Guía para autores de artículos Línea Editorial: Los artículos podrán ser originales o haber sido presentados en eventos científicos o en revistas ajenas al área nuclear que permitan su publicación con la sola mención de esa circunstancia, y estar dirigidos a la comprensión de un lector con formación científica o tecnológica, pero no necesariamente en el área temática del mismo. Envío: Deberán enviarse por correo electrónico a la dirección revista@cnea.gov.ar. Formato: Serán preparados en Word for Window ® y la página será tamaño especial 196 mm. X 275 mm. Los márgenes serán: izquierdo y derecho 1,5 cm., superior 1,9 cm. e inferior 2 cm. El tipo de letra será Arial de 10 pt. No deberán sobrepasar las doce páginas. Título: Constará de no más de diez palabras, debiendo dar indicación concisa del contenido y ser fácilmente identificable para su cita en bibliografías y publicaciones editadas por servicios de información. 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Conviene evitar términos infrecuentes, acrónimos, siglas, abreviaturas o símbolos, y en caso de que se utilicen deben definirse la primera vez que aparezcan en el resumen. Texto Principal: Los artículos deben seguir un orden lógico y claro, debiéndose indicar la finalidad del trabajo, así como su relación con otros anteriores. Las divisiones y subdivisiones se podrán destacar con títulos apropiados que podrán numerarse. Se utilizarán notaciones normalizadas para cada disciplina, como las establecidas por las normas IRAM u otros organismos de normalización. Las notas a pie de página sólo se incluirán para complementar la información o remitir a las referencias bibliográficas, pero no deben contenerlas. Las figuras (fotografías, gráficos, diagramas, ilustraciones y mapas) deben numerarse secuencialmente en números arábigos y estar acompañadas por una leyenda explicativa. Las tablas también deben numerarse y tener títulos apropiados. Tanto las figuras como las tablas deben referenciarse en el texto. Su envío se hará en lo posible en formato jpg o bmp. Los aportes suministrados por otros deben ser claramente reconocidos. Los documentos citados en el texto principal se incluirán en una lista de referencias al final del artículo. Referato: Serán considerados para su publicación por miembros del Comité Científico y/o se consultará con especialistas del área temática correspondiente sobre su relevancia y originalidad. Derechos de autor: Los trabajos publicados sólo podrán copiarse con el consentimiento del autor e indicación de su procedencia. Erratas: Las correcciones y/o comentarios a que dieran lugar se publicarán en la edición posterior en la sección “Aclaraciones y comentarios”. La revista de la Comisión Nacional de Energía Atómica AÑO XIV – NÚMERO 55/56 – JULIO/DICIEMBRE 2014 editorial El Comité Editorial se complace en presentar el número 55/56 de la Revista de la CNEA con el que completa su décimo cuarto año de existencia. Este número presenta cuatro trabajos directamente relacionados con otros tantos proyectos principales en ejecución por la CNEA: “Asistencia a la terminación y puesta en marcha de la Central Nuclear Atucha - Unidad II Presidente Néstor Carlos Kirchner”, “Construcción del prototipo de reactor CAREM 25”, “Reactor de investigación multipropósito RA-10 y “Reactivación de la minería del uranio”. En el primer artículo se presenta una metodología para la simulación neutrónica de arranques del reactor de la Central Nuclear Atucha II aprovechando las capacidades de realizar cálculos con reacoplamiento termohidráulico y con una dependencia espacial del xenón que posee el programa neutrónico PUMA4, desarrollado por la CNEA. Esta metodología resulta adecuada para usar en la simulación de transitorios de arranques, tanto de paradas cortas con xenón como de paradas largas sin xenón y en otros transitorios de potencia. Es la primera vez que se publica en la Revista de la CNEA un trabajo cuya autoría corresponde a un profesional perteneciente a la empresa Nucleoeléctrica Argentina S. A., por lo que es particularmente bienvenido. La envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 tiene como objeto principal direccionar el caudal de refrigerante hacia el núcleo. El segundo artículo da cuenta del diseño de una estrategia de refrigeración de una envolvente de núcleo para dicho reactor que, además, actúa como reflector pesado de neutrones. Ello en relación con el proyecto de la CNEA “Construcción del prototipo de reactor CAREM 25”. En la CNEA se encuentra en ejecución el proyecto “Construcción del reactor de investigación multipropósito RA-10”. Entre los objetivos principales del RA-10 está la provisión de haces de neutrones para la realización de experimentos dentro de un amplio espectro de disciplinas científicas y tecnológicas. Por sus múltiples aplicaciones, la difracción de neutrones es una de las técnicas neutrónicas más populares. En el tercer artículo se presenta el diseño básico de un difractómetro para el estudio de grandes componentes, para ser instalado en un haz térmico de la sala del reactor RA-10. Se presentan, además, los avances realizados sobre un prototipo a menor escala que comparte algunas características del diseño propuesto, que será instalado en el reactor de investigación RA-6 del Centro Atómico Bariloche. Finalmente el cuarto artículo presenta el diseño de una planta experimental (mini-plant) multietapas de extracción por solventes de uranio presente en lixiviados ácidos y la estimación en forma aproximada de factores que puedan influir en el proceso ante un cambio de escala de la misma. Ello en el marco del proyecto de la CNEA “Reactivación de la minería del uranio “. Como en los números anteriores se incluyen las secciones “CNEA al Día” y “Reseñas bibliográficas”. Reiteramos la invitación a los integrantes del sector nuclear, con prescindencia del organismo al que pertenezcan o hayan pertenecido, y a quienes estén o hayan estado vinculados a la actividad nuclear bajo cualquier circunstancia, que tengan trabajos que deseen difundir, a que los hagan llegar este Comité Editorial. Página 3 JUL./DIC. 2014 Foto de tapa: Vista artística del nuevo reactor de investigación Autoridades Nacionales multipropósito RA-10 en construcción en el Presidente de la Nación Centro Atómico Ezeiza Doctora Cristina E. Fernández de Kirchner Ministro de Planificación Federal, Inversión Pública y Servicios Arquitecto Julio Miguel De Vido Secretario de Energía Sumario Ingeniera Mariana Matragna Autoridades Institucionales Editorial 3 Presidente Licenciada Norma Luisa Boero Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de Vice-Presidente arranques de la Central Nuclear Ingeniero Mauricio Bisauta Atucha-UII 5 Gerente General Reseñas bibliográficas 16 Doctor Carlos Rubén Calabrese Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor Comité Asesor CAREM 25 17 Doctor Carlos Aráoz Difractómetro de grandes Doctor Jim Cronin componentes para el reactor RA-10 26 Doctor Juan Martín Maldacena Diseño y puesta en marcha de una Comité Editorial planta experimental de extracción por solventes 37 Ingeniero Pascual Francisco Aguirre Reseñas bibliográficas 44 Capitán de Navío (R) Roberto Mario Ornstein CNEA al día, noticias institucionales 45 Diseño de tapa: Sección Producción de Contenidos Departamento de Prensa Impresión Torres Aristegui y Asociados Servicios Publicitarios Nota: SIN: 1666-10 En la página web de la CNEA (www.cnea.gov.ar), en la opción del menú “Comunicación –Publicaciones– Revista de la CNEA”, se puede acceder al índice general temático de los artículos publicados en la totalidad de los números de la Revista de la CNEA. Página 4 CNEA Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII KHATCHIKIAN, Facundo - Departamento Física y Análisis - Gerencia Ingeniería - Nucleoeléctrica Argentina S. A. En este trabajo se presenta una metodología para la simulación neutrónica de arranques del reactor de la Central Nuclear Atucha-UII (CNA-UII) aprovechando las capacidades de realizar cálculos con reacoplamiento termohidráulico y con una dependencia espacial del xenón que posee el programa neutrónico PUMA4, desarrollado por la CNEA. El método habitual de cálculo considera en el núcleo valores promedios para las temperaturas y densidades, además de considerar el xenón en equilibrio. Este modelo es una buena representación cuando el reactor se encuentra en estado estacionario, sin embargo en transitorios de potencia o arranques del reactor los cambios de temperatura, densidad del agua pesada y concentración de xenón son importantes, afectando la distribución de flujo neutrónico. Estas variaciones se modelaron por medio de derivadas de las secciones eficaces y de los parámetros físicos asociados al xenón, que es la forma por la cual PUMA4 considera estos reacoplamientos. Para obtener estas derivadas se desarrolló un programa utilitario en lenguaje FORTRAN. Además se escribió un script LOGO para mover las barras de control y así mantener el reactor crítico durante los transitorios. Una vez armado el modelo, se simuló un arranque del reactor. La criticidad se logró 41 horas después del corte del reactor y se subió la potencia del reactor en dos escalones, al 20 % y al 40 % de plena potencia. A esta última potencia se agregaron 2,2 ppm de boro en el sistema refrigerante-moderador para compensar la destrucción del xenón. Luego la potencia se subió lentamente hasta el 100 % de plena potencia que se alcanzó a las 7,5 horas de la criticidad. Se consideró que la metodología es adecuada para usar en la simulación de transitorios de arranques, tanto de paradas cortas con xenón como de paradas largas sin xenón y en otros transitorios de potencia. IMPLEMENTATION OF A METHOLOGY FOR THE NEUTRONIC SIMULATION OF START-UPS OF ATUCHA- UII NPP In this work, a methodology for the simulation of the start-up of the Atucha-2 NPP (CNA-UII) reactor is shown, using the build-in calculus capability with thermal hydraulics coupling and spatial xenon dependency of the neutronic code PUMA4, developed by the Argentine Atomic Energy Commission. The usual method of calculation is the use of cell cross section computing considering average values of temperatures and densities. Besides, it also considers equilibrium xenon. This method is a good approximation when the reactor is at a steady state. However, during power variations or start-up of the reactor temperatures, heavy water densities and xenon concentrations change strongly, affecting the neutronic flux distribution. These variations were modeled with derivatives of cross sections and others physics parameters, the way in which PUMA4 is able to consider these couplings. A utility program in FORTRAN language was developed to obtain these derivatives. Besides, a LOGO script was written to move the control rods to maintain criticality during transients. With this model, a start-up of the reactor after the xenon poison was simulated. Criticality was reached 41 hours after the shutoff of the reactor, and its power was raised with two steps, at 20 % and 40 % of full power. At this last level, 2.2 ppm of boron was added to the coolant-moderator system to compensate the xenon destruction. Then the power was raised slowly until 100 % of full power was reached 7.5 hours after criticality. The methodology was considered adequate for simulations of start-ups and other power transients of the CNA-UII reactor. 1. Introducción una dependencia espacial del xenón que posee el programa neutrónico PUMA4 [1]. Este código fue En este trabajo se presenta una metodología desarrollado por la CNEA y resuelve la ecuación de para la simulación neutrónica de arranques del difusión neutrónica multigrupo en 3 dimensiones reactor de la Central Nuclear Atucha-UII (CNA- utilizando el método de diferencias finitas centradas. UII) aprovechando las capacidades de realizar La CNA-UII es un reactor de recipiente de presión cálculos con reacoplamiento termohidráulico y con de diseño alemán (Siemens) y tiene una potencia de Página 5 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 2.160 MW térmicos y 745 MW eléctricos brutos. inferior del reactor, y cuando el banco G20 pasa de la Posee 451 canales verticales, dentro de cada uno parte superior del reactor a la inferior, el banco G30 circula el refrigerante (agua pesada) a alta presión y ya empezó a insertarse en el núcleo. Luego se inserta se encuentra suspendido un elemento combustible el banco S10, y cuando los bancos G10 y G20 llegan (EC) de casi 10 metros de largo total y de 5,30 metros a insertarse totalmente en el núcleo, los bancos G30 de longitud activa. y S10 están insertados 40% en promedio. En el caso La zona activa de cada EC es un conjunto de que la inserción promedio de estos bancos supere el 37 barras de zircaloy que contienen las pastillas 40% actúa una limitación del reactor que disminuye combustibles de óxido de uranio (UO2) natural la potencia permitida al 15 % de plena potencia. dispuestas en anillos concéntricos de 1, 6, 12 y 18 Una característica de la CNA-UII es que es barras. Los canales con los elementos combustibles necesario agregar boro al moderador durante el están insertados en el tanque del moderador, procedimiento de arranque después de una parada que también es agua pesada, pero en un circuito corta porque la reactividad de las barras de control separado del agua pesada del refrigerante. Al 100% no es suficiente para compensar el decaimiento y el de plena potencia (%PP) la temperatura promedio quemado del xenón. En paradas más largas se debe del moderador es de 177 °C y la del refrigerante 296 agregar boro antes de volver a poner crítico al reactor °C, ambos a una presión de 115 atm. y, además, la concentración de xenón es cada vez El canal combustible está formado por un tubo de menor por el decaimiento, por lo que no es necesario zircaloy de 10,8 cm de diámetro interno y 1,7 mm de agregar boro durante la subida de potencia. En ambos espesor. La cara externa está rodeada por una lámina casos, una vez que la concentración de xenón está rugosa de 0,4 mm, también de zircaloy, separada aumentando es necesario remover el boro agregado. 0,17 mm del canal. El agua pesada en esta separación sirve como aislante térmico entre el refrigerante y el 2. Desarrollo de la metodología moderador. El reactor tiene 18 barras de control y de seguridad El método habitual de cálculo para las tareas de (o de corte) del reactor que se insertan por su parte diseño e ingeniería es considerar valores promedios superior, agrupadas en 6 bancos de 3 barras cada para las temperaturas y densidades en el núcleo, uno. Los bancos denominados G10, G20 y G30 además de considerar que el xenón se encuentra en están formados por las llamadas barras grises, de equilibrio. Este modelo es una buena representación acero inoxidable. Los bancos llamados S10, S20 y cuando el reactor se halla en estado estacionario y el S30 están compuestos por las barras negras, de acero xenón 135, que tiene un alto valor de sección eficaz inoxidable y hafnio, de mayor absorción neutrónica. de absorción térmica, ya alcanzó su concentración Los bancos S20 y S30 son los bancos de corte, de equilibrio. o de parada rápida del reactor, que se encuentran Sin embargo, en el caso de variaciones de potencia totalmente extraídos cuando el reactor está crítico. Su la concentración del xenón 135 cambia fuertemente, función es insertar rápidamente una gran reactividad ya que se altera el equilibrio entre su producción, negativa y detener la reacción en cadena cuando se tanto por decaimiento del yodo 135 como por ser un alcanzan ciertos límites, más allá de los cuales no producto de la fisión del uranio y del plutonio, y su se permite que el reactor continúe operando. Así destrucción, tanto por decaimiento radiactivo como se previene que se accione el segundo sistema de por absorción neutrónica. Además, las distribuciones parada del reactor, que inserta una gran cantidad de temperaturas del combustible y del refrigerante y la de boro en el moderador y de esta manera se evita distribución de la densidad del refrigerante afectan la afectar de alguna manera la integridad del reactor. distribución de flujo neutrónico que a su vez influye Los bancos G10, G20, G30 y S10 son los bancos en forma local en los cambios en la concentración de control, su función es controlar la reactividad de xenón. del reactor y se mueven siguiendo un determinado Estos efectos debido a las variaciones del xenón, programa de movimiento. Este programa mantiene de la temperatura y de la densidad afectan los los bancos en un orden tal que G10 es el banco más parámetros neutrónicos y no pueden ser reproducidos insertado, G20 el siguiente, luego G30 y finalmente adecuadamente considerando valores promedios de S10 el menos insertado. También siempre conserva temperaturas, densidades y concentración de xenón. bancos en la parte superior y en la parte inferior del Por este motivo es necesario usar modelos que reactor, para poder controlar oscilaciones axiales