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Energía nuclear verde: reactor nuclear a sal fundida

Trabajo presentado ante la ilustre Academia Nacional de laIngeniería y el Hábitat por el Dr. Laszlo Sajo Bohus comorequisito parcial para optar a su incorporación como MiembroCorrespondiente por el Estado Vargas

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Universidad Simón Bolívar, Laboratorio de Física Nuclear, Apdo 89000, Caracas 1080A, Venezuela

Correo electrónico: [email protected]

mailto:[email protected]

RESUMEN

El concepto de reactor con sale fundido (MSR) es uno de las proposiciones de mayor interés enla perspectiva de generación de energía nuclear por sus características de seguridadintrínseca. Inspirados por esta propiedad, se propone un esquema técnico alternativo a lainstalación de un reactor de investigación mencionado en el acuerdo de cooperación conRusia. Si en Venezuela hay interés en un programa de generación de energía nuclear estadebería ser de cuarta generación. Entre estos un reactor de investigación debería tenerespectro neurótico térmico, combustible fluido a sales fundidas de torio y alimentado poruna fuente externa de neutrones. Este es el sistema estudiado y es por diseño degeometría de un paralelepípedo, de potencia cero, combustible liquido (Th-Unat y boronatural) con moderador de grafito de pureza nuclear acoplado a una fuente externa deneutrones. Se presentan los resultados de los experimentos que justifican la proposiciónde la utilización del torio. Para demostrar la validez del concepto se han utilizandodetectores activos y pasivos con conversores de boro-10; los resultados obtenidospermiten establecer el comportamiento de la composición del fluido combustible bajoirradiación neutrónica. En el caso que el Ejecutivo Nacional dé continuidad a la iniciativade generación núcleo-eléctrica, este estudio provee una plataforma tecnológica de apoyoa la iniciativa del programa nacional.

Palabras clave: reactor nuclear, núcleo subcritico, combustible torio, detector pasivo

ABSTRACT The Molten Salt Reactor (MRS) is one of the propositions of interest in the prospect of nuclear

power generation by virtue of their intrinsic safety. Inspired by this property, an alternativetechnical scheme for the installation of a research reactor mentioned in the cooperationagreement with Russia is studied. If in Venezuela, there is interest in a program of nuclearpower generation this should be of fourth generation. Among these, the reactor should havethermal neutron spectrum, fluid fuel, thorium molten salts and be partially powered by anexternal source of neutrons. The proposed system has by design a cuboid geometry, zeropower, liquid fuel (Th-Unat and natural boron) graphite moderated coupled to an externalneutron source. The results of experiments that justify the proposal of the use of thorium aregiven. These include, active and passive detectors, converters with boron-10 to providebehavior of the fluid composition fuel under neutron irradiation. In the event that theExecutive Government gives continuity to the initiative of nuclear-power generation, thisstudy provides a technology platform to support the national program.

Keywords: molten salt reactor, subcritical core, thorium fuel, passive detector

INDICE GENERAL

INTRODUCCIÓN

Aspectos históricos

Reactores de IV Generación

Ciclo del torio: la única vía a la energía nuclear verde

Aspectos relevantes de los reactores RSF-Th (Th-MSR)

CARACTERÍSTICAS GENERALES DE DISEÑO DE UN CONJUNTO SUBCRITICO

OBJETIVOS Y ASPECTOS TÉCNICOS GENERALES

RENDIMIENTO DE LA COMPOSICIÓN DEL COMBUSTIBLE FLUIDO

Combustibles ThUnat y ThUnatBnat

MULTIPLICACIÓN NEUTRÓNICA Y DAÑO POR RADIACIÓN

Reactividad

Daños en los detectores

Desplazamiento atómica por interacción con los neutrones

DETECCIÓN DE NEUTRONES DE CONVERSIÓN Y DE FISIÓN

EXPERIMENTOS CON COMBUSTIBLE FLUIDO EN MOVIMIENTO FORZADO

Sistema experimental

Espectros gamma del combustible

FEN generados por la radiación gamma

RESULTADOS

Eficiencia del compuesto de combustible fluido

Neutrones con FEN por radiación de frenado

DISCUSIÓN Y CONCLUSIONES

EXTENSIÓN DEL ESTUDIO PARA REFORZAR ALGUNOS ASPECTOS GENERALES

Breve análisis del impacto a mediano plazo

Torio-nat en esquemas de generación distribuida

Disciplinas de la ingenería requerida para el MSR

Sinergia entre las energía fósiles y alternativas con el desarrollo del mix energético enVenezuela

Aspectos ambientales y de seguridad del PD-MSR

RECOMENDACIONES

RECONOCIMIENTOS

BIBLIOGRAFÍA

INTRODUCCIÓN

Venezuela manifestó, con un acuerdo de cooperación técnica con el gobierno de Rusia, laintención de lanzar un programa nuclear para usos pacíficos. El convenio tiene previsto laconstrucción de un reactor de investigación, con la posibilidad de utilizarlo en áreasinterdisciplinarias (producción de radioisótopos) y otro con una potencia de 1200MW; esteultimo es del tipo VVER-PWR para la generación núcleo-eléctrica, GACETA (2010).

Si el programa energético venezolano mantiene su interés en incluir también la generación deenergía nuclear entonces el sistema debería ser de cuarta generación. En este trabajopresentamos: i.- una propuesta razonada en la conveniencia de la iniciativa gubernamental parala realización del programa nuclear a largo plazo con la recomendación de seguir el ciclo decombustible del torio-uranio; una vía alternativa al ciclo uranio-plutonio que caracterizan lasinstalaciones nucleares manufacturadas por la industria Rosatom (Rusia). ii.-resultadosexperimentales obtenidas utilizando un conjunto nuclear subcritico instalado en la UniversidadSimón Bolívar (Venezuela)

En particular, el tema seleccionado se centraliza en el diseño y construcción de unainstalación nuclear (conjunto subcrítico) con combustible Th-U. El prototipo es un reactorsubcrítico en régimen estacionario que no dispone de un número suficiente de neutrones paramantener la reacción en cadena. Para el caso especifico, el combustible fluido esta compuestopor material fértil Th y fisible 235U con Bnat. Una fuente externa de neutrones (FEN),convenientemente acoplada al núcleo del reactor permite operar el sistema en régimen subcrítico.Existen diferentes fuentes a este fin, SAJO-BOHUS ET AL (2015a); en la práctica se empleapor comodidad una fuente radioisotópica de fisión 252Cf. Esta fuente, fue adquirida a través delproyecto VEN/8/014 de la Agencia Internacional de Energía Atómica (IAEA) GREAVES ET AL(2005), utilizado para experimentos en el Laboratorio de Física Nuclear de la Universidad Simón

Bolívar. El conjunto a la cual se hace referencia es un ensamblaje de grafito de pureza nuclear(de 600 kg donado por el Centro de Neutrones de Budapest-Hungria) que aloja la fuente deneutrones. Los detalles técnicos del prototipo se reportan en la sección relacionada con laconstrucción del sistema. Parte de los resultados obtenidos se realizaron con FEN-radiación defrenado (bremsstrahlung). Con una serie de experimentos se logró determinar la factibilidad y elrendimiento de diferentes mezclas de combustible. El sistema de generación de energíapropuesto está diseñado para funcionar con combustible fértil+fisible fluido a temperaturaambiental en condiciones operacionales de potencia cero. En particular el sistema lleva unblindaje radiológico externo y de contención que fue ensamblado con recursos limitados perosiempre teniendo presente el cumplimiento de las normas vigentes en radioprotección. Cabemencionar que el conjunto esta rodeado por un blindaje radio-biológico utilizando policarbonatode alta densidad dopado con litio y ladrillos de parafina dopados con boro manufacturados en ellaboratorio.

La instalación de este prototipo basado en un conjunto subcrítico se considera una iniciativade una primera etapa tecnológica en apoyo al programa de generación de energía núcleo-eléctricaen Venezuela. De hecho el País requiere de un centro de entrenamiento en Física de losReactores, Neutrónica, Sistemas de Control así como de inspección en materia de tecnología dereactores nucleares. Esta iniciativa se orienta también hacia: la formación de futurosprofesionales en el área de la producción de energía nuclear, el desarrollo de nuevas tecnologías,el impacto ambiental de la energía nuclear y protección radiológica.

Aspectos históricos

Aunque nuestro País no pertenezca al llamado club nuclear, cabe mencionar que la sociedadvenezolana siempre estuvo atento a los desarrollos tecnológicos y aplicaciones científicas quehan tenido lugar en otros países; ciertamente la ciencia nuclear no es una excepción en esteaspecto. En los decenios del pasado hemos sido contribuyentes en enriquecer los conocimientosnucleares con la iniciativa de la instalación de un reactor nuclear (RV-1) en Los Altos de Pipe ylaboratorios en algunos centros y Universidades. Un importante sector nuclear se ha cerrado aldesincorporar el RV-1, no obstante, se ha renovado el interés hacia los aceleradores de partículaspara aplicaciones en medicina nuclear. Recientemente, en ingeniería nuclear observamos unrenacimiento reforzado también por el acuerdo de cooperación técnica con el gobierno de Rusia;la iniciativa manifiesta la intención del gobierno de Venezuela de lanzar un programa nuclearpara usos pacíficos coadyuvado también por el programa iniciado con la formación profesionalde un grupo de becados en el exterior.

Reactores de IV- GENERACIÓN

Los accidentes nucleares de Chernobyl (1986, Pripyat, Ucrania) y de Fukushima (2011,Ōkuma, Japón) han orientado la industria nuclear de plantas nucleares hacia diseños de reactoresde nueva generación; para lo cual se ha incluido sistemas nucleoeléctricas que garanticen unamayor seguridad operacional, confiabilidad tecnológica y rendimiento energético. El ForoInternacional de la IV Generación (Generation IV International Forum, GIF) ha iniciado unaserie de estudios especializados basados en ocho metas tecnológicas que contemplan: la mejorade la seguridad nuclear, una mayor resistencia a la proliferación, la reducción de los efectosambientales de los desechos radiactivos, además de reducir los costos involucrados en laconstrucción, operación y mantenimiento de las plantas nucleares de potencia (PNP). El informepublicado reporta un conjunto de seis conceptos de ingeniería de reactores nucleares que segúnlos estudios realizados son las tecnologías más prometedoras para lograr los objetivos porofrecen significativos avances en la generación núcleo-eléctrica. En consecuencia, podríaconsiderarse para Venezuela la instalación de un reactor GEN-IV por ejemplo del tipo Th-U ensal fundido acoplado a un acelerador como FEN. Justificado por el aspecto de las ventajas delcombustible torio, DAVIDA ET AL (2007) y por satisfacer los intereses energéticos del País.

