Reactores nucleares para submarinos

Prologo

En este trabajo, se tratar de recopila informacin sobre reactores nucleares para submarinos, y a pesar de la poca informacin que existe por su carcter sensible para los pases que lo poseen, intentar hacer la tan tarea difcil de poder aclarar y entender cuestiones bsicas de esta tecnologa, que hacen que valgala pena conocer, por las capacidades importantsimas que otorga, el poder disponer de un medio como lo es un submarino con esta tecnologa.

Indice

El trabajo lo divid en 5 Captulos:

Captulo 1: Historia y evolucin de los reactores nucleares para SSN

Aqu lo que intent recopilar, son los orgenes de la tecnologa y su evolucin en el tiempo, por parte de los pases que la desarrollaron. No se intenta explicar aspectos elementales de los componentes de un reactor (se suponen conocidos). Se hizo hincapi en las dos potencias de la guerra fra, y la evolucin de su tecnologa en la materia. Y terminando este captulo, se explicarn aspectos que merecen unos prrafos, como tambin el caso particular de un pas no central, y su tecnologa.

Capitulo 2: Efectos de la Variacin del enriquecimiento de uranio en el diseo de reactores nucleares submarinos

En este captulo, es un ensayo interesante y totalmente tcnico, que permite dilucidar cuestiones que hacen a la complejidad de la tecnologa. En este aparte de explicar las variables que intervienen en la cuestin, a la hora de disear 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 funcin del enriquecimiento del combustible, y sus resultados del clculo.

Captulo 3: Alternativas de combustibles tipo placa, para reactores de pequeos

En base al captulo 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 atales grados, se plantea alternativas de reactores, con ncleos con combustible no grado bomba, para salvar las limitaciones impuestas en el contexto mundial, a pases que puedan construir sus SSN, sin necesariamente tener capacidad de construir bombas nucleares.

Tambin se analizan los nuevos compuestos combustibles que podran desarrollar capacidades casi similares a los ncleos de reactores con alto enriquecimiento. Se realiz un ejercicio comparativo, con distintas configuraciones, y sus resultados.

Capitulo 4: Argentina

En este captulo se muestran parte de las capacidades de argentina, en su tan larga trayectoria en materia nuclear.

Primero trataremos el tema de fabricacin de combustibles para reactores de investigacin, sus orgenes y evolucin. Haciendo hincapi en sus ltimos desarrollos.

Luego se explicara muy ligeramente el tema de los Cdigos de Calculo, que sirven para analizar y disear ncleos de reactores tanto de investigacin, como de potencia. Permitiendo contrastar estos con la larga experiencia de la CNEA en el diseo de ncleos.

Mas adelante, se tratar brevemente, la cuestin de un hito importante para CNEA / INVAP, como lo es el reactor vendido a Australia, OPAL, mostrando las capacidades de este.

Por ltimo, para terminar en este captulo, se tratar el tema, de nuestro primer reactor de potencia argentino, CAREM, mostrando sus capacidades e innovadoras tecnologas que lo hacen muy seguro y moderno.

Captulo 5: Conclusiones

En base a lo desarrollado en los captulos anteriores, se puede hacer una conclusin, de esta tan compleja tecnologa, y su eventual ingreso de nuevos pases al selecto club de poseedores de submarinos nucleares.

CAPITULO 1

Historia y evolucin de los reactores nucleares para SSNLa gran ventaja que ofrece la propulsin nuclear para los submarinos es que en principio pueden permanecer en inmersin un tiempo ilimitado, y, como son sistemas anaerbicos, este tiempo no est limitado ms que por la resistencia del personal de tripulacin. Por la misma razn, son invulnerables en caso de guerra nuclear, qumica o bacteriolgica.Su discrecin, su velocidad y su cota de inmersin los hace menos detectables en inmersin; debido a su autonoma pueden realizar misiones independientes; y su trimado no vara con el consumo de combustible, como s ocurre con la propulsin convencional. As, aprovechando las ventajas de la propulsin nuclear, se han desarrollado dos tipos de submarinos nucleares, los de ataque (SSN) y los balsticos boomers (SSBN), susceptibles de mantener velocidades muy elevadas en inmersin a gran profundidad, del orden de ms de 30 nudos y ms de 400 m. de cota de inmersin, constituyendo hoy da la base fundamental de las armadas de las grandes potencias.Los submarinos nucleares de ataque SSN estn armados con tubos lanzatorpedos. Los submarinos de ataque construidos ms recientemente tambin pueden ir armados con misiles crucero como los Tomahawk.Actualmente Rusia, adems tiene un tipo de submarinos portadores de misiles crucero SSGN, aunque tambin 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 Bretaa, Francia y China, algunos de los cuales ya han sido desmantelados o declarados inoperativos porterminar su vida til o como consecuencia de la poltica de distensin. De manera que el nmero de reactores nucleares de propulsin nuclear puestos en operacin hasta la actualidad, (ya que algunos de los buques llevan dos reactores, ronda los 600, es decir, algo mayor que el nmero de reactores de produccin de energa elctrica que se han construido en el mundo, que son unos 500).Los programas de construccin posteriores se fijaron en base a un reactor de agua a presin del tipo S5W. Estos fueron los submarinos balsticos SSBN, de la clase George Washington, Ethan Allen, y Lafayette, y los submarinos de ataque SSN, de la clase Permit, Sturgeon y Benjamn Franklin.La marina rusa dispone desde 1960 de submarinos nucleares propulsados por una o dos hlices, y la forma de sus cascos son poco hidrodinmicas, limitndose su velocidad mxima en inmersin a aproximadamente 25 nudos, a excepcin de los ms modernos Alfa, Akula y Sierra.En Europa, solamente las armadas francesa e inglesa han abordado programas de construccin de submarinos nucleares de caractersticas muy similares a las de los submarinos americanos SSN y SSBN. A Alemania y Japn no se les permite por las convenciones internacionales la utilizacin militar de la energa nuclear.En Francia, los primeros estudios comenzaron en 1954 y se realiz en Cadarache un prototipo de reactor del tipo S5W para SSBN con base en tierra (PAT), que empez a operar en 1964. La planta de separacinisotpica de Pierrelate ha permitido enriquecer el uranio para el primer submarino nuclear francs Le Redoutable (SSBN), construido en Cherburgo en 1969. En Inglaterra se lleg a un acuerdo con los Estados Unidos en 1958 para la realizacin de un prototipo de propulsin, y el submarino Dreadnought (SSN) fue puesto en operacin en 1963. El Dreadnought ha sido seguido del Valiant y del Warspite, as como del Churchill y el Conqueror, continuando con la construccin de algunos submarinos ms de este tipo.La marina de los Estados Unidos tiene actualmente gran parte de su armada basada en la propulsin 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 diseo integrado (S8G S9G).Los submarinos de ataque ms modernos de Rusia son los de la clase Akula, los Victor III, y los Sierra I/II.Los portadores de misiles crucero ms modernos son los Oscar II y como submarinos balsticos los Delta III/IV y Typhoon. El tipo Typhoon es el mayor submarino de los construidos, y est 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 ltima generacin llevan un diseo compacto tipo Block en el que el circuito primario queda reducido a una longitud mas pequea pero de dimetro mayor, mejorando la transmisin del calor generado en el ncleo. Alguno de los submarinos rusos llevan casco de aleacin de Titanio, que los hace ms resistentes y les permite alcanzar la asombrosa velocidad de 42 nudos y sumergirse hasta ms de 700 m., stos 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 diseo integrado y el ms reciente Amethyste; y los portamisiles de la clase Le Redoutable, siendo los ms recientes los de la clase Le Triomphant, que llevan tambin un reactor de diseo integrado.

EEUUDesde que el capitn de navo de los Estados Unidos, Hyman G. Rickover, tuvo la visin de reconocer las capacidades que daran los reactores nucleares para la propulsin naval y especialmente de los submarinos, y convenci a los inicialmente escpticos miembros de la marina estadounidense de que los submarinos con propulsin nuclear tendran unas capacidades nicas, la tecnologa nuclear para la propulsin naval ha tenido un desarrollo espectacular, siendo, como veremos, el tipo de propulsin que emplean en sus submarinos las grandes potencias militares del mundo.El proyecto Rickover fue conocido como el Programa de Reactores Navales, y tena el objetivo de desarrollar reactores compactos y de alta disponibilidad. As en el ao 1948, ao en que se aprob el programa, se iniciaron dos lneas de estudio de conceptos de reactor nuclear para propulsin. Una de las lneas de estudio iniciadas fue adjudicada a General Electric, que consigui un contrato para desarrollar y construir un reactor refrigerado por sodio lquido, el prototipo de este tipo de reactor, el S1G fue instalado en el centro de West Milton (New York), comenz a operar en 1955, y concluy con el desarrollo del reactor S2G, que fue instalado en el submarino estadounidense Seawolf, que comenz su operacin en 1957 y que se mantuvo durante dos aos en servicio. Sin embargo, a causa de la incompatibilidad bsica del sodio en un ambiente marino ante un eventual accidente de reactividad por reaccin del sodio y del agua de mar, este concepto fue abandonado para su uso para la propulsin naval, y fue sustituido el reactor por uno de agua a presin.