de consideren el reacoplamiento termohidráulico y una potencia. El banco G10 siempre se mueve en la parte dependencia espacial y temporal del xenón. Página 6 CNEA Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII El modelo termohidráulico de la CNA-UII de 3.1. Código de celda WIMS-D5b PUMA4 consiste en obtener para cada uno de los 451 El código WIMS-D5b [2] resuelve, en forma canales distribuciones axiales de temperaturas del determinista, la ecuación de transporte neutrónico combustible y del refrigerante y de su densidad. Las en una celda de combustible realizando varias constantes usadas en las correlaciones y ecuaciones aproximaciones, siendo las más importantes el uso del modelo no dependen de las condiciones de grupos de energía y la representación geométrica neutrónicas y están determinadas por el diseño simplificada a 1 ó 2 dimensiones y dividida en una hidráulico y por el diseño del combustible. Sí deben malla de cálculo espacial discreta. Se asume que en darse las condiciones de presión y temperatura del cada una de estas áreas tanto las secciones eficaces refrigerante a la entrada y salida de los canales y la como el flujo son constantes por grupo de energía. potencia de operación del reactor. De esta forma se pueden calcular las variaciones del El modelo de cálculo del xenón considera en flujo neutrónico en toda la celda. cada punto de la malla de cálculo las producciones Los principales resultados son el factor de debidas tanto a las fisiones como al decaimiento multiplicación, el flujo neutrónico y las secciones del yodo y las destrucciones debidas tanto a las eficaces macroscópicas por grupos de energía, la absorciones como al decaimiento. Es decir, considera energía liberada por fisión y la composición isotópica la evolución temporal en la concentración del en función del quemado, entre otros. xenón. Se deben dar al modelo varios parámetros El método elegido para resolver la ecuación de que dependen del quemado del combustible, tales transporte fue por probabilidades de colisión en 2 como los rendimientos efectivos por fisión del yodo dimensiones, en toda la celda. La biblioteca de datos y del xenón y la sección eficaz efectiva del xenón. nucleares utilizada fue la WIMS-IAEA de 69 grupos La manera por la cual se deben dar estos datos a de energía desarrollada en el Proyecto WIMS-D PUMA4 para que pueda usar estos modelos es a través LIBRARY UPDATE [3], sin condensar a menos grupos. de valores centrales y derivadas de las secciones Las secciones eficaces macroscópicas de celda fueron eficaces y de los parámetros físicos asociados. Para calculadas con la opción de “buckling” crítico. El obtener estas derivadas se desarrolló un programa xenón 135 y el iodo 135 fueron considerados en utilitario en lenguaje FORTRAN. Al contrario, para equilibrio a partir del segundo paso de quemado. representar los cambios en la potencia del reactor, en La composición isotópica del combustible va la temperatura del moderador y en la concentración cambiando con el quemado, por lo que se dividió de boro se cambiaron las secciones eficaces el rango de quemado en intervalos, más pequeños macroscópicas, calculadas con el código de celda para los quemados más bajos, donde aparecen los WIMS-D5b. productos de fisión y el plutonio. Para cada uno de los 30 pasos de quemado se calcularon las secciones 3. Códigos utilizados eficaces. Así se obtuvieron conjuntos de secciones eficaces en función del quemado, en el rango de Para realizar este trabajo se utilizaron 3 códigos valores que se utiliza en el cálculo de reactor. específicos de cálculo neutrónico, WIMS-D5b, Las secciones eficaces macroscópicas del DRAGON y PUMA4, usados en forma habitual en el reflector fueron calculadas con un programa auxiliar Departamento para las tareas de diseño, desarrollo denominado HOMCON escrito en FORTRAN que y apoyo a la operación de las Centrales Nucleares pos-procesa la salida de WIMSD-5b, condensando Atucha-UI y UII y Embalse. Además, se desarrolló las secciones eficaces del material de la región un código en lenguaje FORTRAN, denominado externa del moderador a 2 grupos de energía. Se WIMSDER, para preparar las entradas, ejecutar los supuso que el espectro de flujo en el reflector es programas requeridos para calcular las secciones similar al del anillo externo del moderador y que eficaces necesarias y parámetros relacionados con equivale al de una celda con una composición el xenón y finalmente obtener las derivadas de las isotópica correspondiente a 4000 MWd/tU, el paso secciones eficaces con respecto a la temperatura de quemado más cercano al valor del quemado del combustible, del refrigerante y a la densidad del promedio, dado que se supone para CNA-UII un refrigerante junto con las derivadas de los parámetros quemado de extracción de 7.800 MWd/tU. del xenón. 3.2. Código de supercelda DRAGON El código de transporte neutrónico DRAGON es un programa desarrollado por la Escuela Politécnica Página 7 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 de la Universidad de Montreal, Canadá, que puede el tubo-guía está fijo en el reactor, y la barra puede tratar una gran variedad de problemas de diferentes variar su porcentaje de inserción en el reactor. Las geometrías en 1, 2 y 3 dimensiones, usando el secciones eficaces incrementales de los tubos-guía sí método de probabilidades de colisión para resolver se calcularon como la diferencia entre el caso con la ecuación de transporte. Tiene todas las funciones tubos-guía y el caso sin tubos-guía. que caracterizan a los códigos de celda, incluyendo Como las barras de control de la CNA-UII tienen cálculos de autoprotección de absorbentes una inclinación con respecto a la vertical de entre resonantes, como el caso de los isótopos de hafnio. 15 y 25 grados, se representaron en modelos de También puede realizar cálculos de superceldas en 2 supercelda en 2 dimensiones como paralelas a los y 3 dimensiones, condensando y homogeneizando canales y luego las secciones eficaces incrementales secciones eficaces para cálculos de reactor. obtenidas se corrigieron dividiéndolas por el coseno Los métodos de cálculo de probabilidades de del ángulo formado por la barra y la vertical. Así las colisión usados en DRAGON están descriptos en [4], secciones eficaces incrementales usadas en PUMA4 mientras que el uso del programa está descripto en son más altas que las obtenidas con DRAGON y de [5]. esta forma se tiene en cuenta que el largo de las barras Este código tiene además la ventaja que puede reales, al estar inclinadas, es ligeramente mayor que usar diferentes formatos de bibliotecas de secciones el representado. eficaces, incluyendo el formato usado por WIMS. Esto significa que las bibliotecas preparadas para 3.3. Código de reactor PUMA4 WIMS también pueden ser usadas por DRAGON. El código PUMA4 [1] es un programa desarrollado Para cálculos de supercelda DRAGON tiene en la Comisión Nacional de Energía Atómica capaz la posibilidad de modelar, tanto en 2 como en de resolver la ecuación de transporte neutrónico 3 dimensiones una combinación de geometrías en un modelo tridimensional del reactor completo, circulares y rectangulares, tal como ocurre en los en geometrías triangular, cartesiana o cilíndrica. modelos típicos de supercelda para CNA-UII. El método de resolución es por diferencias finitas Por esta versatilidad, DRAGON fue usado centradas en la aproximación de difusión. Puede para obtener las secciones eficaces incrementales usar secciones eficaces de hasta 8 grupos de energía, para representar los mecanismos de reactividad y aunque 2 grupos son suficientes para obtener otros internos del reactor en el modelo de reactor resultados adecuados. utilizado por PUMA4 [6]. Estas secciones eficaces Este código tiene capacidad para simular gestión incrementales fueron obtenidas con cálculos de de combustible, dependencia espacial de xenón, supercelda con modelos en 2 dimensiones. Así, se reacoplamiento termohidráulico y cinética con modelaron los 2 tipos de barras de control (negras, de dependencia espacial (usando el método cuasi- hafnio, con mayor absorción neutrónica, y grises, de estático mejorado). También puede realizar cálculos acero inoxidable, con menor absorción), sus tubos- de estrategia de combustible “Time Average” (TAV), guía (tubos huecos de zircaloy que atraviesan el que es una manera simple de obtener en un solo núcleo del reactor de arriba abajo por cuyo interior cálculo de reactor parámetros globales promediados se desplazan las barras de control), las lanzas de durante un largo período de tiempo con una dada los detectores de flujo neutrónico (tubos verticales estrategia de movimiento de los combustibles. de zircaloy que soportan los detectores y contienen Los cálculos de reactor fueron hechos con los cables que transmiten las mediciones) y los PUMA4 con un modelo tridimensional del reactor separadores de inconel (ubicados cerca del extremo completo, que usa secciones eficaces calculadas con inferior de los EC, para mantener así la posición de WIMS-D5b a 2 grupos de energía. El modelo usa una las barras combustibles dentro del EC). red detallada en X, Y y Z de 105, 121 y 31 planos Las secciones eficaces incrementales se calcularon respectivamente y una representación explícita del como la diferencia en las secciones eficaces de reflector radial, inferior y superior, tubos-guía y otros supercelda entre el caso con el elemento del cual se internos del reactor. Estos últimos están considerados desea conocer las secciones eficaces incrementales y afectando los volúmenes de la malla de cálculo el caso sin el elemento. Sin embargo, para las barras cercanos a estos elementos con las secciones eficaces de control las secciones eficaces incrementales incrementales calculadas con DRAGON. fueron calculadas como la diferencia entre el caso El código permite una variedad de condiciones de con la barra de control y el tubo-guía y el caso contorno usando matrices de respuesta, incluyendo con el tubo-guía sin la barra. Esto es debido a que flujo nulo en un punto localizado en la distancia Página 8 CNEA Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII extrapolada (calculada como 0,7104/Σtr, siendo Σtr la y quemados de los casos instantáneos con respecto sección eficaz de transporte) más allá del contorno al caso promediado, que deben ser obtenidas con físico, o más allá de un cilindro de un dado radio, una simulación detallada de los recambios de los cuando se usa geometría cartesiana. Esta última elementos combustibles durante un largo período de opción es la usada en este trabajo. tiempo (tal que todos los EC hayan sido recambiados Los canales están representados como rectángulos al menos una vez). de 27,2 cm por 27,2 *0,75 = 23,55589 cm en el plano Esta simulación detallada permite verificar que horizontal, cada uno se dividió en 4 x 4 elementos efectivamente se cumplen los límites de potencias de la malla de cálculo. En la dirección vertical, el permitidas en el reactor y que es posible realizar los núcleo (la zona del reactor que tiene uranio) está recambios de los EC sin que se llegue a situaciones representado por 20 intervalos de 26,5 cm, pero el que impliquen cambios en las condiciones impuestas intervalo inferior se dividió en 3 para representar para realizar los recambios y que puedan modificar con secciones eficaces incrementales el separador la operación normal del reactor. De esta simulación inferior, que por ser de inconel es más absorbente se obtienen una serie de distribuciones de quemado que los otros 12, de zircaloy, que poseen los EC. instantáneas del reactor. Los reflectores inferior y superior están divididos en 4 intervalos. Las condiciones de contorno son flujo 3.4. Código auxiliar WIMSDER nulo en la distancia extrapolada más allá de los El código WIMSDER, desarrollado en lenguaje límites de los reflectores axiales, y en la distancia FORTRAN, es el utilizado para obtener las derivadas extrapolada más allá del reflector radial, limitado por de las secciones eficaces con respecto a la temperatura el radio interior del tanque del moderador, definido del combustible, del refrigerante, a la densidad del como 347 cm. refrigerante y a la concentración de xenón. Tanto los tubos-guía como las barras de control Este programa tiene 2 archivos como entradas, en la zona activa están representados como 20 trozos uno con la entrada de WIMS-D5b con el modelo verticales (uno por cada intervalo en la dirección Z, de la celda de CNA-UII que tiene los valores de los sin considerar las 3 divisiones del intervalo inferior) parámetros físicos (como temperaturas, densidades, y la posición en el plano (X, Y) de cada eje es la concentración de boro, potencia, etc.) para los posición en el modelo más cercana a la real del eje al cuales se desean calcular las derivadas con respecto intersectar el plano medio de cada intervalo en Z. Al a la temperatura del combustible, del refrigerante, a usar 20 intervalos verticales y representar cada canal la densidad del refrigerante y a la concentración de por 4 x 4 elementos en el plano (X, Y) la desviación xenón de las correspondientes secciones eficaces. El en la posición de la barra en el modelo con respecto otro, una serie de parámetros referidos principalmente a la real es muy pequeña. al cálculo de las derivadas. Dado que las barras tienen distintos ángulos de En base a esta entrada del modelo de celda, el inserción y que sus inserciones medidas a lo largo programa escribe nuevas entradas de WIMS-D5b de los tubos-guía corresponden a distintas posiciones modificándolas de acuerdo a los parámetros en el eje Z (altura), en este modelo se consideró indicados en el segundo archivo. Luego para cada que los porcentajes de inserción corresponden a la una de estas entradas ejecuta WIMS-D5b y procesa proyección en el eje Z, correspondiendo el 0% (ó 0 las salidas para así poder obtener las derivadas de las cm) al borde superior del reflector superior y 100% (ó secciones eficaces. Este programa también calcula las 565 cm) al borde inferior de la zona activa. contribuciones del iodo y del xenón y las secciones Además, una corrección por heterogeneidad de la eficaces del xenón de la celda combustible. celda [7] fue usada para considerar las variaciones de Durante su ejecución, tanto para preparar las los flujos rápido y térmico en la celda. Este efecto se nuevas entradas como para procesar las salidas de observa principalmente en los canales del núcleo en WIMS-D5b, ejecuta varios programas auxiliares, contacto con el reflector radial. también programados en lenguaje FORTRAN, que Los principales resultados del cálculo TAV son usados habitualmente en el Departamento. son la reactividad estática, la distribución TAV De esta manera se obtienen, para cada conjunto (“promediada en el tiempo”) de potencias de canal de valores físicos que corresponden a los distintos y lineal, la distribución de flujo térmico y rápido y estados del reactor, un conjunto de secciones el quemado promedio al cual el EC es transferido de eficaces y sus derivadas con respecto a la temperatura la zona de entrada de quemado a la de salida. Este del combustible, del refrigerante, a la densidad del cálculo no contiene las desviaciones en las potencias refrigerante y a la concentración de xenón, en función Página 9 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 del quemado. Estas secciones eficaces son usadas en las situaciones del transitorio que sean las más por PUMA4, y las derivadas las utiliza para realizar limitantes. Así, en esos instantes las condiciones son los cálculos del reacoplamiento termohidráulico y de más cercanas a las del reactor, reduciendo el error la distribución espacial del xenón. del cálculo. 