Ciclo del torio: la única vía a la energía nuclear verde

Los reactores nucleares requieren de material físil, generalmente se emplea el uranio natural(tipo CANDU, Canadá Deuterio Uranio) o uranio enriquecido (requerido por la mayoría de los442 PNP en operación hasta febrero 2016). Las principales etapas relacionadas con la extraccióny manipulación del mineral, fabricación de las barras de combustible y los pasos de tratamiento aposterior, necesarias para administrar con seguridad los desechos, constituye el llamado ciclo delcombustible nuclear, (también denominado cadena del combustible nuclear). Aunque se utiliceconvencionalmente en la jerga internacional, es evidente que técnicamente no es un ciclo per se.El combustible, en la mayoría de los reactores en operación, al completar su vida útil, esenviado para su almacenamiento en lugares geológicamente estables en donde los radioisótoposde mayor tiempo de semidesintegración, se espera, permanezcan por miles de años sin desmejorapara el ambiente. En este caso, el combustible nuclear todavía disponible no es reciclado y/oreutilizado, se le indica de un solo ciclo en cuanto las barras del combustible físil residual porestar acompañado por fragmentos de fisión altamente nocivos son almacenados ad infinitum. Porconveniencia económica es la alternativa que optan la mayoría de los países llamados nucleares.

Los repositorios definitivos de la ceniza nuclear de mayor importancia en Alemania, Asse I yII (en la cual el Autor realizó una extensa visita), y la propuesta en Yucca Mountain (EEUU) sonlos más conocidos. Algunos países disponen de repositorios nucleares temporales con miras deuna futura reutilización de la ceniza nuclear almacenada. Tanto la solución de almacenaje

definitivo como la temporal son insatisfactorias y es evidente que inducen un rechazo en lapoblación por las incertidumbres intrínsecas que presenta. La producción de la ceniza nuclear yla incapacidad de disponer de ella sin riesgo ambiental, es uno de los argumentos de mayor pesoen contra de la producción de la energía por fisión nuclear.

Aspectos relevantes de los reactores RSF-Th (Th-MSR)

En el último decenio hemos observado que hay un esfuerzo internacional para orientar elprograma nuclear a nivel internacional hacia la ingeniería del ciclo del torio (Th-U) y losreactores de sal fundida de torio (RSF-Th y por sus siglas en ingles Th-MSR), LUNG, M. YGREMM, O. (1998). Países europeos y asiáticos están en una fase avanzada en la tecnología yrecientemente US-DOE (2016) impulsó el tema con una inversión de 40 millones de dolares parael desarrollo del MCFR (Molten Chloride Fast Reactor), ver http://energyfromthorium.com/.

Parece increíble pero la generación de energía con este ciclo, si se puede llamar así, presentaalgunos aspectos de alta relevancia, por ejemplo, prácticamente no sufre de ninguno de losaspectos negativos del ciclo (U-Pu) GREAVES ET AL (2011).

Fig. 1. Ilustración artística del ciclo del combustible nuclear con los pasos de extracción, conversión,proceso de enriquecimiento y fabricación de barras de combustible. Después de su utilización para elfuncionamiento de un reactor, con los pasos siguientes forman al llamado tratamiento posterior (reciclaje

o almacenamiento). CNEA-Argentina 2016.

http://energyfromthorium.com/2016/01/16/doe-terrapower/

Para completar las observaciones del ciclo de combustible U-Pu, mencionamos que unreactor típico de agua a presión de potencia de 1000MWe eléctrico con combustible enriquecidoal 3.0% después del primer año de operación contiene alrededor de 25 toneladas de uranio (segastaron pocos kilogramos de la carga inicial). Adicionalmente, se han producido unos 250 kg de239Pu que podría ser empleado para la fabricación una docena de explosivos nucleares. Otradesventaja de los reactores que utilizan el ciclo U-Pu es que requieren:

• de un proceso de enriquecimiento; la concentración del material físil es muy baja (Unat =

0.7% 235U fisil + 99.3% 238U,fértil),

• de la fabricación de pastillas o pellets (estas se utilizan para formar las barras de

combustible o clusters (mencionamos que de la pastilla o pellet del tamaño de un 1cm3

se utiliza una fracción despreciable de su contenido potencial de energía, es decir, loequivalente a 481 metros cúbicos de gas natural, 807 kg de carbón o 3.5 barriles depetróleo),

• de un conjunto de barras de combustible que constituye la carga del núcleo del reactor,

• del movimiento periódico de la posición del cluster; es necesario modificar la geometría

del núcleo para mantener la eficiente producción de energía,

• después de algunos años de operación (~5 a) la transferencia del combustible

parcialmente agotado a un almacén temporal (piscinas de enfriamiento ubicado en lamisma planta),

• de una segunda transferencia del combustible agotado que puede ser una disposición

final o someterlo a un proceso de reciclado,

• de un sitio de almacenamiento de alta seguridad por el contenido de actínidos de muy

larga vida media.

Todos los puntos anteriores se relacionan a dos aspectos importantes: seguridad y costo. En lamedida que aumentan los pasos en el ciclo U-Pu, el riesgo de un accidente crece y enconsecuencia, también aumentan los costos involucrados.

En contraposición al ciclo mencionado, hacemos notar la importancia sobresaliente del ciclo Th-U (ver op.cit. DAVIDA ET AL. 2007), ninguno de los puntos anteriores se aplica al caso delcombustible del Th-MSR. De hecho, la carga de combustible de Th-U inicial, permanece por elperiodo de la vida útil del reactor, es decir, entre 40 y 60 años; el limite temporal se debe al dañopor radiación (dpa, displacement per atom). La economía neutrónica hace rentable el sistema

MSR debido a la utilización parcial del exceso de neutrones para transformar la ceniza nuclear,principalmente los elementos transuranicos (TRU) y los actínidos menores (MA), en isótoposde menor vida media (~ 300 años) comparado con la ceniza del ciclo U-Pu (miles de años).

Por otra lado, en referencia al combustible del MSR resulta que el 233 U (transmutación del232Th→233Pu → 233 U) es un isótopo físil superior por sus características nucleares tanto al 235 Ucomo al 239Pu; en efecto, debido a su mayor producción de neutrones por neutrón absorbido (2.45contra 2.43) se dispone de una ventaja técnica adicional. Además por las posibles reacciones conneutrones:

232Th (n,γ) 233Th (β−) 233Pa (β−) 233U (n,2n) 232U,

232Th (n,γ) 233Th (β−) 233Pa (n,2n) 232Pa (β−) 232U,

232Th (n,2n) 231Th (β−) 231Pa (n,γ) 232Pa (β−) 232U,

se produce inevitablemente el radioisótopo 232U. Este ultimo genera un conjunto de hijasaltamente radiactivas alcanzando la ultima etapa estable: el plomo.

La cadena

232U (α, 68.9 a) → 228Th (α, 1.9 a) → 224Ra (α, 3.6 días) → ...→ 208Tl(β−, 3 meses) → 208Pb

es considerada una importante característica nuclear por garantizar una mayor resistencia a la

proliferación nuclear; dada su radiotoxicidad de su hija: 208Tl (E=2.6 MeV) su manipulación

involucra un importante costo en cuanto se debe de realizar a distancia.

Si bien es verdad que los venenos (por ejemplo, xenón, samario y algunos otros) también eneste ciclo se deben de remover, la superioridad nuclear y tecnológica del torio es ordenes demagnitud superior comparándola con el ciclo U-Pu. De hecho, el óxido del torio, funde a3.300°C, comparado con el valor de 2.800°C para el UO2, es una ventaja no indiferente en casode accidente tipo LOCA (perdida de refrigeración) en cuanto ofrece un nivel elevado deseguridad contra el llamado melt down o síndrome chino. Además el torio mantiene susexcelentes propiedades neutrónicas operándolo en altas temperaturas (incomparablemente mejordel 235U o 235Pu). Particularmente ventajoso para lograr un rendimiento térmico teórico entre 50y 55%.

Podríamos decir que a la luz de los aspectos nucleares reportados, el ciclo Th-U esparticularmente verde y por la cantidad producida de los actínidos menores de larga vida media

de los productos de fisión del 233U, (menor de un factor 103 comparado con el 235U-Pu). Un puntofinal, que prácticamente ganaría la oposición mas extrema a la generación de energía núcleo-eléctrica por medio del torio, es que por diseño se impone la circulación continua del fluidocombustible. Cabe mencionar que una cantidad insignificante de ceniza nuclear viene generada y

debe ser extraída específicamente: 135Xe, con sección eficaz de absorbimiento de neutrones de

2Mbarn, 149Sm, con 74.5kb y el 157Gd, con 200kb. Se les llama venenos del reactor por absorbercon alta probabilidad neutrones, mientras que el resto de combustible junto los productos defisión permanecen prácticamente por toda la vida útil del reactor en el núcleo. Las consecuenciasde gran ventaja son: una conversión de energía cerca del valor teórico de ~100%, generación de40 veces más energía por unidad de masa comparado con el 235U-Pu, no se requiere programargrandes repositorios en zonas geológicamente estables para desechos radiactivos (si se despreciala cantidad de venenos extraíbles).

Como punto adicional, hacemos referencia a la critica que también el ciclo del torio sepresta a la proliferación nuclear (de hecho el elemento de transición 233Pa, entre Th y 233Uextraído del núcleo, permite producir el 233U, material físil).

A este propósito mencionamos que los EEUU han realizado la explosión de un artefactonuclear con 233U con una carga que contenía 70% 239Pu. Se reporta las palabras de Glenn T.Seaborg: ¨Los Estados Unidos produjeron, sobre el curso de la Guerra fría, aproximadamente 2toneladas métricas de uranio 233¨. En términos generales es posible que el combustible encuestión, se preste para la proliferación nuclear. Hasta ahora, la otra potencia nuclear de haberlogrado detonar un artefacto con combustible derivado del torio es la India; un país con unimportante programa nuclear orientado hacia la tecnología del torio-uranio. El experimento pusobien en evidencia que ha sido una demostración de las condiciones de extrema dificultadtecnológica su realización. De hecho, la India, para continuar con el desarrollo de la tecnologíade un explosivo de potencia con el proceso Th-233U, ha programado y realizado una costosaseparación isotópica por medio del LASER (con el objetivo principal de adquirir una tecnologíade punta). El método permitió la separación del 232U (actividad especifica 22.36 Ci g-1) y deconsecuencia la manipulación del 233U (9.6 mCi g-1) de bajo riesgo radiológico para el personaltécnico.

De esto resulta más que evidente que no es un procedimiento al alcance de cualquier país ymucho menos de los que quisieran formar parte de club nuclear (véase el caso de Corea delNorte). La experiencia demuestra, sin lugar a duda, que el ciclo Th-U es de considerarse muchomas resistente a la proliferación, en ordenes de magnitud por encima del ciclo U-Pu. De aquí lasconsideraciones relacionadas con la energía nuclear verde, es decir, que bien puede pasar elescrutinio más estricto de los opositores a la generación núcleo-eléctrica. No seria conveniente

cerrar esta sección sin enfatizar los puntos recurrentes de la bondad del ciclo del torio, objetocentral en las conferencias anuales del Thorium Energy Conference (ThEC), ver sitio oficial:www.thec15.thoriumenergyconference.org/).