El otro camino iniciado fue el del desarrollo por Westinghouse de los reactores de agua a presin, y el proyecto fue conocido como el Submarine Thermal Reactor (STR).Ya en 1949, se definieron las caractersticas bsicas del PWR y se decidi construir dos reactores: el S1W, un prototipo en tierra de la estacin 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 propulsin nuclear naval naci.

El Nautilus fue construido en Groton ybotado en 1954. Fue el primer submarinoque por la ruta del rtico pas del Pacficoal Atlntico en 1957. As el S2W seconvirti en el primer reactor de una largaserie de reactores de propulsin naval paraaplicacin militar de la marina americana.Todos estos reactores utilizan comorefrigerante el agua a presin, y con unapotencia en las primeras unidades de 70MWt.Los siguientes reactores desarrolladosfueron los S3W y S4W, de dimensionesms reducidas y de mitad de potencia queel S2W, y fueron instalados en lossubmarinos clase Skate y en el Halibut.

S1G REACTOR REFRIGERADO POR DESODIO-BERILIO

Este diseo del reactor fue construido porla empresa General Electric (GE), de ah ladenominacin G. Utiliz combustible UO2revestidos de acero inoxidable con Berilio,que es utilizado como un moderador y unreflector. La temperatura mxima en elcombustible podra llegar a 1.700 (+ / - 300)F con una temperatura mxima delrevestimiento de 900F (482C), con un tiempo de ciclo de vida de combustible en el reactor de 900 horaso 900 / 24 = 37,5 das a plena potencia. Una desventaja es que el refrigerante se activa desde el punto de vista de radiacin, con lo cual los intercambiadores de calor requieren de un fuerte blindaje. Adems el sodio (Na) reacciona explosivamente con el agua y el recambio de elementos combustibles es bastante problemtico. Por otra parte con la alta temperatura del reactor y del vapor, se puede lograr una mayor eficiencia trmica (en cuanto a la potencia mecnica obtenida sobre la potencia trmica suministrada). El berilio se utiliz como un moderador de los reactores de los submarinos de la antigua clase Sea Wolf. Se trata de un buen y slido moderador, tanto desde la perspectiva de moderacin, y adems tiene una conductividad trmica muy alta. El Berilio puro tiene buena resistencia a la corrosin en agua hasta 500F (260C), al sodio a 1.000F (538C), y al aire 1.100F (593C). Se ha observado presiones de vapor a

1400F (760C9 y no se considera de uso muy por encima de 1.200F (649C), incluso con un sistema degas inerte. Es caro de producir y fabricar, tiene ductilidad pobre, y que requieren medidas por su alta toxicidad, para evitar la inhalacin y la ingestin de su polvo durante la fabricacin. Un reactor de tamao pequeo puede ser construido con xido 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 corrosin de sodio. Tiene propiedades similares al Berilio. Puede ser utilizado en presencia de aire, sodio y el CO2. Es voltil en el vapor de agua por encima de 1.800. El BeO puede ser utilizado como material de elementos combustibles, cuando estn impregnados con uranio. La baja densidad aumenta su resistencia a los golpes. El submarino USS Seawolf, en un principio utiliz 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 tambin todos los submarinos nucleares balsticos o lanzamisiles (SSBN) y los submarinos nucleares de ataque (SSN) puestos en servicio desde 1960 hasta 1976 a excepcin del Narwhal.El reactor prototipo para grandes buques, el A1W, fue probado en Idaho, y de l se derivaron los 8 reactores A2W que se instalaron en el portaaviones Enterprise, as 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 continu el trabajo de desarrollo, pero ahora tambin en la lnea de los reactores refrigerados por agua a presin. As, el S3G (Submarine advanced reactor prototype) fue instalado en West Milton en 1958. De este prototipo se deriv 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 funcion tanto, en modo de flujo de circulacin del refrigerante en forma forzada, o por conveccin natural. La planta haba dos circuitos de refrigeracin, con sus dos generadores de vapor.

Este reactor nuclear fue instalado tanto como unprototipo en tierra, en el Nuclear Power TrainingUnit, Idaho National Engineering Laboratory, cercade Idaho Falls, Idaho, y tambin a bordo del USSNarwhal (SSN-671), (fuera de servicio). La planta prototipo en Idaho se le dio un rigurosocontrol de funcionamiento para determinar si estetipo de diseo podra funcionar para la Armada deEE.UU.. Lo cierto es que fue en gran parte unxito, aunque nunca este diseo se utiliz en unsubmarino, pero se convirti en la base de diseode otros submarinos de ataque, adems de laNarwhal. La prueba del prototipo incluye lasimulacin esencialmente de toda la sala demquinas de un submarino de ataque. La flotacinde la planta fue en una gran pileta de agua, elprototipo podra girar sobre su eje longitudinal parasimular una giro difcil. Esto era necesario parademostrar si la circulacin natural, continuaraincluso durante maniobras difciles, ya que lacirculacin natural depende de la gravedad. El USS Narwhal tena la planta de reactor mssilenciosa de la flota naval de EE.UU.. Su reactorcon una potencia trmica de 90 MWth fueligeramente ms potente que las de otrossubmarinos nucleares de ataque de EE.UU. de esapoca, como el S3G (tercera generacin) y la S5W(quinta generacin). El Narwhal ha contribuido de manera significativa al esfuerzo de EE.UU. durante la Guerra Fra. Con su propulsin silenciosa, y un pod unido a su casco, que utiliz una arreglo de sonar de arrastre y, posiblemente, llev a un Remote Operated Vehicle (ROV) para grabar los cables de comunicacin en el fondo del mar. Su objetivo era probar la contribucin potencial de la tecnologa de circulacin natural, en la supresin de ruidos en el submarino, al no necesitar la utilizacin de una bomba de refrigeracin forzada, para el circuito primario. Las bombas del circuito de refrigeracin del primario del reactor, son una de las

principales fuentes de ruido de los submarinos, adems de los engranajes de la caja de reduccin, y la cavitacin de la hlice. El S5G fue el precursor directo de la generacin del reactor S8G, utilizado en los submarinos de misiles balsticos clase Ohio. El S5G tambin fue equipado con bombas para el circuito primario, que se necesitan slo en casos de emergencia o para alcanzar alta potencia y velocidad. Por consiguiente, las bombas de refrigerante eran ms pequeas y ms silenciosos que los utilizados por los competidores principales S5W,(un diseo Westinghouse).Como se dijo anteriormente, en base al S5G, se produjo un prototipo del reactor S8G, que utiliz tambin conveccin natural, y que permite operar a una fraccin significativa de potencia, sin usar las bombas del reactor, ofreciendo un modo de funcionamiento silencioso. Para reducir an ms el ruido de las plantas, se instalaron, en vez de propulsin normal de dos turbinas de vapor y un reductor de la hlice, fue reemplazada estas turbinas, por una turbina de propulsin de grantamao sin engranajes de reduccin. Esto elimina el ruido de los engranajes de reduccin, pero a costa de una turbina de propulsin principal, de gran tamao. La turbina era cilndrica, de unos 12 metros de dimetro y 30 pies de largo. Este gran tamao era necesario para que le permita propulsar directamente ala hlice, 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 energa mayor, y los componentes de una nueva planta, incluyendo un diseo del generador de vapor, con resistencia a la corrosin y un coste del ciclo ms reducido. Este reactor de la clase de submarinos Virginia SSN-774 estdiseado para operar durante 33 aos sin reabastecerse de combustible, por lo que durar toda su vida til, que se calcula es unos 30 aos. La mayor densidad de potencia del ncleo, disminuye no slo el tamao sino que tambin mejora el funcionamiento, siendo ms silencioso a travs de la eliminacin de controles voluminosos y equipos de bombeo.

Reactores Militares de Rusos

Los sistemas de reactores militares de Rusia puede parecer un tema confuso como la propia tecnologa submarina; varias anotaciones y documentos dados a conocer han sido muy escasos.

VM-A REACTOR SYSTEM - PRIMERA GENERACIN SUBMARINOS

La primera generacin de submarinos rusos se entiende generalmente, las clases Noviembre, Hotel, Echo I y II. Estos eran similares en tamao, y sistemas de reactor, (limitndose a 70 MWt). Las caractersticas operacionales de los distintos tipos de embarcaciones son similares, con una velocidad ligeramente inferior para la nave ms grande Echo II. Los sistemas de reactores se consideran como idnticos ( Gladkov2 Ustoria sozdania pervoi otechestvennoi atomnoi podvodnoi lodki, NIKIET, Moscow, 2002).

