Calculo”, que sirven para analizar y
diseñar núcleos de reactores tanto de investigación, como de potencia. Permitiendo contrastar estos con
la larga experiencia de la CNEA en el diseño de núcleos.
Mas adelante, se tratará brevemente, la cuestión de un hito importante para CNEA / INVAP, como lo es el
reactor vendido a Australia, OPAL, mostrando las capacidades de este.
Por último, para terminar en este capítulo, se tratará el tema, de nuestro primer reactor de potencia
argentino, CAREM, mostrando sus capacidades e innovadoras tecnologías que lo hacen muy seguro y
moderno.

3. Capítulo 5: Conclusiones
En base a lo desarrollado en los capítulos anteriores, se puede hacer una conclusión, de esta tan
compleja tecnología, y su eventual ingreso de nuevos países al selecto club de poseedores de
submarinos nucleares.

4. CAPITULO 1
Historia y evolución de los reactores nucleares para SSN
La gran ventaja que ofrece la propulsión nuclear para los submarinos es que en principio pueden
permanecer en inmersión un tiempo ilimitado, y, como son sistemas anaeróbicos, este tiempo no está
limitado más que por la resistencia del personal de tripulación. Por la misma razón, son invulnerables en
caso de guerra nuclear, química o bacteriológica.
Su discreción, su velocidad y su cota de inmersión los hace menos detectables en inmersión; debido a su
autonomía pueden realizar misiones independientes; y su trimado no varía con el consumo de
combustible, como sí ocurre con la propulsión convencional. Así, aprovechando las ventajas de la
propulsión nuclear, se han desarrollado dos tipos de submarinos nucleares, los de ataque (SSN) y los
balísticos boomers (SSBN), susceptibles de mantener velocidades muy elevadas en inmersión a gran
profundidad, del orden de más de 30 nudos y más de 400 m. de cota de inmersión, constituyendo hoy día
la base fundamental de las armadas de las grandes potencias.
Los submarinos nucleares de ataque SSN están armados con tubos lanzatorpedos. Los submarinos de
ataque construidos más recientemente también pueden ir armados con misiles crucero como los
Tomahawk.
Actualmente Rusia, además tiene un tipo de submarinos portadores de misiles crucero SSGN, aunque
también disponen de misiles crucero que pueden ser lanzados desde los tubos lanzatorpedos de los
submarinos de ataque SSN.
Han sido construidos cerca de 400 submarinos y buques nucleares militares entre EE.UU., Rusia, Gran
Bretaña, Francia y China, algunos de los cuales ya han sido desmantelados o declarados inoperativos por
terminar su vida útil o como consecuencia de la política de distensión. De manera que el número de
reactores nucleares de propulsión nuclear puestos en operación hasta la actualidad, (ya que algunos de
los buques llevan dos reactores, ronda los 600, es decir, algo mayor que el número de reactores de
producción de energía eléctrica que se han construido en el mundo, que son unos 500).
Los programas de construcción posteriores se fijaron en base a un reactor de agua a presión del tipo
S5W. Estos fueron los submarinos balísticos SSBN, de la clase George Washington, Ethan Allen, y
Lafayette, y los submarinos de ataque SSN, de la clase Permit, Sturgeon y Benjamín Franklin.
La marina rusa dispone desde 1960 de submarinos nucleares propulsados por una o dos hélices, y la
forma de sus cascos son poco hidrodinámicas, limitándose su velocidad máxima en inmersión a
aproximadamente 25 nudos, a excepción de los más modernos Alfa, Akula y Sierra.
En Europa, solamente las armadas francesa e inglesa han abordado programas de construcción de
submarinos nucleares de características muy similares a las de los submarinos americanos SSN y SSBN.
A Alemania y Japón no se les permite por las convenciones internacionales la utilización militar de la
energía nuclear.
En Francia, los primeros estudios comenzaron en 1954 y se realizó en Cadarache un prototipo de reactor
del tipo S5W para SSBN con base en tierra (PAT), que empezó a operar en 1964. La planta de separación
isotópica de Pierrelate ha permitido enriquecer el uranio para el primer submarino nuclear francés Le
Redoutable (SSBN), construido en Cherburgo en 1969. En Inglaterra se llegó a un acuerdo con los
Estados Unidos en 1958 para la realización de un prototipo de propulsión, y el submarino Dreadnought
(SSN) fue puesto en operación en 1963. El Dreadnought ha sido seguido del Valiant y del Warspite, así
como del Churchill y el Conqueror, continuando con la construcción de algunos submarinos más de este
tipo.
La marina de los Estados Unidos tiene actualmente gran parte de su armada basada en la propulsión
nuclear. Todos los submarinos con un reactor PWR de Westinghouse, excepto los de la clase Ohio, Los
Angeles, Seawolf y Virginia con un reactor PWR de General Electric, de diseño integrado (S8G ó S9G).
Los submarinos de ataque más modernos de Rusia son los de la clase Akula, los Victor III, y los Sierra I/II.
Los portadores de misiles crucero más modernos son los Oscar II y como submarinos balísticos los Delta
III/IV y Typhoon. El tipo Typhoon es el mayor submarino de los construidos, y está armado con 24 tubos
lanzamisiles nucleares. El submarino Kursk, hundido en el verano de 2000 en el mar de Barents era del
tipo Oscar II. Los de la última generación llevan un diseño compacto tipo Block en el que el circuito
primario queda reducido a una longitud mas pequeña pero de diámetro mayor, mejorando la transmisión
del calor generado en el núcleo. Alguno de los submarinos rusos llevan casco de aleación de Titanio, que
los hace más resistentes y les permite alcanzar la asombrosa velocidad de 42 nudos y sumergirse hasta
más de 700 m., éstos son los de la clase Sierra y los Alfa. Sin embargo, estos submarinos han tenido
graves problemas debido a las soldaduras de titanio.
Francia dispone de submarinos de ataque, como los de la clase Rubis, de diseño integrado y el más
reciente Amethyste; y los portamisiles de la clase Le Redoutable, siendo los más recientes los de la clase
Le Triomphant, que llevan también un reactor de diseño integrado.

5. EEUU
Desde que el capitán de navío de los Estados Unidos, Hyman G. Rickover, tuvo la visión de reconocer las
capacidades que darían los reactores nucleares para la propulsión naval y especialmente de los
submarinos, y convenció a los inicialmente escépticos miembros de la marina estadounidense de que los
submarinos con propulsión nuclear tendrían unas capacidades únicas, la tecnología nuclear para la
propulsión naval ha tenido un desarrollo espectacular, siendo, como veremos, el tipo de propulsión que
emplean en sus submarinos las grandes potencias militares del mundo.
El proyecto Rickover fue conocido como el Programa de Reactores Navales, y tenía el objetivo de
desarrollar reactores compactos y de alta disponibilidad. Así en el año 1948, año en que se aprobó el
programa, se iniciaron dos líneas de estudio de conceptos de reactor nuclear para propulsión. Una de las
líneas de estudio iniciadas fue adjudicada a General Electric, que consiguió un contrato para desarrollar y
construir un reactor refrigerado por sodio líquido, el prototipo de este tipo de reactor, el S1G fue instalado
en el centro de West Milton (New York), comenzó a operar en 1955, y concluyó con el desarrollo del
reactor S2G, que fue instalado en el submarino estadounidense Seawolf, que comenzó su operación en
1957 y que se mantuvo durante dos años en servicio. Sin embargo, a causa de la incompatibilidad básica
del sodio en un ambiente marino ante un eventual accidente de reactividad por reacción del sodio y del
agua de mar, este concepto fue abandonado para su uso para la propulsión naval, y fue sustituido el
reactor por uno de agua a presión.
El otro camino iniciado fue el del desarrollo por Westinghouse de los reactores de agua a presión, y el
proyecto fue conocido como el Submarine Thermal Reactor (STR).
Ya en 1949, se definieron las características básicas del PWR y se decidió construir dos reactores: el
S1W, un prototipo en tierra de la estación de pruebas de Idaho, y su gemelo el S2W para ser instalado en
el submarino Nautilus.
El 30 de marzo de 1953, el SRT, fue llevado a potencia por primera vez, y la era de la propulsión nuclear
naval nació.
El Nautilus fue construido en Groton y
botado en 1954. Fue el primer submarino
que por la ruta del Ártico pasó del Pacífico
al Atlántico en 1957. Así el S2W se
convirtió en el primer reactor de una larga
serie de reactores de propulsión naval para
aplicación militar de la marina americana.
Todos estos reactores utilizan como
refrigerante el agua a presión, y con una
potencia en las primeras unidades de 70
MWt.
Los siguientes reactores desarrollados
fueron los S3W y S4W, de dimensiones
más reducidas y de mitad de potencia que
el S2W, y fueron instalados en los
submarinos clase Skate y en el Halibut.
S1G REACTOR REFRIGERADO POR DE
SODIO-BERILIO
Este diseño del reactor fue construido por
la empresa General Electric (GE), de ahí la
denominación G. Utilizó combustible UO2
revestidos de acero inoxidable con Berilio,
que es utilizado como un moderador y un
reflector. La temperatura máxima en el
combustible podría llegar a 1.700 (+ / - 300)
°F con una temperatura máxima del
revestimiento de 900°F (482°C), con un tiempo de ciclo de vida de combustible en el reactor de 900 horas
o 900 / 24 = 37,5 días a plena potencia.
Una desventaja es que el refrigerante se activa desde el punto de vista de radiación, con lo cual los
intercambiadores de calor requieren de un fuerte blindaje. Además el sodio (Na) reacciona
explosivamente con el agua y el recambio de elementos combustibles es bastante problemático. Por otra
parte con la alta temperatura del reactor y del vapor, se puede lograr una mayor eficiencia térmica (en
cuanto a la potencia mecánica obtenida sobre la potencia térmica suministrada).
El berilio se utilizó como un moderador de los reactores de los submarinos de la antigua clase Sea Wolf.
Se trata de un buen y sólido moderador, tanto desde la perspectiva de moderación, y además tiene una
conductividad térmica muy alta. El Berilio puro tiene buena resistencia a la corrosión en agua hasta 500°F
(260°C), al sodio a 1.000°F (538°C), y al aire 1.100°F (593°C). Se ha observado presiones de vapor a