4. Metodología de cálculo 5. Hipótesis realizadas en la simulación El primer paso es definir el estado inicial del Para analizar los resultados y confirmar que estos reactor, eligiendo una distribución de quemado y eran aceptables, se decidió simular un transitorio calculando la distribución de flujo neutrónico con de arranque después de una parada corta, es distribución espacial del xenón y reacoplamiento decir, el arranque de la planta justo después del termohidráulico. Se deben calcular las secciones envenenamiento por xenón. eficaces y sus derivadas con las condiciones La distribución de quemado del reactor elegida adecuadas al estado del reactor, usando el programa es una obtenida de un cálculo donde se simuló la WIMSDER que, como ya se mencionó en el evolución de la planta durante más de un año, punto anterior, ejecuta el código WIMS-D5b para realizándose la selección de recambios de elementos obtenerlas. combustibles de forma automática [8]. La distribución Luego la evolución del transitorio se divide en de flujo neutrónico fue recalculada para tener en una serie de secuencias, al final de cada una PUMA4 consideración el reacoplamiento termohidráulico en graba los datos del estado del reactor, permitiendo el combustible y el refrigerante y una distribución reiniciar el cálculo desde ese punto del transitorio. espacial del xenón. No se consideraron cambios Estas secuencias se escriben en scripts LOGO, en el quemado del combustible durando toda la los cuales pueden ser interpretados por PUMA4. duración del transitorio (es decir, no se evolucionó el Los scripts permiten no solo que PUMA4 realice núcleo ni se realizaron recambios de combustible). los cálculos de flujo evolucionando en los pasos de El efecto del reacoplamiento termohidráulico y de tiempo que se desea, considerando reacoplamiento la distribución de xenón es que el flujo neutrónico termohidráulico y una distribución espacial del es mayor en los canales externos y menor en los xenón, también evolucionada al nuevo tiempo, sino centrales que en el caso sin reacoplamiento y con que también permiten ajustar el k-efectivo del reactor xenón uniforme. al valor deseado (el del caso inicial, que corresponde A partir de este estado inicial del reactor se simuló al reactor crítico) moviendo los bancos de barras el corte del reactor y su evolución durante el pico de control siguiendo el programa de movimiento de xenón. Se notó que pequeñas variaciones en la implementado en la CNA-UII. Las barras de control potencia o temperaturas durante el corte del reactor se mueven hasta que la diferencia en reactividad con o el estado de parada caliente tienen muy poco el valor del k-efectivo de referencia es menor a 1 efecto en el momento donde se alcanza criticidad pcm. nuevamente y es despreciable en las etapas más La división en secuencias también permite el importantes del arranque. uso de distintos conjuntos de secciones eficaces y Durante el primer paso del transitorio, de 0,1 parámetros del xenón y termohidráulicos, tanto de los horas, las condiciones de plena potencia fueron valores centrales como de sus derivadas. Se decidió mantenidas, como una evaluación de consistencia que estos sean cambiados, usando nuevamente el del script LOGO usado para indicar a PUMA4 los programa WIMSDER, cuando la temperatura del pasos de evolución de los transitorios. moderador varía en 10 °C, la potencia del reactor Al tiempo 0,11 horas (36 segundos después) cambia en 20 %PP y cuando la concentración de todas las barras se encontraban totalmente insertadas boro cambia en 0,2 ppm. Se considera que estas y la potencia del reactor reducida a la potencia de variaciones son lo suficientemente grandes como decaimiento, 69 MW. para recalcular las secciones eficaces con los nuevos Después de la primera hora de la simulación, valores pero que las diferencias en los resultados en las temperaturas del moderador y de ingreso del el momento del cambio del conjunto de secciones refrigerante se cambiaron a 210 °C, levemente eficaces y derivadas no son importantes para el análisis inferior a las temperaturas correspondientes al estado del transitorio. En algunas situaciones particulares de parada caliente (220 °C). Las densidades del agua puede ser necesario reducir estos intervalos para pesada se cambiaron a la correspondiente a dicha el cambio de las secciones eficaces, en especial temperatura. Con el reactor apagado, la única fuente Página 10 CNEA Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII de calor es la potencia de decaimiento, y con las incremento es menor que la tasa máxima permitida bombas principales del refrigerante operando las en la planta, para evitar la necesidad de agregar más temperaturas de todo el reactor son prácticamente las boro al moderador y refrigerante. Esto significa que el mismas, y en este trabajo la llamaremos temperatura 100 %PP puede alcanzarse más rápido si se agrega isotérmica del reactor. Por lo tanto, las secciones una mayor cantidad de boro. eficaces fueron cambiadas a las calculadas para Se supuso que el Sistema de Purificación del una temperatura de 210 °C. Las barras de control se Refrigerante y Moderador, con 2 bombas operando, mantuvieron totalmente insertadas durante todo el tiene un caudal de purificación de 23,5 kg/s con una pico de xenón. vida mitad de reducción de la concentración de boro En el instante cuando se pone crítico al de 262 minutos, y que estos valores son constantes, a reactor, todas las barras de control son ubicadas pesar de que no lo son a bajas concentraciones. instantáneamente en la posición deseada para Una vez que se alcanza plena potencia se puede arrancar la planta. Esta posición es una tal que los disminuir la temperatura del moderador, pero dado bancos de corte S20 y S30 y los bancos de control que las barras de control están muy insertadas, se debe G30 y S10 estén totalmente extraídos, y los bancos ser cuidadoso con la reducción de la temperatura de control G10 y G20 estén en una posición cercana y la deboración del agua pesada. Por esta razón se a la mínima inserción permitida por el programa de continuó el caso para simular el deborado del agua movimiento de bancos de la Central. pesada, aunque la temperatura del moderador se Se supone que el reactor se encuentra crítico mantuvo en 220 °C. cuando el k-efectivo es el mismo (dentro de 1 pcm) La temperatura del combustible depende que el valor previo al corte, de 0,997123. Esto se principalmente de la potencia del reactor y consigue moviendo las inserciones de los bancos marginalmente de la temperatura del refrigerante. de control siguiendo el programa de movimiento de Por el otro lado, la temperatura del refrigerante bancos, con el script LOGO. Los bancos de corte S20 depende principalmente de su temperatura de y S30 se mantuvieron totalmente extraídos durante ingreso al núcleo y en menor medida de la potencia. todas las etapas de la simulación. Las temperaturas del moderador y de ingreso del La temperatura isotérmica del reactor es cambiada refrigerante y la concentración de boro son variables de 210 °C a 220 °C a las 40,5 horas después del corte externas que dependen de la etapa de la simulación. del reactor, con éste todavía subcrítico y con todas las barras de control totalmente insertadas. Después 6. Resultados de media hora, el reactor se pone crítico con todas las barras extraídas del núcleo, excepto por las barras 6.1. Transitorio durante el pico de xenón, con el de los bancos de control G10 y G20, que están reactor apagado extraídas casi el máximo permitido por el programa La primera parte de este transitorio, hasta las 40,5 de movimiento de barras. horas, es la misma para todos los arranques simulados. La potencia del reactor es subida hasta el 20 %PP Después de la primera hora de la simulación, las y se mantiene a esa potencia durante 1 hora. Durante secciones eficaces, las temperaturas y las densidades este período de tiempo, la turbina se sincroniza con del agua pesada correspondientes al estado de plena la red. Luego, la potencia es elevada hasta el 40 %PP potencia se cambiaron a las correspondientes a una y la planta permanece a esta potencia por 2 horas, temperatura isotérmica del reactor de 210 °C. mientras se calienta y la temperatura de ingreso del La figura 1 muestra la evolución de la refrigerante aumenta hasta su valor normal. concentración de xenón hasta 54 horas después del Debido al quemado y decaimiento del xenón, corte del reactor. La subcriticidad del reactor durante las barras de control se insertan más y más en el su evolución a una temperatura de 210 °C se reduce núcleo, siguiendo su programa de movimiento. Unos a menos de 10 mk después de 51,5 horas del corte. pocos minutos después de alcanzar el 40 %PP, si Por lo tanto, el tiempo disponible para arrancar la no se agregan unos 2 ppm de boro al moderador planta antes de tener la necesidad de agregar boro y refrigerante, las barras de control se encontrarían para asegurar la subcriticidad es de 10 horas. totalmente insertadas. Parte del boro puede ser La criticidad puede ser alcanzada una vez que agregado al 20 %PP, pero en esta simulación todo el la concentración de xenón disminuye hasta valores boro se dosifica al 40 %PP. cercanos al de la concentración en equilibrio a plena La potencia del reactor puede subirse hasta el 100 potencia a partir de las 41 horas luego del corte del %PP después de estos 2 pasos. En este caso, su tasa de reactor. En ese momento, la concentración de xenón Página 11 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 4.5E+14 4.3E+14 4.1E+14 3.9E+14 3.7E+14 3.5E+14 3.3E+14 3.1E+14 2.9E+14 2.7E+14 2.5E+14 2.3E+14 2.1E+14 1.9E+14 1.7E+14 1.5E+14 1.3E+14 1.1E+14 9E+13 7E+13 5E+13 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42 44 46 48 50 52 54 Tiempo desde el corte [horas] Figura 1: Pico de xenón luego del corte del reactor. está decayendo, sin producciones ni por fisiones ni (se considera que normalmente hay 0,05 ppm de por decaimiento del xenón. boro residual en el agua pesada). Se supone que 3 minutos después que la potencia alcance el 40 %PP 6.2. Arranque del reactor los primeros 0,15 ppm están completamente diluidos En el arranque después de una parada corta, con en el agua pesada, y que cada 6 minutos 0,20 ppm una temperatura isotérmica del reactor de 220 °C, de boro adicionales se diluyen en el sistema. la criticidad puede alcanzarse de nuevo 41 horas A las 43,15 horas, la temperatura de ingreso del después que se apaga el reactor. En ese momento las refrigerante es de 278 °C. Al tiempo 43,55 horas la barras de corte y los bancos G30 y S10 están totalmente concentración de boro en el reactor alcanza 2,2 ppm. extraídas y los bancos de control G10 y G20 están Después de 2 horas de operación al 40 %PP, al insertados 57,7% y 12,7% respectivamente. tiempo 44,56 horas, la potencia se sube lentamente, La potencia se sube hasta el 5 %PP en 5 minutos, 1 % cada 4 minutos. Durante esta subida de potencia es de 108 MW a las 41,09 horas después del corte. las barras de control alcanzan su máxima inserción y Luego la potencia se sube hasta el 20 %PP a una tasa luego empiezan a salir del núcleo. Las barras tienen de 3 %PP por minuto. Así, al tiempo 41,17 horas, la que compensar el balance de reactividad entre la contribución positiva de la disminución del xenón y potencia es de 432 MW. la contribución negativa del efecto Doppler debido La temperatura de ingreso del refrigerante empieza al incremento de la temperatura del combustible a aumentar a una tasa de 30 °C/hora luego de 6 causada por el aumento de la potencia. minutos de haberse estabilizado la potencia al 20 El reactor alcanza el 80 %PP a las 47,22 horas y %PP. Después de 1 hora, al tiempo 42,17 horas, la el 100 %PP a las 48,52 horas. Luego de media hora potencia se sube hasta el 40 %PP en 20 minutos. Al operando al 100 %PP, las inserciones de los bancos tiempo 42,5 horas, la potencia es de 864 MW y la de control G10, G20, G30 y S10 son 98,1%, 89,7%, temperatura de ingreso del refrigerante es de 258,5 °C. 42,0% y 22,0% respectivamente. Estos valores se Una vez que la potencia está estabilizada al 40 consideran apropiados para iniciar la remoción de %PP se agregan 2,15 ppm de boro en el agua pesada boro por medio del Sistema de Purificación. del refrigerante y del moderador en 1 hora y 3 minutos Página 12 CNEA Xenón [at/cm3] Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII A las 72,87 la concentración de boro es de 0,05 estando G30 y S10 totalmente extraídos. Las figuras ppm, mientras que las inserciones de los bancos 2 a 6 muestran los principales resultados de esta G10 y G20 son 71,8% y 26,8% respectivamente, simulación. 600 2500 Temperatura del combustible Temperatura de la vaina 560 Temperatura del refrigerante 2250 Temperatura de ingreso del refrigerante Temperatura del moderador 520 Potencia 2000 480 1750 440 1500 400 1250 360 1000 320 750 280 500 240 250 200 0 40.0 40.5 41.0 41.5 42.0 42.5 43.0 43.5 44.0 44.5 45.0 45.5 46.0 46.5 47.0 47.5 48.0 48.5 49.0 49.5 50.0 Tiempo desde el corte [horas] Figura 2: Temperatura y potencia durante el arranque 4.8E+14 2250 4.5E+14 2100 4.2E+14 1950 3.9E+14 1800 3.6E+14 1650 3.3E+14 1500 3E+14 1350 2.7E+14 1200 2.4E+14 1050 2.1E+14 900 1.8E+14 750 1.5E+14 600 1.2E+14 450 9E+13 300 6E+13 Xenón 150 Potencia 3E+13 0 0 2 4 6 8 10 12 14 16 18 20 22 24 26 28 30 32 34 36 38 40 42 44 46 48 50 52 54 56 58 60 62 64 66 68 70 72 74 76 78 80 82 Tiempo desde el corte [horas] Figura 3: Pico de xenón y potencia durante el arranque Página 13 JUL./DIC. 2014 Xenón [at/cm3] Temperatura [ºC] Potencia [MW] Potencia [MW] CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 1.3E+14 2250 1.2E+14 2000 1.1E+14 1750 1E+14 1500 9E+13 1250 8E+13 1000 7E+13 750 6E+13 500 5E+13 250 Xenón Potencia 4E+13 0 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 Tiempo desde el corte [horas] Figura 4: Concentración de xenón y potencia durante el arranque 2.6 570 Boro 2.4 Banco G10 550 2.2 530 2.0 510 1.8 490 1.6 470 1.4 450 1.2 430 1.0 410 0.8 390 0.6 370 0.4 350 0.2 330 0.0 310 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 Tiempo desde el corte [horas] Figura 5: Concentración de boro e inserción del banco G10 durante el arranque Página 14 CNEA Boro [ppm] Xenón [at/cm3] Inserción del banco G10 [cm] Potencia [MW] Puesta a punto de una metodología para la simulación neutrónica de arranques de la Central Nuclear Atucha-UII 600 2250 560 2100 Banco G10 Banco G20 520 Banco G30 Banco S10 1950 Potencia 480 1800 440 1650 400 1500 360 1350 320 1200 280 1050 240 900 200 750 160 600 120 450 80 300 40 150 0 0 40 41 42 43 44 45 46 47 48 49 50 51 52 53 54 55 56 57 58 59 60 61 62 63 64 65 66 67 68 69 70 71 72 73 74 75 76 77 78 79 80 81 Tiempo desde el corte [horas] Figura 6: Inserciones de los bancos de barras de control y potencia durante el arranque 7. Conclusiones el reactor apagado y es necesario comenzar con la remoción del boro antes de alcanzar el 100 %PP En este trabajo se presenta una metodología para la potencia. simulación neutrónica de transitorios de potencias y También esta metodología se usó en la etapa arranques del reactor de la CNA-UII aprovechando las inicial de operación de la Central, como se muestra capacidades de realizar cálculos con reacoplamiento en otro trabajo también presentado en la Asociación termohidráulico y con una dependencia espacial del Argentina de Tecnología Nuclear (AATN). xenón que posee el programa PUMA4. Para poder comprobar esta metodología, se realizó una simulación de un arranque inmediatamente 8. Referencias después del envenenamiento por xenón del reactor de la CNA-UII. La criticidad se logra 41 horas después [1] Grant, C. R., Manual del Código “PUMA 4” Versión del corte del reactor, el 80% de plena potencia se 4. C.RCN.MUS.059, CNEA, 2005. alcanza 6,2 horas después y el 100% de plena [2] Halsall, M. J. et al., WIMSD A Neutronics Code for potencia a las 7,5 horas de la criticidad. Al 40 %PP se Standard Lattice Physics Analysis, NEA 1507/02, agregaron 2,2 ppm de boro en el sistema refrigerante- NEA Databank, 1997. moderador para compensar la destrucción del xenón. [3] Leszczynski, F., Lopez Almada, D. y Trkov, A. (Editors), Los resultados obtenidos se consideraron WIMS-D Library Update: Final Report of a Coordinated satisfactorios, los cambios en las posiciones de Research Project, STI/PUB/1264, IAEA, 2007. barras al cambiar los conjuntos de secciones eficaces [4] Marleau, G., DRAGON Theory Manual. Part 1: Collision Probability Calculations. IGE-236, Universidad de y parámetros del xenón fueron lo suficientemente Montreal, 1999. pequeños para no afectar el desarrollo del transitorio. [5] Marleau, G., Herbert, A. y Roy, R., A User Guide for Uno de los usos de esta metodología fue simular DRAGON. Version DRAGON_000331 Release 3.04, los arranques de la CNA-UII a distintos tiempos IGE-174 Rev.5, Universidad de Montreal, 2000. después del envenenamiento por xenón, ya que, al [6] Mollerach, R., Fink, J. y Leszczynski, F., Validation of ir disminuyendo su concentración cambian los pasos Updated Neutronic Calculation Models Proposed que se deben seguir en el arranque. En paradas largas for Atucha-II PHWR. Part I: Benchmark Comparisons no es necesario agregar boro ya que se adicionó con of WIMS-D5 and DRAGON Cell and Control Rod Página 15 JUL./DIC. 2014 Inserción de bancos [cm] Potencia [MW] CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Parameters with MCNP5, PHYSOR-2006 Advances in Automatic Refueling Simulation Program. 23rd Canadian Nuclear Analysis and Simulation, Vancouver, Canada. Nuclear Society Nuclear Simulation Symposium, 10-14 de September, 2006. Ottawa, Canada. 2-4 de November, 2008. [7] Grant, C. R. et al., Validation of Updated Neutronic [9] Siva, M. S., Validación del programa de mapeo de Calculation Models Proposed for Atucha-II PHWR. Part potencia en la etapa inicial de operación de Atucha-2. II: Benchmark Comparisons of PUMA Core Parameters XLI Reunión Anual de la Asociación Argentina de with MCNP5 and Improvements due to a Simple Cell Tecnología Nuclear, Buenos Aires. 1-5 de diciembre, Heterogeneity Correction, PHYSOR-2006 Advances in 2014. Nuclear Analysis and Simulation, Vancouver, Canada. 