Submarino de la clase Echo IReactor

Todos los buques de primera generacin parecen tener sistemas de reactor similares, VM-A, y sistemas de propulsin con dos ejes de 17.500 HP cada uno. Los reactores de los submarinos de la primera generacin - y probablemente tambin de las generaciones posteriores - no tienen tuberas de conexin, (incluidos los tubos de gran dimetros), por debajo del borde superior del ncleo, (como se ve en la figura siguiente). Por lo tanto, no es posible vaciar parte del refrigerante por accidente, como sucedi 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 deba 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 das.

Caractersticas del Reactor y del refrigerante, del primer reactor PWR submarino Ruso [Gladkov1]

Reactores de potencia (MWt) 70

La presin del agua en el circuito primario (kg/cm2) 200

Presin de vapor (kg/cm2) 36

Temperatura del vapor (C) 355

La primera generacin 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 Atlntico, que luego continu hacia Amrica del Sur a travs del Pasaje de Drake, el Ocano Pacfico, para unirse a la Flota Rusa del Pacfico.

A excepcin de un buque, un submarino clase Yankee, con un reactor de metal lquido, todos los reactores abandonados en el mar de Kara, eran de la primera generacin (November) que haban experimentado varios accidentes durante la dcada de 1960.

Control de la reactividad

El trabajo en la VM-A empez 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 hidratacin, [Kuznesov2 - Marine Nuclear Power Plant: A Textbook. Sudostroenie, Leningrad, 1989].

El sistema de barras de control de los primeros submarinos incluye un diseo inusual, al parecer no fue posible, o al menos no es fcil, levantar la tapa del tanque del reactor sin asi levantar las barras de controltambin. Esto result en dos accidentes de criticidad con la primera generacin de submarinos - uno el 12de febrero 1965, con el K-11, un submarino de clase November, y otro el 10 de octubre de 1985, con K-431, un submarino de clase Echo-II. Ambos accidentes ocurrieron poco despus de repostar, es decir, conel nuevo ncleo de los reactores. En ambos casos, la tapa tena que ser levantada un poco con las barrasde control conectadas a la tapa, presumiblemente debido a una alineacin incorrecta. En ambos casos la tapa y las barras de control se levantaron demasiado y los reactores se tornaron crticos. Sin embargo, esto fue cambiado posteriormente, y las modificaciones de diseo 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 DecommissionedNuclear Submarines, RCC Kurchatov Institute, Moscow 1997].

Combustible

Un nivel mnimo de informacin confiable es esencial para evaluar el manejo seguro y la proteccin de lasexcesivas existencias de combustible naval - que a menudo se almacenan en condiciones muy insatisfactorias. Entre los ms importantes es el nivel de enriquecimiento. La necesidad de autosuficiencia, de entregar mucha potencia y de tener el reactor un reducido tamao, requiere el uso de combustible nuclear naval altamente enriquecido. Sin embargo, para los submarinos de la primera generacin, el enriquecimiento de uranio de los elementos combustibles de reactores de agua presurizada parece, en general, que ha sido del 20%, segn 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 diseo [Oelgaard1 - Accidents in Nuclear Ships, NKS/RAK-2(96)TR-C3. Nordic Nuclear Safety Research. Risoe National Laboratory, December,1996]. Si esta informacin sobre el enriquecimiento es correcta, los reactores de los primeros submarinos nucleares, y posiblemente algunos otros, pudieron haber tenido un bajo enriquecimiento, ms 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 Energa 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 generacin. Sin embargo, la informacin adicional que se indica en la tabla anterior a esta, indica que esto no es suficiente para los clculos con respecto a la criticidad, posibles al considerar para un determinado buque o reactor. Tomemos, por ejemplo, la evaluacin de impacto realizada por las autoridades noruegas tras el hundimiento del K-159. El Gobierno ruso inform a Noruegade que el submarino en sus dos reactores contena un total de 400 kg. de combustible gastado.

El material combustible en la primera generacin de submarinos se ha estimado que fue una aleacin de U-Al [IASAP]. Esto habra sido un punto de partida natural en ese momento, a mediados de la dcada de 1950, debido a las propiedades atractivas, como una buena conductividad trmica y fcil fabricacin. El acero inoxidable fue probablemente el material de revestimiento preferido en ese momento.

Sistemas de Reactores VM-4 / VM-2 - SEGUNDA GENERACIN DE REACTORES DE SUBMARINOS

La segunda generacin se compone en la mayora de los casos de la clase Victor I-III, Yankee, Charlie 1 a2 y Delta I - IV. En este momento, la Guerra Fra y las experiencias positivas con la propulsin nuclear, ha acelerado la construccin de nuevos modelos, con incremento de las habilidades de los submarinos comoplataformas de arma ms flexibles.

Reactor

Todos los submarinos Delta tienen la estructura clase Yankee como base de construccin, y es de esperarque los sistemas de propulsin sean similares en todos estos 77 submarinos. En comparacin con la primera generacin, en general hay mayores niveles de potencia y nuevos sistemas de propulsin, incluyendo el uso de un solo eje. El uso de un eje y, al menos en principio, el desplazamiento reducido, sirvi para mejorar la propulsin en un 30%. Los submarinos de segunda generacin tuvieron reactores ms compactos que los utilizados en la primera. El cambio ms significativo en relacin con el sistema de propulsin 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 haba dos reactores). Este cambio fue posible debido a una reorganizacin 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 ncleo de reactor era capaz de permitir grandes perodos operacionales, de 750 horas para el tipo de ncleo VM-AB, a 2000 horas para el tipo de ncleo VM-1A utilizados entre 1961 y 1963 en la primera generacin de submarinos. Sin embargo, el desarrollo contino hasta las 2500 horas (VM-1 AM, en 1964 a 4000 horas (VM-2A), hasta, en 1969, el ncleo VM-2AG de 5.000 horas" [Gladkov2].

Control de la reactividad

Una caracterstica del sistema de control inusual, se hizo evidente durante un accidente con un submarinoclase 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 elctrico. Para lograr la plena insercin, fue necesario enviar a dos miembros de la tripulacin en el compartimiento del reactor para llevar a cabo una operacin manual. Uno de los miembros del personal muri durante la operacin [Giltsov - La dramatique histoire des sous-marins nuclaires sovitiques. Robert Lafont, 1992.]. La razn por la que la barra de control no puede ser totalmente insertado fue el cortocircuito del sistema elctrico. Sin embargo, otra razn por la que debi insertarse de manera manual, posiblemente puede ser,que como se mencion anteriormente, las barras de control tienen una tendencia a crecer o hincharse cerca del final de su vida, y en ese momento los mecanismos elctricos de accionamiento no tuvieron la fuerza suficiente para introducir las barras de control hinchadas en el ncleo.

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 posicin 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 operacin de elevacin.

Combustible

En los datos de la tabla siguiente, sobre el combustible del submarino clase Yankee N-421 seran, 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 comparacin con la primera generacin de submarinos rusos, al mismo tiempo los submarinos de segunda generacin se cree que los reactores fueron ms compactos. Estas cifras apuntan hacia un importante avance en el diseo y operacin de reactores navales. Se estima que podra haberse logrado con mayor cantidad de combustible en los reactores de segunda generacin, a travs de un mayor nmero de elementos combustibles en el ncleo del reactor con el mismo nivel de enriquecimiento, sin aumentar el tamao del reactor.

Geometras 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 generacin y posteriores generaciones de submarinos, presumiblemente, han utilizado otros tipos de geometra de combustibles menos ruidosas. Los EE.UU. hoy en da utilizan combustible tipo placa, posiblemente tambin para reducir el ruido, pero prcticamente ninguna informacin se ha publicado en cuanto a las posibles geometras de combustible ruso, en modernos buques militares nucleares.

Al considerar la necesidad de reducir el ruido, para mejorar las propiedades trmicas y de acomodar ms material combustible, que podra suponer un cambio radical en la geometra del combustible de submarinos. La direccin esperada, teniendo en cuenta los debates anteriores, sera un diseo ms

compacto que faciliten una mayor densidad de potencia, mejorando las caractersticas trmicas 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 diseo ruso de combustible submarino [Glaser], podra representan una versin de combustible submarino de "segunda generacin".

Configuracin de elemento combustible de submarino Ruso

Geometra de elemento combustible de submarino Ruso

OK 650 / KN-3 - TERCERA GENERACIN DE REACTORES DE SUBMARINOS Y OTRAS EMBARCACIONES

La tercera generacin la mayora de estos barcos todava est en servicio activo, excepto los desmantelados como parte de los tratados START, y por tanto son objeto del inters internacional. Una dela caracterstica especial de la clase Typhoon es que cuenta con dos niveles de casco de presin 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 aos despus con la construccin de la tercera generacin de submarinos rusos, el desarrollo del sistema de reactor, involucra ms de una duplicacin de la densidad de energa 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, adems de Mike. Hay muy poca informacin disponible sobre los reactores de tercera generacin.

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 increment alrededor al 40%. Una cifra similar, 36%, para el combustible submarino de tercera generacin ha sido presentada aun Comit del Senado de EE.UU. [Potter]. Tambin 21-45% se ha propuesto anteriormente por [Bujarin].