6. 1400°F (760°C9 y no se considera de uso muy por encima de 1.200°F (649°C), incluso con un sistema de
gas inerte. Es caro de producir y fabricar, tiene ductilidad pobre, y que requieren medidas por su alta
toxicidad, para evitar la inhalación y la ingestión de su polvo durante la fabricación.
Un reactor de tamaño pequeño puede ser construido con óxido de berilio como moderador. Tiene la
misma toxicidad que el Berilio puro, pero es menos caro de fabricar. Se puede usar con un reactor
refrigerado por sodio, dado que el BeO es resistente a la corrosión de sodio. Tiene propiedades similares
al Berilio. Puede ser utilizado en presencia de aire, sodio y el CO2. Es volátil en el vapor de agua por
encima de 1.800. El BeO puede ser utilizado como material de elementos combustibles, cuando estén
impregnados con uranio. La baja densidad aumenta su resistencia a los golpes.
El submarino USS Seawolf, en un principio utilizó un reactor refrigerado por sodio, que fue sustituido en
1959 por uno PWR para estandarizar la flota, debido a problemas operacionales y riesgos de incendio.
Otros reactores posteriores de EEUU
El reactor S5W, un 30% mayor que el S2W, utiliza el combustible en forma de placas, y ha sido instalado
en el submarino Skipjack, habiendo equipado también todos los submarinos nucleares balísticos o
lanzamisiles (SSBN) y los submarinos nucleares de ataque (SSN) puestos en servicio desde 1960 hasta
1976 a excepción del Narwhal.
El reactor prototipo para grandes buques, el A1W, fue probado en Idaho, y de él se derivaron los 8
reactores A2W que se instalaron en el portaaviones Enterprise, así como los dos reactores C1W del
crucero Long Beach y los dos reactores A4W del segundo portaaviones, el Nimitz, cada uno de los cuales
tiene una potencia cuatro veces mayor que los A2W.
General Electric por su parte continuó el trabajo de desarrollo, pero ahora también en la línea de los
reactores refrigerados por agua a presión. Así, el S3G (Submarine advanced reactor prototype) fue
instalado en West Milton en 1958. De este prototipo se derivó el reactor prototipo para destructor D1G; y
las fragatas Bainbridge y Truxtun, fueron equipadas cada una con dos de estos reactores.
PROTOTIPO S5G DE CONVECCION NATURAL
El reactor S5G fue un prototipo que funcionó tanto, en modo de flujo de circulación del refrigerante en
forma forzada, o por convección natural. La planta había dos circuitos de refrigeración, con sus dos
generadores de vapor.
Este reactor nuclear fue instalado tanto como un
prototipo en tierra, en el Nuclear Power Training
Unit, Idaho National Engineering Laboratory, cerca
de Idaho Falls, Idaho, y también a bordo del USS
Narwhal (SSN-671), (fuera de servicio).
La planta prototipo en Idaho se le dio un riguroso
control de funcionamiento para determinar si este
tipo de diseño podría funcionar para la Armada de
EE.UU.. Lo cierto es que fue en gran parte un
éxito, aunque nunca este diseño se utilizó en un
submarino, pero se convirtió en la base de diseño
de otros submarinos de ataque, además de la
Narwhal. La prueba del prototipo incluye la
simulación esencialmente de toda la sala de
máquinas de un submarino de ataque. La flotación
de la planta fue en una gran pileta de agua, el
prototipo podría girar sobre su eje longitudinal para
simular una giro difícil. Esto era necesario para
demostrar si la circulación natural, continuaría
incluso durante maniobras difíciles, ya que la
circulación natural depende de la gravedad.
El USS Narwhal tenía la planta de reactor más
silenciosa de la flota naval de EE.UU.. Su reactor
con una potencia térmica de 90 MWth fue
ligeramente más potente que las de otros
submarinos nucleares de ataque de EE.UU. de esa
época, como el S3G (tercera generación) y la S5W
(quinta generación). El Narwhal ha contribuido de manera significativa al esfuerzo de EE.UU. durante la
Guerra Fría. Con su propulsión silenciosa, y un pod unido a su casco, que utilizó una arreglo de sonar de
arrastre y, posiblemente, llevó a un Remote Operated Vehicle (ROV) para grabar los cables de
comunicación en el fondo del mar.
Su objetivo era probar la contribución potencial de la tecnología de circulación natural, en la supresión de
ruidos en el submarino, al no necesitar la utilización de una bomba de refrigeración forzada, para el
circuito primario. Las bombas del circuito de refrigeración del primario del reactor, son una de las

7. principales fuentes de ruido de los submarinos, además de los engranajes de la caja de reducción, y la
cavitación de la hélice.
El S5G fue el precursor directo de la generación del reactor S8G, utilizado en los submarinos de misiles
balísticos clase Ohio.
El S5G también fue equipado con bombas para el circuito primario, que se necesitan sólo en casos de
emergencia o para alcanzar alta potencia y velocidad. Por consiguiente, las bombas de refrigerante eran
más pequeñas y más silenciosos que los utilizados por los competidores principales S5W,(un diseño
Westinghouse).
Como se dijo anteriormente, en base al S5G, se produjo un prototipo del reactor S8G, que utilizó también
convección natural, y que permite operar a una fracción significativa de potencia, sin usar las bombas del
reactor, ofreciendo un modo de funcionamiento silencioso.
Para reducir aún más el ruido de las plantas, se instalaron, en vez de propulsión normal de dos turbinas
de vapor y un reductor de la hélice, fue reemplazada estas turbinas, por una turbina de propulsión de gran
tamaño sin engranajes de reducción. Esto elimina el ruido de los engranajes de reducción, pero a costa
de una turbina de propulsión principal, de gran tamaño. La turbina era cilíndrica, de unos 12 metros de
diámetro y 30 pies de largo. Este gran tamaño era necesario para que le permita propulsar directamente a
la hélice, y ser muy eficiente en ello.
S9G NUCLEO DE ALTA DENSIDAD POTENCIA
El S9G es un PWR construido por General Electric con una densidad de energía mayor, y los
componentes de una nueva planta, incluyendo un diseño del generador de vapor, con resistencia a la
corrosión y un coste del ciclo más reducido. Este reactor de la clase de submarinos Virginia SSN-774 está
diseñado para operar durante 33 años sin reabastecerse de combustible, por lo que durará toda su vida
útil, que se calcula es unos 30 años.
La mayor densidad de potencia del núcleo, disminuye no sólo el tamaño sino que también mejora el
funcionamiento, siendo más silencioso a través de la eliminación de controles voluminosos y equipos de
bombeo.

8. Reactores Militares de Rusos
Los sistemas de reactores militares de Rusia puede parecer un tema confuso como la propia tecnología
submarina; varias anotaciones y documentos dados a conocer han sido muy escasos.
VM-A REACTOR SYSTEM - PRIMERA GENERACIÓN SUBMARINOS
La primera generación de submarinos rusos se entiende generalmente, las clases Noviembre, Hotel,
Echo I y II. Estos eran similares en tamaño, y sistemas de reactor, (limitándose a 70 MWt). Las
características operacionales de los distintos tipos de embarcaciones son similares, con una velocidad
ligeramente inferior para la nave más grande Echo II. Los sistemas de reactores se consideran como
idénticos ( Gladkov2 “Ustoria sozdania pervoi otechestvennoi atomnoi podvodnoi lodki, NIKIET, Moscow, 2002).
Submarino de la clase Echo I
Reactor
Todos los buques de primera generación parecen tener sistemas de reactor similares, VM-A, y sistemas
de propulsión con dos ejes de 17.500 HP cada uno. Los reactores de los submarinos de la primera
generación - y probablemente también de las generaciones posteriores - no tienen tuberías de conexión,
(incluidos los tubos de gran diámetros), por debajo del borde superior del núcleo, (como se ve en la figura
siguiente). Por lo tanto, no es posible vaciar parte del refrigerante por accidente, como sucedió con el
reactor de Lenin en 1966.
La figura muestra el reactor de VM en el interior del casco de submarino, y los elementos internos del
reactor. El buque debía ser capaz de trabajar a profundidades de 200-300 metros, alcanzar una velocidad
bajo el agua de por lo menos 20 a 25 nudos y completar tareas que duran hasta 60 días.

9. Características del Reactor y del refrigerante, del primer reactor PWR submarino Ruso [Gladkov1]
Reactores de potencia (MWt) 70
La presión del agua en el circuito primario (kg/cm2) 200
Presión de vapor (kg/cm2) 36
Temperatura del vapor (°C) 355
La primera generación de submarinos rusos, operaban en un rango limitado de su base como describe en
[Kotcher - Russkie Padlodki (jaderni) – pervi pakalenie, St. Petersburg, 1996]. No fue sino hasta 1966, entre el 2 de febrero
y 26 de marzo, que se hizo el primer cruce del ecuador por parte de un submarino nuclear Ruso en el
Atlántico, que luego continuó hacia América del Sur a través del Pasaje de Drake, el Océano Pacífico,
para unirse a la Flota Rusa del Pacífico.
A excepción de un buque, un submarino clase Yankee, con un reactor de metal líquido, todos los
reactores abandonados en el mar de Kara, eran de la primera generación (November) que habían
experimentado varios accidentes durante la década de 1960.
Control de la reactividad
El trabajo en la VM-A empezó de cero, y una de las primeras decisiones fue utilizar barras para
compensar el exceso de reactividad [Gladkov2]. Las barras de control utilizados en los reactores de
submarinos por lo general contienen europio como el material absorbente. El Eu2O3 presumiblemente
utilizados en las barras, tiene una tendencia a hincharse debido a la hidratación, [Kuznesov2 - “Marine Nuclear
Power Plant: A Textbook”. Sudostroenie, Leningrad, 1989].
El sistema de barras de control de los primeros submarinos incluye un diseño inusual, al parecer no fue
posible, o al menos no es fácil, levantar la tapa del tanque del reactor sin asi levantar las barras de control
también. Esto resultó en dos accidentes de criticidad con la primera generación de submarinos - uno el 12
de febrero 1965, con el K-11, un submarino de clase November, y otro el 10 de octubre de 1985, con K431, un submarino de clase Echo-II. Ambos accidentes ocurrieron poco después de repostar, es decir, con
el nuevo núcleo de los reactores. En ambos casos, la tapa tenía que ser levantada un poco con las barras
de control conectadas a la tapa, presumiblemente debido a una alineación incorrecta. En ambos casos la
tapa y las barras de control se levantaron demasiado y los reactores se tornaron críticos. Sin embargo,
esto fue cambiado posteriormente, y las modificaciones de diseño de reactores de los submarinos de la
segunda y tercera generaciones no permitieron que las barras de control sean levantadas, cuando la tapa
de la vasija del reactor es elevada [Elatomtsev - “Nuclear Safety Assessment of Stored Afloat Non-Defuelled Decommissioned
Nuclear Submarines”, RCC Kurchatov Institute, Moscow 1997].