Por lo tanto, aplaudimos la iniciativa de un programa nacional de generación nucleoeléctricofavoreciendo por encima de las alternativas, el ciclo del torio (de un reactor a sal fundida) quegarantizaría no solo para Venezuela, el uso pacífico de la tecnología nuclear, GREAVES ET AL(2012). Se ofrece en este trabajo unas bases tecnológicas preliminares para demostrar que existenlos conocimientos técnico-científicos necesarios para lanzar un programa energético en el Paíscon reactores de nueva generación, por ejemplo utilizando FEN para operar un reactor concombustible de torio. Con este propósito, se presentan los resultados de los estudios realizados enrelación a un prototipo de reactor subcrítico, que indicaremos en este trabajo como diseño D-USB con fuente externa de neutrones de fisión en un caso y en el otro de resonancia dipolargigante FEN(f,GDR) MARTÍN-LANDROVE ET AL (2015). En particular, los experimentos serealizan usando la siguiente composición de combustible nuclear: Th+U+B (ThUB). Se haráoportunamente referencia a diferentes mezclas de combustible.

CARACTERÍSTICAS GENERALES DE DISEÑO DE UN CONJUNTO SUBCRITICO

Para lograr mantener una reacción nuclear en cadena se requiere de una masa crítica, esdecir, de la cantidad mínima de material fisionable para mantener la reacción en cadena. Estacondición se logra si el número de neutrones liberados en cada fisión es utilizado (incluyendoperdidas) al mismo ritmo que se forma, es decir, con factor de multiplicación k=1. En el caso deun reactor que opere en condición fuera de la mencionada criticidad (k<1), el reactor se apaga enun breve periodo T. Para evitar el proceso de apagamiento y mantener las reacciones de fisióncon una tasa constante, se requiere de una de las siguientes modificaciones en el sistema deingeniería:

- Mejorar la economía de neutrones; es un problema relacionado a las perdidas (absorciónestéril) y fugas neutrónicas, geometría del núcleo y materiales de estructura.

- Modificar la composición isotópica entre fértil y físil. Sin favorecer la proliferación nuclear yque sea la mejor alternativa para un país con recursos económicos limitados que puedaaprovechar las ventajas intrínsecas del ciclo del combustible: Th -233U.

- Utilizar la alternativa (hasta ahora en estudio aunque existen sistemas demostrativos) de unafuente externa de neutrones (FEN). Es una solución innovadora y existen diferentes métodos, asaber: FENf , fuente de neutrones radioisotópica (252Cf) SAJO-BOHUS ET AL (2015c), FENAc

con aceleradores de alta energía ~ GeV, (neutrones de espalación) BERMUDEZ ET AL (2016),FENGDR con fuentes de fotones (radiación de frenado) MARTÍN-LANDROVE ET AL (2015),

http://www.thec15.thoriumenergyconference.org/

FENLASER con fuentes de alta densidad de plasma empleando LASER. Cualquiera de estasalternativas aseguraría el Dk necesario para lograr la condición de criticidad (k=1).

Asumiendo la utilización de una fuente externa de neutrones, el balance neutrónico (ecuaciónbien conocida en Física de los Reactores) debe de contener el parámetro que haga referencia auna FEN-adicional (en este estudio se restringe a dos tipos FEN f y FENGDR); la ecuación generalpara el conjunto en estudio es, LAMARSH (1977)

∂∂t

n ( r⃗ , t )=ν∑f

Φ ( r⃗ , t )+C FEN (f ,GDR) ( r⃗ , t )−∑a

Φ ( r⃗ , t )+Dd∇2 Φ ( r⃗ ,t ) . [1]

Esta ecuación (ver varios trabajos presentados en la ThEC13 – Thorium Energy Conference.Globe of Science and Innovations! CERN, Ginebra, Suiza. Octubre 30, 2013 en la cual el autorse inspira) describe la variación de neutrones en el espacio y tiempo: la expresión es la suma delos neutrones de la fuente externa o FEN(f, GDR), los absorbidos (con subíndice a) y los quedifunden con fuga (con subíndice d); notar que sigma representa el numero de átomos por lacorrespondiente sección eficaz relativo a la fisión y absorción de neutrones. Para el caso enestudio D-USB, dada la geometría de paralelepípedo de volumen reducido, el último término dela ecuación [1] es dominante. La falta de neutrones se compensa con la FEN que en losexperimentos mencionados mas adelante incluyen por separado: i.- el californio-252 con lacontribución CFEN(f) en la ecuación [1], en un caso e ii.- radiación de bremsstrahlung porresonancia de dipolo gigante C FEN(GDR), en el otro.

El factor kef se determina midiendo los neutrones de fuga y la actividad gamma delcombustible fuera del núcleo (en el prototipo de reactor del 1942, Fermi utilizó un contadorGeiger-Müller). Es un método aproximado, sin embargo, permite caracterizar el conjunto conpropiedad. La ecuación para el kef es:

kef ≈[ν∑f Φ ( r⃗ , t ) ]

[∑a Φ ( r⃗ , t )+Dd∇2Φ ( r⃗ , t ) ]

, [2]

y para el caso de la FEN-adicional es:

k FEN (f ,GDR)≈[ν∑f

Φ ( r⃗ , t )+CFEN (f , GDR) ( r⃗ ,t ) ][∑a Φ ( r⃗ , t )+D d∇

2Φ ( r⃗ , t ) ]. [3]

La ecuación [3] kFEN indica las fuentes utilizadas en el prototipo con experimentos en las cualeslas FEN son empleadas individualmente y no contemporáneamente.

La variación temporal de los neutrones de la fuente, ecuación [3], en un punto dado vieneexpresado con:

CFEN (f ,GDR )( r⃗ , t )

representa los neutrones FEN, producidos por fisión, espalación, reacciones o fuenteradioscópica (por ejemplo 252Cf, HIGH TECH SOURCES LIMITED, 2016), suplen el núcleo delreactor para operarlo con kef=1 (condición de estado estacionario).

OBJETIVOS Y ASPECTOS TÉCNICOS GENERALES

Entre los objetivos y metas mencionamos el interés en contribuir al programa nacional si sesegue con la propuesta del Gobierno Nacional de la generación nucleoeléctrica. Como un primerpaso se quiere realizar la puesta en marcha de un prototipo de un núcleo de reactor subcrítico y almismo tiempo promover experimentos con combustible nuclear Th-U. Utilizar técnicas demedición del rendimiento de la composición del combustible utilizando una fuenteradioisotópica de neutrones y la reacción nuclear de resonancia de dipolo gigante (GDR).

Para lograr este objetivo, en la Universidad Simón Bolívar, se ha instalado y operado elprototipo D-USB; su característica principal es la alimentación con neutrones utilizando unafuente externa SAJO-BOHUS Y BARROS (2015c). A este propósito se realizaron experimentoscon diferentes composiciones de combustible y simulaciones con Monte Carlo VEGA-CARRILLO ET AL (2005). En el prototipo mencionado se utilizan:

• Una cápsula de la fuente de neutrones radioisotópica de acero de tres capas con un

diámetro externo de 0.7 cm por una longitud de 1.0 cm, con un contenido de 20mg de252Cf con una intensidad especifica de neutrones de 2.311x1012 s-1g-1, con vida media de2.73 años; por el 3.2% decae por fisión espontánea con emisión de 3.7 neutrones/fisión y8.3 fotones gamma por fisión GARGA Y BATRA (1986).

• Un blindaje de plomo 15x15x15 cm3 de la fuente ubicada en el centro de un

paralelepípedo de grafito construido con bloques de 20 x 20 x 60cm3 del volumen totalde 80 x 80 x 60 cm3.

• Un conjunto de grafito de pureza nuclear como moderador (bloques 20x20x60cm3)

• Un blindaje de protección contra las radiaciones ionizantes. El material empleado es el

polietileno de alta densidad con un espesor de 10 cm para reducir la fuga de neutrones.Para mayor seguridad el conjunto esta rodeado adicionalmente por parafina con boro de20 cm de espesor. A distancia de 1 m se mide una dosis gamma y de neutrones alrededor0.19mSvh-1 comparable con los niveles ambientales; de modo que es menor del valor

permisible para personal expuestos a las radiaciones ionizantes, ver Normas COVENIN(2000).

• Detectores integradores del tipo carbonato de poliallildiglicol (PADC, donados por la

TasTrack de Bristol, Inglaterra) y espectrómetro de energía gamma (Canberra Inc.Meriden, USA) con un cristal (3”x3”) de bismuto-oxido de germanio de alta resistencia ala deterioración inducido por neutrones (BGO).

En el conjunto D-USB, se genera un campo neutrónico en 4p y que para el caso de la fuente

radioisotópica es conocido (4.6 x107 neutrones s-1 para la fecha de adquisición de la fuente). Suespectro en energía antes de la moderación es expresado por la ecuación exponencial del tipo:

ΦEn

(E)=C √E eE /T

la C es una constante de proporcionalidad, E (MeV) es la energía del neutrón y T (MeV) es unavariable independiente que asume el valor de 1.42 MeV, para la energía promedio del neutrón defisión T= 2.3 MeV, VEGA-CARRILLO ET AL (2007).

El fluido combustible, al fluir en el canal de irradiación, se activa y entre otros se generaradiación gamma característico del proceso de fisión. Los fotones generados se detectan y elespectro resultante se visualiza con un sistema de adquisición de datos. Los métodos paraestudiar el campo neutrónico (por diseño es inhomogéneo como demostrado por ALVARADOET AL (2010) a la cual se expone el combustible en la parte central del canal de irradiación. Dehecho, existe un gradiente del campo neutrónico principalmente hacia la salida del canalrelacionado a la distribución de material moderador, posición del canal de irradiación y losblindajes biológicos de protección radiológica. La posición excéntrica del canal de accesorespecto el centro del paralelepípedo, favorece la fuga de neutrones hacia las zonas de menordensidad de material sujeto a la conocida ley de difusión de Fick.

En base a los valores experimentales y los obtenidos por simulación, se ha modificado elconjunto aumentando el volumen del moderador con parafina de manera de reducir el gradiente

en el campo de neutrones ALVARADO ET AL (2010). La simulación permitió establecer laintensidad de los neutrones disponible en el canal por el cual fluye el combustible liquido, SAJO-BOHUS ET AL (2015). Este resultado retornó en un mejoramiento del diseño en el conjunto.

El otro experimento para determinar la eficiencia del combustible y la bondad del FEN serefiere a la utilización del LINAC de 18MV (Trilogy 2100 de la Varian Medical System)instalado en la Unidad de Radioterapia y Radiocirugía, GURVE, Centro Medico Docente LaTrinidad, Caracas, Venezuela.

RENDIMIENTO DE LA COMPOSICIÓN DEL COMBUSTIBLE FLUIDO

El fluido combustible mixto (Th-Unat -10B) aunque no esté irradiado por neutrones externos enrealidad esta expuesto a los de fisión espontánea del uranio; la tasa de producción de autofisión(es decir, el segundo modo de decaimiento con una ocurrencia < 1.0 x 10-9 %) para los isótoposdel uranio 235 y 238 es respectivamente, 5.6 x 10-6 y 5.5 x 10-3[fis s-1g-1]; el número de neutronespor fisión n ~ 2.4 y sin incluir los retardados, es ~ 1.96, por lo tanto el conjunto dispone de~10.8 x 10-3 neutrones s-1g-1 . CAREY (2016) reporta valores empleados en los cálculos. Aunquese disponga de una FEN-radioisotópica en el prototipo D-USB, debemos explorar la posibilidadde producir neutrones adicionales para mejorar la economía neutrónica. Entre las metodologíaspara obtener un incremento en el número de neutrones asegurados por la fuente de californio,mencionamos los relacionados con la producción de neutrones por medio de la reacción (alfa, n).