Este aumento en el enriquecimiento debera 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 est 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 discusin se refiere al material combustible. Mientras que el punto de partida en 1958 fue probablemente una aleacin de U-Al con revestimiento de acero inoxidable como hemos visto, en algn momento las desventajas de esta tecnologa en comparacin con otros combustibles y materiales de revestimiento, se han convertido en obvios. Como se ha visto en los programas civiles, el cambio de combustible cermico a combustible metlico se complet con el reactor OK-900, sin embargo, luego utilizando U-Zr con revestimiento de Zr. Este desarrollo continuo en la tercera generacin de reactores civiles marinos, construyendo el KLT-40, por lo que este modelo se har una breve discusin a continuacin.

REACTORES RM-1 y VM 40-A - PROYECTO 645 Y SUBMARINOS CLASE ALFA

Durante la construccin de los primeros submarinos clase November, Rusia tambin inici un programa en 1954 para la construccin de sistemas de propulsin para submarinos con refrigeracin por metal lquido. La tecnologa fue desarrollada en el Instituto de Fsica e Ingeniera de Energa (IPPE) en Obninsk y se utiliz en dos clases de submarinos, el Proyecto 645, una clase en s misma, y la clase Alfa.

Usar metal lquido como refrigerante se considera que tiene varias ventajas. Es ms compacto que los reactores de agua a presin, ya que no necesita moderador. No se necesita un recipiente fuerte de presin, opera a temperaturas ms altas y por lo tanto logra una mayor eficiencia trmica. El envenenamiento por xenn es menos importante. El reabastecimiento de combustible es ms rpido, ya que el ncleo es eliminado en una sola operacin. Sin embargo, hay desventajas, el punto de fusin del lquido refrigerante est por encima de la temperatura ambiente, por lo que el sistema primario debe mantenerse en todo momento con calor, para permanecerse en estado lquido. El lquido refrigerante de metal poco a poco se oxida y los xidos deben ser eliminados con regularidad, para evitar el bloqueo del flujo de refrigerante a travs del ncleo.

El reactor de LMC se utiliz por primera vez en 1962 en una versin 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 ao 1967. Sin embargo, sufri un accidente de prdida de refrigerante en el ao 1968 en el puerto, cuando se le orden participar en un ejercicio naval en un momento en el necesitaba que el refrigerante sea limpiado de xido y de impurezas. Durante el ejercicio, estas impurezas bloquearon la entrada al ncleo del reactor de babor, y provoc un LOCA (prdida de liquido refrigerante). En 1981, el volumen libre que qued en reactor y en el compartimiento del reactor se llen con un material de conservacin y el submarino fue hundido en Novaya Zemlya a 50 m. [Giltsov], [Pankrtov], [Oelgaard].

El primer submarino de la clase Alfa-(K-377 o N 900) entr en funcionamiento en 1970, pero sufri un accidente con prdida de refrigerante en 1972, cuando una fuga se desarroll entre el circuito secundario de agua-vapor y el circuito primario de metal lquido. Dos toneladas de refrigeracin de metal lquido fluy en el compartimento del reactor, donde se solidific. En el momento del accidente, el reactor haba estadoen funcionamiento slo el 10% de su vida. No fue posible volver a fundir el lquido refrigerante y eliminar el combustible. En 1986, el compartimiento del reactor fue cortado del submarino.

El primer submarino Alfa 705K (nm. 105) oper desde 1977 a 1982, cuando sufri una LOCA (fuga de refrigerante en el compartimiento del reactor). El compartimento del reactor con combustible refrigerante solidificado se cort, y ahora est en almacenamiento flotante. Un nuevo compartimento del reactor se insert en el submarino (todava N 105), que se puso en funcionamiento otra vez desde 1992 a 1996. Los submarinos Alfa fueron retirados del servicio activo durante la dcada de 1990 y nunca volvieron a seralimentados.

Los submarinos Alfa se basaron en Gremikha en la pennsula 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 biolgico superior, como una unidad. Una vez descargado el combustible, esta unidad fue

colocada en un tanque de acero que contiene Pb-Bi no radioactivo como refrigerante a 160-150C. El tanque de acero es posteriormente transferido a uno de concreto, para ser enfriado por circulacin naturaldel aire. A medida que el calor residual disminuy gradualmente, el metal lquido se solidifica. Esta forma de almacenamiento no est pensada para su uso a largo plazo, ya que podra suceder, que el agua penetre a travs del tanque de acero y en el ncleo a travs de la porosidad formada durante la solidificacin del lquido refrigerante Pb-Bi, esto podra hacer que el ncleo se torne crtico.

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 instalacin del 27 / VT, comenz como se mencion anteriormente, en 1953, un ao despus del inicio del proyecto submarino PWR. Las especificaciones tcnicas del prototipo 27 / VT se dan en la tabla siguiente [Sullivan].

Potencia: 70 MWtDimetro del ncleo 769 mmAltura del Ncleo 853 mmContenido de U en la aleacin 716 %Numero de rondas de elementos combustibles 2735

Numero de sistemas de seguridad y control 16Tasa de flujo del refrigerante (m3/h) 850Temperatura a la entrada del reactor 235Temperatura a la salida del reactor 440Presin 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 comenz en 1978 y dur 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 consisti en dos reactores RM-1 con una potencia trmica de 2 x 73,5 MWt. La presin del refrigerante en el reactor fue de 20 kg/cm2. El vaporgenerado tiene los siguientes parmetros: presin de 36 kg/cm2, temperatura 355C. Algunos datos tcnicos generales de la RM-1 se muestran en IASAP, las dimensiones - aprox dimetro del ncleo. 800 mm y dimetro del ncleo 780 mm para [Yefimov].

Dos modelos diferentes del tipo de reactores de LMR se han desarrollado para los submarinos de la claseAlfa, VM-40 un reactor con dos bucles de vapor por separado y bombas de circulacin, y el sistema de vapor del OK-550 ramificado de primer circuito con tres lneas de circuitos y las bombas [Sullivan]. VM-40 A se utiliz en los tres submarinos de la clase Alfa (Proyecto 705). Tenan 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 supervisin de IPPE. El ncleo consiste en el combustible y el refrigerante, y fue, como para el RM-1, rodeado por un reflector radial de berilio. El ncleo tiene un dimetro de 85 cm y una altura de 77 cm. Los pines de combustible tenan un dimetro de1,1 cm y se organizaron en una red triangular con un paso de 1,36 cm. El nmero de barras de combustible era 2735 y 16 el nmero de barras de control.

Combustible

El combustible, tanto para el RM-1 y la M VM-40A tena la forma de barras que contiene un intermetlico compuesto de 90% de uranio enriquecido y el berilio (U-Be13), dispersas en una matriz de berilio. La cantidad total de U235 en el ncleo RM-1 fue de 90 kg con un enriquecimiento del 90%. Los pellets de barras de combustible fueron aproximadamente 10 mm de dimetro. 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 dimetro exterior. Haba aproximadamente 3.000 barras de combustible en cada ncleo de LMR.

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 aleacin de eutctico plomo-bismuto (44,5% de plomo en peso, el 55,5% de bismuto en peso) con un punto de fusin bastante bajo (Alrededor de 125 C).

OTROS REACTORES

REACTORES RAPIDOS REFRIGERADOS POR PLOMO

La clase de submarinos rusos Alfa, utiliza una aleacin de Pb-Bi 45-50 % en peso, enfriando los reactoresrpidos. El punto de fusin de esta aleacin es relativamente bajo 257F (125 C). Estos reactores enfrentan problemas de corrosin de los componentes del reactor, punto de fusin, 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 lquida. El bismuto conduce a la activacin radiactiva de los productos, en particular el polonio. Una ventaja es que cuando se apaga o se da de baja del reactor, el ncleo se puede dejar que se enfre en una masa slida, con lo que suministra una proteccin a la radiacin. Esta clase de submarinos ha sido dado de baja.

Caractersticas de las instalaciones navales de propulsin nuclear.

A diferencia de las instalaciones nucleares terrestres, los reactores de propulsin naval estn sometidos amovimientos importantes del buque, debido al movimiento del mar y a las vibraciones transmitidas por el casco y eventualmente, a los choques por colisin o varada, y para los submarinos a situaciones de fuerteinclinacin en inmersin.Adems, para no daar 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 presin empleados en la propulsin, debe ser particularmente estable, debiendo tener su coeficiente de temperatura del moderador negativo. As un aumento en su temperatura produce una disminucin de reactividad y la capacidad de cambio rpido de rgimen. En un reactor naval de agua a presin debe admitir perfectamente que se pase de potencia nominal desde el 90% al 20% y vuelta al 90% en 60 segundos. El ncleo responde a la demanda de potencia de la turbina con un desplazamiento mnimo de las barras de control.Por otro lado, una parada imprevista del reactor podra disminuir la capacidad de maniobra del buque, de manera que debe contar con un sistema de propulsin de emergencia y una fuente de energa elctrica alternativa de emergencia, indispensable para los equipos elctricos de a bordo. La propulsin de emergencia puede estar asegurada por un motor elctrico alimentado por bateras, o por un motor diesel. En el caso de un submarino en inmersin, las nicas fuentes de energa de emergencia posibles son las bateras.Los reactores para la propulsin de submarinos deben tener, adems, ciertas caractersticas especiales: los circuitos de agua de mar deben ser resistentes a las fuertes presiones externas existentes a grandes profundidades, y la utilizacin militar de estos submarinos exige, adems, 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 presin (PWR), pero diferencindose 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 proteccin radiolgica en los reactores navales.