10. Combustible
Un nivel mínimo de información confiable es esencial para evaluar el manejo seguro y la protección de las
excesivas existencias de combustible naval - que a menudo se almacenan en condiciones muy
insatisfactorias. Entre los más importantes es el nivel de enriquecimiento. La necesidad de
autosuficiencia, de entregar mucha potencia y de tener el reactor un reducido tamaño, requiere el uso de
combustible nuclear naval altamente enriquecido. Sin embargo, para los submarinos de la primera
generación, el enriquecimiento de uranio de los elementos combustibles de reactores de agua
presurizada parece, en general, que ha sido del 20%, según lo sugerido por Sivintsev en el informe IASAP
(International Atomic Energy Agency “Predicted Radionuclide Release From Marine Reactors Dumped in the Kara Sea” (Report of the
Source Term Working Group of the International Arctic Seas Assessment Project (IASAP), IAEA TecDoc-938, April 1997).
Sin embargo, las cifras globales presentadas como parte del informe IASAP han sido discutidas y
corregidas por otras fuentes oficiales rusas [Rubtsov1]. En el caso de un compartimento del reactor con dos
reactores (sin combustible) arrojados cerca de Novaya Zemlya en 1965, el enriquecimiento de
combustible presenta como un 6%. Este fue el K-3, el primer submarino nuclear ruso, que tuvo un nuevo
compartimiento de reactor debido a deficiencias en el diseño [Oelgaard1 - “Accidents in Nuclear Ships”, NKS/RAK2(96)TR-C3. Nordic Nuclear Safety Research. Risoe National Laboratory, December,1996]. Si esta información sobre el
enriquecimiento es correcta, los reactores de los primeros submarinos nucleares, y posiblemente algunos
otros, pudieron haber tenido un bajo enriquecimiento, más parecido a la del rompehielos civil Lenin. El
conjunto completo de los datos presentados por Rubtsov, tanto en el proyecto de documento para el
IASAP Source Term Working Group y en el diario ruso de Energía Nuclear, se muestra en la siguiente
tabla.
Varias fuentes han utilizado las cifras promedio de 50 kg de U-235 enriquecido al 20% de combustible en
los submarinos de primera generación. Sin embargo, la información adicional que se indica en la tabla
anterior a esta, indica que esto no es suficiente para los cálculos con respecto a la criticidad, posibles al
considerar para un determinado buque o reactor. Tomemos, por ejemplo, la evaluación de impacto
realizada por las autoridades noruegas tras el hundimiento del K-159. El Gobierno ruso informó a Noruega
de que el submarino en sus dos reactores contenía un total de 400 kg. de combustible gastado.
El material combustible en la primera generación de submarinos se ha estimado que fue una aleación de
U-Al [IASAP]. Esto habría sido un punto de partida natural en ese momento, a mediados de la década de
1950, debido a las propiedades atractivas, como una buena conductividad térmica y fácil fabricación. El
acero inoxidable fue probablemente el material de revestimiento preferido en ese momento.
Sistemas de Reactores VM-4 / VM-2 - SEGUNDA GENERACIÓN DE REACTORES DE SUBMARINOS
La segunda generación se compone en la mayoría de los casos de la clase Victor I-III, Yankee, Charlie 1 a
2 y Delta I - IV. En este momento, la Guerra Fría y las experiencias positivas con la propulsión nuclear, ha
acelerado la construcción de nuevos modelos, con incremento de las habilidades de los submarinos como
plataformas de arma más flexibles.
Reactor

11. Todos los submarinos Delta tienen la estructura clase Yankee como base de construcción, y es de esperar
que los sistemas de propulsión sean similares en todos estos 77 submarinos. En comparación con la
primera generación, en general hay mayores niveles de potencia y nuevos sistemas de propulsión,
incluyendo el uso de un solo eje. El uso de un eje y, al menos en principio, el desplazamiento reducido,
sirvió para mejorar la propulsión en un 30%. Los submarinos de segunda generación tuvieron reactores
más compactos que los utilizados en la primera. El cambio más significativo en relación con el sistema de
propulsión es el uso de un solo reactor en la clase Charlie 1 - un cambio fundamental al romper con la
redundancia en las clases de todos los anteriores submarinos (donde había dos reactores). Este cambio
fue posible debido a una reorganización sustancial en los sistemas del reactor.
El cambio de reactor, de VM-A al VM-4, y varios modelos diferentes fueron registrados, posiblemente
debido a cambios en las configuraciones y de mejoras continua. Por ejemplo, un núcleo de reactor era
capaz de permitir grandes períodos operacionales, de 750 horas para el tipo de núcleo VM-AB, a 2000
horas para el tipo de núcleo VM-1A utilizados entre 1961 y 1963 en la primera generación de submarinos.
Sin embargo, el desarrollo continúo hasta las 2500 horas (VM-1 AM, en 1964 a 4000 horas (VM-2A),
hasta, en 1969, el núcleo VM-2AG de 5.000 horas" [Gladkov2].
Control de la reactividad
Una característica del sistema de control inusual, se hizo evidente durante un accidente con un submarino
clase Yanqui. Debido a un incendio, el submarino estaba en peligro y los reactores fueron apagados con
el submarino en la superficie del mar. Sin embargo, las barras de control no pudieron ser insertadas
completamente debido a un corto circuito en el sistema eléctrico. Para lograr la plena inserción, fue
necesario enviar a dos miembros de la tripulación en el compartimiento del reactor para llevar a cabo una
operación manual. Uno de los miembros del personal murió durante la operación [Giltsov - “La dramatique
histoire des sous-marins nucléaires soviétiques”. Robert Lafont, 1992.].
La razón por la que la barra de control no puede ser totalmente insertado fue el cortocircuito del sistema
eléctrico. Sin embargo, otra razón por la que debió insertarse de manera manual, posiblemente puede ser,
que como se mencionó anteriormente, las barras de control tienen una tendencia a crecer o hincharse
cerca del final de su vida, y en ese momento los mecanismos eléctricos de accionamiento no tuvieron la
fuerza suficiente para introducir las barras de control hinchadas en el núcleo.
Un tercer aspecto muy discutido, debido a posteriores accidentes, es el mecanismo para el control de
bloqueo de las barras en el caso de que el submarino se de vuelta y se queden en una posición boca
abajo. Durante las investigaciones de posibles situaciones de accidente para el levantamiento del
submarino Kursk en 2001, nunca fue confirmado que ese mecanismo estaba en el lugar para evitar que
las barras de control se caigan del reactor durante la operación de elevación.
Combustible
En los datos de la tabla siguiente, sobre el combustible del submarino clase Yankee N-421 serían, 116,3
kg de U-235 y 21% de enriquecimiento, lo que corresponde un importe total de 553,8 kg. de uranio. Estas
cifras representan un cambio significativo en comparación con la primera generación de submarinos
rusos, al mismo tiempo los submarinos de segunda generación se cree que los reactores fueron más
compactos. Estas cifras apuntan hacia un importante avance en el diseño y operación de reactores
navales. Se estima que podría haberse logrado con mayor cantidad de combustible en los reactores de
segunda generación, a través de un mayor número de elementos combustibles en el núcleo del reactor
con el mismo nivel de enriquecimiento, sin aumentar el tamaño del reactor.
Geometrías alternativas de combustible
Debido a los problemas de ruido inherentes al uso de barras de combustible en barras (y por lo tanto el
incremento de la turbulencia en el refrigerante del reactor), la segunda generación y posteriores
generaciones de submarinos, presumiblemente, han utilizado otros tipos de geometría de combustibles
menos ruidosas. Los EE.UU. hoy en día utilizan combustible tipo placa, posiblemente también para
reducir el ruido, pero prácticamente ninguna información se ha publicado en cuanto a las posibles
geometrías de combustible ruso, en modernos buques militares nucleares.
Al considerar la necesidad de reducir el ruido, para mejorar las propiedades térmicas y de acomodar más
material combustible, que podría suponer un cambio radical en la geometría del combustible de
submarinos. La dirección esperada, teniendo en cuenta los debates anteriores, sería un diseño más

12. compacto que faciliten una mayor densidad de potencia, mejorando las características térmicas y
aumento de la masa de combustible en el reactor en su conjunto. Si asumimos que las barras circulares
de combustible en el reactor tipo VM-A, (figuras siguientes), se ha dicho que el diseño ruso de
combustible submarino [Glaser], podría representan una versión de combustible submarino de "segunda
generación".
Configuración de elemento combustible de submarino Ruso
Geometría de elemento combustible de submarino Ruso
OK 650 / KN-3 - TERCERA GENERACIÓN DE REACTORES DE SUBMARINOS Y OTRAS
EMBARCACIONES
La tercera generación la mayoría de estos barcos todavía está en servicio activo, excepto los
desmantelados como parte de los tratados START, y por tanto son objeto del interés internacional. Una de
la característica especial de la clase Typhoon es que cuenta con dos niveles de casco de presión en
paralelo, cada uno con un reactor y un eje, con los tubos de lanzamiento de misiles colocados entre los
dos cascos. Las clases Sierra y Akula fue provista con cascos de titanio, con un efecto considerable en
desplazamiento.
Reactor
Desde 1952, el punto de partida del proyecto de primer submarino, hasta 40 años después con la
construcción de la tercera generación de submarinos rusos, el desarrollo del sistema de reactor, involucra
más de una duplicación de la densidad de energía en el reactor. El aumento de potencia nominal es
evidente: de 90 MWt a 190 MWt en los submarinos. Las clases de submarinos relevantes son Typhoon,
Sierra, Akula y Oscar, además de Mike. Hay muy poca información disponible sobre los reactores de
tercera generación.
Combustible
Los niveles de mayor potencia deben ser reflejados en la cantidad de material fisionable en el reactor.
De acuerdo con [Sarkisov1], para las generaciones posteriores, el enriquecimiento se incrementó alrededor
al 40%. Una cifra similar, 36%, para el combustible submarino de tercera generación ha sido presentada a
un Comité del Senado de EE.UU. [Potter]. También 21-45% se ha propuesto anteriormente por [Bujarin].

13. Este aumento en el enriquecimiento debería dejar espacio para material fisible adicional, y el monto total
de U-235 a ha de ser tan alta como 200 kg. Si es correcto, esto está en consonancia con la cantidad
actual en los submarinos modernos de EE.UU. con 90% de combustible enriquecido, pero sin embargo,
con un enriquecimiento inferior.
Otra discusión se refiere al material combustible. Mientras que el punto de partida en 1958 fue
probablemente una aleación de U-Al con revestimiento de acero inoxidable como hemos visto, en algún
momento las desventajas de esta tecnología en comparación con otros combustibles y materiales de
revestimiento, se han convertido en obvios. Como se ha visto en los programas civiles, el cambio de
combustible cerámico a combustible metálico se completó con el reactor OK-900, sin embargo, luego
utilizando U-Zr con revestimiento de Zr. Este desarrollo continuo en la tercera generación de reactores
civiles marinos, construyendo el KLT-40, por lo que este modelo se hará una breve discusión a
continuación.
REACTORES RM-1 y VM 40-A - PROYECTO 645 Y SUBMARINOS CLASE ALFA
Durante la construcción de los primeros submarinos clase November, Rusia también inició un programa
en 1954 para la construcción de sistemas de propulsión para submarinos con refrigeración por metal
líquido. La tecnología fue desarrollada en el Instituto de Física e Ingeniería de Energía (IPPE) en Obninsk
y se utilizó en dos clases de submarinos, el Proyecto 645, una clase en sí misma, y la clase Alfa.
Usar metal líquido como refrigerante se considera que tiene varias ventajas. Es más compacto que los
reactores de agua a presión, ya que no necesita moderador. No se necesita un recipiente fuerte de
presión, opera a temperaturas más altas y por lo tanto logra una mayor eficiencia térmica. El
envenenamiento por xenón es menos importante. El reabastecimiento de combustible es más rápido, ya
que el núcleo es eliminado en una sola operación. Sin embargo, hay desventajas, el punto de fusión del
líquido refrigerante está por encima de la temperatura ambiente, por lo que el sistema primario debe
mantenerse en todo momento con calor, para permanecerse en estado líquido. El líquido refrigerante de
metal poco a poco se oxida y los óxidos deben ser eliminados con regularidad, para evitar el bloqueo del
flujo de refrigerante a través del núcleo.
El reactor de LMC se utilizó por primera vez en 1962 en una versión especial de un submarino clase
November (Proyecto 645, K-27), que utiliza dos reactores RM-1 con una capacidad de 73 MWt cada uno.
El K-27 fue re-alimentado en el año 1967. Sin embargo, sufrió un accidente de pérdida de refrigerante en
el año 1968 en el puerto, cuando se le ordenó participar en un ejercicio naval en un momento en el
necesitaba que el refrigerante sea limpiado de óxido y de impurezas. Durante el ejercicio, estas
impurezas bloquearon la entrada al núcleo del reactor de babor, y provocó un LOCA (pérdida de liquido
refrigerante). En 1981, el volumen libre que quedó en reactor y en el compartimiento del reactor se llenó
con un material de conservación y el submarino fue hundido en Novaya Zemlya a 50 m. [Giltsov], [Pankrátov],
[Oelgaard].
El primer submarino de la clase Alfa-(K-377 o N º 900) entró en funcionamiento en 1970, pero sufrió un
accidente con pérdida de refrigerante en 1972, cuando una fuga se desarrolló entre el circuito secundario
de agua-vapor y el circuito primario de metal líquido. Dos toneladas de refrigeración de metal líquido fluyó
en el compartimento del reactor, donde se solidificó. En el momento del accidente, el reactor había estado
en funcionamiento sólo el 10% de su vida. No fue posible volver a fundir el líquido refrigerante y eliminar
el combustible. En 1986, el compartimiento del reactor fue cortado del submarino.
El primer submarino Alfa 705K (núm. 105) operó desde 1977 a 1982, cuando sufrió una LOCA (fuga de
refrigerante en el compartimiento del reactor). El compartimento del reactor con combustible refrigerante
solidificado se cortó, y ahora está en almacenamiento flotante. Un nuevo compartimento del reactor se
insertó en el submarino (todavía N º 105), que se puso en funcionamiento otra vez desde 1992 a 1996.
Los submarinos Alfa fueron retirados del servicio activo durante la década de 1990 y nunca volvieron a ser
alimentados.
Los submarinos Alfa se basaron en Gremikha en la península de Kola. Operaciones de carga y descarga
de combustible fueron realizadas, incluyendo las barras de control, el reflector (para el proyecto de 705K)
y el blindaje biológico superior, como una unidad. Una vez descargado el combustible, esta unidad fue