10-14 de September, 2006. Trabajo presentado en la XLI Reunión Anual de la Asociación [8] Mollerach, R. et al., Revision of the Fuel Management Argentina de Tecnología Nuclear, Buenos Aires, 1 al 5 de diciembre Studies of the Atucha-2 Reactor. Implementation of an de 2014 Página 16 CNEA Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 GIMÉNEZ, J.B.E., GARCÍA J.C., RAUSCHERT, A. Departamento de Termohidráulica - Centro Atómico Bariloche – Comisión Nacional de Energía Atómica La envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 tiene como objeto principal direccionar el caudal de refrigerante hacia el núcleo. Dicho componente se constituye como una pieza de acero inoxidable dispuesta en la periferia radial del núcleo del reactor y puede contribuir a la reducción de la fuga de neutrones de alta energía o “rápidos”. Como consecuencia de la interacción de dicho campo de radiación se produce una deposición inhomogénea de potencia dentro del volumen cercana a 1.0 MW, la cual debe ser evacuada usando una fracción del caudal de refrigeración. En el presente trabajo se diseña la estrategia de refrigeración de una envolvente de núcleo para el CAREM 25 que además actúa como reflector pesado de neutrones. Para tal objetivo, se planteó realizar perforaciones axiales de 10 mm de diámetro para conformar canales por donde circule un cierto porcentaje del caudal del circuito primario. Las variables para este diseño son: el diámetro y cantidad de las perforaciones, disposición de las mismas (espaciado y patrón), temperatura máxima dentro de la envolvente, caudal másico y caída de presión a través de las perforaciones. Para su correcta evaluación se realizó una estimación analítica del caudal y pérdidas de carga para luego evaluar el campo de temperaturas usando un modelo de detalle desarrollado en Fluent (método de volúmenes finitos). Dicho cálculo tiene en cuenta la distribución axial y radial de potencia dentro del reflector, provista por el área neutrónica. Thermo hydraulic design of the core shroud of CAREM 25 reactor The main purpose of the core shroud for the CAREM 25 reactor prototype is to route the flow of coolant to the core. Said component is constituted as a stainless steel body disposed in the radial periphery of the reactor core and can help to reduce the leakage of high energy neutrons. As a result of the interaction with the core shroud, an inhomogeneous deposition of power occurs, close to 1.0 MW, which should be evacuated using a fraction of the cooling flow. In this work, the strategy of cooling the core shroud for CAREM 25 is designed. For that purpose, there was a proposal to introduce a number of axial holes (10 mm in diameter) to form flow channels. The variables to be considered are: the diameter and number of perforations, their arrangement (spacing and pattern), maximum temperature within the envelope, mass flow and pressure drop through the perforations. For a proper assessment, an analytical estimate of flow rate and pressure drop was carried out firstly. Finally, the temperature field was calculated using a detailed model developed in ANSYS (finite volume method). This calculation takes into account the axial and radial power distribution within the reflector, provided by the Neutron area. 1. Introducción La envolvente del núcleo del prototipo CAREM 25 [1] cumple la función de desviar el caudal másico del circuito primario hacia el núcleo, impidiendo que se forme un bypass al mismo. Por tal motivo está ubicado en la periferia radial del núcleo, como se puede apreciar en la Figura 1. Desde el punto de vista neutrónico actúa como un reflector de los neutrones rápidos, aquellos de mayor energía cinética. Esto constituye una ventaja para la economía neutrónica del núcleo ya que se reducen las fugas del sistema. Sin embargo, también se genera una fuente volumétrica de potencia dentro de la envolvente cuyo valor total se corresponde con el 1% de la potencia térmica del reactor, aproximadamente. Figura 1. Vista superior de la envolvente de núcleo y tres elementos combustibles Página 17 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Considerando que la conductividad térmica • Remover menos del 10% de material. del acero inoxidable es comparativamente mucho • Diámetro de perforaciones igual o mayor a 10 mm. menor que el aluminio (por ejemplo), es posible que • Asegurar que la pérdida de carga a través de los se generen gradientes térmicos muy pronunciados, canales sea comparable al núcleo [3]. El rango imposibilitando la refrigeración por las caras externas aceptable de caídas de presión será entre los 1.100 de la envolvente. A través de cálculos neutrónicos Pa y 1.500 Pa. realizados con el método Monte Carlo se conoce la • Caudal másico de refrigeración menor a los 16 kg/s. distribución espacial de la generación de potencia • Salto térmico del refrigerante menor a 40 °C. volumétrica. Dicha información será usada como Se considera que el aporte de entalpía del parámetro de entrada y fue provista por el Área de refrigerante que atraviesa el reflector tendrá un Neutrónica del Proyecto CAREM 25. efecto despreciable sobre la entalpía total de salida El objetivo de este trabajo es diseñar la estrategia de núcleo. Esto es razonable teniendo en cuenta de refrigeración de la envolvente considerando que la potencia depositada en el cuerpo de reflector fronteras adiabáticas y el detalle de la distribución representa aproximadamente el 1% de la potencia de generación de potencia, planteando canales térmica del núcleo. refrigerantes constituidos como perforaciones axiales. De igual forma, la pérdida de carga está determinada por el núcleo, considerando que el 2. Desarrollo caudal de refrigeración de la envolvente es pequeño en comparación con el caudal total. A fin de proveer Como primera aproximación se estudió el una refrigeración adecuada se debe respetar el problema de evacuar la potencia depositada por la balance de energía: interacción de los neutrones rápidos en el volumen de la envolvente mediante estimaciones analíticas. Posteriormente, se presentan el análisis y resultados (1) obtenidos con el modelo construido en FLUENT. En primera instancia, es necesario realizar una Donde la potencia total es igual a 0,955 MW, evaluación termodinámica para estimar el caudal es el caudal másico y la entalpía del fluido. de refrigeración necesario. Partiendo de que la Para esta estimación no es necesario suponer una refrigeración del reactor está basada en la convección distribución espacial de la intensidad de la fuente natural, la resistencia hidráulica originada por los volumétrica, ni del perfil de temperatura. Con el fin canales refrigerantes debe estar equiparada con la de lograr una distribución del caudal entre el núcleo del núcleo. De esta forma, se evita formar un bypass y el reflector, resulta primordial que ambos caminos (pérdidas insignificantes) o bien caudal insuficiente representen una resistencia hidráulica semejante. La (pérdidas de carga elevadas). pérdida de carga p por el paso a través del reflector Con este criterio se determinan el diámetro y se puede computar como: cantidad de perforaciones. Luego, se pasa al modelo L 1 detallado de volúmenes finitos elaborado con p = K _ · _entrada + Ksalida + ƒ· o 2 ρν (2) FLUENT. Donde las pérdidas localizadas Ks, debidas a la 2.1 Cálculo analítico de caudal y pérdidas de carga entrada y salida se computan como 1,4 de acuerdo En base a [2], se calculó una generación total a valores de bibliografía básica [4]; ƒ es el factor de potencia igual a 955 kW. Las propiedades del de Darcy, L y o la longitud y diámetro del canal agua se consideraron constantes, tomando un valor respectivamente, ρ la densidad del refrigerante y ν promediado para el rango de temperaturas entre 280 la velocidad del fluido. °C y 320 °C a 122,6 bar. Ver Anexo A. Como se fijó el caudal másico a través de (1), El número de perforaciones, su diámetro y salto la velocidad y el factor de pérdidas por fricción de temperatura (entre ingreso y egreso) son variables pasan a ser función del diámetro y cantidad total de que están acopladas debido a la refrigeración por perforaciones. En la Tabla 1 se pueden consultar los convección natural. En consecuencia, se buscó valores calculados analíticamente sobre los cuales se satisfacer los siguientes objetivos: evaluará el modelo de detalle en FLUENT. • Mayor cantidad posible de perforaciones para evitar gradientes pronunciados de temperatura dentro del cuerpo de la envolvente. Página 18 CNEA Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 Parámetro Valor Observaciones Diámetro de perforación 10,0 mm - Cantidad de perforaciones 348 - Fracción de material removido 5 % - Potencia térmica Figura 2. Esquema para el modelado total 955 kW Ref. [2] de la envolvente sin perforaciones. Dimensiones expresadas en [mm] Temperatura de ingreso 286 °C Ref. [2] Como se ve en la Figura 2, el espesor máximo está dado por la mayor diferencia de radios, igual Salto de a 17 cm. El modelo en FLUENT requirió definir un temperatura 13 °C ±1 °C conjunto de condiciones de borde: Condición de simetría en las paredes laterales. Caudal másico total 14 kg/s ±2 kg/s Las condiciones de pared (interior y exterior) se establecieron como adiabáticas. Velocidad de Se desestimó una posible refrigeración a través refrigerante 0,70 m/s ±0,05 m/s del “gap” de agua externo. Se consideró que el total de la potencia se evacua Pérdida de carga 1300 Pa ±200 Pa a través de los canales verticales internos. Condiciones de entrada del fluido: 286 °C a 122,6 Tabla 1. Valores calculados para la refrigeración bar. de la envolvente de núcleo. Flujo másico de ingreso: 502 kg/m2/s (correspondiente al caudal másico de 14 kg/s que atraviesa el área de los 348 canales de 10 mm de 2.2 Modelo para cálculo con FLUENT diámetro). Se desarrolló un modelo 3D en FLUENT ANSYS para evaluar el campo de temperaturas dentro del 3. Resultados de Cálculo cuerpo. En base a la simetría del mismo, se modeló solamente 1/12; en el anexo B se dan las coordenadas Como resultado de las simulaciones se obtuvo de las perforaciones. Se tiene en cuenta la distribución una distribución de temperaturas para el agua de los espacial de potencia para 2 zonas radiales y otras 17 canales refrigerantes y el cuerpo de la envolvente. zonas axiales, acorde a lo presentado en [2]. Debido Ver Figuras 3, 4, 5 y 6. a la interacción de los neutrones y fotones gamma A fin de verificar los criterios propuestos se ve en se genera una cierta potencia dentro del refrigerante; la Figura 4 que la temperatura máxima alcanzada es pero no se consideró por tratarse de un aporte poco menor a los 340 °C y se registra dentro del cuerpo de significativo. la envuelta. Considerando una temperatura mínima igual a 286 °C, el gradiente máximo es igual a 54 °C. Página 19 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Figura 3. Distribución de temperatura para distintos cortes axiales del cuerpo y canales refrigerantes. Valores expresados en [°C] Figura 4. Distribución de temperatura para el plano de salida de la envolvente. Temperaturas expresadas en [°C] Página 20 CNEA Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 Por otra parte cabe destacar que dichos valores La temperatura a la salida de los canales representan las cotas superiores, ya que las caras refrigerantes (Figura 6) no es uniforme, lo cual es externas del cuerpo fueron modeladas como esperable ya que tampoco lo es la deposición de superficies adiabáticas y la conductividad térmica potencia. del acero se evaluó en 16 W/m/°C de acuerdo a [5] Con el fin de evaluar la sensibilidad de los para 100 °C (valor conservativo). resultados se realizó un cálculo suponiendo que Figura 5. Distribución de temperatura para la cara externa (modelada como adiabática) de la envolvente. Temperaturas expresadas en [°C] surgen pérdidas de carga adicionales en los ingresos reducción del flujo másico desde 502 kg/m2/s a 251 y egresos de los canales refrigerantes. Esto implicaría kg/m2/s. La nueva distribución de temperaturas se menores caudales. muestra en la Figura 7. Conservando la misma geometría y fuente de El gradiente térmico en el plano superior de la potencia, se realizó nuevamente el calculó usando envolvente aumentó hasta 74 °C, con temperatura la mitad del caudal másico de ingreso. Es decir, máxima de 360 °C. Página 21 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Figura 6. Distribución de temperatura para los canales refrigerantes de la envolvente. Temperaturas expresadas en [°C] Figura 7. Distribución de temperatura para el plano de salida de la envolvente, cuando el caudal se reduce a la mitad del valor calculado. Valores expresados en [°C] Página 22 CNEA Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 4. Conclusiones y valoraciones finales signifiquen un bypass al núcleo ni gradientes de temperatura excesivos. El cálculo es conservativo Las estimaciones analíticas permitieron determinar pues se modelaron condiciones de borde adiabáticas, con relativa facilidad el caudal másico necesario con lo cual la refrigeración se efectúa totalmente a para evacuar los 955 kW, sin embargo, el problema través de los canales propuestos. radica en distribuir lo más posible los canales de refrigeración a fin de reducir las temperaturas Referencias máximas dentro del cuerpo de la envolvente. Considerando que las pérdidas de carga deben 1] H. Boado Magan, D. F. Delmastro et al. “CAREM equipararse con las del núcleo; se procuró un Prototype Construction and Licensing Status” compromiso entre la cantidad de perforaciones, IAEA-CN-164-5S01 su diámetro y el salto térmico en la envolvente. Se [2] MEM-CAREM25N-12, “Actualización calentamiento evitó plantear soluciones que involucren diámetros del reflector de acero debido a radiaciones”. menores a 10,0 mm ya que se volvería inviable su [3] EXT-CAREM25T-3-B1020-r0, “Estudio de sensibilidad mecanizado considerando un desarrollo longitudinal del sistema primario y secundario del reactor CAREM” del orden 1.700 mm. [4] F. M. White, “Mecánica de Fluidos” 5ta Edición Se obtuvo una distribución y patrón de Mc Graw Hill, España 2003. perforaciones axiales para la envolvente de núcleo, [5] F.P. Incropera, “Fundamentos de Transferencia de que garantiza la remoción de la potencia generada Calor” 4ta Edición Prentice Hall, México 1999. por la interacción con la radiación proveniente del mismo. Trabajo presentado en la XLI Reunión Anual de la Asociación Fue posible calcular y validar que un caudal Argentina de Tecnología Nuclear, Buenos Aires, 1 al 5 de diciembre de 2014 másico menor a los 15 kg/s es capaz de refrigerar el cuerpo sin ocasionar pérdidas de carga que ANEXOS ANEXO A: PROPIEDADES DE AGUA Y ACERO USADAS PARA EL MODELO SEGÚN [3] Calor específico (Cp) 5351,91 J/kg/°C Densidad (Rho) 739,94 Kg/m3 Viscosidad (mu) 9,13E-05 Pa.s Calor específico 502,5 J/kg/°C Conductividad térmica (k) 5,74E-01 W/m/°C Densidad 8030 kg/m3 Temperatura de saturación 324,68 °C Conductividad térmica 16,3 W/m/°C @100 °C Número de Prandtl 0,851 Cp*mu/k Tabla 3. Propiedades del acero del reflector (316 L) Tabla 2. Propiedades del agua (promediadas @280-320 °C y 122.6 bar) Página 23 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 ANEXO B: COORDENADAS DE LAS PERFORACIONES AL REFLECTOR En la Figura 8 se muestra el esquema con el número de identificación del centro de las perforaciones. Las coordenadas se listan debajo. Figura 8. Número de identificación para las perforaciones del reflector pesado. Origen de coordenadas en el centro del reactor Página 24 CNEA Diseño termohidráulico de la envolvente de núcleo del reactor CAREM 25 ID X [mm] Y [mm] 1 0 666,5 2 0 698,5 3 0 738,9 4 37,6 645,9 5 39,7 681,3 6 41,8 711,5 7 42,9 737,6 8 66,4 756,5 9 85,7 733,9 10 81,1 693,8 11 77,3 662,0 12 73,1 625,6 13 112,3 637,1 14 118,5 672,2 15 123,7 701,6 16 128,3 727,6 17 153,5 743,7 18 170,4 718,9 19 164,3 693,2 20 157,4 664,1 21 195,7 653,8 22 204,3 682,5 23 211,9 707,8 24 238,8 720,9 25 252,7 694,3 26 238,9 656,4 27 218,9 627,7 28 247,2 622,4 29 276,6 641,4 30 292,6 678,4 31 331,6 660,3 32 369,4 639,9 Tabla 4. Posición del centro de las perforaciones. Página 25 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Difractómetro de grandes componentes para el reactor RA-10 SANTISTEBAN J. 1,4,5,6, SÁNCHEZ, F. 2,4,5, MOREIRA F. 1,4,5, GÓMEZ, S. 2,4, TARTAGLIONE A.1,5,6, MALAMUD, F1,5,6, VICENTE ALVAREZ, M. 1,5,6, GIMÉNEZ M. 1,5, VIZCAÍNO P.3,4,6, (1) Departamento de Física de Neutrones – Centro Atómico Bariloche (2) Departamento de Física de Reactores y Radiaciones – Centro Atómico Bariloche (3) Departamento de Tecnología del Circonio – Centro Atómico Ezeiza (4) CNEA (5) Instituto Balseiro, Universidad Nacional de Cuyo (6) CONICET En CNEA se encuentra en ejecución el “Proyecto RA-10” para la construcción de un reactor multipropósito. Entre los objetivos principales del RA-10 está la provisión de haces de neutrones para la realización de experimentos dentro de un amplio espectro de disciplinas científicas y tecnológicas. Por sus múltiples aplicaciones, la