Dado que los radioisótopos 235, 238U y 232Th y sus productos de decaimiento emiten más deuna docena de partículas alfas con energía relativamente alta (~ algunos MeV) estas sonutilizables para mejorar la economía neutrónica. Mezclando boro-nat al combustible los alfasemitidos en el rango de energía ~4.2 <Ea [MeV] < 7.6 producen neutrones en una cantidad

determinable en el combustible con la ecuación:

Ii=∫0

E0 σ i(E)

Sim(E)

dE [4]

en la cual E0 es la energía cinética de la partícula alfa, Sim es la capacidad de atenuación de la

partícula alfa al atravesar la componente isotópica i. Para saber el mínimo volumen necesario enla cual la reacción tenga lugar, se recurre a la simulación. El parámetro calculado por medio delprograma SRIM (2016) es indicativo del valor mínimo de la concentración de conversores alfaen el combustible. Siguiendo con la ecuación [4], el parámetro Si es la masa atómica delelemento i y NA es la constante de Avogadro; en el cálculo simplificado se consideran losisótopos del Uranio y el Torio.

En la fig.2 se presenta la gráfica de la perdida de energía por unidad de recorrido (dE/dx) de

las partículas alfas de alto LET (energía transferida por unidad de recorrido) obtenido por simulación SRIM (2016)

Fig. 2. Alcance de las partículas alfas de las familias de decaimiento en el fluido combustible.Ventana de energía de las partículas alfas es entre 4.5 y 5.5 MeV aproximadamente. Ref. SRIM(2016).

La fig. 2 evidencia que el recorrido de las partículas alfas en el combustible es corto ~10 mm;

esto indica una baja probabilidad de interactuar con el boro y por lo tanto hay que considerarcomo aditivo un % (en masa) de Bnat relativamente elevada.

En la simulación de BIERSACK (2016), se ha considerado una primera aproximación para elcombustible con 30% de boro-natural, 50% de Torio y 20% de Unat, y una densidad decombustible de 10.3 [g.cm-3]. Estos valores se emplearon en este estudio de orientación y dereferencia solamente.

La ventaja de utilizar el boro natural mezclado al combustible es doble; absorbe neutronesproduciendo a su vez una partícula alfa y al mismo tiempo esta podría ser absorbida por otroisótopo para generar un neutrón. La importancia de cada proceso depende, como siempre, de laabundancia del isótopo emisor-absorbedor que sea, la ventana de valores de la energía cinéticadel alfa y la sección eficaz de reacción (a, n). Cabe mencionar que en equilibrio secular el 232Th

(junto los miembros de la familia de decaimiento) produce 6 partículas alfas; mientras que en lacadena correspondiente al 238U se generan dos más, es decir, ocho alfas emitidos por losmiembros de las familias naturales. Por lo tanto, con el elemento boro en el combustible se

0 2 4 6 8 10 120

0,050,1

0,150,2

0,250,3

0,350,4

0,450,5

Alcanze de las particulas alfas en el fluido [ μm]

dE

/dx

espera lograr un incremento en la economía neutrónica; los datos de la fig. 3 justifican estaposibilidad.

Fig. 3. Para el Uranio-238 se reporta del flujo neutrónico especifico producido por la reacción (alfa, n)

con boro-natural; para los alfa emisores es: a 232Th → B nat > a 238U → Bnat . Las líneas horizontales

representan el valor medio del flujo neutrónico para una comparación visual entre el rendimiento de losisótopos indicados. El intervalo de valores indicado por las líneas paralelas a la ordenada, representa laregión de valores de los neutrones producidos. Adaptado de MEI ET AL (2009).

Para el cálculo de los neutrones adicionales sugerido por la fig. 3 se consideró entre otras, lacomposición del combustible con una concentración de una parte de torio y 6 partes de Unat (decomposición en peso ~ 99.283% de 238U, 0.711% 235U, y 0.0054% 234U).

Combustibles ThUnat y ThUnatBnat

Utilizando los valores reportados en la literatura, el flujo de neutrones de fisión es: F(En) =

Si mi ni Ai expresión en la cual los isótopos Ai de fisión espontánea son multiplicados por la

fracción mi (gramos) de los isótopos presentes con un porcentaje ni (%) y luego sumado paraobtener el valor final; es decir, para el caso de un gramo de combustible:

(En) (neutrones h-1) = (1/6) x 100% 232Th x 0.4 (neutrones h-1) + (5/6) x [(0.7% 235U x

2.5(neutrones h-1) +97%238U x 60 (neutrones h-1)]

= 0.16 x 0.4 x 10-2 + 0.83 x( 0.7 x 10-2 x 2.5 + 97 x 10-2 x 60)= [0.064+0.83(1.75+ 582)]x10-2

=(0.064 + 4.7)x 10-2= ~ 4.8 x 10-2 neutrones h-1 g-1 (sin boro). Para el sistema inicialmente seemplea una carga de 100g de combustible mixto que circula en un conducto con diámetro de0,1cm y longitud de 60 cm. Los neutrones están presentes con un flujo estimado de 2.7 n s-1 cm-2.

En este ejemplo no se incluyó el 233U porque inicialmente no esta presente en el combustibleni el 234U por su baja concentración (50 ppm).

Si se sumerge la fuente de neutrones de californio en el conjunto subcrítico, el flujo iniciacon un número de neutrones Nf (t=0) = 2.7 n s-1 cm-2) y se incrementa con el periodo Tcaracterístico del reactor (es decir, el tiempo necesario para aumentar las reacciones de fisión deun factor "e" en la aproximación de los neutrones inmediatos) según la conocida relaciónexponencial:

N f (t )=N f (t=0 ) et /T , [5]

en la cual se ha indicado el periodo neutrónico con la expresión:

T=l p

k∞−1, [6]

valores típicos para k∞=1.03 cubren la región de valores del periodo T: 0.01<T<0.05

lp representa la vida media del neutrón (recorrido promedio entre generación y absorcióntípicamente del orden 10-3) y k∞ es el factor de multiplicación neutrónica del conjuntoconsiderado de tamaño infinito.

Para el prototipo D-USB, es evidente que el valor de T está en el orden de los años (en vezde fracciones de segundos). De consecuencia, añadir al combustible, boro-nat, y apoyándonos a

las reacciones 11B(, n)14N y 10B(, n)13N es de esperar una reducción del valor T.

Veamos con un simple cálculo la conveniencia de la propuesta de añadir al combustible,boro-nat. A este propósito nos apoyamos en los datos de la Tabla 1; la producción de neutronespor parte del combustible mas la fuente radioisotópica, es decir, solamente las fisionesespontáneas son un indicativo del compuesto entre ThUnat y ThUnatBnat de mayor conveniencia.

Tab. 1 Valores de producción especifica de neutrones considerados como fuente externa(carga de combustible) (http ://nuclearweaponarchive.org/Nwfaq/Nfaq12.html).

232Th

Neutrones s ¹ g ¹ ⁻ ⁻

1.2 x 10-4 ~ 0.4 n/h por g

Actividad especifica Bq g-1

0.37 x 1010

233U 1.25 x 10-1~ 404 n/h por g 3.6 x 108

235U 7.57 x 10-4~ 2.5 n/h por g 8.14 x 104

238U 1.856 x 10-2~ 67 n/h por g 1.22 x 104

252Cf 2.311x1012 n s-1g-1 ~ 8.3 x 1015 n h-1g-1 Fuente externa de neutrones defisión

11B(80%)+10B(20%)

(alfa, n) Elemento adicional alcombustible con % variable

Los cálculos numéricos indican que para el sistema considerado se disponen de 67.2 neutrones h-1 por gramo de combustible ThUnat .

Al incluir en los cálculos el material de conversión de neutrones (boro) y considerando losfactores característicos promedios de las fuentes alfas (flujo y producción de las partículas alfascon energía entre 4.19 y 7.68 MeV) se obtiene que el número de neutrones es de 1.8 h-1 porgramo para el caso del torio; es decir, hay una contribución al número de neutrones casi del 3%.

Es bien conocido que el espectro de los neutrones de la reacción (, n) por ejemplo, el de Pu-

Be VEGA-CARRILLO (2002), cubre un rango en energía hasta 12 MeV con máximos relativosentre 3 y 5 MeV mientras que el espectro de fisión tiene un máximo en 0.7 MeV con un valormedio de ~ 2MeV, es decir, hay una diferencia espectral apreciable. Con la introducción del

elemento boro, las reacciones (, n) producen un número de neutrones adicionales a las de fisión

mejorando la densidad neutrónica (economía neutrónica) pero al mismo tiempo altera la formaespectral existente. Este fenómeno repercute sobre la reactividad. La contribución de losneutrones del boro aunque muy pequeña, influye sobre el kef, es decir, sobre la reactividad del

reactor = kef / kef; desde un punto de vista neutrónico la función del boro en el combustible

crece en importancia solo si produce neutrones adicionales utilizado para generar combustible233U. Mencionamos de paso que este isótopo, al fisionarse produce un número de neutrones η233 >

http://nuclearweaponarchive.org/Nwfaq/Nfaq12.html


2.5 (superior a la η235~ 1.31 del 235 U); la producción de un número mayor de neutrones abre laposibilidad de emplear el exceso de neutrones para la transformación del torio en núcleo fisible.

MULTIPLICACIÓN NEUTRONICA Y DAÑO POR RADIACIÓN

Reactividad

Con la intensidad de los neutrones disponible en el conjunto del núcleo, no se sustenta lareacción en cadena; esto es debido principalmente a los neutrones de fuga o absorción parásita(perdidas en la economía de neutrones). Analicemos esta situación. La probabilidad de fuga esPfuga =1- kef ⁄ k∞ en la cual el kef representa el número de neutrones producidos por el mediomultiplicador (cadena de reacciones en un sistema crítico). Para lograr una continua producciónde las reacciones de fisión, se requiere inyectar un número DN0 de neutrones adicionales a los

existentes N0. El número total de neutrones disponibles en régimen estacionario es dado por losneutrones (inmediatos y retardados) de fisión que es justamente N0 / (1-k) y los neutronessecundarios, los suministrados después de una multiplicación que son k N0 /(1-k). Como unaprimera aproximación se supone que los neutrones producidos por la fuente tengan un espectrosimilar a los neutrones de fisión (es cierto solamente en el caso de la fuente radioisotópica deneutrones californio-252). Si ahora cada neutrón induce fisión de n neutrones, entonces el

número de neutrones secundarios disponible es k N0 / n (1-k). Cada fisión produce 0.2GeV de

energía y se ha producido k N0 / n (1-k) fisiones, entonces la energía total es:

Etot (GeV)= 0.2 k N0 / n (1-k).