14. colocada en un tanque de acero que contiene Pb-Bi no radioactivo como refrigerante a 160-150°C. El
tanque de acero es posteriormente transferido a uno de concreto, para ser enfriado por circulación natural
del aire. A medida que el calor residual disminuyó gradualmente, el metal líquido se solidifica. Esta forma
de almacenamiento no está pensada para su uso a largo plazo, ya que podría suceder, que el agua
penetre a través del tanque de acero y en el núcleo a través de la porosidad formada durante la
solidificación del líquido refrigerante Pb-Bi, esto podría hacer que el núcleo se torne crítico.
Reactor
Dos prototipos basados en tierra de este tipo de reactor se han construido, uno en Obninsk (27 / VT) y
otro en Sosnovy Bor (KM-1) cerca de San Petersburgo. El trabajo sobre la instalación del 27 / VT,
comenzó como se mencionó anteriormente, en 1953, un año después del inicio del proyecto submarino
PWR. Las especificaciones técnicas del prototipo 27 / VT se dan en la tabla siguiente [Sullivan].
Potencia:
Diámetro del núcleo
Altura del Núcleo
Contenido de U en la aleación
Numero de rondas de elementos combustibles
70 MWt
769 mm
853 mm
7–16 %
2735
Numero de sistemas de seguridad y control
Tasa de flujo del refrigerante (m3/h)
Temperatura a la entrada del reactor
Temperatura a la salida del reactor
Presión
16
850
235
440
38
KM-1 fue un prototipo del submarino clase Alfa con el sistema de generadores de vapor del OK-550. El
funcionamiento del KM-1 comenzó en 1978 y duró hasta 1987.La experiencia adquirida con el KM-1 se
dice que fue utilizada para resolver los problemas de descarga en Gremikha.
La planta propulsora principal de los submarinos del proyecto 645 consistió en dos reactores RM-1 con
una potencia térmica de 2 x 73,5 MWt. La presión del refrigerante en el reactor fue de 20 kg/cm2. El vapor
generado tiene los siguientes parámetros: presión de 36 kg/cm2, temperatura 355°C. Algunos datos
técnicos generales de la RM-1 se muestran en IASAP, las dimensiones - aprox diámetro del núcleo. 800
mm y diámetro del núcleo 780 mm para [Yefimov].
Dos modelos diferentes del tipo de reactores de LMR se han desarrollado para los submarinos de la clase
Alfa, VM-40 un reactor con dos bucles de vapor por separado y bombas de circulación, y el sistema de
vapor del OK-550 ramificado de primer circuito con tres líneas de circuitos y las bombas [Sullivan]. VM-40
A se utilizó en los tres submarinos de la clase Alfa (Proyecto 705). Tenían dos bucles primarios y un
reflector de berilio fijo. Los otros cuatro submarinos (Proyecto 705K) fueron dotados cada uno de un
reactor OK-550 con tres circuitos primarios y un reflector de berilio que se fija a la base y se retira junto
con el combustible. Para ambos tipos, el nivel de potencia fue de 155 MWt. Estos reactores fueron
construidos por EDO "Gidropress" y OKBM bajo la supervisión de IPPE. El núcleo consiste en el
combustible y el refrigerante, y fue, como para el RM-1, rodeado por un reflector radial de berilio. El
núcleo tiene un diámetro de 85 cm y una altura de 77 cm. Los pines de combustible tenían un diámetro de
1,1 cm y se organizaron en una red triangular con un paso de 1,36 cm. El número de barras de
combustible era 2735 y 16 el número de barras de control.
Combustible
El combustible, tanto para el RM-1 y la M VM-40A tenía la forma de barras que contiene un intermetálico
compuesto de 90% de uranio enriquecido y el berilio (U-Be13), dispersas en una matriz de berilio. La
cantidad total de U235 en el núcleo RM-1 fue de 90 kg con un enriquecimiento del 90%. Los pellets de
barras de combustible fueron aproximadamente 10 mm de diámetro. Los pellets fueron cubiertas con un
revestimiento de 0,1 mm de espesor de
MG y revestido en SS con un espesor de 0,5 mm, como resultado las barras de combustible fueron de 11
mm de diámetro exterior. Había aproximadamente 3.000 barras de combustible en cada núcleo de LMR.

15. Para el mayor reactor VM-40A, la cantidad total de U235 es de unos 200 kg. Para ambos tipos de reactor,
el refrigerante era una aleación de eutéctico plomo-bismuto (44,5% de plomo en peso, el 55,5% de
bismuto en peso) con un punto de fusión bastante bajo (Alrededor de 125 º C).

16. OTROS REACTORES
REACTORES RAPIDOS REFRIGERADOS POR PLOMO
La clase de submarinos rusos Alfa, utiliza una aleación de Pb-Bi 45-50 % en peso, enfriando los reactores
rápidos. El punto de fusión de esta aleación es relativamente bajo 257°F (125 °C). Estos reactores
enfrentan problemas de corrosión de los componentes del reactor, punto de fusión, el poder de la bomba,
la actividad del polonio y problemas en la descarga de combustible.
En la recarga de combustible, se necesitaba un suministro de vapor para mantener el metal fundido en
forma líquida. El bismuto conduce a la activación radiactiva de los productos, en particular el polonio. Una
ventaja es que cuando se apaga o se da de baja del reactor, el núcleo se puede dejar que se enfríe en
una masa sólida, con lo que suministra una protección a la radiación.
Esta clase de submarinos ha sido dado de baja.
Características de las instalaciones navales de propulsión nuclear.
A diferencia de las instalaciones nucleares terrestres, los reactores de propulsión naval están sometidos a
movimientos importantes del buque, debido al movimiento del mar y a las vibraciones transmitidas por el
casco y eventualmente, a los choques por colisión o varada, y para los submarinos a situaciones de fuerte
inclinación en inmersión.
Además, para no dañar la flotabilidad, la estabilidad y la capacidad del transporte, los reactores que los
propulsen deben tener un peso y espacio limitado.
El funcionamiento del reactor de agua a presión empleados en la propulsión, debe ser particularmente
estable, debiendo tener su coeficiente de temperatura del moderador negativo. Así un aumento en su
temperatura produce una disminución de reactividad y la capacidad de cambio rápido de régimen. En un
reactor naval de agua a presión debe admitir perfectamente que se pase de potencia nominal desde el
90% al 20% y vuelta al 90% en 60 segundos. El núcleo responde a la demanda de potencia de la turbina
con un desplazamiento mínimo de las barras de control.
Por otro lado, una parada imprevista del reactor podría disminuir la capacidad de maniobra del buque, de
manera que debe contar con un sistema de propulsión de emergencia y una fuente de energía eléctrica
alternativa de emergencia, indispensable para los equipos eléctricos de a bordo. La propulsión de
emergencia puede estar asegurada por un motor eléctrico alimentado por baterías, o por un motor diesel.
En el caso de un submarino en inmersión, las únicas fuentes de energía de emergencia posibles son las
baterías.
Los reactores para la propulsión de submarinos deben tener, además, ciertas características especiales:
los circuitos de agua de mar deben ser resistentes a las fuertes presiones externas existentes a grandes
profundidades, y la utilización militar de estos submarinos exige, además, sistemas tan silenciosos como
sea posible con una gran resistencia a las colisiones.
Todos los reactores actualmente embarcados, excepto uno ruso de la clase Alfa, son del tipo de agua a
presión (PWR), pero diferenciándose de los comerciales en algunos aspectos esenciales como son el
enriquecimiento del combustible y un circuito primario muy compacto o integrado en la vasija del reactor.
La protección radiológica en los reactores navales.
En los reactores navales así como en los reactores terrestres es necesario protegerse contra las
radiaciones. Sin embargo, en el caso de los reactores navales, las implicaciones del peso asociado son
primordiales y es indispensable concebir y realizar protecciones de peso y volumen optimizado, mientras
que ese problema no se encuentra prácticamente en los reactores con base en tierra. Así, por ejemplo,
diremos que para el rompehielos ruso Lenin, el peso de la protección radiológica era 2/3 del peso total del
reactor nuclear. La protección neutrónica se realizará mediante materiales pesados y ligeros que rodean
al núcleo. Así, se coloca una protección primaria alrededor del núcleo del reactor, esto es, que cubre la
vasija del reactor y generalmente un blindaje térmico de acero seguido alternativamente por capas de
materiales conteniendo núcleos ligeros, esto es, agua, polietileno, hormigón y capas de materiales
conteniendo núcleos pesados: acero, plomo, hormigón. Cubriendo el conjunto del circuito primario se
coloca la protección secundaria. Esta protección secundaria es generalmente colocada rodeando el
recinto de contención que está destinado a contener todos los materiales radiactivos procedentes del
núcleo y del circuito primario en caso de accidente. En el caso de los reactores de diseño integrado, los
generadores de vapor se sitúan dentro de la vasija. y la protección secundaria rodea el recinto de
contención.
Normalmente en submarinos con reactores no integrados, hay un blindaje que separa el recinto o
compartimiento que aloja el reactor del resto del submarino, pasado este, hay un blindaje parcial que
recubre el propio reactor, y permite inspeccionar el recinto cuando el mismo está apagado y solo por un
período muy limitado de tiempo (igual que las centrales nucleares comerciales). En cuanto a los costados
del recinto del reactor, que da con el casco del submarino, tiene un blindaje más fino, que permite poder