En los reactores navales as 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 prcticamente en los reactores con base en tierra. As, por ejemplo, diremos que para el rompehielos ruso Lenin, el peso de la proteccin radiolgica era 2/3 del peso total delreactor nuclear. La proteccin neutrnica se realizar mediante materiales pesados y ligeros que rodean al ncleo. As, se coloca una proteccin primaria alrededor del ncleo del reactor, esto es, que cubre la vasija del reactor y generalmente un blindaje trmico de acero seguido alternativamente por capas de materiales conteniendo ncleos ligeros, esto es, agua, polietileno, hormign y capas de materiales conteniendo ncleos pesados: acero, plomo, hormign. Cubriendo el conjunto del circuito primario se coloca la proteccin secundaria. Esta proteccin secundaria es generalmente colocada rodeando el recinto de contencin que est destinado a contener todos los materiales radiactivos procedentes del ncleo y del circuito primario en caso de accidente. En el caso de los reactores de diseo integrado, los generadores de vapor se sitan dentro de la vasija. y la proteccin secundaria rodea el recinto de contencin.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 est apagado y solo por un perodo 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 ms fino, que permite poder

inspeccionar y trabajar el casco en dique seco obviamente cuando el reactor est apagado, sumado a quecuando est operando, la radiacin penetra las capas del blindaje, y la radiacin que pase y se refleja al agua de mar, no siendo peligrosa para los que habitan en el submarino, como tambin esta no debe permitir detectar la presencia del submarino.

El blindaje biolgico, puede dividirse en primario y secundario, de acuerdo con la localizacin de la fuente de radiacin. El primario esta directamente alrededor del ncleo del reactor, que permitir debilitar el flujo de neutrones rpidos, para impedir la activacin del circuito secundario de refrigeracin, y reducir al mnimo la radiacin gamma que acompaa la captura de neutrones en el blindaje secundario. Por ejemplo en el Nautilus, el dimetro del tanque utilizado como blindaje primario es de 4.5 metros, mientras que el dimetro del nucleo es de 2.7 metros. (T. Rockwell Specifications for Reactor Shielding 1961)

Las plantas de propulsin de los buques de propulsin nuclear siguen siendo una fuente de radiacin, incluso despus 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 fisin ya que el combustible se ha diseado, construido y probado para asegurar que el combustible contienen los productos de fisin. Over 99.9% of the radioactive material that remains is an integral part of the structural alloys forming the plant components. Ms 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 irradiacin neutrnica del hierro y elementos de aleacin de metal durante la operacin 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 corrosin radiactiva, productos que han sido recirculados por refrigerante del reactor, habindose convertido en radiactivos procedentes de la exposicin a neutrones en el ncleo del reactor, y luego se depositan en las tuberas internas del sistema.

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 radiacin gamma. El blindaje de plomo es combinado con materiales con hidrogeno, frecuentemente es agua, como tambin sabemos hay sustancias con alto contenido de hidrgeno por unidad de volumen, como el polietileno y el poliestireno. El combustible diesel, fue incluido como blindaje de antiguos submarinos atmicos americanos. Ejemplos de grosores de materiales bsicos para blindajes que provean una atenuacin de 10 veces para una radiacin radioactiva, es listada en la tabla siguiente.

Grosor en cmCampo de uso del material Material Densidad t/m3 A B C

Proteccin contra neutrones rpidos

Polietileno 0.9 96.4 20.3 60.9

Agua 1 96.4 22.8 60.9

Combustible Diesel

0.8 122 22.8 76.2

Proteccin contra radiacin gamma

Acero 7.8 11.7 14* 9.1

Plomo 11.3 5.1 20.3* 5.3

Proteccin CombinadaConcreto 2.3 44.5 25.4 30.5

Barium-Concreto

3.5 23.9 19.1 19.1

A - Radiacin Gamma desde el ncleo de un reactor operando (energa 7 mev)B - Neutrones Rpidos

C - Radiacin Gamma desde los productos de fision (energia 2 mev)* Con la adicin 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 prctica es requerida una atenuacin de 10 elevado a la 8 o 9, para radiacin neutrnica y gamma, Por lo que el grosor del blindaje primario y secundario es de algunos metros.

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 propulsin nuclear y condenaron enrgicamente la iniciativa. La afirmacin de Corea del Norte se bas en los planes militares secretos de Corea del Sur queaparentemente 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 construccin de Corea del Sur para construir tres submarinos medios de nueva generacin, entre 2010 y 2022, bajo el proyecto "SSX". Aunque los detalles del diseo del submarino no se mostraron, la asignacin del extraordinario monto presupuestado a los tres submarinos ( 3.074.000.000.000, que seran alrededor de unos 3.240 millones dlares) llevaron a algunos analistas a la conclusin de que Sel tiene previsto desarrollar buques de propulsin nuclear.El Ministerio de Defensa de Corea del Sur y DAPA, sin embargo, han negado cualquier plan para el desarrollo de propulsin nuclear para submarinos. El 9 de enero de 2006, el Director de DAPA Kim Chong-il insisti en que no hay planes para desarrollar un submarino de propulsin nuclear y que era "un disparate absurdo" sugerir que la prxima generacin de submarinos en Corea del Sur el proyecto "SSX" sera de propulsin nuclear.Las dudas relacionadas con los planes de submarinos de Corea del Sur, surgi por primera vez en enero de 2004, cuando Choson Ilbo (Sel), el periodista Yu Yong-won inform que las autoridades militares de Corea del Sur estaban debatiendo desarrollar y operar submarinos nucleares despus de 2012. Segn Yu, funcionarios de Corea del Sur, en mayo del 2003 comenzaron a discutir la construccin de submarinos nucleares con el fin de hacer frente a posibles amenazas a la seguridad de otras fuerzas poderosas en la regin que persiguen la unificacin coreana. La Marina de Corea del Sur inform que form un grupo de trabajo de cerca de 30 especialistas para comenzar el trabajo de diseo para el del proyecto. En agosto de 2004, una revista de noticias mensual Wolgan Choson, de Corea del Sur, proporcion msdetalles de los planes de produccin de submarinos nucleares de Corea. Segn el periodista Kim Yongsam, el Ministerio de Defensa Nacional aprob diseos conceptuales en junio de 2003. La agencia departamental de trabajo, para el proyecto de submarinos, inform a funcionarios incluidos en la Marina de la Repblica de Corea, la Agencia de Defensa para el Desarrollo (ADD), y la agencia Coreana del Investigacin de Energa Atmica (Instituto KAERI).

Retos Polticos y Tcnicos

Segn el Choson Wolgan, Corea del Sur utilizara una variante del reactor SMART (System-integrated Modular Advanced Reactor), que KAERI viene desarrollando desde julio de 1994. El reactor SMART es unreactor de 330 MWt de agua a presin con generadores de vapor y caractersticas de seguridad integral avanzada. Est diseado para la generacin de electricidad (hasta 100 MWe) y / o aplicaciones trmicas, tales como desalinizacin de agua marina. El ciclo de vida de diseo es de 60 aos, con un ciclo de recarga de combustible de 3 aos. Un reactor a escala, de una quinta parte de la planta (65 MWt) est comenzando a construirse. (World Nuclear Association, Nuclear Power in South Korea, April 2006)Al parecer, el reactor usara combustible de uranio de bajo enriquecimiento.El submarino propulsado a energa nuclear de Corea del Sur, requerira combustible con uranio enriquecido, lo que elevara una serie de cuestiones. La capacidad de enriquecer uranio no slo proporciona a Corea del Sur con los medios para produccin de combustible para submarinos nucleares, sino que tambin podra ser utilizado para la produccin de uranio altamente enriquecido, utilizable para armas nucleares. Sel desde hace mucho tiempo se abstuvo de enriquecimiento de uranio en el pas, como parte de su programa ms amplio de cooperacin nuclear con los Estados Unidos, para las compras de uranio enriquecido para sus plantas de energa nuclear. En un momento en que Estados Unidos est tratando de detener la expansin de las capacidades de enriquecimiento a otros estados, la decisin de Corea del Sur para construir una planta de enriquecimiento de uranio, sin duda enturbiara lasrelaciones con Washington. Adems, la divulgacin en el 2004, de experimentos secretos de Corea del Sur en el ao 2000 de enriquecimiento de uranio por lser, plantea importantes preocupaciones a nivel internacional que podra proyectar una sombra sobre cualquier actividad de enriquecimiento de Sel en el futuro, lo que provoc las sospechas de que podran crecer las difciles cuestiones diplomticas para el pas.

CONOCIENDO AL SMART

El reactor SMART, es uno del tipo PWR avanzado de tipo integral, producir una potencia trmica mximade 330MW, fue desarrollado en el KAERI para desalinizacin de agua marina y la generacin de

electricidad. El diseo conceptual del reactor de 330 MWt Integral (IR) se complet en marzo de 1999 y sudesarrollo del diseo, termin en marzo de 2002.Un proyecto nacional para la construccin 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 ncleo, dos bombas del circuito refrigerante principal (MCP), doce Generador de Vapor (SG), y el presurizador (PZR) est dentro de la del reactor a presin (RPV) como se muestra en la figura siguiente.Algunos datos del prototipo piloto del smart

Multiproposito: Desalinisacin de agua, y generacin de energa Puede operar al 25% de su potencia nominal, operando a circulacin natural Posee bombas de circuito primario para potencias ms altas Para la versin de 65Mwt se cree tendr 7 mts de alto y 3.5 de dimetro

Como se puede observar, el reactor Coreano SMART, resulta algo similar al argentino Carem, en cuanto aque es un reactor integrado, (presurizador, generadores de vapor), y que a hasta el 25% de su potencia nominal puede funcionar a conveccin 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 tambin es similar en parte al reactor del submarino Rubis Frances, no solo por ser tambin un reactor integrado, sino que permite operar a baja potencia sin utilizar sus bombas del circuito primario (usando conveccin natural), siendo ms silencioso.

CAPITULO 2

Efectos de la Variacin del enriquecimiento de uranio en el diseo de reactores nucleares submarinos Thomas D. Hiplito Jr.

Algunas ventajas y desventajas de diseo 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, tamao, potencia total, y seguridad de los reactores. Para evaluar estas compensaciones, se analizar tres diseos de reactores de potencia 50 MWt (mega watt trmicos) con combustible de uranio enriquecido al 7%, 20% y el 97,3% respectivamente. Los diseos del 7% y 20% se supone que son alimentados con combustible de dixido de uranio (U02) en una "configuracin de caramelo", mientras que el diseo del 97,3% se supone que es del tipo de dispersin. (Los diseos son modelados usando el cdigo de clculo EPRI-Cell en el Laboratorio Nacional de Argonne). Se concluy que el ncleo enriquecido al 20% podra ser diseado para que tenga un curso de la vida igual a 1200 fpd (das plena potencia) como el del ncleo enriquecido al 97,3%. El ncleo enriquecido 7%, no pudo mantener la criticidad durante este perodo. Sin embargo, este ncleo podra alcanzar, un vida de 600 das a plena potencia. El 7% y 20% son ncleos ms grandes que el ncleo del 97,3%. Sin embargo, el uso de un diseo integrado y no con un diseo del tipo bucle, podra compensar el tamao.

Este estudio fue motivado por el proyecto de adquisicin de submarinos de ataque propulsados por energa nuclear (SSN), por tres estados sin armas nucleares (India, Brasil y Canad). Existe la preocupacin de que la posesin podra facilitar la proliferacin de las armas nucleares proporcionando yasea: (1) la posibilidad de desvo del material fisin utilizado, como combustible, o (2) una justificacin parael desarrollo de la capacidad de enriquecimiento de uranio.Los reactores de los submarinos de EE.UU. y Gran Bretaa, 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); tpicamente menos de 10%.

Por convencin, 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 ms del 90%,superior al 20% y menos del 20%, respectivamente. UPE se considera que es menos preocupante desde el punto de vista de la proliferacin de armas, (aunque ms plutonio se produzca en un reactor con combustible con UPE). Por esta razn, es generalmente ms fcil de comprar uranio poco enriquecido en el mercado internacional, lo que reduce el argumento de la necesidad de desarrollar capacidad de enriquecimiento propias.

El propsito de este estudio es evaluar las ventajas y desventajas que conlleva la utilizacin de UAE vs. UPE como combustible del reactor de un SSN, en lo que respecta a factores como la vida de este, tamao del ncleo, y seguridad de los reactores.

Los requisitos de potencia para un submarino se relacionan con su velocidad, por la siguiente ecuacin:

2/3 3P = 0.06977 * Cd * V * v

Donde:P = potencia de propulsin (MW) Cd = coeficiente de arrastre V = volumen de desplazamiento (m3) v = velocidad de avance (nudos) Para un submarino como el Rubis de diseo francs de 2385tons (2385m3) de desplazamiento en la superficie, y sumergido 2670tons (2670m3) de desplazamiento, la

potencia al eje estimada para diferentes velocidades hacia adelante, calculado por la ecuacin, se presentan en la tabla siguiente.

Velocidad (nudos)

Potencia Propulsin Kw

Potencia Submarino Kw

Total Kw de potencia de generacin

0 0 15 151 0 15 152 4 15 193 12 15 274 29 15 445 56 15 716 97 15 1127 154 15 1698 229 15 2449 326 15 34110 448 15 46311 596 15 61112 773 15 78813 983 15 99814 1,228 15 1,24315 1,511 15 1,52616 1,833 15 1,84817 2,199 15 2,21418 2,610 15 2,62519 3,070 15 3,08520 3,581 15 3,59621 4,145 15 4,16022 4,766 15 4,78123 5,446 15 5,46124 6,188 15 6,20325 6,994 15 7,00926 7,867 15 7,88227 8,810 15 8,82528 9,826 15 9,84129 10,916 15 10,93130 12,085 15 12,10031 13,334 15 13,34932 14,667 15 14,68233 16,085 15 16,10034 17,592 15 17,60735 19,191 15 19,206

Estas cifras se representan con una hlice combinada con una eficiencia del sistema de transmisin de alrededor del 75%. Estos potencias se calculan para un coeficiente mnimo de friccin (IRC = 0,025). Sin embargo, para un submarino con un coeficiente hidrodinmico 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%.

Uno debe tener en cuenta, el aumento de potencia de propulsin con el cubo de la velocidad de avance. El Rubis puede ser considerado como un submarino de tamao intermedio (en comparacin con los ms pequeos de los SSK, y los grandes SSN), cuyo desplazamiento de volumen y las necesidades totales deenerga servir de base de diseo.Los submarinos debe ser capaces de poder tomar acciones evasivas que requieren de alta velocidades, de 25-30 nudos o ms. Desde un SSK sumergido, esa velocidad slo puede lograrse por un muy corto perodo de tiempo, normalmente una hora como mximo. Esto se debe a los requisitos tremendos de potencia de propulsin, que rpidamente agotan el banco de bateras. Los SSKs pueden mantener una velocidad media (de unos 13 nudos sumergidos), y cuanto mayor sea la velocidad media, mayor ser la "Tasa de indiscrecin" 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 deteccin por los radares, visual, IR, etc, y al ataque de buques de superficie, aeronaves y otros submarinos. Por el contrario, la mayora de los SSN puede mantenerse a una velocidad media de 25-35 nudos sin acercarse a la superficie, y tienen una autonoma bajo el agua que slo est limitado por la resistencia de la tripulacin.El SSN por lo tanto puede desarrollar una alta velocidad, largas distancias, viajando de una parte del mundo a otro sin ser detectados. Y slo los SSN son capaces de viajar bajo el hielo polar.En consecuencia, un SSN es un vehculo de maniobra, y las capacidades e invulnerabilidad relativas, proporcionan una mayor flexibilidad de operacin.Es evidente que un SSN es ms deseable como plataforma militar que un SSK. Sin embargo este cuesta mucho ms que SSK. sobre todo si se tiene en cuenta la necesidad de una formacin de apoyo ms sofisticada. Los sistemas de propulsin de submarinos nucleares en general, consisten en un pequeo (En relacin a los reactores de energa comercial) reactor de agua ligera a presin (PWR).Una planta tpica de reactores de agua presurizada se muestra en la Figura

El agua del circuito primario se distribuye a travs del ncleo entrando a una temperatura de 290C y de salida ms o menos de 320C.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 225C y de salidade 285C respectivamente. El vapor se utiliza para accionar una turbina que puede ser conectada mecnicamente, ya sea una caja reductora en el que se baja la velocidad de rotacin del eje y se utiliza para propulsar la hlice del barco directamente, o a un generador elctrico para la propulsin a travs de un motor elctrico (o sistemas mixtos)

Cuando el agua del circuito primario fluye a travs del ncleo, se expone a un flujo de neutrones, y cuando esta reaccin se lleva a cabo, el personal en el submarino no puede tener contacto con cualquier parte del circuito primario durante la operacin del reactor, dado que podra recibir una dosis de radiacin gamma muy significativa. As es que la planta de submarinos nucleares se compone de dos secciones bsicas. 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.Tambin hay que sealar que el personal puede entrar en el compartimento blindado, aproximadamente un minuto despus de la parada del reactor.Durante la vida til del reactor, los productos de fisin 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 fisin en la matriz propia del combustible.En segundo lugar, los elementos de combustible se sellan hermticamente en tubos de metal, o de sndwich 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 propulsin nuclear, est contenida en una bolsa de aire dentro del compartimento del submarino.Quinto, el casco de presin del propio submarino sirve como frontera al ambiente exterior.

Debido a las limitaciones de volumen y peso en el diseo de submarinos, (la primer variables es ms restrictiva), resulta deseable mantener la planta de energa tan pequea y compacta como sea posible.El blindaje representa un gran porcentaje del peso total de la planta, es especialmente conveniente, mantener el ncleo del reactor y generador de vapor lo ms pequeo y compacto como sea posible. Esto puede lograrse mejor si los componentes en el compartimiento blindado son construidos con un diseo integrado, como la desarrollaron los franceses por la empresa, Technicatome, y empleados en todos los SSN de Francia. En este diseo, el reactor, el generador de vapor, y la bomba de refrigerante primario son integrados en una unidad, eliminando componentes separados y de gran dimetro en la interconexin de tuberas del circuito primario.

Los siguientes criterios se han empleado en el diseo del reactor nuclear de este estudio.

1) El estudio del diseo bsico se puede simplificar con un clculo neutrnico unidimensional, de los elementos combustibles para los efectos comparativos de este proyecto.El Cdigo EPRI cell, que calcula el espacio, la energa y quemado del espectro de neutrones dentro del reactor de agua ligera, y las placas de combustible.2). Para este estudio los parmetros termo-hidrulicos de la temperatura del combustible y tipos de flujo necesarios, se suponen que no se limitan en elEste juicio es avalado, en vista a las experiencias de funcionamiento con los arreglo elegidos en el diseo mecnico de combustible (es decir, pruebas de Engineering Test Reactor, ETR, de el National Reactor Testing Station operado por Idaho National Engineering )

3) Se supone a fin de ampliar el grado de quemado de combustible, el combustible o elementos cercanos al centro del ncleo se agotan ms que los que estn en la regin externa. En una maniobra los elementos combustibles cerca de las regiones exteriores del ncleo se cambian con elementos de combustible cerca del centro. Por lo tanto la reactividad total disponible del ncleo se incrementa. 4) Para ahorrar espacio, los ncleos del reactor y los componentes de los reactores con bajo nivel de enriquecimiento, se suponen que son construidos con el diseo integral como los del Rubis francs (ver imagen siguiente), lo que permite eluso de un ncleo de reactor msgrande.

Los objetivos de los clculos actualesson proporcionar:

1) Las comparaciones de tamao delncleo del reactor paraenriquecimiento de uranio de 7%, 20%y 97,3% con diferentes cantidades y ladistribucin de veneno quemables dexido de gadolinio (Gd2O3). (Unveneno quemable es un materialabsorbente de neutrones colocados enlugares determinados de un elementos combustibles con el fin dereducir el exceso de neutrones). 2) Estimar los parmetros deseguridad tales como vaco, Doppler, ycoeficientes de temperatura de lareactividad en funcin delenriquecimiento y la cantidad deveneno quemable, Gd2O3, presenteen el reactor. 3) Informacin de quemado decombustible y la acumulacin deplutonio en los reactores de bajoenriquecimiento, y comparar potenciasy ciclos de operacin.

Estos resultados pueden usarse comobase para decidir si los casosseleccionados deben ser calculados con ms detalle, incluyendo la distribucin del veneno quemable y / oel 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 diseo y operacin de submarinos. Por ejemplo, si los ncleos de uranio poco enriquecido, resultan ser significativamente mayores que el ncleo de uranio altamente enriquecido para un reactor dado. Un casco ms grande puede ser necesario, para la los del tipo de UPE,en comparacin con el uranio altamente enriquecido. Adems, en cuanto a la vidas operacionales de los ncleos de los reactores con UPE, son ms cortas que el de la UAE.El cambio de combustible nuclear, se trata de una operacin importante para los diseos de muchos submarinos, requieren el corte del casco, lo que aumenta el tiempo que el submarino esta fuera de servicio, y los diseadores de submarinos en general han evitado el uso de escotillas, debido a problemasde 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 trmicos. Esto basado en un reactor tipo PWR con eficiencia de planta termodinmica de 33%, produce una potencia en el eje de 16.35MWe. Como se mostr en la Tabla de relacin 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 trmicos.Para este anlisis se adoptar como combustible el dixido de uranio, UO2, y el Zircaloy como el materialde revestimiento.Utilizar UAE, permite una menor concentracin o fraccin de volumen de combustible en los elementos combustibles para una determinada dimensin que el de uranio poco enriquecido. En el caso de uranio altamente enriquecido el volumen no ocupado por el combustible est ocupado por zircaloy. El UO2 es

una cermica de pobre conductividad trmica y el zircaloy tiene una conductividad trmica 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 as porque la conductividad trmica efectiva de la mezcla de UO2 y zircaloypresente en los elementos de combustible de UAE es ms alta que en el presente en los elementos con UPE.Basados en una revisin de la operacin de las actuales experiencias, la comparacin de los reactores con uranio altamente enriquecido y los reactores de uranio poco enriquecido, la densidad de potencia mxima para el reactor con UAE se fij en aproximadamente 1000 kW/L, y para los reactores de uranio poco enriquecido se fij 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 energa 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 mxima de 250 kW/L.Para ser conservador, las densidades de potencia mxima que se aplicar a estos clculos se han reducido. Para cada diseo del reactor para ser considerado para este anlisis de estudio, tendr un lmite promedio mnimo de densidad de potencia de 50kW/L, para garantizar la capacidad del reactor paraproducir vapor.Otro parmetro de diseo importante que se estim, es la relacin entre la tasa de generacin de calor mxima y la tasa media de generacin de calor o, simplemente, el factor de potencia pico.

Factor de potencia de pico = (Calor mximo generado)/(Calor promedio generado)

Para un reactor tpico 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 diseo de reactor considerado aqu, se supone que es reflejado por una capa de agua liviana. Es posible reducir an ms el factor de pico por una distribucin no uniforme de veneno consumible o quemable, sin embargo esto no ser investigado en este estudio. En este estudio, los ncleos de los reactores de UPE con enriquecimiento de

7% y 20%, y un ncleo de uranio altamente enriquecido a 97,3% fueron modelados.El valor de enriquecimiento de los SSN de EEUU y Britnicos es de 97,3%. Los ncleos de los reactores de SSN de EE.UU. reportan tener intervalos de recarga de combustible de ms de 12 aos, mientras que los diseos mas nuevos, se acercarse a intervalos de recarga de ms de 30 aos (Clase Virginia), o sea toda la vida til de submarino. Por lo tanto para el ncleo de uranio altamente enriquecido a ser analizados en este estudio, la vida de diseo de funcionamiento sin recarga de combustible, se fij en 20 aos. Estos intervalos de recarga de combustible se basan en un tiempo de servicio del submarino de 240das por ao en el mar mientras se opera a un promedio de 25% de la potencia mxima, o 60 fpd (das completos a plena potencia).Se sabe que el diseo francs 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 investigacin, con el 7%de enriquecimiento. Este diseo de elementos combustibles, no fue posible alcanzar un intervalo de recarga de 20 aos de ncleo para un reactor de 50 MWt alimentado con uranio con enriquecimiento de menos de 10% sin aumentar el tamao del ncleo y bajar la tasa media de generacin de calor volumtrica. Un valor demasiado bajo, dar lugar a una suba escasa de la temperatura del lquido refrigerante en el ncleo del reactor. As que, un intervalo de recarga de 10 aos, fue seleccionado como un parmetro de diseo para el ncleo de uranio poco enriquecido (7%).

Nuestro objetivo fue determinar los efectos posibles o diferencias en el diseo del submarino, y la operacin entre submarinos alimentados con la UAE y los alimentados con UPE. As, dio como resultado, reactores con UPE con un intervalo de recarga de combustible de 20 de aos (como los de UAE), y se lograra con combustible con uranio enriquecido al 20%.

A lo largo de un tiempo de vida del reactor, los cambios de reactividad desde un valor mximo, a un valor mnimo, en el que el reactor ya no puede operar. El valor mximo es determinado por el total de reactividad negativa posible que puede ser insertada por barras de control. El mnimo se encuentra en algn punto por encima de cero en cuanto a reactividad, con el fin de compensar la acumulacin de un cierto valor mximo, de los istopos Xe137 que absorbe los neutrones, y apaga el reactor. Este istopo, resultada del decaimiento de ciertos productos de fisin.Durante la vida til de un ncleo del reactor, el grado mximo de quemado de combustible admisible puede ser alcanzado antes del valor mnimo de reactividad. En este punto, la integridad estructural del elemento combustible, no puede estar seguro de si el proceso de fisin permitira continuar. Esto se debe a la acumulacin de presin de gases de fisin (algunos de los productos de la fisin son gases) y dao por irradiacin a la matriz de combustibles.

Reactor con UPE

Reactor con UAE

Potencia Trmica MWt 50 MWt 50 MWtLmite de densidad de potencia Kw/litro (q"ave) 100 kw/litro 1000 kw/litroMnima densidad de potencia Kw/litro (q"ave) 50 kw/litro 50 kw/litroLimite mecnico de quemado (MWd/t) 60.000 MWd/t -Promedio de aos de operacin sin repostaje a 60 FPD al ao 10 aos 20 aosRango de las barra de control de reactividad K(eff) mximo 1.24 1.24Rango de las barra de control de reactividad K(eff) mnimo 1.04 1.04Factor de pico 2.5 2.5

Consideraciones sobre los Materiales

Elementos combustibles para reactores nucleares consisten en un sistema de interaccin de materiales que incluye el material combustible, material de revestimiento, y material de control de la reactividad (es decir, veneno quemable). Para el ptimo rendimiento requerido para un reactor de un SSN, debe tener un tamao pequeo, alta densidad de potencia, y mximo tiempo entre perodos de recarga de combustible.Este sistema de materiales permite una economa de neutrones, mximo quemado, y resistencia a la corrosin.Debe alcanzar estos objetivos, estando sujeto a un medio ambiente en el que se encuentran en el ncleo de un PWR, que incluye flujos de neutrones de alta energa, as como alta temperatura de funcionamiento, presiones del sistema, gradientes trmicos y el flujo de calor.Tambin es de gran importancia la compatibilidad qumica de los materiales de los elementos combustiblecon respecto a los dems, y con el refrigerante del reactor (es decir H2O). Los materiales tambin deben ser capaces de resistir transitoriamente condiciones anormales, sin fallos, y mantener la geometra refrigerable en condiciones de accidente como un LOCA ((loss-of-cooling-accident o Accidente por perdida de lquido 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 operacin del reactor.Sin embargo, el elemento combustible puede ser totalmente inadecuado cuando se expone a un ambientede reactores diferentes. Por ejemplo, un elemento combustible dado, puede funcionan satisfactoriamente en un reactor de investigacin de baja temperatura, utilizado para la produccin de neutrones, pero puedederretirse, o corroerse rpidamente cuando est expuesto a las temperaturas relativamente ms altas de un reactor de potencia, o un reactor de propulsin de un SSN.

Consideraciones sobre el Combustible Nuclear

Los objetivos de desempeo, y el entorno operativo del reactor antes citados, deben ser considerados para la determinacin de la finalidad y la forma del elemento combustible y el espesor del revestimiento. El componente central y ms importante de un reactor nuclear es el material combustible en el quela energa se produce a partir del proceso de fisin nuclear.En la mayora de los casos, la vida til del elemento de combustible est 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 mecnico 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 limitacin de la reactividad de los resultados de combustible con UPE tiene dos efectos, la concentracin de material fisionable puede ser baja en comparacin 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 pequeo reactor de potencia es:

Requisitos de seguridad

1. Posee adecuadas caractersticas neutrnicas, como el coeficiente de reactividad negativo, exceso de reactividad adecuado, etc.; 2. Permitir condiciones de transferencia de calor adecuadas;

3. El recubrimiento debe ser capaz de retener los productos de fisin (la prevencin de su distribucin en el refrigerante), acomodando los efectos perniciosos posibles en material (densificacin, hinchazn, deformacin del revestimiento, etc.); 4. Los materiales utilizados en su construccin deben ser resistentes a los efectos qumicos como corrosin bajo tensin, fragilizacin por hidrgeno, etc; 5. El diseo de base, debe considerar la accin de las fuerzas relacionadas con el flujo suave, resistente alas tensiones causadas por cargas laterales y axiales, y tener en cuenta los efectos de la vibracin, la friccin, ascensor y pulsos de presin;

Requisitos de funcionamiento

6. El logro de altos niveles de quemado de combustible; 7. Largo perodo de permanencia, entre las recargas, en el interior del reactor.

Teniendo en cuenta que la propulsin naval con caractersticas especficas, pueden incluir:

Requisitos Navales

8. Poseer dimensiones reducidas; 9. Soportar cargas mecnicas derivadas de cclicos transitorios u operacionales especficos, con perodosde aumento y reduccin de la potencia en alrededor de 60 s; 10. Pueda resistir cargas extremas, con aceleraciones equivalentes a 50 g.

Descripcin de los Criterios de seguridad

Esta seccin, presenta los principales criterios de seguridad aplicables a un reactor con combustible tipo placa.

Requisitos de seguridad neutrnica

Estos requisitos neutrnicos, estn 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 ncleo del reactor, es negativo hasta el momento en que este se torne crtico. Este criterio tiene por finalidad proporcionar las caractersticas de seguridad intrnsecas al reactor, prevenir la ocurrencia de accidentes causados por las excursiones de potencia.

El establecimiento de los lmites de enriquecimiento como un criterio de seguridad, ocurre siempre en relacin con la proteccin de salvaguardas y de criticidad, y siendo utilizadas en la etapa de fabricacin, manipulacin y el transporte. Para algunas aplicaciones, donde se requieren altas tasas de quemado, se podra adoptar combustibles con un alto grado de enriquecimiento.

Requisitos de Seguridad Termo hidrulicos

Para un funcionamiento seguro de los reactores, es necesario que el diseo de los elementos combustible, deban garantizar condiciones adecuadas de refrigeracin de las mismas. El rgimen de ebullicin, as como las tasas de transferencia de calor observado en los reactores de investigacin y de potencia, guardan diferencias entre si. En trminos de flujo, o la mecnica de fluidos, los reactores de pequeo porte, se muestran similares a un reactor de investigacin de placas, el criterio de inestabilidad de flujo seleccionado deriva de este tipo de reactor. Con respecto al enfoque trmico, el requisito que deben cumplir es el DNB (("Departure from Nucleate Boiling "). DNBR - Departure from Nuclear Boiling Ratio

En trminos de diseo, uno de los criterios clave para garantizar la integridad estructural del revestimientofrente al flujo crtico de calor o DNBR. El DNBR corresponde a la situacin fsica del establecimiento del flujo crtico 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 evala, la formacin de una pelcula de vapor alrededor de la capa superficial. En esta condicin, la tasa de transferencia de calor por conveccin se reduce drsticamente, con un aumento sustancial en la temperatura del revestimiento de combustible ("boiling crisis").El anlisis de flujo crtico de calor para un determinado tipo de arreglo de combustible, el estudio comienza con los parmetros de correlacin, es decir, aquellas que influyen directamente en la proceso de transferencia de calor, son:

1. La presin del refrigerante 2. El flujo de refrigerante3. Calidad de Equilibrio Termodinmico. 4. Grado de sub enfriamiento5 Factor de Pico6. Distribucin axial de potencia.

Inestabilidad del flujo de refrigerante

La ocurrencia de inestabilidades en el flujo de refrigerante a travs de canales de refrigeracin puede causar que el sistema, alcance a sufrir un flujo crtico de calor antes de tiempo, es decir, esto se puede lograr mucho antes que en comparacin con una condicin de flujo estableRequisitos de seguridad de Daos irradiacin

Adems del objetivo principal de la transferencia de la energa 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, convirtindose as en uno de los obstculos a la liberacin accidental de material radioactivo en el refrigerante.Los irradiacin de materiales combinado con elevadas temperaturas, hace que sea posible la ocurrencia de mecanismos difusivos, aumentando la movilidad interatmica, y permitiendo en algunos casos, la concentracin de defectos. Estos cambios microestructurales llevar a cambios sustanciales en el comportamiento fsico-mecnicas del material. Los modos de fallo y los mecanismos de dao de la radiacin se correlacionan con varios factores tales como su geometra (tipo placa o de la barra), cmo el compuesto de combustible esta dispuesto (dispersin, caramelos, barra en pastillas), constitucin del combustible (es decir, los materiales que lo componen) y, finalmente, su lgica operativa (relacionado con el tipo de empleo en los reactores de investigacin o en los reactores de potencia, etc.)A continuacin, se presentan algunas consideraciones sobre dao por irradiacin.

Hinchazn del compuesto de combustible compuesto - Lmite de temperatura del combustible

El aumento de la temperatura del combustible, especialmente para el uranio metlico y sus aleaciones, tiene una gran influencia en los procesos de expansin y por ende del dao estructural del mismo. Para estos, la hinchazn o ampollas (Sweiling) del compuesto combustible, est altamente correlacionado con el aumento de su temperatura.

Interaccin entre el combustible y matriz o revestimiento Temperatura Lmite del Combustible

Uno de los mecanismos que promueven el empollamiento del combustible, es la interaccin entre el compuesto combustible y la matriz metlica que lo sostiene. Para los casos estudiados, los combustibles utilizados en los reactores de investigacin, la fase de generacin de la interaccin entre el compuesto combustible y su matriz de revestimiento (de aluminio), mostraron una fuerte dependencia con