difracción de neutrones es una de las técnicas neutrónicas más populares. El gran poder de penetración de los neutrones (del orden de cm) permite investigar el interior de un objeto sin necesidad de cortarlo. Así es posible estudiar en forma no-destructiva objetos macroscópicos y cuantificar la variación espacial de las fases cristalinas que lo componen, las orientaciones de esos cristalitos, y su nivel de deformación plástica y elástica. En particular, es posible determinar las tensiones internas en componentes mecánicos de gran porte, un tema de gran importancia dentro de la industria metal-mecánica. En este caso los planos cristalinos son utilizados como extensómetros microscópicos, y las pequeñas variaciones que existen en las distancias interplanares para las distintas direcciones de un objeto son utilizados para cuantificar el tensor completo de deformación elástica. La posibilidad de realizar experimentos de difracción sobre objetos intactos ha despertado también gran interés dentro de la comunidad dedicada al estudio y la conservación del patrimonio cultural. Presentamos aquí el diseño básico de un difractómetro para el estudio de grandes componentes, para ser instalado en un haz térmico de la sala del reactor RA-10, es decir, directamente contra la pared del mismo. Se propone equiparlo con dos monocromadores diferentes, para poder optar entre mayor intensidad o mayor resolución. Los monocromadores propuestos son doblemente curvados, a fin de enfocar el haz sobre la posición de medición y optimizar la resolución del equipo para la reflexión de mayor interés. Un componente central del instrumento es el portamuestras, consistente en una mesa con capacidad de posicionar componentes de hasta ~300kg de peso con una precisión de ~20 m, una resolución espacial de ~1mm, y rotar los mismos a fin de explorar distintas direcciones. Presentaremos además avances realizados sobre un prototipo a menor escala, que comparte algunas características del diseño propuesto, que será instalado en el reactor RA-6 del Centro Atómico Bariloche. Diffractometer for large objects for the RA-10 reactor The “RA-10 Proyect” is a modern, multi-purpose, research reactor under CNEA development, which is expected to start operation in 2019. Among its capabilities, the reactor will provide both thermal- and cold- neutron beams for use in scientific research and technical developments. Neutron diffraction is perhaps the most popular of such techniques. Thermal neutrons penetrate deep within solid materials (typically cm), so it is indeed possible to investigate the interior of an object without the need to cut it or drill it. Hence, non-destructive investigations of macroscopic specimens can render a variety of microstructural information, such as the crystallographic phases present, the orientation of the composing crystallites, and the elastic and plastic deformation within the object. In particular, it is now possible to measure the residual stress within large mechanical components, using the crystal planes as microscopic strain gauges. Residual stresses represent an ever-growing issue within a wide range of industries (energy, automotive, aerospace, nuclear, etc). We present here the basic design of a “Neutron Strain Scanner”, i.e., a diffractometer capable of studying bulky, heavy components, to be installed on a thermal beam in the reactor hall of the RA-10 research reactor. The instrument should be capable of handling components of up to ~300kg with a spatial resolution of ~1mm. Besides internal stress, the proposed instrument will provide a variety of microstructural information about the material (texture, dislocation densities, phase volumes, etc.) of direct interest to a wide range of scientific and technical communities (physical-chemistry, materials science, geology, archaeometry, etc.) The proposed design includes two different monochromators of very different resolutions: (i) an elastically bent Silicon monochromator for strain scanning, and (ii) a Germanium monochromator for phase quantification and crystallographic textures. A working prototype of the proposed instrument is currently being developed, and will be installed in the RA-6 research reactor in Centro Atómico Bariloche, CNEA, Argentina. Página 26 CNEA Difractómetro de grandes componentes para el reactor RA-10 1. Introducción En relación al objetivo iii), 8 haces de neutrones emergerán del reactor [1]. La mitad de estos haces Uno de los proyectos más importantes dentro (2 térmicos+2 fríos) serán conducidos por guías de de la CNEA es el “RA-10”, un reactor nuclear neutrones hacia un “hall de haces”, con amplio multipropósito de diseño y fabricación nacional. El espacio para la instalación de una variedad de proyecto se inició en el año 2010 y la puesta en instrumentos. La otra mitad estará disponible en el marcha del reactor está planeada para el año 2019. “hall del reactor”, sala inmediatamente adyacente al El mismo será construido en el Centro Atómico blindaje del núcleo. Ezeiza y tiene tres objetivos principales: En este trabajo proponemos instalar en esta sala un i) Aumentar la producción de radioisótopos para instrumento de interés dentro del área de la ciencia e proveer la demanda nacional y regional. ingeniería de materiales. Entre sus aplicaciones más ii) Desarrollar ensayos de nuevos combustibles y importantes, este equipo permitirá determinar las materiales nucleares mediante una facilidad de tensiones internas dentro de componentes mecánicos irradiación. en forma no-destructiva. iii) Producir haces intensos de neutrones para proveer al sistema científico-tecnológico nacional de técnicas neutrónicas avanzadas. Figura 1. Vista artística del reactor RA-10 2. Tensiones residuales Para ver esto último, imaginemos una fisura que aparece en un componente: si el material a ambos Las fuerzas que actúan dentro de un objeto en lados de la fisura está siendo traccionado la fisura ausencia de cargas externas se llaman tensiones se abrirá y propagará; pero si está en compresión la internas o residuales. Son fuerzas similares a las fisura tenderá a cerrarse y detenerse. que existen cuando tenemos un resorte comprimido Por esto, un estado de tensión residual de tracción mediante una traba. Al quitar la traba, el resorte reduce la vida de un componente mecánico. Las manifiesta esta fuerza, liberando en forma repentina tensiones residuales internas limitan, en consecuencia, la energía asociada. Estas tensiones residuales la capacidad de carga y la seguridad de las estructuras pueden estar presentes en un componente o material mecánicas y pueden ser contrarrestadas sólo si existe sin que nosotros seamos conscientes de ello. Por un control que nos permite determinarlas en forma este motivo, las tensiones residuales influencian el cuantitativa. comportamiento de los componentes mecánicos Idealmente, se desean determinar estas tensiones y pueden afectar su estabilidad estructural y dentro de un componente sin tener que destruir o dimensional y su capacidad de resistencia a la afectar al mismo. fractura. Página 27 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Las tensiones residuales aparecen luego de maquinado, soldado, etc.) irremediablemente procesos en los que las distintas partes de un objeto introducen tensiones residuales. Por esto, los se deforman en forma desigual. Esto puede ocurrir componentes más sensibles son usualmente tratados por ejemplo al calentarlo o enfriarlo, si aparecen térmicamente con el objeto de relajar estas tensiones grandes diferencias de temperatura en una distancia y de optimizar sus propiedades mecánicas. muy pequeña (como puede ocurrir por ejemplo al En producción, el conocimiento de las realizar una soldadura). También pueden aparecer tensiones residuales permite mejorar la calidad de al deformarlo mecánicamente, con algunas zonas componentes industriales u optimizar los criterios de deformándose notablemente más que otras debido a diseño en muchas aplicaciones. Por esto, existe en la una concentración de la carga aplicada. actualidad una gran demanda científica e industrial Los procesos de manufactura utilizados en la por mediciones de tensiones internas (confiables y industria metal-mecánica (laminados, estampados, de alta calidad). La constante búsqueda por reducir (a) (b) Soldadura B A Parche Figura 2. (a) Modelo de recipiente de presión conteniendo un parche en una soldadura, de dimensiones similares al componente de una central nuclear tipo AGR. Las tensiones alrededor del parche fueron determinadas según se describe más abajo (b) Cálculo de elementos finitos de tensiones internas resultantes del “emparchado” de una soldadura en un recipiente de presión. (c) Foto del modelo siendo investigado en el instrumento REST, del reactor de Studsvik, Suecia [2] Página 28 CNEA Difractómetro de grandes componentes para el reactor RA-10 el peso y optimizar la performance en muchas producir un mapa de la deformación en la región de aplicaciones sugiere que esta demanda continuará interés (identificada por el rectángulo azul en línea en aumento. punteada), el pequeño volumen de medición debe Un caso típico de estudio se muestra en la ser trasladado a través del mismo. Figura 2, en este caso un intercambiador de calor En la práctica, el volumen de medición se mantiene de una central nuclear avanzada refrigerada por en una posición fija del espacio, y es el componente gas (Advanced Gas Reactor). Este componente está el que es trasladado delante del haz de neutrones. La compuesto por grandes tubos de acero austenítico figura muestra un mapa de la deformación elástica de paredes gruesas, que son unidos por medio de alrededor del parche medido de esta forma, donde soldaduras de arco sumergido realizadas en forma los círculos indican las posiciones en donde se manual. Estas componentes fueron inspeccionadas realizó la medición. luego de su fabricación, y en caso de encontrarse Para determinar la deformación elástica, los fisuras, una de las opciones de remediación involucró planos cristalinos del material son utilizados como el “emparchado” de la soldadura defectuosa. Este extensómetros microscópicos, según se ejemplifica procedimiento consiste en extraer el material en la parte superior derecha de la Figura 3. La afectado y rellenarlo nuevamente con metal fundido, presencia de tensiones provoca leves variaciones en lo que introduce un campo muy localizado de la distancia d que separa los planos cristalinos, que tensiones triaxiales, muy difíciles de estimar aún con son determinadas por el detector que se muestra en los métodos de cálculo más avanzados (Figura 2-b). A la figura. En aquellas direcciones sujetas a tensiones mediano plazo (~10000 y 50000 horas de operación) de compresión los planos cristalinos se acercan la aparición de fisuras cercanas a las zonas reparadas entre sí y; en forma análoga, se alejan en aquellas obligó a un análisis estructural completo de estas direcciones sujetas a esfuerzos de tracción. Así, la piezas, a fin de definir si la central podía seguir deformación elástica dentro del componente que se operando en forma segura. muestra en la Figura 3, en la posición indicada por Para este análisis, una réplica del componente en el volumen de medición naranja, y a lo largo de la operación fue creada y reparada siguiendo los mismos dirección indicada por la flecha roja es: procedimientos utilizados durante la construcción de la central (Figura 2-a). El componente fue luego ε = d − d0llevado al instrumento REST, un difractómetro del d Laboratorio de Investigaciones Neutrónicas de 0 Studsvik (Suecia), para determinar el campo de tensiones internas introducidas por dicho proceso donde d0 es la distancia entre los planos atómicos mediante experimentos de difracción de neutrones medida para un material libre de tensiones. En la (Figura 2-c). realidad, en vez de determinar estas distancias en forma directa, el detector de neutrones (colocado a 3. Escaner neutrónico de deformación aproximadamente 90° del haz incidente) mide en forma muy precisa el ángulo θ en el que aparece el Un “Escáner Neutrónico de Deformación” pico de difracción asociado a la familia de planos (Neutron Strain Scanner) es un difractómetro de cristalinos elegida. neutrones en el que es posible estudiar objetos de gran tamaño. Como se muestra esquemáticamente ε = d − d0 = −(θ −θ )cotθ en la Figura 3, estos instrumentos permiten investigar d 0 0 un pequeño volumen en el interior de un objeto 0 (identificado por el pequeño cuadrado naranja oscuro), inspeccionándolo con un haz de neutrones con θ 0 el ángulo medido para el material libre de de aproximadamente 2x2 mm2 de sección. tensiones. Para determinar el tensor completo de En la figura, el estudio se está realizando sobre deformación para esa posición es necesario medir el modelo de recipiente de presión descripto en la deformación a lo largo de otras direcciones, la sección anterior, que contiene un “parche” en muestreando el mismo volumen de material. Esto una soldadura. La reflexión de los neutrones en se realiza rotando el objeto de la Figura 3 alrededor los planos cristalinos que componen el material de dos ejes que pasen por el centro del volumen de posibilita estudiar las tensiones internas introducidas medición. Para determinar de las tensiones internas, por esta reparación en forma tridimensional. Para el tensor de tensiones es calculado utilizando la ley Página 29 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Figura 3. Esquema de la medición de la deformación elástica alrededor de un “parche” de una soldadura en un recipiente de presión. El equipo sólo “ve” el pequeño volumen de medición definido por la intersección del haz incidente y el haz difractado Página 30 CNEA Difractómetro de grandes componentes para el reactor RA-10 de Hooke (generalizada) y el tensor de deformaciones 4. Propuesta para el RA-10 medido. Además de las tensiones internas, el difractómetro En base a lo expuesto, proponemos aquí dotar permite medir otras características microestructurales al reactor RA-10 de un escáner neutrónico de del material. Por ejemplo, la densidad de dislocaciones deformación, es decir, de un difractómetro que y la textura cristalográfica de los componentes permita investigar objetos de gran tamaño. Casi estructurales base circonio son importantes debido todos los laboratorios de haces de neutrones del a su rol en la deformación anisotrópica que mundo poseen uno o más instrumentos de este tipo, experimentan en servicio, por los intensos flujos de con pequeñas variaciones en su diseño de acuerdo al neutrones rápidos a que se encuentran sometidos. tamaño de los objetos que se desea caracterizar, o del Por esto, en los tubos de presión de las centrales tipo de problemas en los que será mayoritariamente tipo CANDU estas propiedades son especificadas utilizado. cuantitativamente por el diseñador (AECL) [3]. Debido a su creciente popularidad, existen Los tubos de presión para la extensión de vida varios libros dedicados a esta técnica [9-11], y el de la Central Nuclear Embalse son fabricados en el Organismo Internacional de Energía Atómica ha Centro Atómico Ezeiza por FAESA, a través de una publicado un documento dedicado íntegramente a colaboración con el Departamento de Tecnología los aspectos técnicos de la implementación de este del Circonio de CNEA [4]. Para proyectos futuros, el tipo de equipos en reactores de investigación [12]. equipo propuesto permitiría caracterizar en forma no Los requerimientos característicos de este tipo de destructiva la variación espacial de estas propiedades difractómetros son: en distintas etapas del proceso de fabricación, a fin de - La provisión un haz intenso de neutrones optimizar el proceso de producción de los mismos. monocromáticos que produzca picos de difracción La factibilidad de este tipo de estudios sobre los muy angostos. tubos producidos en Ezeiza ha quedado demostrada - La capacidad de definir un pequeño volumen mediante experimentos realizados en fuentes de de medición, de donde proviene la señal investigada. neutrones del exterior sobre pequeñas muestras - La posibilidad de posicionar en forma precisa extraídas de los extremos de los mismos [5]. el objeto que se desea estudiar y ubicar una zona Además de su utilización para atacar problemas específica del mismo en el volumen de medición. típicos de la industria metal-mecánica, este tipo de - La capacidad de rotar la muestra alrededor de instrumentos permite obtener información única un eje que pase por el volumen de medición. acerca de los procesos por los que fueron producidos Entre los instrumentos que existen a nivel muchos de los objetos que nos rodean, ya sean internacional hemos elegido utilizar como referencia naturales o creados por el hombre. de diseño el instrumento Stress-Spec, del reactor En Geomorfología, el estudio de la textura FRM-II de la Universidad Técnica de Múnich. cristalográfica y las tensiones internas que aparecen Alemania [13]. La Figura 4 presenta un diagrama