17. inspeccionar y trabajar el casco en dique seco obviamente cuando el reactor está apagado, sumado a que
cuando está operando, la radiación penetra las capas del blindaje, y la radiación que pase y se refleja al
agua de mar, no siendo peligrosa para los que habitan en el submarino, como también esta no debe
permitir detectar la presencia del submarino.
El blindaje biológico, puede dividirse en primario y secundario, de acuerdo con la localización de la fuente
de radiación. El primario esta directamente alrededor del núcleo del reactor, que permitirá debilitar el flujo
de neutrones rápidos, para impedir la activación del circuito secundario de refrigeración, y reducir al
mínimo la radiación gamma que acompaña la captura de neutrones en el blindaje secundario. Por
ejemplo en el Nautilus, el diámetro del tanque utilizado como blindaje primario es de 4.5 metros, mientras
que el diámetro del nucleo es de 2.7 metros. (T. Rockwell “Specifications for Reactor Shielding” 1961)
Las plantas de propulsión de los buques de propulsión nuclear siguen siendo una fuente de radiación,
incluso después de los vasos se cierran y el combustible nuclear se retira. Defueling removes all fission
products since the fuel is designed, built and tested to ensure that fuel will contain the fission products.
Defueling elimina todos los productos de fisión ya que el combustible se ha diseñado, construido y
probado para asegurar que el combustible contienen los productos de fisión. Over 99.9% of the
radioactive material that remains is an integral part of the structural alloys forming the plant components.
Más de 99,9% del material radiactivo que queda es parte integral de las aleaciones estructurales que
forman los componentes de la planta. The radioactivity was created by neutron irradiation of the iron and
alloying elements in the metal components during operation of the plant. La radioactividad fue generada
por la irradiación neutrónica del hierro y elementos de aleación de metal durante la operación de la planta.
The remaining 0.1% is radioactive corrosion and wear products that have been circtiated by reactor
coolant, having become radioactive from exposure to neutrons in the reactor core, and then deposited on
piping system internals. El restante 0,1% es corrosión radiactiva, productos que han sido recirculados por
refrigerante del reactor, habiéndose convertido en radiactivos procedentes de la exposición a neutrones
en el núcleo del reactor, y luego se depositan en las tuberías internas del sistema.

18. El blindaje de un submarino, es con materiales compuestos, y contiene materiales livianos y pesados.
Metales-Hidrogeno es usualmente utilizado. Acero y plomo son los componentes utilizados contra la
radiación gamma. El blindaje de plomo es combinado con materiales con “hidrogeno”, frecuentemente es
agua, como también sabemos hay sustancias con alto contenido de hidrógeno por unidad de volumen,
como el polietileno y el poliestireno. El combustible diesel, fue incluido como blindaje de antiguos
submarinos atómicos americanos. Ejemplos de grosores de materiales básicos para blindajes que
provean una atenuación de 10 veces para una radiación radioactiva, es listada en la tabla siguiente.
Grosor en cm
Campo de uso del material
B
C
0.9
96.4
20.3
60.9
Agua
1
96.4
22.8
60.9
0.8
122
22.8
76.2
Acero
7.8
11.7
14*
9.1
Plomo
11.3
5.1
20.3*
5.3
Concreto
Protección Combinada
A
Combustible
Diesel
Protección contra radiación
gamma
Densidad t/m3
Polietileno
Protección contra neutrones
rápidos
Material
2.3
44.5
25.4
30.5
BariumConcreto
3.5
23.9
19.1
19.1
A - Radiación Gamma desde el núcleo de un reactor operando (energía 7 mev)
B - Neutrones Rápidos

19. C - Radiación Gamma desde los productos de fision (energia 2 mev)
* Con la adición de una capa de agua, polietileno, o combustible de 30 a 45 cm de grosor.
(B. Price, “Shielding for Transport Instalations with Nuclear Engines” 1961)
En la práctica es requerida una atenuación de 10 elevado a la 8 o 9, para radiación neutrónica y gamma,
Por lo que el grosor del blindaje primario y secundario es de algunos metros.

20. Corea del Norte afirma que Corea del Sur planea para producir un SSN
A principios de abril de 2006, una serie de entidades de Corea del Norte emitieron declaraciones diciendo
que Corea del Sur planea construir un submarino de propulsión nuclear y condenaron enérgicamente la
iniciativa. La afirmación de Corea del Norte se basó en los planes militares secretos de Corea del Sur que
aparentemente estaban publicados sin darse cuenta en el sitio web de South Korean Defense Acquisition
Program Administration (DAPA) [http://www.dapa.go.kr], en el lapso del 1 hasta 4 de enero del 2006.
Los extractos de documentos en el sitio web DAPA incluyeron referencias a los planes de construcción de
Corea del Sur para construir tres submarinos medios de nueva generación, entre 2010 y 2022, bajo el
proyecto "SSX".
Aunque los detalles del diseño del submarino no se mostraron, la asignación del extraordinario monto
presupuestado a los tres submarinos (₩ 3.074.000.000.000, que serían alrededor de unos 3.240 millones
dólares) llevaron a algunos analistas a la conclusión de que Seúl tiene previsto desarrollar buques de
propulsión nuclear.
El Ministerio de Defensa de Corea del Sur y DAPA, sin embargo, han negado cualquier plan para el
desarrollo de propulsión nuclear para submarinos. El 9 de enero de 2006, el Director de DAPA Kim
Chong-il insistió en que no hay planes para desarrollar un submarino de propulsión nuclear y que era "un
disparate absurdo" sugerir que la próxima generación de submarinos en Corea del Sur el proyecto "SSX"
sería de propulsión nuclear.
Las dudas relacionadas con los planes de submarinos de Corea del Sur, surgió por primera vez en enero
de 2004, cuando Choson Ilbo (Seúl), el periodista Yu Yong-won informó que las autoridades militares de
Corea del Sur estaban debatiendo desarrollar y operar submarinos nucleares después de 2012. Según
Yu, funcionarios de Corea del Sur, en mayo del 2003 comenzaron a discutir la construcción de
submarinos nucleares con el fin de hacer frente a posibles amenazas a la seguridad de otras fuerzas
poderosas en la región que persiguen la unificación coreana. La Marina de Corea del Sur informó que
formó un grupo de trabajo de cerca de 30 especialistas para comenzar el trabajo de diseño para el del
proyecto.
En agosto de 2004, una revista de noticias mensual “Wolgan Choson”, de Corea del Sur, proporcionó más
detalles de los planes de producción de submarinos nucleares de Corea. Según el periodista Kim
Yongsam, el Ministerio de Defensa Nacional aprobó diseños conceptuales en junio de 2003. La agencia
departamental de trabajo, para el proyecto de submarinos, informó a funcionarios incluidos en la Marina
de la República de Corea, la Agencia de Defensa para el Desarrollo (ADD), y la agencia Coreana del
Investigación de Energía Atómica (Instituto KAERI).
Retos Políticos y Técnicos
Según el Choson Wolgan, Corea del Sur utilizaría una variante del reactor SMART (System-integrated
Modular Advanced Reactor), que KAERI viene desarrollando desde julio de 1994. El reactor SMART es un
reactor de 330 MWt de agua a presión con generadores de vapor y características de seguridad integral
avanzada. Está diseñado para la generación de electricidad (hasta 100 MWe) y / o aplicaciones térmicas,
tales como desalinización de agua marina.
El ciclo de vida de diseño es de 60 años, con un ciclo de recarga de combustible de 3 años. Un reactor a
escala, de una quinta parte de la planta (65 MWt) está comenzando a construirse. (World Nuclear
Association, “Nuclear Power in South Korea,” April 2006)
Al parecer, el reactor usaría combustible de uranio de bajo enriquecimiento.
El submarino propulsado a energía nuclear de Corea del Sur, requeriría combustible con uranio
enriquecido, lo que elevaría una serie de cuestiones. La capacidad de enriquecer uranio no sólo
proporciona a Corea del Sur con los medios para producción de combustible para submarinos nucleares,
sino que también podría ser utilizado para la producción de uranio altamente enriquecido, utilizable para
armas nucleares. Seúl desde hace mucho tiempo se abstuvo de enriquecimiento de uranio en el país,
como parte de su programa más amplio de cooperación nuclear con los Estados Unidos, para las
compras de uranio enriquecido para sus plantas de energía nuclear. En un momento en que Estados
Unidos está tratando de detener la expansión de las capacidades de enriquecimiento a otros estados, la
decisión de Corea del Sur para construir una planta de enriquecimiento de uranio, sin duda enturbiaría las
relaciones con Washington. Además, la divulgación en el 2004, de experimentos secretos de Corea del
Sur en el año 2000 de enriquecimiento de uranio por láser, plantea importantes preocupaciones a nivel
internacional que podría proyectar una sombra sobre cualquier actividad de enriquecimiento de Seúl en el
futuro, lo que provocó las sospechas de que podrían crecer las difíciles cuestiones diplomáticas para el
país.
CONOCIENDO AL SMART
El reactor SMART, es uno del tipo PWR avanzado de tipo integral, producirá una potencia térmica máxima
de 330MW, fue desarrollado en el KAERI para desalinización de agua marina y la generación de

21. electricidad. El diseño conceptual del reactor de 330 MWt Integral (IR) se completó en marzo de 1999 y su
desarrollo del diseño, terminó en marzo de 2002.
Un proyecto nacional para la construcción de un reactor piloto en escala 1/5 de 65 MWt IR.
A diferencia de los PWR con bucle de tipo comercial, el 65 MWt IR contiene en el mismo reactor los
componentes principales del circuito refrigerante primario, como el núcleo, dos bombas del circuito
refrigerante principal (MCP), doce Generador de Vapor (SG), y el presurizador (PZR) está dentro de la del
reactor a presión (RPV) como se muestra en la figura siguiente.
Algunos datos del prototipo piloto del smart
•
•
•
•
Multiproposito: Desalinisación de agua, y generación de energía
Puede operar al 25% de su potencia nominal, operando a circulación natural
Posee bombas de circuito primario para potencias más altas
Para la versión de 65Mwt se cree tendrá 7 mts de alto y 3.5 de diámetro
Como se puede observar, el reactor Coreano SMART, resulta algo similar al argentino Carem, en cuanto a
que es un reactor integrado, (presurizador, generadores de vapor), y que a hasta el 25% de su potencia
nominal puede funcionar a convección natural (Carem es 100% con este principio, por lo menos el
Carem-25). Lo cierto es que al tener este reactor “prototipo”, con una altura de solo 7 metros de alto,
permite ser instalado en submarinos. Cabe destacar que también es similar en parte al reactor del
submarino Rubis Frances, no solo por ser también un reactor integrado, sino que permite operar a baja
potencia sin utilizar sus bombas del circuito primario (usando convección natural), siendo más silencioso.