Para determinar la intensidad de campo neutrónico Cn se emplea la relación:

Cn= ef i Si Mn [7]

donde la ef es la eficiencia del medidor de neutrones, i Si (suma de las fuentes de neutrones S

con el proceso i) representa el número de los neutrones producidos por fisión espontánea y lasinducidas por las fuentes de neutrones (Cf + Bnat + neutrones retardados), el termino Mn

representa multiplicación neutrónica 1/(1- k). Los valores de la ecuación [7] para dos mediciones

distanciadas en el tiempo permiten establecer el valor de la reactividad del reactor, con la

expresión:

Cn,1/Cn,2 = (1- k1 )/(1- k2 ) = (-1)/[8]

en la cual se ha utilizado la relación:

1/(1- k) = (-1)/ [9]

Por lo tanto, la relación entre dos mediciones distanciadas en el tiempo Cn,1/Cn,2 establece la

variación de la reactividad . Estos valores se determinan empleando el espectrómetro gamma o

un dosímetro, por ejemplo, tipo cámara de ionización o tubo de Geiger-Müller. Se emplea elmismo razonamiento para determinar la variación de reactividad r (o su equivalente k) para

ThUnat y ThUnatBnat.

Daños en los detectores

En este estudio se ha determinado experimentalmente el número de neutrones utilizandodetectores pasivos aprovechando la reacción de conversión (n, alfa). Anticipamos que el métodoes bien conocido y consiste en registrar el daño inducido por la partícula alfa en detectorespasivos de carbonato de polialildiglicol (PADC) conocido en el comercio como CR-39TM. En elmaterial, el daño por radiación ionizante, es decir la ruptura de los enlaces moleculares (cross-linking) y atómicos, induce la formación de una traza latente; esta después de un tratamientoquímico (6N, NaOH 70oC) son analizadas utilizando un microscopio óptico de transmisión conamplificación de 10x40, (para los detalles técnicos, consultar PALFALVI ET AL (1993).

Desplazamiento atómica por interacción elástica con los neutrones

Inspirado por el trabajo RADIATIONDAMAGE (2016), se presenta el cálculo de la intensidaddel daño por neutrones en el material, es decir, los átomos desplazados por dispersión elástica.

La tasa de desplazamiento de los átomos Rd por consecuencia de la colisión con los neutrones es

Rd = N σd (En) (En), [10]

en la cual N es la densidad de átomos (átomos cm-3) y los otros dos parámetros son la sección

eficaz de interacción σd, (barn) y el flujo de neutrones, (n cm-2 s-1).

El desplazamiento de los átomos (dpa) se define como la tasa de desplazamiento por eltiempo de exposición dividido por la densidad atómica

dpa = Rd t / N ≈ t ∫ σd (En) (En) dEn, [11]

con limites de integración entre cero e infinito.

La probabilidad de interacción es equivalente a la sección transversal de la transferencia de

energía por grupo diferencial σn (En, E) dE relativo a la producción de una primera colisiónatómica (o PKA) con energía entre E y E+ dE; asumiendo el modelo de interacción de Kinchin yPease, la ecuación relativa al desplazamiento de átomos en la unidad de tiempo se determina conla expresión

Rd = N Λ σel (En) En Φ / 4 Ed, [12]en la cual En asume el valor promedio <En> y el

dpa = Λ En σel Φ t / 4Ed. [13]

Introduciendo en la ecuación los valores siguientes:N = 1 x 1023 átomos por ccL (masa relativa) = 4A/(1+A)2 = 0.28<En> (neutrón de fisión) = 2 MeV Ed (energía de umbral) = 33 eVF (flujo de neutrones de fisión) = 4.6 x 10 n cm⁶ -2 s-1

t de exposición a los neutrones (por ejemplo para 15 años) = 4.7 10 s⁷sel = 1.6 (barn) para neutrones de 2MeV,se obtiene que en el conjunto de grafito, los neutrones desplazan aproximadamente 1.5 x 10⁻⁵átomos por segundo (nada despreciable si consideramos el numero de Avogadro).

Este cálculo se requiere para establecer el estado del efecto Wigner. Es bien conocido elaccidente de Windscale (Sellafield) ocurrido en la Pila N0. 1, el 10 de octubre de 1957 (el peoraccidente nuclear en la historia de Gran Bretaña) durante la fase de recalentamiento del grafitopara restablecer los átomos desplazados de carbón a la posición original. El proceso se realizó enun tiempo breve excediendo las condiciones termodinámicas de diseño del reactor, con laconsecuencia de sobre calentar el conjunto de manera que parte del combustible irradiado sefugó del volumen de contención alcanzando el ambiente. El Autor realizó una visita en 1983 yLos encargados habían informado que las consecuencias no eran graves y que eldesmantelamiento era en fase de ejecución.

No se espera un efecto Wigner en el prototipo D-USB. Esta observación se refuerza con losresultados de simulación y los cálculos teóricos mencionados anteriormente.

DETECCIÓN DE NEUTRONES DE CONVERSIÓN Y DE FISIÓN

Para contribuir a un sistema con FEN utilizando fotones, se han realizado algunosexperimentos con el objeto de demostrar la factibilidad en Venezuela con recursos existentesGREAVES ET AL (2015). A este propósito se determina el campo neutrónico disponible paradiferentes composiciones de fluidos combustibles con el método de las trazas nucleares (MTN).

En este método, los detectores pasivos (carbonato de poliallildiglicol o PADC) de 2cm2 de árease utilizan para determinar por medio de la densidad de trazas el flujo neutrónico PÁLFALVI ETAL (2015). Se han empleado algunos sin recubrimiento otros con diferentes mezclas demateriales añadidos al fluido combustible (boro con Unat+Thnat). Las partículas alfas dedecaimiento o de las reacciones, son registradas si disponen de una energía cinética por encimadel valor de umbral (200keV para iones pesados y 500 keV para protónes). Algunos detectoresensamblados para los experimentos se reportan en el esquema de fig. 4.

Fig. 4. Esquema de la estructura de detección de neutrones (A), utilizando estratos múltiples dematerial: combustible Torio (A), Torio +Unat (B) y Th+Unat+Bnat (C), el conversor (n, alfa) esel 10B (ácido bórico con 98% enriquecimiento) para todos los casos; el conjunto combustibleconversor es depositado sobre PADC.

En el prototipo caracterizado, se utiliza una fuente de neutrones (252Cf), material fértil, físil yboro para generar un campo neutrónico obtenido por medio de simulación MEDINA-CASTROET AL. (2016).

Los estudios dinámicos sobre un núcleo subcrítico se relacionan a los fenómenos siguientes:

- Fisión espontánea del 252Cf. Espectro de neutrones se expresa por una función conocida.

- Fisión espontánea e inducida del Unat (es decir, de sus isótopos 235 y 238). Espectro deneutrones conocido.

- Fisión inducida por un neutrón de fisión en 233U (obtenido por transmutación del 232Th).Espectro de neutrones de fisión.

- Reacciones nucleares del tipo (alfa, n) en boro-10 que tiene una sección transversal de reacciónrelativamente grande. Espectro de neutrones con estructura (muy diferente de los espectros deneutrones de fisión (esto es un problema para mantener el campo neutrónico homogéneo).

El campo neutrónico en el moderador de grafito SAJO-BOHUS ET AL (2015c) tiene unespectro simulado por Monte Carlo y se comprobó experimentalmente con MTN; en particularse obtuvo el peso de la componente térmica. La metodología se basa en la reacción deconversión (n, alfa) y el filtro de cadmio. El boro-10 es un conversor excelente particularmente

para los neutrones térmicos por su sección de reacción 10B(n,) elevada 3834 [b], PALACIOS

ET AL. (2010).

El combustible nuclear utilizado en los experimentos tiene las composiciones indicadas en latabla 2.

Tab.2. Composición del combustible y densidad de trazas nucleares reconducibles al númerototal de neutrones generados

La densidad de las trazas alfas determina el número de neutrones en la relación de 1.4 x 10 -4

trazas por neutrón. Con el objeto de evaluar la contribución del boro se ha empleado unasecuencia de mediciones con y sin la presencia de la fuente de neutrones externa. Se llevaron acabo dos experimentos; en el primero se empleó una mezcla Th-Unat en solución ácida(experimento dinámico) y un espectrómetro gamma; en el otro, se utilizaron mezclas enpulverizadas (experimento estático) con FEN-inmediatos y con FEN-inducidos por la radiaciónde frenado de alta energía Efot = 15 MeV utilizando la MTN.

EXPERIMENTO CON COMBUSTIBLE FLUIDO EN MOVIMIENTO FORZADO

Sistema experimental

En la primera imagen a la izquierda de la fig. 5 se presenta el sistema experimental D-USBcompuesto esencialmente por el conjunto de bloques (moderador y blindaje biológico), la bombaperistáltica del fluido (ver imagen de la derecha) que transfiere el combustible después de estar

Composicion del combustible ρ=Trazas/Area (cm ²)⁻Th (52.2mg)+Bnat (77.9mg) 10128

Unat(289.5mg)+Bnat(145.6mg) 9962

13086

2588

Unat(824.5 mg)+Th(293.7 mg)+Bnat(319 mg)+ Boro-10

Unat(1246mg)+Thnat(793mg)+ Bnat(651mg)

expuesto a la irradiación neutrónica, al detector del espectrómetro gamma (imagen central de lafig. 5). El experimento se realizó con 50ml de una mezcla ácida de Th y U. El objetivo principalfue identificar el pico correspondiente a la energía gamma del isótopo 208Tl que es el últimoelemento radiactivo de la cadena de decaimientos del 232U. La radiación gamma característica del208Tl es particularmente intensa (2.6 MeV), de fácil identificación en un espectrómetro gamma;en caso de transporte ilegal, permite determinar la presencia del 233U (ya que se produce junto al232U). Para determinar variaciones en el campo de neutrones se hace fluir el combustible adiferentes velocidades dependiendo de los grupos de neutrones retardados que se quiere estudiar.

Fig. 5. Imágenes relativas al reactor subcrítico de potencia cero: desde la izquierda, imagen del prototipoD-USB; el sistema de espectrometría gamma durante el análisis espectral de combustible irradiado;sistema de bombeo por medio de una bomba peristáltica del fluido combustible Th-U. Foto del Autor.

El detalle del combustible posicionado en la entrada del canal de irradiación sobre grafito sereporta en la fig. 6 (lado izquierdo); la función del grafito es reducir la fuga térmica.

Fig. 6. A la izquierda el fluido combustible en la fase de inserción en el canal de irradiación indicado conla letra ¨A¨. El tubo de teflón utilizado en la transferencia del fluido es rodeado con material moderador. Ala derecha, se esquematiza en sección vertical del reactor subcrítico con sus partes, a saber: 1. blindajebiológico 2. Grafito reflector de neutrones. 3. Grafito moderador de alta pureza / combustible liquido. 4.

Linea de descarga del combustible. 5. Bomba peristáltica. 6. Conexiones a los circuito externos de controldel fluido, 7. monitor de flujo y de radiaciones ionizantes para radioprotección).

Espectros gamma del combustible

El fluido combustible empleado en una proporción de una parte (en peso) de uranio y tres partesde torio; se presenta un espectro del tipo de los dos materiales radiactivos en las figuras 7 y 8respectivamente .

Fig. 7. Espectro gamma del combustible en la cual se identifican las energías de los radioisótoposcontenidos en el combustible físil natural (Unat).

En la siguiente fig. 8, se ilustra el espectro gamma de la muestra de nitrato de torio; seevidencian las energías gammas que caracterizan la muestra. Los otros picos gamma pertenecena la cadena de decaimiento de la familia del torio y de radiación gamma de fondo.

Los dos espectros permiten identificar posibles transmutaciones en el fluido después derecircular en el bloque del sistema de irradiación.

Fig. 8. Espectro gamma de la muestra de nitrato de torio antes de la irradiación neutrónica

Las concentraciones de los isótopos presentes en el combustible sufren una variacióntemporal; por ejemplo, el uranio-238 y el torio-232 se transforman con diferentes tiempos desemidesintegración por lo tanto los residuos se acumulan junto con los fragmentos de fisión. Alser irradiados con neutrones se producen fragmentos y elementos artificiales por ejemplo: 233U.Para observar tanto la presencia de este o de otros para establecer la intensidad detransformaciones nucleares, se ha irradiado el fluido combustible sin reposición así que losisótopos de uranio no fisionable siguen acumulándose a lo largo del tiempo (meses) junto laproducción del 232U, el 233U según los esquemas conocidos:

232Th (n,γ) 233Th (β−)→ 233Pa (β−)→ 233U (n,2n) 232U, 232Th (n,γ) 233Th (β−) →233Pa (n,2n) 232Pa (β−)→ 232U, 232Th (n,2n) 231Th (β−)→ 231Pa (n,γ) 232Pa (β−)→ 232U.

En menor grado de importancia se produce también con la reacción (238U):

230Th (n,γ) 231Th (β−)→ 231Pa (n,γ) 232Pa (β−)→ 232U.

A su vez se forma una cadena de decaimiento.

La característica nuclear de los radioisótopos mencionados es aprovechable para laproducción de neutrones por la reacción de conversión del Bnat. El espectro de los neutronesobtenidos con la reacción boro-nat expuesto a partículas alfas de las familias radiactivas del Th yUnat se presenta en la fig. 9; la cual ilustra el grupo neutrónico producido por la reacción (alfa,n) obtenido al mezclar boro natural al combustible. Se observa que el valor de las energías serestringe a una ventana pequeña alrededor del valor máximo de algunos MeV.

Fig. 9. Espectro de los neutrones simulados obtenido irradiando boro-nat con partículas alfas de lasfamilias radiactivas del Th y Unat. El número de eventos se reporta por unidad de tiempo y por intervalode energía (letargia)

FEN generados por radiación gamma

El segundo experimento para determinar el rendimiento de la composición del combustiblese realizó apoyándonos en la reacción de Resonancia de Dipolo Gigante.

En los últimos decenios la utilización de aceleradores para radioterapia se ha incrementado tantoque en los hospitales se considera un equipo indispensable MARTÍN-LANDROVE (2015).Después de la vida útil del LINAC es posible darle un segundo empleo; utilizarlo por ejemplo

como una FEN del tipo (,n) para blancos seleccionados. Esta posibilidad es realizable en cuanto

los aceleradores operan con corrientes de haz relativamente elevadas, tiempo de mantnimiento

relativamente breve y confiables para operaciones temporales relativamente largar.

Se han realizado algunos experimentos sobre mezclas de combustibles para demostrar lafactibilidad de un reactor subcrítico alimentado por FENf (f de fotones) en el servicio deradioterapia de GURVE, (Centro Médico Docente, La Trinidad, Caracas, Venezuela). Dado que

la tasa de las reacciones (g, n) es una función de la energía de los fotones para el cálculo del

rendimiento se requiere conocer el espectro de los foto-neutrones. Esta se obtuvo por medio de lasimulación con el programa GEANT4 en la cual se consideró el fluido combustible de U-Th-B;el resultado obtenido se reporta en la fig. 10.

Fig.10 Espectro de energía de los neutrones producidos por un haz de radiaciones electromagnéticas(radiaciones de bremsstrahlung) para un blanco Th-U.

La observación más importante, además de la falta de la componente térmica, es ladistribución de la energía del neutrón relativamente estrecha alrededor de un valor ~1.2MeV. Lateoría que explica la correspondiente fenomenología nuclear se relaciona al mecanismo de dipologigante de resonancia (GDR), BERMAN Y FULTZ (1975).

Es oportuno, para completar la sección, mencionar otro mecanismo de producción deneutrones: el Láser de alta potencia. Es posible producir partículas cargadas (protónes de altaenergía y corriente) para inducir la reacción (p, n), BORGHESI (2014). En este proceso el Láserde potencia incide sobre un blanco delgado de titanio; el plasma de alta densidad, que se genera aconsecuencia de la interacción entre la radiación electromagnética y la materia, produce un hazde protónes acelerados. Una ilustración artística se reporta en la fig. 11, en la cual se indica elmecanismo durante la evolución de la absorción de los fotones.

Fig. 11. Esquema de producción de un haz de protónes de alta energía y corriente. Adaptado deMCKENNA ET AL (2006). TNSA se refiere a la aceleración normal del recubrimiento sobre blanco.

La luz Láser incide sobre el blanco recubierto con moléculas de agua, (ver fig. 11 a laizquierda) e induce un volumen en la cual los átomos pasan a un estado excitado llamado pre-plasma. En la sucesiva fase los electrones difunden bajo la acción de un fuerte campoelectrostático, (indicado en la fig.11 esquema del medio con flechas hacia la derecha). El plasmasigue en la fase de expansión ocupando el espacio dejado libre por los electrones; se forma unhaz de protónes (por evaporación de las moléculas de agua) representado por la fechas salientesde la superficie del blanco (esquema de la derecha). El mecanismo de formación del haz deprotónes casi monoenergéticos, SCHWOERER ET AL (2006), es el llamado aceleración normaldel recubrimiento sobre blanco (TNSA por su siglas en ingles, Target Normal SheatAcceleration). Existe entonces, por lo menos en principio, la posibilidad de emplear el Láser

para la producción de neutrones por medio de las reacciones nucleares (Láser →p, n).

RESULTADOS

Eficiencia del compuesto de combustible fluido

Los espectros gamma obtenidos durante la irradiación de combustible son reportados en lasfiguras 7 y 8 anteriores. La diferencia entre el combustible fluido antes y después de laexposición al campo neutrónico, es comparable con el error instrumental. Sin embargo,utilizando un sistema de detección mas sensible (trazas nucleares en los detectores pasivos) sepudo observar la tasa de producción de los neutrones. Primero se determinó por medio de ladensidad de trazas el campo neutrónico para los dos combustibles ThU o ThUB, luego se

determino la diferencia; el resultado es reportado en la fig. 11; la densidad de trazas en promedioentre combustible ThU y ThUB es ~8.5% relativo al ThU.

Fig. 12. Diferencia en la densidad de trazas inducidos por neutrones para combustible con y sin boro Seevidencia la superioridad del combustible con boro-nat.

El histograma de la fig. 12 (diferencia entre densidades de trazas nucleares) es indicativo de unaproducción de neutrones mayor en el combustible Th-U-Bnat (con elevado contenido de boronatural).

Neutrones con FENGDR por radiación de frenado

Con el fin de comprobar que sería factible operar el conjunto subcrítico con otras fuentes deneutrones externas, se han realizado una serie de irradiaciones utilizando aceleradores LINAC deradioterapia en el GURVE (Centro Médico de La Trinidad, Caracas, Venezuela). Estos equiposgeneran fotones de alta energía (<25MeV) por medio de electrones frenados en un blanco detungsteno (Wnat). Detalles de la técnica son reportados por BARRERA (2015).

Los resultados mas importantes se muestran en la Tab. 3. Los datos reportados se relacionan

a los neutrones generados por radiación gamma por medio de las reacciones GDR (, n) para

diferentes composiciones de muestras de combustible. La parafina ha sido utilizando comomaterial moderador de neutrones en la esperanza que se pudiera incrementar la componentetérmica del campo neutrónico generado en la cercanía del detector.

Tabla 3. Resultados mas importantes sobre los neutrones generados por radiación gammapara diferentes combustibles nucleares. Valores indicado en la primera columna, sigue ladensidad de trazas nucleares y la variaciones obtenidas en cada caso.

En la fig. 13, se presentan algunas microfotografías de trazas nucleares con el objeto de ilustrarla información contenida; en particular se pueden observar los tamaños correspondientes a losprotónes (n, p) con diámetro ~10micrones y las alfas de las reacciones (n, alfa).

Combustible Dif. %

10128 25,56

9963 25,98

13086 19,78

2588 referencia

2712 0,95

ρ=Trazas/Area

(cm ²)⁻

Th+Bnat+ Parafina

Unat+Bnat+ Parafina

Unat+Thnat+Bnat+ B10

Unat+Thnat+ Bnat+ Parafina

Unat+Th+ Bnat

Fig. 13. Secuencia de micrográficas de trazas nucleares inducida por protónes de retroceso y partículas dealto LET en CR-39TM. Se ilustra un raro evento (dentro del circulo) de una reacción nuclear inducida por

los neutrones en el PADC. Un típico diámetro de la traza es de 10 m. Campo visual 150x200 m2. La

última figura abajo a la derecha muestra las trazas inducidas por los fragmentos de una fisión nuclear.

Todas las trazas (imágenes digitalizadas) se clasifican por el tamaño (diámetro) obteniendo elhistograma en la fig.14.

Fig. 14. Típica distribución del área de las trazas para detectores pasivos con recubrimiento de boro-10expuesto a un campo mixto (térmico, epitérmico, rápido) de neutrones FENCf.

El histograma que representa la frecuencia de las áreas de las trazas de fig. 14, es elresultado de haber irradiado el detector pasivo (PADC) recubierto con un deposito delgado de 10Bpara la cual se puede realizar la siguiente reacción (n, alfa) SAJO-BOHUS ET AL (2011) segúnel esquema:

10B+nth (0.025eV) → [11B] → 4He +7Li+2.79 MeV (6%)

→ 4He +7Li+2.31 MeV (94%)

→ 7Li++0.48 MeV (6%)

050

100150200250300350400

10Boro(n,alfa)

Area de las trazas µm²

Cnts

de estas reacciones podemos indicar que el detector registra las trazas alfas pero también losproductos de la reacción en cuanto puede disponer de una energía superior a la de umbralrequerida para la formación de una traza latente. Por lo tanto, el histograma en la zona de áreasentre 75 y 105 micrómetros, se refiere a los iones: 4He2+ y 7Li3+. En la realidad por laconservación de la cantidad de movimiento en los plásticos difícilmente se registran losfragmentos de la reacción sobre la misma superficie; por lo tanto la densidad de trazas esta enrelación directa con el número de neutrones (Numero de neutrones= densidad de trazas /1.4 10-4).

Este estudio ha permitido establecer la sensibilidad a los neutrones con un espectro entretérmico y epidérmico (1.4 10-4 trazas por neutrón). Con el dispositivo pasivo y la metodología delas trazas nucleares es posible, por lo general, determinar también la intensidad de los neutronestérmicos y rápidos (empleando filtro de cadmio), la variación temporal de la densidad deneutrones dentro del conjunto subcritico y la densidad local o la anisotropía (como se mencionódebido al tamaño y geometría del sistema hay una no uniformidad del campo neutrónico).

En la fig. 13 las trazas presentadas en las microfotografías son imágenes digitales,observables después de un tratamiento químico del detector, en una solución de 6N, NaOH a70oC. Los histogramas son obtenidos de la clasificación de centenares de trazas en base losparámetros geométricos área, perímetro, diámetro, radio o excentricidad; un procedimiento quese lleva a cabo por medio del programa MORFOL descrito en PÁLFALVI ET AL (1997). En latabla 4 se resumen las densidades de trazas nucleares inducidas por neutrones y tratadasquímicamente para su visualización. Se puede observar que existe una diferencia en función dela composición del combustible.

Tabla 4. Comparación de la densidad de trazas inducidos por neutrones

Para el caso de continuación de este estudio en un futuro cercano, se ha consideradoconveniente presentar también los resultados para un conducto de transporte del fluido FLiBe-Th-U, en cuanto es el combustible previsto para el prototipo D-USB. Los conductos previstosson del tipo Hastaloy-N pero, por razones no solamente tecnológicas, se ha considerado la

Conversor Tra/s.cm²

Solo CR-39 1682 7,10E+07 7,10E-01 2E+03 60+ Boro 3326 6,43E+07 6,43E-01 5E+03 131+ fisil 8451 2,70E+006 2,70E-02 3E+05 7904+ fertil 6288 2,70E+007 2,70E-01 2E+04 588

Total de Trazas

Área total analizada

(µm²)


(cm²)

ρ=Tra/Área (cm⁻²)

posibilidad de utilizar acero recubierto con un estrato de protección contra la corrosión química;una tecnología que es disponible en Venezuela (adicional a la experiencia disponible con salesfundidos y sales ionicos).

Para determinar el daño en el material empleado para la transferencia del combustiblenuclear y poder predecir posibles modificaciones estructurales, daños ocasionados en elrecubrimiento protector de la radiación ionizante y los neutrones, en GARNER (2000) se haconsiderado un tubo de acero 4¨ de diámetro y de 8mm de espesor con un recubrimiento internode 400 μm de WC-10Co-4Cr cermet; la aleación y su composición elemental son indicados en latabla 5.

Tabla 5. Composición elemental (% de masa) para el recubrimiento interno de los conductosreportado por los suplidores Diamalloy y Amdry.

Elemento WC-CoCr_1 WC-CoCr_2

(Diamalloy 5834) (Amdry 5843)

Ni 1 -

Cr 4 4

WC 85 86

Co 10 10

Los resultados de las simulaciones con el código ACNP TEAM (2005) para saber cual esel efecto del recubrimiento, conducto de acero y fluido combustible en el espectro de losneutrones, son presentados en la fig. 15.

Fig 15. Espectro neutrónico de fisión esperada en el núcleo del reactor (curva superior) y las variaciones(distorsiones) introducidas por el combustible fluido al recubrimiento protector de las paredes internas delducto y al material de tubo de transferencia del combustible altamente corrosivo. Cortesía de VEGA-CARRILLO (2016).

Por ultimo, presentamos en la tabla 6 los valores experimentales sobre los compuestos decombustible estudiados con detectores pasivos.

Tabla 6. Valores experimentales con trazas nucleares para diferentes compuestos de combustible.

DISCUSIÓN Y CONCLUSIONES

Detector Conversor

66 4882 4.82E+07 4.82E-01 1E+04

67 4816 4.83E+07 4.83E-01 1E+04

68 6253 4.78E+07 4.78E-01 1E+04

70 1244 4.81E+07 4.81E-01 3E+03

71 1311 4.83E+07 4.83E-01 3E+03

Total de Trazas


(µm²)


(cm²)

ρ=Trazas/Area (cm ²)⁻

Th+Bnat+ Parafina

Unat+Bnat+ Parafina

Unat+Thnat+Bnat+ B10

Unat+Thnat+ Bnat+ Parafina

Unat+Thnat+ Bnat

En este trabajo se ha estudiado una posible composición del combustible para el caso de unreactor prototipo subcrítico alimentado por una fuente externa de neutrones. El factor demultiplicación neutrónica kef del D-USB es menor del valor de criticidad por diseño; seestudiaron algunas fuentes externas de neutrones a saber, fuente radioisotópica y foto neutronespara lograr un incremento en la economía neutrónica. Por la limitaciones de diseño no se alcanzó

el valor del Dk requerido para lograr la criticidad (factor importante de seguridad radiológica),

siendo el objetivo de estudio la adquisición de la tecnología necesaria para poder en una segundaetapa desarrollar un prototipo de conjunto subcrítico de mayores características técnicas. Laimportancia de utilizar junto al material fértil y físil, un elemento (boro-nat) para recuperar partedel combustible que se pierde por el decaimiento alfa, esta demostrada.

El boro enriquecido (10B 99.5%) ha sido un conversor de neutrones conveniente en la técnicade medición con traza nucleares en policarbonato. Esto se observa comparando la densidad detrazas en la tabla 3. En particular se evidencia un incremento en la densidad de trazas en el CR-39TM sin y con recubrimiento de boro-10, relacionados al campo neutrónico mixto. La densidadde trazas como era de esperarse se modifica en acuerdo a la composición y cantidad de material.

La técnica de utilizar espectrometría gamma para establecer la tasa de producción delelemento físil 233U no ha dado el resultado esperado; entre las razones mencionamos, lautilización de un liquido que a temperatura ambiente evapora rápidamente, la baja concentraciónde material físil y el hecho que la producción de combustible 233U se inicia con un retardo demeses en cuanto depende del decaimiento del nucleido intermedio entre el Th y el 233U. La tabla6 reporta los resultados mas importantes e indica que la tasa de producción de neutrones delmaterial fértil es ligeramente menor del uranio y esto sugiere que la presencia del boro-nat para

producir neutrones (n, a) es conveniente para aumentar el número de neutrones ya que mejora la

economía neutrónica.

Se propuso y se logró comprobar (mediante un método indirecto) un prototipo de reactorsubcrítico utilizando combustible torio y Unat, con fuente externa de neutrones en un sistema queen principio tiene la capacidad de producir mas combustible (material físil 233U) de lo que esconsumido es decir 235U.

Los experimentos realizados con las dos fuentes externas de neutrones (radioisotópica y foto-neutrón) indican que la composición de torio-uranio-boro, ofrece la ventaja de disponer deneutrones adicionales a los necesarios para mantener las reacciones en cadena de fisióndisponibles para la transformación del material fértil (Th) en fisible (235U).

Se ha demostrado la conveniencia de utilizar el MTN con detector pasivos en comparacióncon el sistema de espectrometría gamma.

Algunas simulaciones han indicado las posibles mejoras en el diseño tendientes a laoptimización del sistema. Los conductos de acero previstos para la transferencia de combustibleactivo pueden sufrir daños en la estructura atómica reduciendo la vida útil del material. Sinembargo, el espectro de la figura 15 indica que la distorsión del espectro neutrónico esdespreciable, además los cálculos confirman la baja tasas de dpa tanto en el material de soportecomo en el recubrimiento protectorio anticorrosivo.

Por ultimo, hacemos la observación que en el caso de utilizar como fluido. el nitrato deuranio-torio y hacerlo circular en el bloque de grafito, se debe tomar la precaución de disponerde un sistema cerrado de circulación controlando la pureza de la solución y así evitar lamodificación temporal de la concentración del combustible en el solvente.

ESTUDIO COMPLEMENTARIO

Se presenta un estudio complementario en relación a los diversos escenarios en el futuroenergético de Venezuela, para mayores detalles consultar LIBRO INTERACADEMICO (2013).

Breve análisis del impacto a mediano plazo

Cuestiones actuales en relación al ambiente: Los programas actuales en el País son insuficientespara salvaguardar el ambiente en la cual nos desempeñamos. Es bien conocido que últimamentese ha incrementado la contaminación de nuestro hábitat, por ejemplo de aguas residuales del lagode Valencia y de petróleo en el Lago de Maracaibo. A este estado ambiental debemos añadir ladeforestación y la degradación del suelo sin olvidarnos de otros problemas graves que lasactividades humanas han inducido: la contaminación urbana e industrial, especialmente a lo largode la costa del Caribe. Mientras que la amenaza para el ecosistema de la selva (principalmenteE.do Bolivar zona de Pijigua y E.do Amazonas zona de Guaña (y alrededores visitado por elAutor) no ha disminuido por la incontrolable explotación minera a lo largo de los últimosdecenios.

En base a un análisis de los datos de la cual disponemos actualmente, existe una posibilidad noremota que la introducción de la generación nucleoeléctrica utilizando sistemas de GEN-IVespecíficamente el MSR o PD-MSR podría contribuir en modificar el panorama ambiental delPaís. La demanda energética seguramente aumentará, un ejemplo es la tendencia en el mundoautomotor de incrementar el parque con vectores a propulsión eléctrica; seguramente Venezuelaseguirá el mismo camino. Actualmente en Venezuela se consume 2271 kg equivalente depetroleo per capita OECD/IEA (2014) con la siguiente distribución para el año 2014:

hidrocarburos líquidos 47.3%; gas natural 18.7%; hidroeléctrico 34.0%. Significa que utilizamosel 66% de los recursos naturales que podríamos emplear mas eficientemente y con menordeterioro para el ambiente. En efecto, utilizando la vía nuclear podríamos remplazar este 66%por la generación nucleoeléctrica con un impacto favorable y apreciable sobre el ambiente,favoreciendo la reducción de combustible automotor y sustituyendo la generación termoeléctricaactual (hidrocarburos). Si bien en la agenda del Gobierno existen medidas para la reducción deemisiones de CO2, por ejemplo generación eléctrica por medios no tradicionales, las llamadas“limpias” como la eólica (Parque Eólico Paraguaná), la agro energética de etanol (complejosagroindustriales en los estados Barinas, Cojedes, Trujillo y Portuguesa) entre otros mas, esevidente que existe la conveniencia de introducir también el sistema nuclear. Una alternativa aser considerada con ponderación si queremos revertir la tendencia actual del aumento deemisiones y la tasa con la cual observamos los cambios climáticos, LIBROINTERACADEMICO (2013) pag 120. Sería una oportunidad aprovechar los recursos disponiblede torio por los aspectos positivos de mayor relevancia en la generación nucleoeléctrica vía Th-MSR. En referencia mencionamos: 1. la densidad de energía especifica superior del isótopofisionable de un factor 10 comparado con cualquier otra fuente primaria renovable; 2. la⁶disponibilidad de nuevas tecnologías que lo hacen viable con una minima interferencia con elambiente, y 3. existencia de una amplia reserva de mineral de torio en el área del Cerro Impacto(Venezuela ocupa el 12 puesto a nivel mundial).

Torio-nat en esquemas de generación distribuida

Los principales esquemas de generación distribuida (GD) se fundamentan en el subconjunto delsistema de distribución utilizado en el sentido de ACKERMAN ET AL (2001). En cuanto a lasituación del sector eléctrico en Venezuela se refiere, hay indicios de tomar el camino GD para elsuministro eléctrico en todo el territorio nacional. En este estudio el argumento se deja abierto encuanto al tamaño o capacidad máxima de GD, el cual depende del nivel de voltaje a serconectado; se hace énfasis sobre la necesidad de incluir una planta núcleo eléctrica MSR en elplan energético de la nación. De hecho, los MSR a torio pueden ser construidos de diferentespotencias activas en cuanto existe la tecnología FURUKAWA ET AL (2011), para cubrir elamplio rango de clases GD, ver GONZALEZ LONGATT (2008). Son disponibles desde la clasemicro W<5kW pasando por la pequeña (5kW<5MW), KAMEI (2016), mediana (5MW<50MW)y la grande 50MW y 300MW (FUJI Th-MSR FURUKAWA ). En referencia a la instalación deuna planta MSR en zonas remotas o de difícil acceso es un problema que se presenta paracualquier instalación de generación eléctrica, por lo tanto la experiencia acumulada para lasplantas convencionales se podría en parte revertir al caso de los reactores GEN-IV. Dada lacomplejidad del sistema seguramente se presentaran dificultades que podrán desplazerolos en un

segundo plano. Sin embargo una vez que la planta Th-MSR entraría en operación, el sistemapodría operar por decenios con un número limitado de personal. En caso de imprevistos odaños que puedan poner en peligro el núcleo del reactor, un sistema pasivo interrumpe lareacción en cadena independiente del operador (excluyendo un posible efecto Chernobyl pordiseño). El combustible de alta temperatura, fluiría por una válvula (que en condiciónestacionaria es refrigerada) de seguridad hacia un receptáculo de almacenamiento dondesolidificándose se establece una configuración subcrítica a temperatura ambiental.

Disciplinas de la ingeniería requerida para el MSR

Una de las fortalezas en el campo de la ingeniera ha sido la inversión en el pasado de formarprofesionales de alto nivel (véase CONICIT, FONACIT, GRAN MARISCAL DE AYACUCHOy otras iniciativas). Hoy en día existen industrias que emplean tecnologías avanzadas en áreasafines a los requerimientos de las instalaciones nucleoeléctricas de sal fundida con combustibleTh-U. Nos referimos a las industrias actualmente con una capacidad instalada importante paraextracción y procesamiento de minerales aplicables con recursos limitados, también al torio.Estamos en una etapa en la cual se esta considerando la explotación de coltan GREAVES (2016)compuesto por los minerales columbita y tantalita que además de los elementos de interés (Nb yTa) contiene el Litio y Berilio. Una vez refinado el mineral, se tendrían los elementos paraproducir el FLiBe. El paso sucesivo para la producción del combustible con sales con torio euranio se apoyaría en los profesionales con experiencia en química industrial pesada. Mientrasque para el sistema electrónico de control de baja y alta potencia se utilizaría la experiencia delas grandes instalaciones de refinería y las centrales termoeléctricas existentes. Adicionalmentelas industrias existentes podrían participar en la construcción de la estructura externa(fundamentalmente de concreto reforzado por cabillas), por ejemplo con el aporte de SIDORpara la contención del núcleo y sistema de transferencia y utilización del calor generado (sistemasimilar a las plantas convencionales termoeléctricas: intercambiador de calor, turbina, generadorde fuerza electromotriz y la conexión a la red de distribución). Se aprovecha la experiencianacional en química pesada para la manufactura del combustible con los elementosanteriormente mencionados (F, Li, Be, Th, U). En Venezuela existen las disciplinas de laingeniería incluyendo las premisas, fortalezas y recursos humanos con amplia experiencia pararealizar un MSR con recursos y tecnología nacional. En el campo de la ingeniera nuclearseguramente se necesitaría una asesoría y tecnología por parte de alguna empresa conexperiencia.

Sinergia entre las energía fósiles y alternativas con el desarrollo del mix energético enVenezuela

El mix energético en Venezuela esta en estrecha dependencia de la política energética y se basa,por lo menos teóricamente, en la optimización de los factores intrínsecos de seguridad, calidaddel suministro, protección de medio ambiente y precio HERNÁNDEZ (2014). Se ha previstoque aumentará en un aproximo futuro, el peso de las energías renovables en el mix energético delpanorama venezolano aunque en base de las reservas conocidas, existe la posibilidad de quedominará preferentemente el gas-liquido. Para determinar las condiciones que permitiránoptimizar los factores intrínsecos se requiere de un estudio mas extenso que no se considerará enesta instancia. Sin embargo, la seguridad energética y la independencia de fuentes externas es lacondición mas importante para el desarrollo. Dentro de este marco de referencia, la iniciativanuclear una vez incluido en los planes energéticos, podrá reforzar la seguridad y calidad desuministro energético y al mismo tiempo favorecer la sostenibilidad ambiental y social. Encuanto al costo/precio de la inclusión de generadores eléctricos termonucleares al mixVenezolano, ello dependerá fundamentalmente de las iniciativas de los inversionistas y la políticaenergética del País.

Aspectos ambientales y de seguridad del PD-MSR

La evaluación del impacto ambiental de los MSR, implica el conocimiento de la producción de laceniza nuclear (kilogramo de la carga de combustible por kilogramo de fragmentos de fisiónresidual a ser removidos del núcleo) desde este punto de vista los estudios realizados indican unaventaja de ordenes de magnitud sobre las plantas nucleares actualmente en operación an nivelcomercial. Para citar un ejemplo, el volumen de los residuos de las reacciones de fisiónproducidos (independientemente de la potencia de la planta) es menor a un factor 35 conrespecto a una planta con reactor de agua presurizada. Este factor se debe a que el 99,99% de losisótopos producidos decaen en núcleos estables dentro de los 300 años de haberse formado. Unreactor del tipo MSR opera a baja presión y por lo tanto se puede excluir la explosión de vapor ylos accidentes que pueden ocurrir son mucho menos graves comparado siempre con los reactoresdel ciclo U-Pu. Ya se mencionó que es inherentemente resistente a la proliferación de armasnucleares (por la presencia del uranio-232) por lo tanto a nivel mundial el programa nuclearvenezolano no tendría una oposición. Seguramente en un futuro próximo el costo por kW de laelectricidad nucleoeléctrica tendrá un valor competitivo aunque está previsto que intervendrán enfavor de la alternativa nuclear otros factores, POOL (2014). Cabe recalcar el concepto que lascenizas nucleares del Th-MSR, por ejemplo en el diseño propuesto por FURUKAWA op.cit.permanecen en el circuito primario por todo el tiempo de la vida útil de la instalación,exceptuando algunos radioisótopos. Es decir por diseño existe la posibilidad de remover algunosproductos radioactivos de interés para ser utilizados en la medicina y la industria. En caso queexista un interés en un MSR de producción de material para aplicaciones, los radioisótopos mas

convenientes: 192Ir para la gammagrafía industrial; Cobalto-60 para terapia o el 99mTc para marcarmoléculas empleados en diagnostico del conjunto producido en la Universidad Simón Bolívar,NEMETH ET AL. (1997a Y 1997b) entre otros mas de conveniencia en teranostica podrían serextraídos. Seguramente otros como: 223Ra para la inmunoterapia (reducción del tumor óseometastásico) o para ser empleado para el cáncer de próstata refractario a las hormonas; 225Ac,211At, 212Pb / 212Bi, 213Bi, 226, 227Th para la neoplasia, DOE (2015) se podrían producir en beneficiode una mejor calidad de vida.

RECOMENDACIONES

Se ha conseguido información importante con el prototipo D-USB y por lo tanto, esrecomendable continuar los experimentos para obtener los resultados que permitan ensamblar unsistema de volumen mayor del D-USB y disponer de un MSR subcrítico con fuente externa deneutrones de mejores características.

El sistema experimental ha producido datos de orientación y se requiere de la consecución dedatos adicionales para establecer la dinámica del conjunto debido a la FENDR que por tener unespectro diferente a los neutrones de fisión, se requiere de estudios adicionales para determinar elcomportamiento dinámico de transientes.

La recomendación de orientar la tecnología y producción de energía nuclear hacia losobjetivos del GEN-IV es congruente con los programas energéticos e intereses de Venezuela. Enparticular, es conveniente aprovechar además del coltan, también las reservas de minerales detorio disponibles en Venezuela.

RECONOCIMIENTOS

Se agradece al Dr. J. Palfalvi, de la Atomic Energy Research Institute AEKI de Budapest,Hungría, por la donación del grafito de pureza nuclear. La fuente de 252Cf se obtuvo con elproyecto VEN/8/014 de la Organización Internacional de la Energía Atómica (Vienna,Austria). Los detectores PADC fueron donados por la TASL Track Analysis System Ltd.Napier House, Meadow Grove, Bristol BS11 9PJ, Reino Unido. Se agradece la colaboraciónprestada por el Dr. Félix Pino (Padova, Italia), Dr. Hector Vegas-Carrillo (Zacatecas,Mexico), M.Sc. Andrés Sajo Castelli (doctorando de la USB), la Licenciada María TeresaBarrera (Universidad de Padova, Italia) y el Dr. J. E. Davila (GURVE Radioterapia,Venezuela). Una buena parte de este estudio se ha realizado con el estimulo e inspiracióngenerado por el entusiasmo hacia el sistema Th-MSR del Dr. Eduardo D. Greaves (USB) aquien va un especial agradecimiento.

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Curriculum Vitae de Laszlo Sajo-Bohus

Direccion de correo electronico: [email protected], [email protected],

Realizó sus estudios especializados en Italia, Alemania e Inglaterra.

Ha obtenido en: 1963-69 Istituto Tecnico Industriale "G. Feltrinelli" en Milano (Italia) eltitulo de Perito Técnico en Energia Nuclear; 1969-1973, Univeristá degli Studi di Milano Italia,Dottore in Scienze Fisiche; 1973- 1975 en la misma Universidad Scuola di Fisica Atomica eNucleare Diploma di Specializzazione in Fisica Atomica e Nucleare, (Equivalente aPh.D.)1976, Diploma en Instalaciones Nucleares (Tecnología de Reactores),Kernforschungszentrum Karlsruhe (KfK) Alemania 1976; 1982-1985 University of Birmingham,Birmingham (U.K.), Ph.D. in Physics (Applied Nuclear Science). Profesor EMERITO de laUniversidad Simón Bolívar, Miembro vitalicio de la Universidad de Birmingham Inglaterra.Profesor Invitado por la: Universidad Eötvös Loránd de Budapest, Hungría, Universidad deTexas at El Paso, Universidad de los estudios de Padova Italia, Pontifica Universidad Católicadel Perú, Lima, Perú, ocupó la cátedra Ángel Dacal de la Universidad Nacional Autónoma deMéxico. Invitado por las Universidades de Asunción, Paraguay; Universidad Nacional SanAntonio Abad de Cusco (UNSAAC), Perú; Universidad de Antofagasta, Chile. Ha contribuido ala construcción del detector central de ALICE del acelerador LHC de Centro Europeo deInvestigaciones Nucleares CERN. Ha recibido las siguientes distinciones Vice-Presidente de laSociedad nuclear de Venezuela; Máximo nivel del PPI- 4 del CONICIT/FONACIT actualmenteen la categoría C. 1991 Distinción Especial de la Universidad Francisco de Paula de Santander-Colombia; 1992 premio "Andrés Bello" Universidad Simón Bolívar, Venezuela. Miembrofundador de la Sociedad Venezolana de Física Médica; Premio del Orden 18 de Julio,Universidad Simón Bolívar. Miembro elegido de la Eötvös Loránd Physical Society de BudapestHungría 1997. Visiting Professor de la Universidad Eötvös Loránd de Budapest Hungria.Profesor Meritorio Nivel I, 1998-2002. