Autor: Ing. Carlos Vélez Ocón Fecha: inexistente

1. 2 j1,11 1-
17
aTf,
REACTORES PARA EL NUEVO SIGLO
Trabajo de ingreso a la Academia Mexicana de Ingenierfa del
Ing. Carlos Vélez Ocón
«Este año conmemoramos el quincuagésimo aniversario del des-
cubrimiento de la fisión nuclear. En el medio siglo transcurrido,
hemos asistido a la utilización de la energía de la fisión para
terminar una larga y cruenta guerra, al desarrollo de la fusión
nuclear, también para fines bélicos y a una carrera de armamentos
nucleares que nos ha conducido al estado de equilibrio por el te-
rror, en que actualmente vivimos. Esperamos que, por fin, nos en
contremos en el urnbral de un desarme progresivo que lleve al hom-
bre a vivir en paz, sin el temor a sus propias obras.
Desde el descubrimiento de la fisión, simultáneamente con
los desarrollos militares, las mentes ms preclaras en el campo
nuclear concibieron la utilización de la energía nuclear para fi-
nes pacíficos e imaginaron un mundo en que la disponibilidad abun
dante de energfa a bajo costo permitiera elevar niveles de vida y
eliminar tensiones sociales y políticas. Ahora sabemos que, una
vez mas, soñamos con la Utopia. La energía nuclear, en sus apli-
caciones energéticas, ha tenido un avance difícil y lleno de obs-
tculos materiales y reservas mentales, algunas de ellas no aje-
nas a la explosión portentosa que, en el recuerdo de mucha gente,

2. 2.
constituye su verdadera acta de nacimiento. Aun así, el uso de
los reactores nucleares para la producción de electricidad aumen-
ta paulatinamente y hoy contribuyen más del 16% de la energía
eléctrica que se genera en el mundo.
Desde el final de la última guerra mundial, la inventiva de
físicos e ingenieros se aplicó al diseño y construcción de reacto
res nucleares de muy diverso tipo. De hecho, jugando con la com-
posición y estado físico del combustible, con los materiales usa-
dos para moderar o reflejar neutrones y con el fluido refrigeran-
te, era posible concebir una gran variedad de reactores y pronto
muchos países se embarcaron en la construcción y desarrollo de
una línearopia de reactores que, además de satisfacer el ego na
cionalista, les proporcionaría ventajas en el mercado mundial. En
la actualidad, sobreviven no menos de una docena de tipos diferen
tes de reactores de potencia, conectados a las redes eléctricas
del mundo. Sin embargo, de estos tipos sólo tres, los reactores
de agua ligera a presión (PWR) y en ebullición (BWR) y los reacto
res de agua pesada con tubos de presión (CANDU), pueden conside-
rarse hoy como tipos comerciales.
Entre los tipos de reactores desaparecidos, hubo algunos
con indudables atractivos técnicos, pero que no tuvieron el apoyo
suficiente, o llegaron demasiado tarde. Y es que para que sea
rentable invertir en el desarrollo de un nuevo tipo de reactor,
éste debe tener ventajas considerables y un potencial importante

3. 3,
de penetración en el mercado. A nivel mundial, sólo tres tipos
de reactores, ademas de los enfriados por agua comúnmente en uso,
figuran en los planes de desarrollo de algunos países: el reactor
enfriado por gas de alta temperatura (HTR), el reactor moderado
por agua pesada y enfriado por agua ligera en ebullición (HWLWR)
y el reactor de neutrones rápidos enfriado por sodio (LMFBR).
El reactor enfriado por gas de alta temperatura tiene inte-
rés, ademas de por su mejor rendimiento termodinmico en la gene-
ración de electricidad, en procesos industriales, en la gasifica-
ción de carbón y, eventualmente, en la producción de hidrógeno.
Los modernos HTRs moderados por grafito y enfriados por helio son,
en cierto modo, descendientes de los reactores del tipo "Magnox",
de los cuales existen todavía un gran número en operación en cin-
co paises.
El desarrollo del HTR ha tenido lugar, sobre todo, en los
Estados Unidos de América y en la República Federal de Alemania.
En los E.U.A. , después de un prototipo ya cerrado y de la planta
de demostración de 330 MWe de Fort St. Vram, actualmente en ope-
ración, se colocaron varios pedidos para la construcción de plan-
tas de dos unidades en tamaños del orden de 1000 MWe que fueron
posteriormente cancelados y se trabajó e.n el diseño de un reactor
de cría enfriado por helio (GCFBR). Actualmente, existe el dise-
ño conceptual de una planta modular que consiste en cuatro reacto
res de 350 MWt cada uno, con dos turbogeneradores y una potencia

4. 4.
eléctrica total neta de 550 MW (MHTGR). Cada módulo de reactor
(fig. 1) se aloja en un cilindro de concreto subterráneo que sir-
ve de estructura de confinamiento. El concepto modular, en éste
como en otros casos, permite una construcci6n escalonada, con me-
nores riesgos financieros, y la fabricación en talleres de muchos
de los componentes, con más fácil aplicación de la garantía de ca
lidad'y una reducción en el tiempo de construcción. Desde el pun
to de vista de seguridad, el HTR presenta varias ventajas, por
las características de resistencia a altas temperaturas de las
partículas combustibles, el coeficiente negativo de reactividad
por temperatura, la capacidad térmica del grafito y la inactivi-
dad química del helio.(1)
En Alemania, el desarrollo ha sido parecido, aunque la geo-
metría del núcleo sea muy diferente, ya que consiste en un lecho
de esferas de grafito, en lugar de bloques hexagonales. También
en Alemania, tras un prototipo de 15 MWe, está en operación una
planta de demostración de 300 MWe. El siguiente paso, en la mis-
ma línea de desarrollo, sería una planta para generar 550 MWe, o
electricidad y vapor de proceso a 530°C, o electricidad ycalefac
ción urbana. En este diseño, el reactor y generadores de vapor
están incluidos en una vasija de concreto pretensado (fig. 2).
Otros diseños alemanes son también del tipo modular, con recipien
tes de presión de acero y potencias por módulo del orden de 100
MWe. (2)
The NHTGR, GA Technolociies, San Diego, CA. 1987.
ATOM, N 2 . 375, p. 6, Enero 1988.

5. 5.
Ademas de los mencionados, otros países interesados en el
HTR son el Japón y la Unión Soviética. Tanto el Reino Unido como
Francia, que tuvieron una actividad importante en el desarrollo
de reactores enfriados por gas, han abandonado sus investigacio-
nes en este campo. Japón tiene una instalación para la prueba de
componentes, tales como cambiadores de calor, en helio a alta tem
peratura y planea la construcción de un reactor experimental que
sirva para desarrollar la tecnología del HTR y permita investigar
en la ingeniería de altas temperaturasJ La Unión Soviética
tiene también experimentos en curso sobre HTRs, incluyendo al
reactor de cría, y ha terminado el diseño de un reactor experirnen
tal de 50 En ambos casos, Japón y URSS, es difícil prede
dr cuando pudiera haber reactores comerciales en operación, pero
seguramente no antes de la segunda o tercera década del nuevo si-
gi o.
Los reactores moderados por agua pesada y enfriados por
agua ligera en ebullición tienen el interés de que pueden quemar
eficientemente el plutonio que se produce en los reactores actua-
les, en espera de la implantación comercial de los reactores de
neutrones rápidos. En la actualidad, dos países, Italia y Japón,
tienen en operación o en construcción reactores de este tipo. El
reactor italiano, dRENE, es un reactor experimental de 35 MWe
que se espera entre en operación en este año. En Japón, funciona
Annual Report on Atomic Energy 1987, W-87-14, Atomic Energy Coriiiission,
Japón, Febrero 1988.
HTGR Development. GA Technologies, San Diego, CA, 1986.

6. 1
desde 1979 el reactor FUGEN de 148 MWe como prototipo de una U -
nea de reactores avanzados de neutrones térmicos. Los planes ac-
tuales incluyen la construcción de la planta de demostración Ohma
de 606 MW, que estaría en operación a partir de 1995. Es Japón,
pues, el pafs que ha tomado el liderazgo en el desarrollo de este
tipo de reactores y su comercialización en el siglo próximo depen
derá de la experiencia que se tenga y del esfuerzo que Japón le
dedique, dentro de un programa muy completo de desarrollo de la
energía nuclear.
Los reactores de neutrones rápidos que pueden producir más
combustible que el que queman, gracias a la conversión del U 238
en Pu 239 , asegurarían el suministro de energía a la humanidad du-
rante milenios. En la actualidad, sólo está en desarrollo el ti-
po de reactor de cría enfriado por sodio liquido, del cual existen
12 reactores en operación, 4 en construcción y 7 más en diseño, en
8 paises. Aunque hay una abundancia relativa de uranio en el mun-
doy los reactores de neutrones térmicos siguen mejorando sus ca-
racterTsticas, hay la convicción deque en la primera parte del si
glo XXI los reactores rápidos de tamaño comercial podrán competir
con otros sistemas nucleares.
Los 7 reactores rápidos en diseño mencionados más arriba son
de gran tabla, con un mínimo de 500 y un máximo de 1600 MWe, con
una media de 1200 MWe. Sin embargo, también en el caso de reacto-
(5) ATOM, N 2 . 375, p. 19-21, Enero 1988.

7. 7 '
res enfriados por sodio Uquído se han estudiado varios conceptos
modulares, todos en los EU.A. , en los que se considera el uso de
combustible metálico, una aleación de uranio, plutonio y circonio,
en lugar de los combustibles cerámicos utilizados en los reacto-
res anteriores y sobre los que hay una gran experiencia en su fa-
bricación, irradiación y reprocesamiento.
Entre estos conceptos modulares puede citarse el PRISM
(Power Reactor Inhereritly Safe Module), compuesto de tres módulos
conectados a un solo turbogenerador de 415 MWe, de modo que tres
bloques podrían configurar una planta de 1245 MWe, Cada módulo
consiste de dos silos, uno en el que esta alojado el reactor y
otro para el sistema de transferencia de calor, con criterios de
calidad diferentes para las dos partes. Ademas de los sistemas
usuales de apagado y de wemoción del calor residual, en este con-
cepto se hace uso del apagado pasivo por reactividad negativa y la
eliminación del calor residual también en forma pasiva, gracias a
la circulación natural de aire atmosférico alrededor de la vasija
de guarda (fig. 3). En los últimos estudios, se considera combus
tibie metálico, por su coeficiente negativo de reactividad, su
buena conductividad térmica y la relación de cría superior a 1.
Cada módulo de reactor pesaría 1000 toneladas sin sodio ni combus-
tible, por lo que podría ser fabricado en talleres y transportado
al sitio del reactor con relativa facilidad.(6)
(6) ATOM, N 2 . 375, p. 5. Enero 1988.

8. .
Otro concepto modular es el SAFR (Sodíum Advanced Safe
Reactor), con módulos de 350 MWe, combinables para formar una cen
tral de 1400 Mt4e que justificarÇa tener una planta de combustible
adyacente. Este concepto es similar a otros reactores enfriados
por sodio de mayor tamaño, en cuanto nacleo, bombas y cambiador
de calor principal est.n incluidos en das albercas de sodio, ence
rradas en una vasija que en este caso es de concreto. Aquí tam-
bién se hace uso, como mecanismos adicionales de refrigeración,
del enfriamiento de la vasija por aire atmosférico y de un siste-
ma de convección natural para enfriar el sodio en un intercambia-
dor de calor sodio_airej 6
En el Laboratorio Nacional de Argonne de los E.U.A., en el
que funciona desde 1963 el EBR-II (Experimental Breeder Reactor
II), se ha desarrollado el concepto IFR (Integral Fast Reactor) y
sobre todo se han hecho las investigaciones y pruebas que han con
ducido a la inclusión del combustible metálico en los estudios an
tenores. El nuevo combustible tiene un quemado de diseño de
140 000 MWdTas/tonelada y se ha desarrollado un proceso pirometa-
lrgico de reprocesamiento que, unido a un método de fabriáación
por inyección en molde, permitiria tener el ciclo completo del
combustible en el sitio, eliminando as la necesidad de transpor-
tar combustible con plutonio fuera de los lÇmites de la instala-
ci ón.
A diferencia de los reactores enfriados por sodio "tradicio

9. nales", sobre los que hay una experiencia de muchos años y una
abundante literatura, estos últImos conceptos, a pesar del apoyo
otorgado por el Laboratorio Nacional de Argonne, no son ms que
estudios en el papel y necesitarían pasar por la construcción de
un prototipo y de una planta de demostración, antes de que pudie-
ran ser considerados como alternativas viables en el desarrollo
de nuevos sistemas nucleares en el siglo venidero.
Si tratamos de extraer, de lo que sucede en el mundo, una
línea "principal" de desarrollo de reactores para la producción
de electricidad, únicos que estamos considerando en este trabajo,
llegaríamos a la conclusión de que, en definitiva, es el aprove-
chamiento de los recursos energéticos lo que da la pauta y que a
los reactores térmicos "quemadores" siguen los reactores térmicos
"converti dores", luego los reactores rápidos de cría y por último
los reactores de fusión. Todas estas fases pueden traslaparse y
es posible que alguna no llegue a realizarse comercialmente, pero
de hecho ésa es la línea seguida por dos potencias industriales,
República Federal de Alemania y Japón, con su énfasis primero en
reactores enfriados por agua ligera (LWR), luego en el HTR en un
caso y en el HWLWR en el otro, para coincidir de nuevo su apoyo
al LMFBR y al reactor de fusión, en su modalidad del Tokamak.
Los reactores enfriados por agua, tanto ligera como pesada,
conservaran su importancia hasta bien entrado el siglo próximo y
de ahí el interés en mejorarlos, de modo evolutivo, sin apartarse
conceptualmente de los diseños actuales. Los cambios pueden re-

10. 10.
querir pruebas de laboratorio pero en ningún caso la construcción
de un prototipo o de una planta de demostración, de modo que en
todos los casos estamos hablando de nuevos modelos que estarían
disponibles en la próxima década y que se integrarían en los sis-
temas eléctricos actuales sin desplazar a las centrales nucleares
exi stentes.
De los diseños de reactores hlavanzadosu enfriados por agua
(ALWR), los ms conocidos son probablemente el ABWR y el APWR de-
sarrollados conjuntamente por empresas de Japón y los Estados Uni
dos, con intervención del Electric Power Research Institute (EPRI).
En ambos diseños, los objetivos fueron muy similares: reducir el
calendario de construcción a 54 meses; aumentar la vida de diseño
a 60 años; mejorar la disponibilidad hasta alcanzar 87%; aumen-
tar la maniobrabilidad y la capacidad de seguimiento de carga; au
mentar la seguridad y los margenes de operación; reducir la inver
sión a 1585 dóares/KW, en dólares de 1985; reducir los costos de
operación; mejorar la utilización del combustible; reducir el yo-
lumen de residuos radiactivos de bajo nivel a 70 m 3 /año; reducir
la exposición ocupacional a menos de 100 rems-hombres/año. Ade-
más, los objetivos de seguridad para proteger al público y la in-
versión fueron que no debía haber ningún efecto observable en la
salud del público para cualquier evento con probabilidad de ocu-
rrencia mayor que 10 6 /año y que no debía haber ningún daño grave
al núcleo para cualquier evento con probabilidad de ocurrencia ma

11. yor que iüiaño.' 8)
En el caso del reactor de agua en ebullición, el estudio
condujo a un reactor mayor (1350 MW), con bombas internas de re-
circulación como en los BWRs de diseño sueco; a un mejor diseño
del mecanismo de operación de las barras de control ; a sistemas
ms eficaces de enfriamiento de emergencia y de eliminación de ca
br residual; a un contenedor primario integrado en el edificio
del reactor, lo que proporciona ms espacio y reduce la exposi-
ción de los trabajadores de mantenimiento; a un diseño mejorado
del combustible; a sistemas de control e instrumentación que ha-
cen uso de controles digitales basados en microprocesadores y en
la transmisión de datos mediante fibras ópticas múltiplex. En el
croquis del reactor (fig. 4), puede observarse la desaparición de
las tuberías de recirculación,la colocación de las tuberfas prin-
cipales por encima del núcleo y la utilización de restrictores de
flujo en las boquillas de vapor, con objeto de limitar las cargas
sobre el contenedor primario en el caso de un accidente de pérdi-
da de refrigerante (LOCA) postulado.
En el caso del reactor de agua a presión,los principales re
sultados del diseño son la utilización del corrimiento del espec-
tro de los neutrones para mejorar el quemado del combustible; el
D.J. McGoff y K. Stahlkopf, Devebopments in Advanced Light Water Reactor
Design, Conference on Peaceful Uses of Nuclear Energy. Ginebra, 1987
INFO. N. 228, U.S..C.E.A., Washington, D.C., Febrero 1988.
11.

12. 12.
uso de barras grises° para el control fino sin recurrir al boro;
el empleo de un núcleo con menor enriquecimiento y menor densidad
de potencia; la simplificación de los sistemas de control químico
y de volumen y de los sistemas de enfriamiento de emergencia y de
rociado del contnedor; la desaparición de tuberías que entran al
recipiente de presión por debajo del nivel superior del núcleo;
el uo de tecnología digital basada en microprocesadores y de co-
municación múltiplex con fibras ópticas. En el croquis (fig. 5)
puede observarse también la existencia de un reflector radial que
consiste en una cortina de barras cilíndricas de acero inoxidable.
Dentro del programa de EPRI para establecer el diseño y ob-
jetivos para reactores de agua ligera de tipo avanzado, se inclu-
yen reactores con una potencia del orden de 600 MWe que empleen
sistemas pasivos de seguridad para prevenir accidentes y que, de
ocurrir uno grave, sean capaces de mitigar sus consecuencias sin
intervención humana por un plazo de hasta tres días.(8) La nor-
ma li zac ió n u de EPRI todavía no está terminada, pero desde hace ya
varios años se han publicado diseños conceptuales de ALWRs de 600
MWe.
En el caso del APWR-600, o AP-600, la vasija del reactor,
las partes internas y los generadores de vapor son del tipo usual,
excepto que hay dos "piernas" frías y una caliente y dos motobom-
bas incorporadas por generador de vapor (fig. 6). La densidad de
potencia se ha reducido a 73.9 kw/1 y los sistemas de seguridad

13. 13.
utilizan medios pasivos, tales como la energía almacenada en ni-
trógeno a presión, la gravedad, la circulación natural y el en-
friamiento atmosférico, para mantener el inventario de agua de
enfriamiento y eliminar el calor residual. No hay bombas de se-
guridad, ni ventiladores, ni unidades Diesel. Las pocas vlvu-
las que se necesitan son del tipo de falla segura, o se operan
con bateras.
El ABWR-600, o SBWR, tiene también una densidad de poten-
cia reducida (36 kwh) y usa circulación natural en funcionamien
to normal, lo que siniplifica considerablemente el diseño. La al
berca de supresión está en la parte superior del edificio yen
ella se encuentra el condensador de aislamiento que permite ais-
larse del condensador de la turbina sin necesidad de válvulas de
alivio (fig. 7). Notaran la posición hundida del núcleo y la en
trada de las barras de control por la parte superior. El enfria
miento de emergencia opera por gravedad y el contenedor se en-
frfa en forma pasiva, gracias a la evaporación de agua contenida
en la pared de la alberca de supresión, agua que necesitarTa re-
ponerse sólo al cabo de tres días de ehiergencia .
Aunque se pretende que estos ALWRs de mediano tamaño son
simples variantes de los reactores en uso, tienen suficientes ca
(9) Technical Report on Status of Advanced LWR. Design and Technology (2nd.
Draft). Organismo Internacional de Energía Atómica, Viena, Mayo 1987.

14. 14,
ractersticas totalmente nuevas para pensar que necesitarán por
lo menos un programa de pruebas prolongado con el consiguiente
retraso en su introducción comercial.
En la categoría de reactores enfriados por agua de tamaño
reducido, habría que mencionar el reactor moderado y enfriado
por agua pesada CANDU-300. Este reactor utiliza la tecnología y
los componentes de los reactores CANDU de mayor tamaño y por tan
to podria ser encargado inmediatamente (fig. 8). En la misma ca
tegoría, hay el diseño germano-argentino Argos PHWR 380, modera-
do y enfriado por agua pesada, con vasija de presión y un edifi-
cio de contención de doble paredj6)
La revista de los reactores enfriados por agua no estaría
completa sin incluir los diseños de reactores "inherentemente se
guros", basados en el revolucionario PlUS ("Process Inherent
Ultimate Safety"). Originado hace más de diez años en Suecia,
el interés en este concepto se avivó con los accidentes de la Is
la de las Tres Millas y de Chernobil . El principio del diseño
PlUS puede expresarse en dos criterios simples: el núcleo del
reactor debe estar siempre sumergido en agua y la potencia térmi
ca del núcleo no debe exceder la capacidad de enfriamiento del
agua que recubre el núcleo; estos dos criterios deben cumplirse
por un "periodo de gracia" de una semana, independientemente de
la operación de equipos activos,a pesar de la falla de un elemen
to estructural sometido a cargas, con o sin intervención humana,

15. 1.5.
errónea o malintencionada.(1 La solución consiste en colocar
el núcleo en un recipiente grande en el que coexisten agua desmi
neralizada para el circuito de enfriamiento y agua frfa con áci-
do bórico para el sistema de seguridad, separadas por unas "com-
puertas de densidad", basadas en el equilibrio dinámico entre
las dos masas de agua; si el enfriamiento forzado llega a fallar,
el agua boratada ingresa en el circuito primario y apaga al reac
tor, tras lo cual se establece un enfriamiento por convección
que evita que se dañe el núcleo.
En el concepto PlUS están basados los reactores SECURE-P
("Safe and Environmentally Clean Urban Reactor for Power") de
Suecia, el ISER ("Intrinsically Safe and Economical Reactor") de
Japón y el PIUS-BWR, de Estados Unidos de AméricaJ El desa-
rrollo y comercialización de estos diseños requeriría la cons-
trucción de prototipos, o por lo menos de una planta de demostra
ción, para lo cual no existe todavÇa calendario. Aunque a raíz
del accidente de Chernobil, hace ya dos años, se alzaron algunas
voces pidiendo un tránsito más rápido a los reactores "inherente
mente seguros", se ha vuelto a demostrar que los sistemas energé
ticos yen particular los eléctricos tienen una gran inercia y
no son desviados apreciablemente de su trayectoria por aconteci-
mientos puntuales, por dramáticos que sean.
(10) T. Pedersen, Swedish Actjvities on Advanced Technolooies for Water Cooled
Reactors. First Meeting of the International Working Group on Advanced
Technologies for Water Cooled Reactors, Sumary Report, Part II. OIEA,
Viena, 1987.

16. 16.
En el iltimo congreso de la Conferencia Mundial de la Ener
gía, celebrado en 1986, se analizó el futuro de diversos recur-
sos energfticos en el periodo 1985_2060(11) y en particular el
uranio (fig. 9). Las letras H y C corresponden a las proyeccio-
nes de demanda alta y central, respectivamente, y los índices 1,
2 y 3 representan las tres opciones en relación con el uso de
reactores: reactores del tipo actual , reactores del tipo actual
mezclados con reactores de crfa en nimero medio y reactores del
tipo actual mezclados con reactores de cría en numero máximo. RP,
RA, RS y TH significan reservas probadas, reservas adicionales,
reservas especulativas y toro, respectivamente. Se puede ver que
aparecen tensiones en el suministro de uranio a partir del año 2040,
aun con una penetración míxima de los reactores de crfa a partir
del 2020, penetración limitada por la disponibilidad de plutonio.
Se puede pensar que, por el lado uranio, dichas tensiones pueden
ser reducidas por la existencia de reservas mayores que las esti-
madas, por el efecto que un aumento en precio tendría sobre las
reservas económicamente explotables y también por los efectos
que avances tecnológicos tales como el enriquecimiento por láser
y la utilización de reactores ms eficientes tendr1an sobre el
consumo de uranio, sin contar la posible extracción económica del
uranio del agua de mar. Es menos lo que se puede hacer para au-
mentar la oferta de plutonio y acelerar la introducción de los
reactores de cría, como no sea recurriendo a la producción de
(11) Energy Abundance: Myth or Reality? The 'F,U.S.E.R." Project:
Future Stresses on Energy Resources. Grupo de Trabajo N 2 . 4,
Comisión de Conservación de la Conferencia Mundial de la Energía, 1986.

17. plutonio en sistemas simbióticos fusión-fisión o aceleradores-
fisión.
El esfuerzo mundial en el desarrollo de la fusión termonu-
clear controlada esta volcado, en su mayor parte, en el concepto
Tokamak. Si la experiencia de los últimos 35 años sirve de gufa,
no estamos aún cerca del reactor de fusión comercial, como pare-
ce también indicarlo la excelente colaboración entre los E.U.A.,
la U.R.S.S., los países de la Comunidad Económica Europea y Ja-
pón, para desarrollar un reactor termonuclear experimental cuyo
diseño conceptual debería estar terminado a finales de 1990. Di
cha colaboración es ms propia de actividades científicas que de
trabajos con importancia Industrial. Es posible que con un es-
fuerzo comparativamente menor, podrían desarrollarse en unas dé-
cadas los sistemas fusión-fisión o aceleradores-fisión que produ
jeran plutonio y energía. Es bien sabido que el problema en los
reactores de fisión es mantener la reacción en cadena, es decir,
consiste en la escasez de neutrones. En la fusión, en cambio,
se ve problemático el obtener una ganancia neta de energía yen
los aceleradores ni siquiera se plantea esa posibilidad, pero
los neutrones muy energéticos producidos pueden multiplicarse en
forma notable y utilizarse para producir fisiones y plutonio, a
partir de uranio empobrecido. De aquí el calificativo de simbi6
ticos aplicado a los sistemas mencionados.
17.

18. un
El futuro de los reactores nucleares parece estar ligado a
un mundo con ms plutonio, con ms comercio de materiales radíac
tivos, con ms salvaguardias que controlen y atestigüen que la
energía nuclear se usa solamente para fines pacíficos. Cien
años son pocos años para producir cambios sustanciales en las so
ciedades humanas, pero es posible que en el próximo siglo se vea
el avance hacia un gobierno mundial que vele por el progreso y
la paz del orbe. A asegurar ese progreso y esa paz puede contri-
buir la energla nuclear, haciendo así realidad los sueños de sus
descubridores.
México, D.F., 21 de abril de 1988.

19. Stee' reacx
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(5) Inner Barrei
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FIGURA 5

24. PRESSURIZER
MODELF
STEAM
GEN EftATOR
MOCELF
ST EÁM
GENERÁTOR COLD LEG
P-IOTLEG
PLPE-2913
SAFETY
INJECTION NOZZLE
REACTOR VESSEL
157 ¡O
M800'S
CÁNNEO
MOTOR PUMPS
FIGURA 6

25. /
CON TAINMENT
STRUCTURE
4ORIZON TAL
VENTS
tSOLATION
CONDENSER
GR AV T Y
FILL UNE
DRYWELL
REACTOR
'CORE
DEPRESSURIZATION
VALVES
CONTROL VENT/ WATER-FLLEO
ROD
MAKEUP
STEAM UNE
FEEDYATER LINE
1
FIGURA 7

26. CANDU 300
TO TURBINE
-4-STEAM GENERATORS
PRESSUIRIZER
V1 HEAT TRANSPORT PUMPS
-.--- FEEDWATER
OUTLET INLET
HEADERS HEADERS
- 1
FEEDERS - CALANDRIA
FUELLING
MACHINE
FUEL
FUEL CHANNEL
MODERATOR (D20)
MODERATOR
COOLANT (D20)
MODERATOR HEAT EXCHANGER
STEAM
FEEDWATER
FIGURA 8

27. Oñ 1085 2000 2020 2040 2060
FIGURA 9.
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(UIt
30
20
15
10
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