24. CAPITULO 2
Efectos de la Variación del enriquecimiento de uranio
en el diseño de reactores nucleares submarinos
Thomas D. Hipólito Jr.
Algunas ventajas y desventajas de diseño existen entre el uso del Uranio Altamente Enriquecido (UAE o
con sus siglas en ingles HEU) con respecto al uso de uranio poco enriquecido (UPE – LEU en ingles),
como combustible de reactores nucleares submarinos, en lo que respecta a factores tales como la vida,
tamaño, potencia total, y seguridad de los reactores. Para evaluar estas compensaciones, se analizará
tres diseños de reactores de potencia 50 MWt (mega watt térmicos) con combustible de uranio
enriquecido al 7%, 20% y el 97,3% respectivamente. Los diseños del 7% y 20% se supone que son
alimentados con combustible de dióxido de uranio (U02) en una "configuración de caramelo", mientras
que el diseño del 97,3% se supone que es del tipo de dispersión. (Los diseños son modelados usando el
código de cálculo EPRI-Cell en el Laboratorio Nacional de Argonne). Se concluyó que el núcleo
enriquecido al 20% podría ser diseñado para que tenga un curso de la vida igual a 1200 fpd (días plena
potencia) como el del núcleo enriquecido al 97,3%. El núcleo enriquecido 7%, no pudo mantener la
criticidad durante este período. Sin embargo, este núcleo podría alcanzar, un vida de 600 días a plena
potencia. El 7% y 20% son núcleos más grandes que el núcleo del 97,3%. Sin embargo, el uso de un
diseño integrado y no con un diseño del tipo bucle, podría compensar el tamaño.
Este estudio fue motivado por el proyecto de adquisición de submarinos de ataque propulsados por
energía nuclear (SSN), por tres estados sin armas nucleares (India, Brasil y Canadá). Existe la
preocupación de que la posesión podría facilitar la proliferación de las armas nucleares proporcionando ya
sea: (1) la posibilidad de desvío del material fisión utilizado, como combustible, o (2) una justificación para
el desarrollo de la capacidad de enriquecimiento de uranio.
Los reactores de los submarinos de EE.UU. y Gran Bretaña, son alimentados con uranio altamente
enriquecido, por regla general EEUU al 97,3%.
Sin embargo Francia, ha desplegado SSN alimentados con uranio poco enriquecido (UPE); típicamente
menos de 10%.
Por convención, el uranio para armas nucleares (UAA), uranio altamente enriquecido (UAE) y el uranio
poco enriquecido (UPE) se define como el uranio que tiene un contenido U235 de más del 90%,superior
al 20% y menos del 20%, respectivamente. UPE se considera que es menos preocupante desde el punto
de vista de la proliferación de armas, (aunque más plutonio se produzca en un reactor con combustible
con UPE). Por esta razón, es generalmente más fácil de comprar uranio poco enriquecido en el mercado
internacional, lo que reduce el argumento de la necesidad de desarrollar capacidad de enriquecimiento
propias.
El propósito de este estudio es evaluar las ventajas y desventajas que conlleva la utilización de UAE vs.
UPE como combustible del reactor de un SSN, en lo que respecta a factores como la vida de este,
tamaño del núcleo, y seguridad de los reactores.
Los requisitos de potencia para un submarino se relacionan con su velocidad, por la siguiente
ecuación:
2/3
3
P = 0.06977 * Cd * V
*v
Donde:
P = potencia de propulsión (MW)
Cd = coeficiente de arrastre
V = volumen de desplazamiento (m3)
v = velocidad de avance (nudos)
Para un submarino como el Rubis de diseño francés de 2385tons
(2385m3) de desplazamiento en la superficie, y sumergido 2670tons (2670m3) de desplazamiento, la

25. potencia al eje estimada para diferentes velocidades hacia adelante, calculado por la ecuación, se
presentan en la tabla siguiente.
Velocidad
(nudos)
Potencia
Propulsión
Kw
Potencia
Submarino
Kw
Total Kw de
potencia de
generación
0
0
15
15
1
0
15
15
2
4
15
19
3
12
15
27
4
29
15
44
5
56
15
71
6
97
15
112
7
154
15
169
8
229
15
244
9
326
15
341
10
448
15
463
11
596
15
611
12
773
15
788
13
983
15
998
14
1,228
15
1,243
15
1,511
15
1,526
16
1,833
15
1,848
17
2,199
15
2,214
18
2,610
15
2,625
19
3,070
15
3,085
20
3,581
15
3,596
21
4,145
15
4,160
22
4,766
15
4,781
23
5,446
15
5,461
24
6,188
15
6,203
25
6,994
15
7,009
26
7,867
15
7,882
27
8,810
15
8,825
28
9,826
15
9,841
29
10,916
15
10,931
30
12,085
15
12,100
31
13,334
15
13,349
32
14,667
15
14,682
33
16,085
15
16,100
34
17,592
15
17,607
35
19,191
15
19,206
Estas cifras se representan con una hélice combinada con una eficiencia del sistema de transmisión de
alrededor del 75%.
Estos potencias se calculan para un coeficiente mínimo de fricción (IRC = 0,025). Sin embargo, para un
submarino con un coeficiente hidrodinámico de 0,035, que no es inusual, dependiendo del estado general
del casco, la potencia de arrastre, este requisito puede aumentar hasta en un 40%.

26. Uno debe tener en cuenta, el aumento de potencia de propulsión con el cubo de la velocidad de avance.
El Rubis puede ser considerado como un submarino de tamaño intermedio (en comparación con los más
pequeños de los SSK, y los grandes SSN), cuyo desplazamiento de volumen y las necesidades totales de
energía servirá de base de diseño.
Los submarinos debe ser capaces de poder tomar acciones evasivas que requieren de alta velocidades,
de 25-30 nudos o más. Desde un SSK sumergido, esa velocidad sólo puede lograrse por un muy corto
período de tiempo, normalmente una hora como máximo. Esto se debe a los requisitos tremendos de
potencia de propulsión, que rápidamente agotan el banco de baterías. Los SSKs pueden mantener una
velocidad media (de unos 13 nudos sumergidos), y cuanto mayor sea la velocidad media, mayor será la
"Tasa de indiscreción" o el porcentaje de tiempo que el submarino debe estar en superficie para hacer
snorkel. De este modo, un SSK es altamente vulnerable a la detección por los radares, visual, IR, etc, y al
ataque de buques de superficie, aeronaves y otros submarinos.
Por el contrario, la mayoría de los SSN puede mantenerse a una velocidad media de 25-35 nudos sin
acercarse a la superficie, y tienen una autonomía bajo el agua que sólo está limitado por la resistencia de
la tripulación.
El SSN por lo tanto puede desarrollar una alta velocidad, largas distancias, viajando de una parte del
mundo a otro sin ser detectados. Y sólo los SSN son capaces de viajar bajo el hielo polar.
En consecuencia, un SSN es un vehículo de maniobra, y las capacidades e invulnerabilidad relativas,
proporcionan una mayor flexibilidad de operación.
Es evidente que un SSN es más deseable como plataforma militar que un SSK. Sin embargo este cuesta
mucho más que SSK. sobre todo si se tiene en cuenta la necesidad de una formación de apoyo más
sofisticada.
Los sistemas de propulsión de submarinos nucleares en general, consisten en un pequeño (En relación a
los reactores de energía comercial) reactor de agua ligera a presión (PWR).
Una planta típica de reactores de agua presurizada se muestra en la Figura
El agua del circuito primario se distribuye a través del núcleo entrando a una temperatura de 290°C y de
salida más o menos de 320°C.
El agua sale del reactor, y entra en un intercambiador de calor o generador de vapor donde el calor es
transferido a un bucle secundario con una temperatura de entrada de aproximadamente 225°C y de salida
de 285°C respectivamente.
El vapor se utiliza para accionar una turbina que puede ser conectada mecánicamente, ya sea una caja
reductora en el que se baja la velocidad de rotación del eje y se utiliza para propulsar la hélice del barco
directamente, o a un generador eléctrico para la propulsión a través de un motor eléctrico (o sistemas
mixtos)

27. Cuando el agua del circuito primario fluye a través del núcleo, se expone a un flujo de neutrones, y
cuando esta reacción se lleva a cabo, el personal en el submarino no puede tener contacto con cualquier
parte del circuito primario durante la operación del reactor, dado que podría recibir una dosis de radiación
gamma muy significativa.
Así es que la planta de submarinos nucleares se compone de dos secciones básicas.
1) Un compartimento de blindaje radiactivo que contiene el reactor, un presurizador del circuito, un
generador de vapor (o intercambiador de calor) y una bomba refrigerante del circuito primario.
2) Un compartimento de maquinarias no radiactivo que contiene el vapor de agua del secundario, las
turbinas, tren de potencia y condensadores.
El generador de vapor (intercambiador de calor) sirve como una barrera para evitar que la radioactividad
deje el compartimiento protegido.
También hay que señalar que el personal puede entrar en el compartimento blindado, aproximadamente
un minuto después de la parada del reactor.
Durante la vida útil del reactor, los productos de fisión se previenen de escapar al medio ambiente, por un
total de cinco barreras separadas.
En primer lugar, la metalurgia del combustible se optimiza para conservar los productos de fisión en la
matriz propia del combustible.
En segundo lugar, los elementos de combustible se sellan herméticamente en tubos de metal, o de
sándwich entre placas de metal conocidas como revestimiento.
En tercer lugar, el combustible en todos sus elementos se encajona en la vasija del reactor.
En cuarto lugar, el sistema de propulsión nuclear, está contenida en una bolsa de aire dentro del
compartimento del submarino.
Quinto, el casco de presión del propio submarino sirve como frontera al ambiente exterior.
Debido a las limitaciones de volumen y peso en el diseño de submarinos, (la primer variables es más
restrictiva), resulta deseable mantener la planta de energía tan pequeña y compacta como sea posible.
El blindaje representa un gran porcentaje del peso total de la planta, es especialmente conveniente,
mantener el núcleo del reactor y generador de vapor lo más pequeño y compacto como sea posible. Esto
puede lograrse mejor si los componentes en el compartimiento blindado son construidos con un
diseño integrado, como la desarrollaron los franceses por la empresa, Technicatome, y empleados en
todos los SSN de Francia. En este diseño, el reactor, el generador de vapor, y la bomba de refrigerante
primario son integrados en una unidad, eliminando componentes separados y de gran diámetro en la
interconexión de tuberías del circuito primario.
Los siguientes criterios se han empleado en el diseño del reactor nuclear de este estudio.
1) El estudio del diseño básico se puede simplificar con un cálculo neutrónico unidimensional, de los
elementos combustibles para los efectos comparativos de este proyecto.
El Código EPRI cell, que calcula el espacio, la energía y quemado del espectro de neutrones dentro del
reactor de agua ligera, y las placas de combustible.
2). Para este estudio los parámetros termo-hidráulicos de la temperatura del combustible y tipos de flujo
necesarios, se suponen que no se limitan en el
Este juicio es avalado, en vista a las experiencias de funcionamiento con los arreglo elegidos en el diseño
mecánico de combustible (es decir, pruebas de Engineering Test Reactor, ETR, de el National Reactor
Testing Station operado por Idaho National Engineering )