en las rocas y en los hielos continentales permite esquemático (arriba) y una foto del mismo (abajo). inferir detalles acerca de las presiones y los tiempos El difractómetro se ubica en el “hall del reactor” característicos involucrados en los procesos ubicado dentro del edificio que contiene al reactor, geológicos que los llevaron hasta su condición actual. directamente sobre la pared del mismo. Brevemente, En este caso, la capacidad única del instrumento un haz de neutrones colimado es extraído de la reside en que permite caracterizar muestras fuente térmica del reactor, y neutrones de la longitud intrínsecamente heterogéneas, compuestas por de onda deseada son seleccionados por medio de un cristalitos de tamaño relativamente grandes, que monocromador, ubicado dentro de un blindaje de resultan muy difíciles de caracterizar por difracción grandes dimensiones que posee una apertura móvil. de rayos X [6]. El haz monocromático emerge de este blindaje En Arqueometría y el estudio de objetos de arte, por otra apertura e incide sobre la muestra a la textura cristalográfica y los perfiles de tensiones investigar, que puede ser rotada y trasladada en frente internas dentro de una pieza permiten discriminar del haz en forma remota por medio de una mesa si la misma fue producida a partir de un molde, posicionadora. Como mencionamos, debido al gran o si involucró procesos de deformación plástica poder de penetración de los neutrones, el objeto a (doblado, martillado, etc.), y/o tratamientos térmicos investigar puede ser de grandes dimensiones, como especiales [7, 8]. el recipiente de presión que se muestra en la foto de la Figura 2. Página 31 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Figura 4. Esquema (arriba) y foto (abajo) del difractómetro Stress-Spec del reactor FRM-II de la Universidad Técnica de Múnich [2], tomado como referencia del equipo propuesto para el RA-10. El haz de neutrones térmicos que emerge del reactor es reflejado por un monocromador, y sólo neutrones de una longitud seleccionada inciden sobre la muestra. Página 32 CNEA Difractómetro de grandes componentes para el reactor RA-10 Un detector de neutrones sensible a posición es En el Centro Atómico Bariloche existe una larga colocado a aproximadamente 90° del haz incidente, experiencia en el desarrollo de instrumentos en para observar el pico de difracción de la reflexión haces pulsados de neutrones producidos mediante (hkl) seleccionada, a fin de estudiar la variación de la un LINAC [14] y, más recientemente, también en distancia entre los planos cristalinos que pertenecen a haces estacionarios producidos por el reactor RA-6 esta familia. Un conjunto de aperturas y colimadores [15]. Así, como primer paso hacia la provisión del movidos en forma remota permite cambiar en forma instrumento propuesto para el futuro reactor RA-10, precisa las dimensiones del haz de neutrones, a fin se decidió desarrollar un prototipo de características de definir un volumen de medición que se ajuste a la similares pero con menores prestaciones que será geometría del objeto bajo estudio. instalado en el reactor RA-6 [16]. Asimismo, el detector se encuentra dentro de un El prototipo será un difractómetro de neutrones blindaje y posee en su ventana aperturas controlables, completamente operativo, optimizado para la para reducir al mínimo la señal proveniente de medición de textura cristalográfica, tensiones internas neutrones que no fueron difractados en el volumen y densidad de dislocaciones. Sus limitaciones de medición. provienen del menor flujo de neutrones incidente Stress-Spec posee tres tipos de moncromadores sobre el monocromador, que para el reactor RA-6 (silicio curvado elásticamente, germanio y grafito es aproximadamente tres órdenes de magnitud pirolítico), que proveen un amplio abanico de más bajo que el previsto para el RA-10. Por este longitudes de onda y divergencias para el haz motivo los estudios insumirán tiempos de medición incidente, que se seleccionan de acuerdo al material relativamente largos (días), y no se prevé estudiar y el tipo de estudio que se desee realizar. componentes de grandes dimensiones, sino muestras 3 Típicamente, el monocromador de silicio se pequeñas ~(1x1x5) cm , u objetos de dimensiones utiliza para los estudios de tensiones internas y el de típicas en el orden de los (10x5x1)cm 3. germanio principalmente para los estudios de textura Debido al bajo flujo, la resolución espacial esperada también será considerablemente más cristalográfica. El ángulo donde se ubica el detector gruesa. Un corte del modelo 3D del prototipo y las distancias monocromador-muestra y muestra- diseñado se muestra en la Figura 5. detector pueden ser modificadas y así optimizar el Los componentes principales del instrumento flujo y la resolución para cada material investigado. En ya han sido adquiridos (monocromador de silicio el año 2014 iniciamos contactos con el responsable elásticamente curvado, detector de neutrones de Stress-Spec (Dr. M. Hoffman) y hemos visitado sensible a posición, goniómetro portamuestras, mesa el instrumento, para iniciar una colaboración para posicionadora, etc.). adaptar el diseño a las necesidades específicas del Actualmente, se están preparando las licitaciones reactor RA-10. para la adquisición y fabricación del blindaje del monocromador. Dicho blindaje debe garantizar una 5. Prototipo tasa de dosis promedio alrededor de la instalación inferior a 10 μSv/h total, y en ningún punto accesible El diseño, construcción e instalación de los sin barrera física una dosis mayor a los 200 μSv/h difractómetros de neutrones operando en reactores Además de la provisión de un difractómetro de las nucleares son típicamente llevados a cabo por características mencionadas para el Centro Atómico grupos pertenecientes o asociados a la institución Bariloche, el diseño, implementación y operación responsable de la operación del reactor. del prototipo permitirá: Existe a nivel internacional un pequeño número (i) Ganar experiencia directa en el diseño de empresas de ingeniería que puede proveer e implementación de instrumentos con haces instrumentos “llave-en-mano”, pero estos casos monocromáticos en reactores de investigación. Cabe representan una fracción muy baja del total de destacar que la mayor parte de futuros instrumentos difractómetros instalados, y se da en países que no del reactor RA-10 serán de este tipo. poseen un sistema científico-tecnológico capaz de (ii) Ganar experiencia operativa en las técnicas desarrollarlos. La práctica usual es que el diseño de determinación de tensiones internas, textura conceptual y básico del instrumento responda cristalográfica y densidad de dislocaciones por a las demandas específicas de la institución o medio de difracción de neutrones, previa a su de los grupos de investigación asociados; y que implementación en el reactor RA-10. la adquisición, fabricación, e integración de los (iii) Formar recursos humanos para la plena distintos componentes involucrados en el diseño explotación de las técnicas descriptas, contribuyendo sean provistos o contratados a terceras partes. a la oferta académica del Instituto Balseiro. Página 33 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Figura 5. Vista en corte del modelo 3D del prototipo del difractómetro propuesto, a ser instalado en el reactor RA-6 del Centro Atómico Bariloche 6. Conclusiones Contribuyendo a esta propuesta, estamos desarrollando un prototipo a menor escala que será Debido a su gran poder de penetración, los haces instalado en el reactor RA-6 del Centro Atómico de neutrones permiten estudiar el interior de un Bariloche. objeto sin necesidad de seccionarlo. En particular, la difracción de neutrones es la única técnica capaz Agradecimientos de cuantificar en forma no-destructiva las tensiones residuales en el interior de componentes metal- Los autores agradecen a Rolando Granada, mecánicos. Estas tensiones afectan la vida útil del Herman Blaumann, Javier Dawidowski y Fabricio componente y se generan durante su manufactura u Brollo por su apoyo y motivación. Este trabajo fue operación, debido a los procesos termo-mecánicos a financiado por la CNEA, el CONICET, la Universidad los que se ve expuesto. Por esto, proponemos instalar Nacional de Cuyo y el Organismo Nacional de en el futuro reactor RA-10 un un “Escáner Neutrónico Energía Atómica. de Deformación”, es decir, un difractómetro de neutrones en el que sea posible estudiar objetos de 7. Referencias gran tamaño. Este equipo ofrecería a la industria metal-mecánica local una herramienta única, que [1] F. Sánchez, A. Cintas, and H. Blaumann, “RA- ayudaría a estimar y optimizar los procesos de 10: Argentinean Multipurpose Reactor,” Neutron manufactura. Además de las tensiones internas, News, vol. 25, no. 4, pp. 6–8, Oct. 2014. el equipo propuesto permitiría cuantificar otras [2] P. J. Bouchard, D. George, J. R. Santisteban, G. características microestructurales, tales como la Bruno, M. Dutta, L. Edwards, E. Kingston, and D. J. densidad de dislocaciones, la textura cristalográfica Smith, “Measurement of the residual stresses in a y las fases cristalinas que lo componen. stainless steel pipe girth weld containing long and Página 34 CNEA Difractómetro de grandes componentes para el reactor RA-10 short repairs,” International Journal of Pressure [10] M. T. Hutchings, P. J. Withers, T. M. Holden, and T. Vessels and Piping, vol. 82, no. 4, pp. 299–310, Lorentzen, Introduction to the Characterization of Apr. 2005. Residual Stress by Neutron Diffraction. CRC Press, [3] AECL, Qualification Requirements-Pressure Tube 2005. Manufacturer Qualification [11] W. Reimers, A. R. Pyzalla, A. Schreyer, and H. (2006) Clemens, Neutrons and Synchrotron Radiation in [4] AD Banchik, “Tecnología de Fabricación de Engineering Materials Science: From Fundamentals Componentes Estructurales del Núcleo Base to Material and Component Characterization. Circonio para Reactores Nucleares de Potencia”, Wiley, 2008. Informe Técnico CNEA DD-ATN40MF-001 [12] Development and Applications of Residual (2009). Stress Measurements Using Neutron Beams, IAEA [5] J. R. Santisteban, M. A. V. Álvarez, F. Malamud, P. technical Report Series 477, Vienna, 2014. Vizcaíno, and W. Kockelmann, “Characterization [13] M. Hofmann, R. Schneider, G. A. Seidl, J. of Zr-based nuclear components by TOF neutron Rebelo-Kornmeier, R. C. Wimpory, U. Garbe, and diffraction,” Neutron News, vol. 25, no. 4, pp. 44– H.-G. Brokmeier, “The new materials science 47, Oct. 2014. diffractometer STRESS-SPEC at FRM-II,” Physica [6] U. F. Kocks, Texture and Anisotropy: Preferred B: Condensed Matter, vol. 385–386, Part 2, pp. Orientations in Polycrystals and Their Effect on 1035–1037, Nov. 2006. Materials Properties. Cambridge University Press, [14] M. J. Abbate, Remez, L. A., Lolich, J. V., and 2000. Volkis, J. E., “Facilidad para la Medicion de [7] S. Siano, L. Bartoli, J. R. Santisteban, W. Kockelmann, Espectros de Neutrones por el Metodo de Tiempo M. R. Daymond, M. Miccio, and G. De Marinis, de Vuelo,” Informe Técnico CNEA 369, 1974. “Non-destructive investigation of bronze artefacts [15] J. Marín, F Sanchez, H. Blaumann, “Rediseño from the Marches National Museum of archaeology construcción y caracterización de la nueva using neutron diffraction*,” Archaeometry, vol. 48, instalación de neutrografía del RA-6”, Revista no. 1, pp. 77–96, 2006. CNEA Nro 49/50 (2013) pp 5-10. [8] R. van Langh, L. Bartoli, J. Santisteban, and D. [16] F. A. Sanchez and J. R. Santisteban, “Diseño Visser, “Casting technology of Renaissance bronze conceptual de la instalación experimental para statuettes: the use of TOF-neutron diffraction difracción de neutrones del RA-6,” Informe for studying afterwork of Renaissance casting Tecnico CNEA IT-4301-012-14, 2014. techniques,” J. Anal. At. Spectrom., vol. 26, no. 5, pp. 892–898, May 2011. Trabajo presentado en la XLI Reunión Anual de la Asociación [9] M. E. Fitzpatrick and A. Lodini, Analysis of Argentina de Tecnología Nuclear, Buenos Aires, 1 al 5 de diciembre Residual Stress by Diffraction using Neutron and de 2014 Synchrotron Radiation. CRC Press, 2003. Página 35 JUL./DIC. 2014 es l CNEA La Mu tua fruto d e la el exito so upo degr ietud d e un on inqu NEA q ue, c s de la C oncibió la pleado idario, c em itu sol pensa dor espír m un fon do co tuación de creació n de si mejor ase la nados que dos y p ensio bila d nucle ar ju ida de la a ctiv DE PERSO NAL AÍS DEL L DE O EL P UTUA L CIONA N TOD N NA R DE E ADOS M COMIS IÓ ENSAD O GACIO NES 3 ASO CI LA P RO COM UCLEA 14 DEL E MÁS D E 186 FOND TIVIDA D N IOS Y A AC n Cent ral: ATOR L ació 55 / 5059 IL OS JU B NARIO S Admini str -4701- 03 1 66/68 LEMEN T NSIO 0 1 o43 P OS PEM T GENTE S x: I T el/Fa N O N V septi embre . 669 C LEME DOS .A MP GA 1 1 de F) C.A .B r 18 CO J OTOR 1429 B S (C lcnea. com.a 5 CIADO tu a S ASO fo @mu ÓMICAn ARA L O nsiona rios I NERGÍ A AT P e E NEFIC IOS bilatori o o p E ju y otros B smento , perso nales to Compl e s imien otecar io c o falle os Crédito s hip to/ado pción dadheri nacimi en os y ho teles nto, merci or casa mie co DE ios p scuent os en NDICIO NES Subsid De CO SO EN CONS ULTE INGRE RE IÓN INGRE SO O ELEGA C SU D Página 36 CNEA DesarDroilsleoñ aol cya pnuzaedstoa en eml aprrcohcae sdoe duen afa pblraicnatac ieóxnp deeri mpleanctaasl yd em einxitpralacccaiós nd ep oUr- Msoolv-eZnryte-4s Diseño y puesta en marcha de una planta experimental de extracción por solventes CHOCRON M., DÍAZ V.A., ARIAS M.J - Gerencia Química - AVATO A.M., Gerencia de Producción de Materias Primas - Comisión Nacional de Energía Atómica Con el objetivo de estudiar el proceso de extracción por solventes de uranio, presente en lixiviados ácidos, como parte del desarrollo del proceso de producción de yellow cake de grado nuclear a partir de minerales de uranio conteniendo molibdeno, los autores estudiaron inicialmente las propiedades fisicoquímicas del proceso de extracción por solventes con aminas terciarias con el fin de maximizar la extracción de uranio, así como también evaluar parámetros propios del proceso como ser: relación de fases, continuidad de las fases, número de etapas, formación de emulsiones estables, entre otras. Estos parámetros fueron estudiados utilizando la metodología de Contactos Simples Consecutivos en Batch (CSCB) que simula, en forma discontinua a escala laboratorio, un proceso continuo multietapas. En el presente trabajo, se presenta el diseño de una planta experimental (mini-plant) multietapas contracorriente con el fin de evaluar el proceso de extracción por solventes de uranio presente en lixiviados ácidos, en forma continua y estimar en forma aproximada factores que puedan influir en el proceso ante un cambio de escala. Con una capacidad máxima de 2,5 L/h para procesar lixiviados del mineral, el diseño consta de cuatro etapas de mezcladores-decantadores dispuestos en serie con un reciclo intra-etapa de fase orgánica con regulación de caudal. La fase orgánica se mueve por gravedad a través de las etapas y la fase acuosa es impulsada, en contracorriente, por bombas peristálticas que no solo regulan el caudal sino que también controlan el nivel de las fases en los decantadores. Este diseño fue pensado de forma totalmente versátil para poder ser utilizado tanto para la etapa de extracción como para la de re extracción. Finalmente, se presentan los ensayos realizados en la planta experimental, en principio ensayos preliminares, fluidodinámicos y de extracción que consolidaron el diseño, seguidos por el estudio del transitorio de puesta en marcha, hasta llegar a ensayos de extracción de hasta 6hs de duración con lixiviados del mineral, donde los resultados obtenidos fueron semejantes a los previstos utilizando la metodología CSCB. Design and start-up of an experimental plant for solvent extraction Having the object to study the uranium solvent extraction process, present in uranium pregnant leach solution, as a part of the process development to obtain nuclear grade yellow cake from uranium ores bearing molybdenum, the authors initially looked after equilibrium data and process parameters in order to maximize uranium recovery for the tertiary amine solvent extraction process. Among studied process variables, phase ratios, phase continuity, formation of stable emulsions and number of stages as well as other aspects were considered and varied. The methodology of Consecutive Simple Batch Contact (CSBC) was applied simulating a multi-stage continuous process at the laboratory scale for the study of these parameters. Current paper presents the design and start-up of an experimental laboratory scale counter-current stages plant (mini-lab) built to evaluate the continuous uranium solvent extraction process and to allow estimation and control of the parameters for future scale-up. With an upper flow rate of 2.5 L/h, the design consists of 4 in-series mixer- settler contacting stages, including an intra-stage organic phase recirculation stream with