28. 3) Se supone a fin de ampliar el grado de quemado de combustible, el combustible o elementos cercanos
al centro del núcleo se agotan más que los que están en la región externa. En una maniobra los
elementos combustibles cerca de las regiones exteriores del núcleo se cambian con elementos de
combustible cerca del centro. Por lo tanto la reactividad total disponible del núcleo se incrementa.
4) Para ahorrar espacio, los núcleos del reactor y los componentes de los reactores con bajo nivel de
enriquecimiento, se suponen que son construidos con el diseño integral como los del Rubis francés (ver
imagen siguiente), lo que permite el
uso de un núcleo de reactor más
grande.
Los objetivos de los cálculos actuales
son proporcionar:
1) Las comparaciones de tamaño del
núcleo del reactor para
enriquecimiento de uranio de 7%, 20%
y 97,3% con diferentes cantidades y la
distribución de veneno quemables de
óxido de gadolinio (Gd2O3). (Un
veneno quemable es un material
absorbente de neutrones colocados en
lugares determinados de un
elementos combustibles con el fin de
reducir el exceso de neutrones).
2) Estimar los parámetros de
seguridad tales como vacío, Doppler, y
coeficientes de temperatura de la
reactividad en función del
enriquecimiento y la cantidad de
veneno quemable, Gd2O3, presente
en el reactor.
3) Información de quemado de
combustible y la acumulación de
plutonio en los reactores de bajo
enriquecimiento, y comparar potencias
y ciclos de operación.
Estos resultados pueden usarse como
base para decidir si los casos
seleccionados deben ser calculados con más detalle, incluyendo la distribución del veneno quemable y / o
el enriquecimiento para poder aplanar y mejorar el grado de quemado.
Al llegar a los objetivos antes descritos, se pueden sacar conclusiones acerca de los efectos, en su caso,
de Uranio poco enriquecido (UPE o LEU) utilizando como combustible en lugar de uranio altamente
enriquecido (UAE o HEU), y en el diseño y operación de submarinos. Por ejemplo, si los núcleos de
uranio poco enriquecido, resultan ser significativamente mayores que el núcleo de uranio altamente
enriquecido para un reactor dado. Un casco más grande puede ser necesario, para la los del tipo de UPE,
en comparación con el uranio altamente enriquecido. Además, en cuanto a la vidas operacionales de los
núcleos de los reactores con UPE, son más cortas que el de la UAE.
El cambio de combustible nuclear, se trata de una operación importante para los diseños de muchos
submarinos, requieren el corte del casco, lo que aumenta el tiempo que el submarino esta fuera de
servicio, y los diseñadores de submarinos en general han evitado el uso de escotillas, debido a problemas
de sellado a grandes profundidades. Sin embargo, los franceses con la clase Rubis hace uso de grandes
escotillas para repostar.
Para que un SSN con un desplazamiento similar al volumen sumergido de la clase Rubis, alcanzar
velocidades hacia adelante de 25 a 35 nudos, se requiere de una potencia del reactor de
aproximadamente 50 megavatios térmicos. Esto basado en un reactor tipo PWR con eficiencia de planta
termodinámica de 33%, produce una potencia en el eje de 16.35MWe. Como se mostró en la Tabla de
relación potencia velocidad, esto corresponde a una velocidad de avance aproximada de 33,2 nudos.
Como resultado, este estudio de SSN se centra en los reactores de potencia de 50 MW térmicos.
Para este análisis se adoptará como combustible el dióxido de uranio, UO2, y el Zircaloy como el material
de revestimiento.
Utilizar UAE, permite una menor concentración o fracción de volumen de combustible en los elementos
combustibles para una determinada dimensión que el de uranio poco enriquecido. En el caso de uranio
altamente enriquecido el volumen no ocupado por el combustible está ocupado por zircaloy. El UO2 es

29. una cerámica de pobre conductividad térmica y el zircaloy tiene una conductividad térmica relativamente
alta. Es por ello que los reactores con UAE pueden funcionar con una tasa mayor de calor, o mayor
densidad de potencia. Esto es así porque la conductividad térmica efectiva de la mezcla de UO2 y zircaloy
presente en los elementos de combustible de UAE es más alta que en el presente en los elementos con
UPE.
Basados en una revisión de la operación de las actuales experiencias, la comparación de los reactores
con uranio altamente enriquecido y los reactores de uranio poco enriquecido, la densidad de potencia
máxima para el reactor con UAE se fijó en aproximadamente 1000 kW/L, y para los reactores de uranio
poco enriquecido se fijó sobre 100 kW/L.
Para un reactor operado con combustible de UO2 enriquecido al 93%, operado en el Advanced Test
Reactor en el Idaho National Engineering Laboratory, tuvo un promedio de energía de cercano de
2600kW/L. Y reactores comerciales PRW alimentados con uranio poco enriquecido en torno al 3% de
enriquecimiento promedio, operaran con una densidad de potencia máxima de 250 kW/L.
Para ser conservador, las densidades de potencia máxima que se aplicará a estos cálculos se han
reducido. Para cada diseño del reactor para ser considerado para este análisis de estudio, tendrá un
límite promedio mínimo de densidad de potencia de 50kW/L, para garantizar la capacidad del reactor para
producir vapor.
Otro parámetro de diseño importante que se estimó, es la relación entre la tasa de generación de calor
máxima y la tasa media de generación de calor o, simplemente, el factor de potencia pico.
Factor de potencia de pico = (Calor máximo generado)/(Calor promedio generado)
Para un reactor típico no reflectivo (reactor desnudo) el factor es de
aproximadamente 3,6. Sin embargo, para un reactor reflejado se reduce a
cerca de 2.5. El diseño de reactor considerado aquí, se supone que es
reflejado por una capa de agua liviana. Es posible reducir aún más el factor
de pico por una distribución no uniforme de veneno consumible o quemable,
sin embargo esto no será investigado en este estudio.
En este estudio, los núcleos de los reactores de UPE con enriquecimiento de
7% y 20%, y un núcleo de uranio altamente enriquecido a 97,3% fueron modelados.
El valor de enriquecimiento de los SSN de EEUU y Británicos es de 97,3%. Los núcleos de los reactores
de SSN de EE.UU. reportan tener intervalos de recarga de combustible de más de 12 años, mientras que
los diseños mas nuevos, se acercarse a intervalos de recarga de más de 30 años (Clase Virginia), o sea
toda la vida útil de submarino. Por lo tanto para el núcleo de uranio altamente enriquecido a ser
analizados en este estudio, la vida de diseño de funcionamiento sin recarga de combustible, se fijó en 20
años. Estos intervalos de recarga de combustible se basan en un tiempo de servicio del submarino de 240
días por año en el mar mientras se opera a un promedio de 25% de la potencia máxima, o 60 fpd (días
completos a plena potencia).
Se sabe que el diseño francés del tipo Rubis, es alimentado con uranio de tres enriquecimientos
diferentes cuyo promedio es inferior al 10%. El valor de 7% fue seleccionado ya que los franceses han
informado los planos detallados de los elementos combustibles para reactores de investigación, con el 7%
de enriquecimiento. Este diseño de elementos combustibles, no fue posible alcanzar un intervalo de
recarga de 20 años de núcleo para un reactor de 50 MWt alimentado con uranio con enriquecimiento de
menos de 10% sin aumentar el tamaño del núcleo y bajar la tasa media de generación de calor
volumétrica. Un valor demasiado bajo, dará lugar a una suba escasa de la temperatura del líquido
refrigerante en el núcleo del reactor. Así que, un intervalo de recarga de 10 años, fue seleccionado como
un parámetro de diseño para el núcleo de uranio poco enriquecido (7%).
Nuestro objetivo fue determinar los efectos posibles o diferencias en el diseño del submarino, y la
operación entre submarinos alimentados con la UAE y los alimentados con UPE. Así, dio como resultado,
reactores con UPE con un intervalo de recarga de combustible de 20 de años (como los de UAE), y se
lograría con combustible con uranio enriquecido al 20%.
A lo largo de un tiempo de vida del reactor, los cambios de reactividad desde un valor máximo, a un valor
mínimo, en el que el reactor ya no puede operar. El valor máximo es determinado por el total de
reactividad negativa posible que puede ser insertada por barras de control. El mínimo se encuentra en
algún punto por encima de cero en cuanto a reactividad, con el fin de compensar la acumulación de un
cierto valor máximo, de los isótopos Xe137 que absorbe los neutrones, y apaga el reactor. Este isótopo,
resultada del decaimiento de ciertos productos de fisión.
Durante la vida útil de un núcleo del reactor, el grado máximo de quemado de combustible admisible
puede ser alcanzado antes del valor mínimo de reactividad. En este punto, la integridad estructural del
elemento combustible, no puede estar seguro de si el proceso de fisión permitiría continuar. Esto se debe
a la acumulación de presión de gases de fisión (algunos de los productos de la fisión son gases) y daño
por irradiación a la matriz de combustibles.

30. Reactor con
UPE
Potencia Térmica MWt
Límite de densidad de potencia Kw/litro (q"ave)
Mínima densidad de potencia Kw/litro (q"ave)
Limite mecánico de quemado (MWd/t)
Promedio de años de operación sin repostaje a 60 FPD al
año
Rango de las barra de control de reactividad K(eff) máximo
Rango de las barra de control de reactividad K(eff) mínimo
Factor de pico
Reactor con
UAE
50 MWt
100 kw/litro
50 kw/litro
60.000 MWd/t
50 MWt
1000 kw/litro
50 kw/litro
-
10 años
1.24
1.04
2.5
20 años
1.24
1.04
2.5
Consideraciones sobre los Materiales
Elementos combustibles para reactores nucleares consisten en un sistema de interacción de materiales
que incluye el material combustible, material de revestimiento, y material de control de la reactividad (es
decir, veneno quemable). Para el óptimo rendimiento requerido para un reactor de un SSN, debe tener un
tamaño pequeño, alta densidad de potencia, y máximo tiempo entre períodos de recarga de combustible.
Este sistema de materiales permite una economía de neutrones, máximo quemado, y resistencia a la
corrosión.
Debe alcanzar estos objetivos, estando sujeto a un medio ambiente en el que se encuentran en el núcleo
de un PWR, que incluye flujos de neutrones de alta energía, así como alta temperatura de
funcionamiento, presiones del sistema, gradientes térmicos y el flujo de calor.
También es de gran importancia la compatibilidad química de los materiales de los elementos combustible
con respecto a los demás, y con el refrigerante del reactor (es decir H2O). Los materiales también deben
ser capaces de resistir transitoriamente condiciones anormales, sin fallos, y mantener la geometría
refrigerable en condiciones de accidente como un LOCA ((loss-of-cooling-accident o Accidente por
perdida de líquido refrigerante) o LOFA (loas-of-flow-accident o Accidente por perdida de flujo).
Un elemento combustible compuesto por un determinado conjunto de materiales, pueden cumplir con un
determinada cantidad de objetivos de rendimiento, para un determinadas condiciones de operación del
reactor.
Sin embargo, el elemento combustible puede ser totalmente inadecuado cuando se expone a un ambiente
de reactores diferentes. Por ejemplo, un elemento combustible dado, puede funcionan satisfactoriamente
en un reactor de investigación de baja temperatura, utilizado para la producción de neutrones, pero puede
derretirse, o corroerse rápidamente cuando está expuesto a las temperaturas relativamente más altas de
un reactor de potencia, o un reactor de propulsión de un SSN.
Consideraciones sobre el Combustible Nuclear
Los objetivos de desempeño, y el entorno operativo del reactor antes citados, deben ser considerados
para la determinación de la finalidad y la forma del elemento combustible y el espesor del revestimiento.
El componente central y más importante de un reactor nuclear es el material combustible en el que
la energía se produce a partir del proceso de fisión nuclear.
En la mayoría de los casos, la vida útil del elemento de combustible está limitada por el mismo material
combustible. Para un reactor alimentado con uranio altamente enriquecido, la vida operacional del
elemento de combustible es a menudo limitado por el comportamiento mecánico del combustible cuando
es irradiado en el medio ambiente del reactor. Para el reactor alimentado con uranio poco enriquecido, el
curso de la vida es a menudo limitado por la reactividad disponible suministrada por el elemento
combustible. La limitación de la reactividad de los resultados de combustible con UPE tiene dos efectos,
la concentración de material fisionable puede ser baja en comparación con el caso de uranio altamente
enriquecido, y el uso de UPE agrega mas material absorbentes de neutrones, con U238 ( con reactividad
negativa).
Requisitos a cumplirse
Los requisitos funcionales que repercuten en la seguridad para el combustible de un pequeño reactor de
potencia es:
Requisitos de seguridad
1. Posee adecuadas características neutrónicas, como el coeficiente de reactividad negativo, exceso de
reactividad adecuado, etc.;
2. Permitir condiciones de transferencia de calor adecuadas;

31. 3. El recubrimiento debe ser capaz de retener los productos de fisión (la prevención de su
distribución en el refrigerante), acomodando los efectos perniciosos posibles en material (densificación,
hinchazón, deformación del revestimiento, etc.);
4. Los materiales utilizados en su construcción deben ser resistentes a los efectos químicos
como corrosión bajo tensión, fragilización por hidrógeno, etc;
5. El diseño de base, debe considerar la acción de las fuerzas relacionadas con el flujo suave, resistente a
las tensiones causadas por cargas laterales y axiales, y tener en cuenta los efectos de la vibración, la
fricción, ascensor y pulsos de presión;
Requisitos de funcionamiento
6. El logro de altos niveles de quemado de combustible;
7. Largo período de permanencia, entre las recargas, en el interior del reactor.
Teniendo en cuenta que la propulsión naval con características específicas, pueden incluir:
Requisitos Navales
8. Poseer dimensiones reducidas;
9. Soportar cargas mecánicas derivadas de cíclicos transitorios u operacionales específicos, con períodos
de aumento y reducción de la potencia en alrededor de 60 s;
10. Pueda resistir cargas extremas, con aceleraciones equivalentes a 50 g.
Descripción de los Criterios de seguridad
Esta sección, presenta los principales criterios de seguridad aplicables a un reactor con combustible tipo
placa.
Requisitos de seguridad neutrónica
Estos requisitos neutrónicos, están relacionados con el coeficiente de reactividad de neutrones, margen
de apagado y enriquecimiento. El principal criterio de seguridad, es asociado al coeficiente de reactividad,
sale de la suma de todos los coeficientes de reactividad relacionados con el núcleo del reactor, es
negativo hasta el momento en que este se torne crítico.
Este criterio tiene por finalidad proporcionar las características de seguridad intrínsecas al reactor,
prevenir la ocurrencia de accidentes causados por las excursiones de potencia.
El establecimiento de los límites de enriquecimiento como un criterio de seguridad, ocurre siempre en
relación con la protección de salvaguardas y de criticidad, y siendo utilizadas en la etapa de fabricación,
manipulación y el transporte. Para algunas aplicaciones, donde se requieren altas tasas de quemado, se
podría adoptar combustibles con un alto grado de enriquecimiento.
Requisitos de Seguridad Termo hidráulicos
Para un funcionamiento seguro de los reactores, es necesario que el diseño de los elementos
combustible, deban garantizar condiciones adecuadas de refrigeración de las mismas. El régimen de
ebullición, así como las tasas de transferencia de calor observado en los reactores de investigación y de
potencia, guardan diferencias entre si. En términos de flujo, o la mecánica de fluidos, los reactores de
pequeño porte, se muestran similares a un reactor de investigación de placas, el criterio de inestabilidad
de flujo seleccionado deriva de este tipo de reactor. Con respecto al enfoque térmico, el requisito que
deben cumplir es el DNB (("Departure from Nucleate Boiling ").
DNBR - Departure from Nuclear Boiling Ratio
En términos de diseño, uno de los criterios clave para garantizar la integridad estructural del revestimiento
frente al flujo crítico de calor o DNBR. El DNBR corresponde a la situación física del establecimiento del
flujo crítico de calor, habiendo un aumento en la densidad de burbujas de vapor que se forman a lo largo
del revestimiento de la superficie en contacto con el combustible. Se evalúa, la formación de una película
de vapor alrededor de la capa superficial. En esta condición, la tasa de transferencia de calor por
convección se reduce drásticamente, con un aumento sustancial en la temperatura del revestimiento de
combustible ("boiling crisis").
El análisis de flujo crítico de calor para un determinado tipo de arreglo de combustible, el estudio
comienza con los parámetros de correlación, es decir, aquellas que influyen directamente en la
proceso de transferencia de calor, son:

32. 1. La presión del refrigerante
2. El flujo de refrigerante
3. Calidad de Equilibrio Termodinámico.
4. Grado de sub enfriamiento
5 Factor de Pico
6. Distribución axial de potencia.
Inestabilidad del flujo de refrigerante
La ocurrencia de inestabilidades en el flujo de refrigerante a través de canales de refrigeración puede
causar que el sistema, alcance a sufrir un flujo crítico de calor antes de tiempo, es decir, esto se puede
lograr mucho antes que en comparación con una condición de flujo estable
Requisitos de seguridad de Daños irradiación
Además del objetivo principal de la transferencia de la energía generada en el condensador, el
elemento combustible, desde el punto de vista de la seguridad, debe permanecer intacto a lo largo de su
ciclo de vida en el reactor, convirtiéndose así en uno de los obstáculos a la liberación accidental de
material radioactivo en el refrigerante.
Los irradiación de materiales combinado con elevadas temperaturas, hace que sea posible
la ocurrencia de mecanismos difusivos, aumentando la movilidad interatómica, y permitiendo
en algunos casos, la concentración de defectos. Estos cambios microestructurales llevar a
cambios sustanciales en el comportamiento físico-mecánicas del material.
Los modos de fallo y los mecanismos de daño de la radiación se correlacionan con
varios factores tales como su geometría (tipo placa o de la barra), cómo el compuesto de combustible
esta dispuesto (dispersión, caramelos, barra en pastillas), constitución del combustible (es decir, los
materiales que lo componen) y, finalmente, su lógica operativa (relacionado con el tipo de empleo en los
reactores de investigación o en los reactores de potencia, etc.)
A continuación, se presentan algunas consideraciones sobre daño por irradiación.
Hinchazón del compuesto de combustible compuesto - Límite de temperatura del combustible
El aumento de la temperatura del combustible, especialmente para el uranio metálico y sus aleaciones,
tiene una gran influencia en los procesos de expansión y por ende del daño estructural del mismo. Para
estos, la hinchazón o ampollas (Sweiling) del compuesto combustible, está altamente correlacionado con
el aumento de su temperatura.
Interacción entre el combustible y matriz o revestimiento – Temperatura Límite del Combustible
Uno de los mecanismos que promueven el empollamiento del combustible, es la interacción entre el
compuesto combustible y la matriz metálica que lo sostiene. Para los casos estudiados, los combustibles
utilizados en los reactores de investigación, la fase de generación de la interacción entre el compuesto
combustible y su matriz de revestimiento (de aluminio), mostraron una fuerte dependencia con el aumento
de la temperatura.
Requisitos de seguridad como cargas internas y externas
Límite de Cargas y los límites de deformación termo mecánicos
Para esta prueba se llevó a cabo un análisis detallado de los tipos y magnitudes, de esfuerzos activos en
los elementos combustibles, lo que hace un análisis de estrés y las tensiones (de forma conjunta con el
análisis térmico) que se somete.
Para los elementos combustibles de tipo de vara en las plantas de energía nuclear son adoptados límites
de diseño conservadores, es decir, el límite máximo esta en torno al 1 % del límite del material de la barra.
Para la deformación máxima es adoptado valores de 1,0% para la tensión circunferencial, y elástica. Por
deformación axial y tangenciales, inducidas permanente por el sweiling de combustible, cuando se
acercaba el final del ciclo de funcionamiento del mismo, se adopta el límite de 2,5%.
Para los elementos combustibles tipo placa con cernes de dispersión, los mecanismos de
deformación intema dependen generalmente de a dos causas principales promotoras de
el "sweiling";
• La acumulación de productos de fisión gaseosos en la matriz metálica del combustible;
• Formación de fases de interacción entre el compuesto combustible y revestimiento cuando se da la
interdifusión atómica aumentada por la irradiación.

33. Velocidad crítica del flujo de refrigerante
El proceso de fabricación de elementos combustible en forma de placas, conlleva necesariamente, una
cierta desviación de paralelismo entre ellos. Teniendo en cuenta la situación en la que las desviaciones de
las placas adyacentes ocurran en sentidos opuestas, habrá un estrechamiento de la salida en relación a
su tamaño nominal original, como resultado un aumento en la velocidad el flujo en donde acurre el
bloqueo, y una reducción en la velocidad de flujo en las casillas adyacentes simétricamente opuestas.
Dependiendo de la magnitud de la deformación, puede dar lugar a sobrecalentamiento local de las placas,
mediante la reducción del flujo de refrigerante disponible para el intercambio de calor en el canal de
refrigeración.
Requisitos de seguridad en cuanto a corrosión e incrustaciones
Una de las características principales relacionadas con los combustibles tratados en este
trabajo, se refiere al largo período de su estancia en ambiente operativo en que se encuentran en un
reactor de potencia. Por tanto, deben presentar una gran compatibilidad con el comportamiento con el
refrigerante y adecuada resistencia a los fenómenos asociados a la corrosión y las incrustaciones.
La oxidación y la hidratación
Uno de los principales parámetros que limita la vida útil del combustible son la corrosión del
revestimiento (zircaloy). Por lo tanto, se hace necesario, especialmente para los combustibles que han
sufrido una elevada tasa de quemado, la realización de un análisis situado para verificar que la oxidación
y máxima hidratación de la capa se alcanzado.
Los procesos de oxidación y la hidratación se correlacionan directamente al propio desempeño del
combustible. El proceso de oxidación se desarrolla degradando propiedades importantes del materiales
del revestimiento, entre ellos, su conductividad térmica. La hidratación procede al debilitamiento de la
pared, tornándose más crítica a altas exposiciones. El desarrollo de nuevas aleaciones de circonio
(Zircaloy 2. Zircaloy 4) con el cambio en la composición de los elementos constitutivos, a lo largo de estos
últimos años, a tenido como objeto, mejorar el rendimiento de estos materiales contra estos procesos de
degradación.
En cuanto a los criterios de diseño, los límites máximos permitidos son alrededor de 100 micrones para el
espesor de una película de oxidación, y de 500 a 600 ppm para la concentración de la hidratación,
teniendo en cuenta que dichos límites sólo pueden ver al final del ciclo del combustible. Estos valores
fueron obtenidos de la práctica operacional acumulada de las centrales nucleares, correspondiendo a los
máximos valores tolerados.
Incrustaciones - Crud Deposition (CDs)
Se considera como criterio que está indirectamente relacionado con la seguridad de la planta, ya que la
cantidad y composición de las incrustaciones, puede influyen marcadamente en el desempeño del
revestimiento, en cuanto a los procesos corrosivos. El tipo de material utilizado en el recubrimiento, como
la forma en que el fue manufacturado durante la fabricación, podría ocasionar o no el desarrollo de CD's.
La composición de estos CD's pueden afectar a la corrosión del revestimiento de manera localizada, y
estos actúan hecho de como aislante térmico en las regiones afectadas. La características químicas del
agua desmineralizada del circuito primario, también influyen en el tipo, y el aspecto de la formación de la
corrosión. Componente de elementos tales como Zn, Ni o Fe (de valencia 2 y 3) puede determinar el tipo
de incrustación, que afectan a la tasa de corrosión en sí.
El análisis del proceso de corrosión largo del tiempo muestra que estrategia para el tratamiento químico
del refrigerante a utilizar deben ser continuamente basadas en las correlaciones entre CD's y la dinámica
de la corrosión.
Requisitos de seguridad de los daños de accidentes
Accidentes como el de expulsión de barras o la producción de eventos LOCA (Accidente por perdida de