adjustable flow rate. The organic phase move by gravity through the contacting stages and the aqueous phase is pumped by peristaltic pumps which allow not only controlling the flow rate but also the phase level in the settlers. The design was conceived in a way such that versatile application for both, the extraction and stripping processes can be carried out. At last, experimental plant test are shown, initially preliminary tests, fluid dynamic and extraction tests, were carried out in order to consolidate the design, followed by the start-up transient study, until reaching six hours extraction tests with uranium and molybdenum pregnant leach solution, where they obtained results were similar to than expected with the CSBC methodology. Página 37 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 1. Introducción 2.1. Bases de diseño Como resultado de la reactivación de la actividad El producto final que se obtiene en el proceso de nuclear en la Argentina desde el año 2006, sumado extracción es una fase orgánica cargada en uranio y al aumento del precio internacional del uranio, molibdeno, llevándose más 99% del uranio y más elemento utilizado principalmente para abastecer del 90% del molibdeno que ingresan al sistema. a las centrales nucleares de potencia argentinas, la Por otro lado se obtiene como residuo una fase Comisión Nacional de Energía Atómica retomó sus acuosa (refinado) conteniendo el restante de uranio estudios en hidrometalurgia del uranio sobre minerales y molibdeno que no se extrae y todas las demás argentinos con el fin de obtener concentrados de impurezas que puedan estar presentes en el lixiviado. uranio (yellow cake) bajo especificación a nivel local. Para lograr este cometido, la planta requiere En un trabajo previo presentado en la AATN 2010 4 etapas en contracorriente, trabajando con una [1] se postuló la necesidad de utilizar el proceso de relación de fases global del sistema de tres (R = extracción por solventes con aminas terciarias para A/O = 3). Los tiempos mínimos requeridos en cada la purificación y concentración de uranio presente etapa deben ser de 1,5 min (90 seg) para el contacto en lixiviados que contienen molibdeno, así como de las fases y de 2 min (120 seg) para el tiempo de también se estudiaron los principales parámetros separación de fases. El mezclado de las fases se logra fisicoquímicos del proceso. Continuando con esta en el contactor, el cual debe operar manteniendo la línea de desarrollo, en el trabajo presentado en el fase orgánica continua (water-in-oil emultion) con ISEC2011 [2], utilizando la metodología de Contactos el fin de evitar la formación de emulsiones estables. Simples Consecutivos en Batch (CSCB) se buscó Las condiciones de temperatura y presión son las simular experimentalmente un proceso continuo mismas utilizadas en los ensayos a escala laboratorio: multietapas contracorriente escala laboratorio donde temperatura y presión ambiente. La capacidad se estudiaron las características del proceso: número máxima de procesamiento de lixiviado de la planta de etapas, relaciones de fases, continuidad de las fases, formación de emulsiones estables. experimental está definida en 2,5 L/h (≈ 40 ml/min) En base a toda esta información, obtenida lo que implica un caudal máximo de 0,8 L/h (≈ 14 experimentalmente a escala laboratorio, en procesos ml/min) del solvente para mantener una relación de tipo batch o discontinuos, se definieron las bases de fases de tres (R = A/O = 3). diseño para una planta experimental de extracción La fase acuosa de alimentación es un lixiviado por solventes (PEES) de funcionamiento continuo, a ácido de uranio a pH=1 (1000-1800 mg/L) con pequeña escala. Un aspecto importante a considerar contenido de molibdeno (Mo/U=0,6 max). La fase en estos ensayos en forma continua, es el análisis orgánica está compuesta por 0,1M Alamine® 366 químico de ambas fases que abandonan el proceso como extractante y 5% v/v de isodecanol como para evaluar la eficiencia de extracción y la modificador disueltos en una matriz orgánica de distribución de los metales en cada fase. kerosene. Esta solución orgánica, comúnmente llamada solvente, debe previamente ser pre- 2. Diseño de la Planta Experimental de Extracción acondicionada con ácido sulfúrico para poder así por Solventes cumplir con su función de intercambio iónico [3]. La solución orgánica cargada abandona el proceso El objetivo principal de la Planta Experimental con una concentración de uranio entre 3.000-4.500 de Extracción por Solventes (PEES) es evaluar la mg/L y una relación Mo/U<0,6. El refinado abandona viabilidad técnica del proceso de extracción de el proceso con una concentración de uranio de uranio y molibdeno con aminas terciarias en forma aproximadamente 10 mg/L y con una relación Mo/ continua multietapas en contracorriente, a partir U=5,0. de lixiviados ácidos de minerales de uranio que contienen molibdeno. 2.2. Tecnología seleccionada para la planta Cabe destacar que el diseño solo incluye la experimental primera etapa, de extracción, con el objetivo de cargar al solvente con uranio y molibdeno. Las etapas La planta experimental consta de 4 contactores de lavado y re extracción no fueron tenidas en cuenta tipo mezclador-decantador en cascada que operan para el diseño, pero se buscó un diseño versátil que en contracorriente, donde la fase orgánica se con simples cambios de configuración, la PEES pueda desplaza por gravedad ingresando por el contactor ser utilizada para dichas etapas posteriores. Nº1 y abandona el proceso por el contactor Nº4. La Página 38 CNEA Diseño y puesta en marcha de una planta experimental de extracción por solventes fase acuosa por ende circula en sentido contrario Cada etapa dispondrá a su vez de un reciclo impulsada por bombas peristálticas inter-etapas intra-etapa de fase orgánica, impulsado por bombas (Figura 1). La alimentación al sistema de ambas peristálticas. De esta forma se logra una relación de fases también se lleva a cabo mediante bombas fases acuosa a orgánica en el mezclador (Rm=A/O) peristálticas. La característica principal de este tipo menor a la global del sistema (Rg=A/O), favoreciendo de bombas es que trabajan a caudal constante, por la continuidad de la fase orgánica durante el lo que además de impulsar las soluciones permiten mezclado [4] (Figura 1). regular fácilmente el caudal. Figura 1. Diagrama de Procesos 3. Construcción de la planta experimental dos equipos independientes. Fabricados en material de vidrio de borosilicato (Pyrex) y desplazados La planta experimental de extracción por solventes verticalmente, debido a que los niveles de líquido en fue construida en los laboratorios de la Gerencia cada uno, dentro de la etapa, no están relacionados Química del Centro Atómico Constituyentes de la y operan a volumen constante. El mezclado se lleva a Comisión Nacional de Energía Atómica. Los equipos cabo mediante agitadores mecánicos tipo varilla con que conforman la planta se dispusieron sobre un rack impulsores de vidrio de borosilicato de 4 paletas. Las de acero al carbono con recubrimiento epoxi (Figura mangueras que conectan todos los equipos son de 2). material de teflón (PTFE) debido a su alta resistencia Con el objetivo de darle más versatilidad a la planta, química, tanto a soluciones ácidas como a solventes el mezclador y el decantador de cada contactor son orgánicos. Página 39 JUL./DIC. 2014 CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Figura 2. Planta Experimental de extracción por solventes La construcción fue realizada íntegramente por Luego, en una segunda etapa se realizaron ensayos personal de la CNEA. Se compraron los materiales y de extracción con soluciones acuosa sintéticas de los equipos mecánicos (bombas y agitadores). uranio y de uranio-molibdeno con 1 y 4 etapas donde se pudo verificar la extracción de ambos elementos 4. Ensayos de puesta en marcha de la planta sin la presencia de impurezas (ver ensayos 1, 3 y 4 de experimental la Tabla 1), así como también estudiar el transitorio de puesta en marcha. En una primera etapa se realizaron ensayos Finalmente, se realizó un ensayo de extracción fluido-dinámicos donde se verificó el diseño y la con lixiviados del mineral de uranio con contenido performance de los equipos, así como también el de molibdeno en ensayos de 6hs (360 min) de control del caudal y los niveles de líquido en los duración con una relación global de fase acuosa a decantadores. Estos ensayos se realizaron con 1, 2 y orgánica de tres (ver ensayo 4 de la Tabla 1). 4 etapas utilizando kerosene y agua destilada. Página 40 CNEA Diseño y puesta en marcha de una planta experimental de extracción por solventes Solución No. Tiem Solución acuosa orgánica Refinado Extracc ió n En Rm po cargada sayo de Rg No. eta A/O A/ Tipo U Mo U Mo U Mo U Mo pas O Mo/ Mo/ Mo/ min mg/L mg/ U mg/ mg/ U mg/ mg/ U L L L L L % % 1 1 3,0 0,8 45 Sin(1 ) 1.240 590 0,48 3.69 1.62 0,44 11,0 46,00 0 0 0 4,18 99,1 92,1 2 4 2,0 0,7 180 Sin (1) 1.350 - - 2.700 - - 0,40 - - 99,9 - 3 4 3,2 0,7 300 Sin (1) 1.360 780 0,57 4.25 2.500 0 0,59 0,50 2,50 5,00 99,9 99,7 4 4 3,4 0,7 360 Lix(2) 1.920 530 0,28 6.48 1.36 0,21 9,40 26,00 0 0 2,77 99,5 95,1 Nota: (1) Solución sintética, (2) Lixiviado Tabla 1. Ensayos de extracción por solventes Para todos los ensayos realizados se corroboró la etapas disminuye la concentración de uranio y de continuidad de la fase orgánica (water-in-oil emultion) molibdeno en el refinado de salida (Tabla 1). en los mezcladores de cada etapa, por lo que se pudo También podemos observar que la presencia verificar el correcto funcionamiento del reciclo para de molibdeno en la solución de alimentación no lograr este cometido, no observando la formación de disminuye la extracción de uranio, en las condiciones emulsiones estables. de proceso establecidas (ver ensayo Nº 2 y 3 en Tabla 1). 5. Resultados y discusiones Se aprecia además un aumento en la concentración de los refinados de salida en los ensayos realizados Para todos los ensayos realizados los porcentajes con lixiviados del mineral, lo cual es de esperar de extracción de uranio y molibdeno fueron mayores debido a la presencia de otras impurezas en el al 99% y el 95% respectivamente. lixiviado que disminuyen la capacidad de carga del Comparando los ensayos Nº 1 y 3 podemos solvente [2]. verificar que a medida que aumenta el número de Estudiando el transitorio podemos estimar 100 80 Ensayo Nº1 Ensayo Nº2 Ensayo Nº3 Ensayo Nº4 60 40 20 0 0 100 200 300 400 Tiempo (min) Figura 3. Velocidad de penetración de dióxido de carbono. Página 41 JUL./DIC. 2014 Uaq (mg/L) CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 100 80 Ensayo Nº1 Ensayo Nº3 Ensayo Nº4 60 40 20 0 0 100 200 300 400 Tiempo (min) Figura 4. Concentración de molibdeno en refinado 7000 6000 5000 4000 3000 Ensayo Nº3 2000 Ensayo Nº4 1000 0 0 100 200 300 400 Tiempo (min) Figura 5. Concentración de uranio en solvente cargado que la fase acuosa alcanza el estado estacionario logrando mediante un proceso continuo de 4 etapas aproximadamente a los 90 minutos de operación, en contracorriente, una extracción del 99,5% para mientras que la fase orgánica lo hace a los 120 el uranio y del 95,1% para el molibdeno a partir minutos (Figura 3, 4, 5, 6). de lixiviados del mineral de uranio con relación de concentraciones Mo/U < 0,6. 6. Conclusión La planta experimental trabajó durante 6 hs en forma continua con una relación global de El diseño propuesto para la planta experimental de fases acuosa a orgánica de tres (R=A/O=3).Con extracción por solventes con aminas terciarias cumple dicha relación se obtuvo un solvente cargado con con los requerimientos establecidos en las bases de una concentración de uranio tres veces mayor diseño, lo cual se pudo verificar experimentalmente, a la solución acuosa de alimentación, logrando Página 42 CNEA Uorg (mg/L) Uaq (mg/L) Diseño y puesta en marcha de una planta experimental de extracción por solventes 7000 6000 Ensayo Nº3Ensayo Nº4 5000 4000 3000 2000 1000 0 0 100 200 300 400 Tiempo (min) Figura 6. Concentración de molibdeno en solvente cargado concentrar el uranio. Gracias al reciclo intra-etapa se 7. Referencias logró mantener sin inconvenientes la fase orgánica continua durante el contacto de las fases en todas La Gamma, A.M., Becquart, E.T. &Chocrón, las etapas, no observando formación de emulsiones M.,(2008). Solvent Extraction and Purification of estables durante toda la operación. Uranium(VI) and Molybdenum(VI) by Tertiary Los tiempo del transitorio de puesta en marcha Amines from Acid Leach Solutions. International fueron, para las condiciones de operación Solvent Extraction Conference (ISEC 2008), vol. 1, establecidas, de 90 min para la fase acuosa y de 120 pp. 263–268. min para la fase orgánica, lo que representa para un La Gamma, A.M., Becquart, E.T., Chocrón, ensayo de 6hs el 25% y el 30% respectivamente del M., Diaz, V. & Avato, A., (2011) Experimental total del ensayo, dichos porcentajes disminuyen a countercurrent solvent extraction of uranium and medida que aumenta el tiempo de operación. molybdenum from acid leach liquors, Proceedings of the 19th International Solvent Extraction Conference Agradecimientos (ISEC 2011), pp. 36. Ritcey, G.M. &Ashbrook, A.W., (1979) Solvent A las técnicas Yamila Misischia y Yamila Morisio Extraction, Principles and Applications to Process por la realización de los análisis químicos. Metallurgy—Part I. Elsevier Scientific Publishing Co, A los representantes de BASF-The Chemical p. 32. Company y Shell Chemical Co en Argentina por la Ritcey, G.M. &Ashbrook, A.W., (1979) Solvent provisión de muestras. Extraction, Principles and Applications to Process Al laboratorio de Química Analítica de la Metallurgy—Part II. Elsevier Scientific Publishing Co, Comisión Nacional de Energía Atómica, Centro pp. 68-69. Atómico Constituyentes por prestar las instalaciones para análisis. Trabajo presentado en la XLI Reunión Anual de la Asociación Argentina de Tecnología Nuclear, Buenos Aires, 1 al 5 de diciembre de 2014 Página 43 JUL./DIC. 2014 Uorg (mg/L) CNEA | Año XIV | Número 55/56 | Julio/Diciembre 2014 Reseñas bibliográficas Ensayos en campera Jorge Sabato Ciencia Tecnología y sociedad Buenos Aires, 2004 ISBN 987-558-028-7 15 x 20 cm, 215 pp. La reedición de Ensayos en campera, publicado por primera vez en 1979, quiere rescatar el pensamiento innovador y sólido de Jorge Sabato, quien en su famoso triángulo – Estado, universidad, empresas – resumió al decir de Jorge Katz “una intuición muy primaria, casi rudimentaria, diríamos hoy, de la compleja trama institucional, económica y tecnológica, de interrelaciones y de coevolución entre lo micro y lo macro, que conforman la infraestructura básica desde la que toda sociedad ‘construye’ su modelo de crecimiento de largo plazo”. La producción de tecnología argentina y la participación del Estado, la universidad y los empresarios como red necesaria para acceder a la sociedad moderna son las coordenadas para una reflexión no exenta de ironía de este investigador y pensador clave en la historia de nuestro país. Energía.ar – Resurgimiento hidroeléctrico y nuclear argentino. 1ra edición Carlos Andrés Ortiz Historia argentina Misiones. 2011, Edición del autor ISBN 978-330242-8 Rústica 24 x 17,5 cm, 256 pp. Esta obra es la sumatoria de 125 artículos referidos a 4 temas esenciales y fuertemente concatenados: Energía, Ecología, Economía y Geopolítica, generados entre 2006 y 2010. Su contenido muestra los rápidos cambios operados en la Argentina en ese periodo, a partir de la implementación de los cambios ocurridos en los paradigmas político-económicos respecto de los aplicados en el cuarto de siglo anterior. La descripción de las políticas encaradas por los sucesivos gobierno convierte a este trabajo en una herramienta de consulta por su valor de revisionismo histórico en cuanto a políticas energéticas. El preciso desarrollo de los proyectos de Yacyretá, Corpus y Garabí en cuanto a su contribución energética al Sistema Argentino de Interconexión (SADI), como por su importancia geopolítica y estratégica, permite su fácil entendimiento y comprensión. Por otra parte –no olvidando a la patria chica- describe el inmenso potencial que posee la provincia de Misiones en materia de recursos hidroenergéticos y la importancia de las energías nuclear e hidroeléctrica en el aprovechamiento de los recursos del país, en el equilibrio de aportes a la matriz energética y en su significativo aporte a la disminución del efecto invernadero y su incidencia en calentamiento global. Tampoco olvida considerar las energías renovables complementarias, lo que permite constatar la profundidad de sus conocimientos, la minuciosidad, severidad y pasión con que ha realizado sus investigaciones sobre cada tema, y su capacidad de apertura a un debate amplio, serio y maduro sobre los mismos. Describe asimismo como grandes materias pendientes, las renacionalizaciones de las empresas petroleras y gasíferas y el resurgimiento de Agua y Energía Eléctrica, parcialmente sustituida por EBISA (Emprendimientos Energéticos Binacionales Sociedad Anónima. El autor es Contador Público Nacional e investigador en temas energéticos, económicos, históricos y ambientales. Página 44 CNEA CNEA al día | Noticias institucionales CNEA enriquece uranio en el Centro Tecnológico Pilcaniyeu La planta de Enriquecimiento de Uranio del Centro Tecnológico Pilcaniyeu, provincia de Río Negro, comenzó su producción de uranio enriquecido en pequeña escala. Esto permitirá a la Argentina con firmar su posición entre los 11 países reconocidos por el Organismo Internacional de Energía Atómica como productores de tal material nuclear. Este desarrollo implica para el país avanzar en el autoabastecimiento de un insumo crítico y potenciar un sector tecnológico de alto valor agregado. Romper con la dependencia tecnológica es clave para fortalecer cualquier política de desarrollo autónomo: la comunidad internacional tiende a establecer una estructura de suministro restrictiva del número de países proveedores de uranio enriquecido. La Argentina ya había producido uranio a escala experimental durante la década del ‘80 en Pilcaniyeu, cuando la CNEA desarrolló la tecnología de enriquecimiento de uranio por el método de difusión gaseosa. Tras 12 años de abandono, desde 2007 Pilcaniyeu recibió inversiones del Gobierno Nacional por cerca de 120 millones de pesos en el desarrollo del módulo experimental (mock-up) de enriquecimiento de uranio. La cantidad de uranio a producir y su nivel de enriquecimiento serán por ahora a pequeña escala, pues todavía se estudia y busca definir los parámetros de operación necesarios a escalas mayores. La instalación y su planta de 160 técnicos y profesionales están operando en forma continua desde marzo. Se están efectuando las pruebas correspondientes en sus distintos sectores, cumpliendo con todos los requerimientos ambientales y de la Autoridad Regulatoria Nuclear. Desde el punto de vista de la no proliferación nuclear, esta es una tecnología crítica que está sometida a un estricto control internacional. Por eso, inspectores de la la Agencia Brasileña Argentina de Contabilidad y Control de Material Nuclear (ABACC), y del Organismo Internacional de Energía Atómica viajarán a Pilcaniyeu regularmente para constatar el inventario del uranio natural existente en la instalación. Contar con tecnología de enriquecimiento permitirá asegurar la provisión de elementos combustibles con uranio levemente enriquecido para los reactores de potencia existentes y a construirlos, entre ellos el reactor argentino CAREM, y para los reactores experimentales, con lo que se garantizará la producción de radioisótopos y los procesos industriales de irradiación. Todas esas actividades podrían verse afectadas si surgieran “restricciones” para la importación de uranio enriquecido desde terceros países. De hecho existen antecedentes de imprevistas interrupciones en el suministro de este material por parte de tradicionales proveedores de la Argentina. CNEA en la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse En el marco del Plan Nuclear Argentino, la CNEA finalizó la laminación de los tubos de presión necesarios para extender de la vida útil de la Central Nuclear Embalse. Es la primera vez que este proceso se realiza fuera de Canadá, país proveedor de la tecnología CANDU, por lo que nuestro país sustituye importaciones y se instala así como un proveedor alternativo de este producto a nivel nacional e internacional. Los estudios de envejecimiento de componentes y de factibilidad para la extensión de vida de la Central Nuclear Embalse, que comenzaron en 2007, determinaron la necesidad de reemplazar muchos de sus componentes. Entre ellos, los tubos de presión, pieza fundamental de los reactores de tecnología CANDU. En ese sentido, la CNEA finalizó este 17 de diciembre la laminación de los más de 400 tubos de presión que reemplazarán a los que actualmente están instalados en el núcleo de la central. Además, durante todo el proceso de laminación se logró que todos los tubos sortearan las estrictas pruebas a las que fueron sometidos. La Planta Piloto de Fabricación de Aleaciones Especiales (PPFAE) de la CNEA fue certificada como proveedor de materiales de calidad nuclear, para proveer componentes nucleares a las empresas de capital mixto (privado y estatal) CONUAR S.A. y FAE S.A. Asimismo, las plantas de estas empresas están acreditadas según el código de la Sociedad Americana de Ingenieros Mecánicos (ASME, por su sigla en inglés) para el diseño, construcción, inspección y pruebas para recipientes de presión. Esto garantiza que los todos los componentes fabricados y procesados en la Argentina cumplen con los requisitos más exigentes de calidad nuclear, lo que en el caso de los tubos de presión la convierten en uno de los pocos proveedores alternativos para centrales tipo CANDU que existen en la actualidad en el mundo. Página 45 JUL./DIC. 2014 CNEA al día | Noticias institucionales Nuevo Instituto de Astropartículas En el marco de los actos por el 64° Aniversario de la ciudad de Malargüe, provincia de Mendoza, la CNEA y el Gobierno de esa provincia impulsaron la creación del Instituto Internacional de Astropartículas, que funcionará en las instalaciones del Observatorio Pierre Auger. La carta de intención firmada en la ocasión, que da el puntapié inicial para la creación de dicho Instituto, fue firmada por el gobernador mendocino, Francisco Pérez, y el Director del Observatorio Pierre Auger, Dr. Alberto Etchegoyen, en representación de la CNEA. La Presidenta de la CNEA, Lic. Norma Boero, subrayó que la creación de un centro regional latinoamericano de estas características “constituye un hecho auspicioso porque implicará grandes colaboraciones y aportes financieros a largo plazo, los cuales no se podrían hacer sin el apoyo regional”, y resaltó que esto “fortalecerá las relaciones de hermandad en Latino América”, permitiendo asumir un rol de vanguardia en el futuro. Este instituto será único en el hemisferio sur y permitirá articular los estudios de astrofísicas con organismos de todo el mundo, pero principalmente el desarrollo regional y de los países latinoamericanos en los estudios del cosmos. La astrofísica de partículas es una actividad de carácter interdisciplinario que involucra contenidos y desarrollo de astrofísica, cosmología y física de partículas. En la Argentina, desde hace casi 20 años, funciona uno de los principales proyectos del mundo en esta materia: el Observatorio Pierre Auger. Ubicado en la provincia de Mendoza (en los departamentos de Malargüe y San Rafael) se gestó gracias a la apoyo de la CNEA. Este proyecto internacional involucra a cerca de medio millar de investigadores, ingenieros, técnicos y estudiantes de todo el mundo, que trabajan en pos de la detección y análisis de rayos cósmicos de ultra elevada energía. Por ello, a fin de garantizar la continuidad de más de una década de investigaciones, la CNEA proyectó la creación del Instituto Internacional de Astropartículas en el prestigioso Observatorio del sur mendocino. Se trata de un proyecto que hace hincapié en el desarrollo regional de la ciencia a través del vínculo permanente con institutos semejantes a nivel global, con el fin de cumplir una serie de objetivos principales, como son el asesoramiento para la promoción de políticas científicas a largo plazo; establecer relaciones y convenios con otras instituciones para un mejor desarrollo de las actividades en la Argentina y los países miembros; y promover la investigación científica y tecnológica de los fenómenos relacionados con astropartículas. En cuanto a su administración, el Instituto estará vinculado a la Fundación Ahukema, Investigación y Desarrollo Tecnológico. La provincia de Mendoza y la CNEA serán los entes encargados de llevar adelante la concreción y funcionamiento del Instituto. Nuevo aporte de la CNEA a la salud pública La Sra. Presidenta Cristina Fernández de Kirchner inauguró vía teleconferencia el nuevo equipamiento provisto por la CNEA para el Servicio de Medicina Nuclear del Instituto de Oncología Ángel H Roffo. En ese acto en que se presentó el Servicio de Detección Temprana de Tumores de Mama y el tomógrafo SPECT/CT del Servicio de Medicina Nuclear y un nuevo acelerador lineal para el citado Instituto, estuvieron presentes la Presidenta y el Vicepresidente de la CNEA, Lic. Norma Boero e Ing. Mauricio Bisauta. El equipo específico para estudios en mamas permite detecciones muy tempranas de tumores de menos de un milímetro y es la forma de detección más precoz que existe hoy en el mundo. Este tomógrafo es el primero en su tipo en Latinoamérica y se ha instalado en un hospital público. Su costo es del orden de los 6 millones de pesos y el valor de la obra para la adecuación de las instalaciones ascendió a los 2 millones de pesos. En el desarrollo de la misma se contemplaron todas las necesidades edilicias de este tipo de servicio y las exigencias de los órganos de control (Autoridad Regulatoria Nuclear, Administración Nacional de Medicamentos y Alimentos y Ministerio de Salud de la Nación) para la habilitación del servicio. El equipo permite adquirir imágenes muy detalladas y definidas de tejido anormal de reducido tamaño, del orden de los pocos milímetros. La gran ventaja comparativa de esta modalidad de diagnóstico está dada por la posibilidad de detectar lesiones en mama menores a 1mm, lesiones que no son detectadas con los tomógrafo PET/CT de cuerpo entero que se usan actualmente. Además, es posible obtener imágenes volumétricas en regiones cercanas a la pared torácica y lesiones situadas en el cuadrante externo superior, ambas zonas de difícil acceso con las mamografías tradicionales. Esta tecnología se basa en concreto en la utilización de tomografía por emisión de positrones que permite medir con gran precisión y de forma no invasiva la actividad metabólica del tumor. Gracias a la misma se reduce a niveles muy bajos la tasa de falsos positivos - un 1 a 3% - mientras que los equipos más avanzados utilizados actualmente, basados en la aplicación de resonancia magnética, tienen desde un 10 hasta un 25% por ciento de falsos positivos. Página 46 CNEA EMPRESAS Y FUNDACIONES DEL SECTOR NUCLEAR ARGENTINO ASOCIADAS O VINCULADAS CON LA CNEA COMBUSTIBLES NUCLEARES ARGENTINOS S.A. (CONUAR) CONUAR fue creada por Decreto N° 1719/81. Es una sociedad anónima cuyo capital accionario corresponde el 33,33% a la CNEA y el 66,67% restante a la empresa privada SUDACIA S.A., estando su planta de producción situada en el Centro Atómico Ezeiza, provincia de Buenos Aires. Tiene como objetivo producir, a partir de la utilización de tecnología suministrada por la CNEA, elementos combustibles para el abastecimiento de las centrales nucleoeléctricas y de los reactores de investigación argentinos. Su dirección es Prebístero Juan González y Aragón N° 15 - Centro Atómico Ezeiza – (B1802AYA) Ezeiza – Pcia. de Buenos Aires – Teléfono: (54 – 11) 6326-1300 - Fax: (54 – 11) 6326-1490 - www.conuar.com.ar DIOXITEK S. A. DIOXITEK fue creada en 1996 por Decreto N° 1286/96. Es una sociedad anónima cuyo capital accionario corresponde en un 99% a la CNEA y el 1% restante a la provincia de Mendoza. Su objetivo inicial fue garantizar el suministro del dióxido de uranio que se utiliza en la fabricación de los elementos combustibles para las centrales nucleares de potencia. En 2002 incorporó a su actividad la producción y comercialización de fuentes selladas de cobalto 60 para uso medicinal e industrial. Su planta de producción de dióxido de uranio se encuentra en la ciudad de Córdoba y la planta industrial de elaboración de fuentes selladas de cobalto 60 en el Centro Atómico de Ezeiza, provincia de Buenos Aires. Su dirección es Avenida del Libertador 8.250 (B1429BNP) Ciudad Autónoma de Buenos Aires - Teléfono: (54 – 11) 4704 - 1035/1236 - Fax: (54 – 11) 4704 - 1043 - www.dioxitek.com.ar EMPRESA NEUQUINA DE SERVICIOS DE INGENIERÍA S. E. (ENSI) ENSI fue constituida el 21 de diciembre de 1989 entre el Gobierno del Neuquén y la CNEA. Es una sociedad del estado neuquino cuyo capital accionario corresponde en un 51% a dicho estado y un 49% a la CNEA y su sede se encuentra en la localidad de Arroyito de la citada provincia. Su objetivo principal es operar plantas químicas a escala piloto e industrial y elaborar y comercializar productos químicos. Por contrato con la CNEA se hizo cargo de la operación de la Planta Industrial de Agua Pesada (PIAP) situada en la citada localidad de Arroyito. ENSI, además, presta servicios de ingeniería a empresas dedicadas a la producción de petróleo, gas y energía eléctrica que operan en la región. Su dirección es Ruta Nacional 237 km. 1278 Arroyito, Neuquén Casilla de Correo 636 (8300) Neuquén Arroyito - Pcia. del Neuquén - Teléfono: (54 – 299) 440706/440411/440572 - Fax: (54 – 299) 440534 – E-mail: piap@ensi.com.ar - www.ensi.com.ar FÁBRICA DE ALEACIONES ESPECIALES S.A. (FAE) FAE fue creada por Decreto N° 1088/86. Es una sociedad anónima cuyo capital accionario corresponde un 32% a la CNEA y el 68% restante a la empresa CONUAR S.A., estando su planta de producción situada en el Centro Atómico Ezeiza, provincia de Buenos Aires. Tiene por objetivo la producción, a partir de la utilización de tecnología suministrada por la CNEA, de vainas y semiterminados de zircaloy 4 para la fabricación de elementos combustibles para reactores de potencia y la producción de tubos de acero inoxidable y aceros especiales de alta calidad. Su dirección es Prebístero Juan González y Aragón N° 15 - Centro Atómico Ezeiza – (B1802AYA) Ezeiza – Pcia. de Buenos Aires – Teléfono: (54 – 11) 6326-1493 - Fax: (54 – 11) 6326-1496 - www.fae.com.ar INVAP S. E. INVAP fue creada por Decreto del Gobierno de Río Negro N° 661/76. Es una empresa de tecnología cuyo capital accionario corresponde en un 100% al estado rionegrino, estando vinculada a la CNEA mediante un acuerdo con la referida provincia. Su sede se encuentra en San Carlos de Bariloche. Su objetivo estatutario original es servir al desarrollo nuclear argentino, aunque más tarde ha extendido sus actividades a otros campos tecnológicos como el aerospacial. Se dedica principalmente al desarrollo y construcción de reactores de investigación e instalaciones nucleares de todo tipo, así como también de sistemas de aplicación médica y científica y al desarrollo y fabricación de satélites y radares. Su dirección es Avda. Cmte. Luis Piedrabuena 4950 - (R8403CPV) San Carlos de Bariloche – Pcia. de Río Negro – Teléfono: (54 – 2944) 4409 300 - Fax: (54 –2944) 4409 336 - www.invap.com.ar NUCLEOELÉCTRICA ARGENTINA S.A (NA-SA) La NA-SA fue creada por Decreto N° 1.540/94. Es una sociedad Anónima cuyo capital accionario corresponde el 79% a la Secretaría de Energía de la Nación, el 20% a la CNEA y el 1% al Ente Binacional de Emprendimientos Energéticos S.A. Tiene a su cargo la operación y comercialización de la energía eléctrica generada por las Centrales Nucleares Atucha I- Unidades I y II y Embalse, así como por las futuras unidades de generación nucleoeléctrica. Su dirección es Arribeños 3619 – (C1429BKQ) Ciudad Autónoma de Buenos Aires- Teléfono: (54-11) 4701 – 7070 - Fax: +54 11 4701 8621- E-mail: ri@na-sa.com.ar- www.na-sa.com.ar POLO TECNOLÓGICO CONSTITUYENTES S.A. (PTC) El PTC fue creado por Decreto N° 894/98 y está constituido por la asociación de instituciones de desarrollo tecnológico con capacidades distintas y complementarias. La CNEA es poseedora del 20% del capital accionario. El PTC tiene por objeto prestar servicios en las áreas de la investigación y el desarrollo tecnológico cuando ellos requieran complementar las capacidades de sus integrantes. Su dirección es Parque Tecnológico Miguelete – Edificio 1 - Avda. General Paz (entre Constituyentes y Albarellos) (1650) San Martín - Pcia. de Buenos Aires - Teléfono / fax: (54 –11) 754 – 4070 – www.cnea.edu.ar/polo FUNDACIÓN CENTRO DE DIAGNÓSTICO NUCLEAR (FCDN) La FCDN constituye un emprendimiento conjunto de la CNEA y la FUESMEN con el objeto de dotar al conglomerado bonaerense de un centro de última generación de diagnóstico por técnica de emisión de positrones (PET). Fue creada el 14 de diciembre de 2004 y su Centro de Diagnóstico Nuclear fue inaugurado el 23 de mayo de 2007. Su dirección es Avenida Nazca 3449 (1429) Buenos Aires – Teléfono / fax: (54 – 11) 4566-7597 - E-mail: info@fcdn.org.ar – www.fcdn.org.ar FUNDACIÓN ESCUELA DE MEDICINA NUCLEAR (FUESMEN) La FUESMEN fue creada por convenio suscripto el 21 de diciembre de 1990 entre la CNEA, el Gobierno de Mendoza y la Universidad Nacional de Cuyo, con el objetivo de desarrollar actividades científicas, docentes y asistenciales en un marco de excelencia técnica y humana en el campo de la medicina nuclear y el radiodiagnóstico. Su dirección es: Garibaldi 405 (M5500CJI) Mendoza – Pcia. de Mendoza - Teléfono: (54 – 261) 4201615 - Fax: (54 – 261) 4203288 - E-mail: info@fuesmen.edu.ar www.fuesmen.edu.ar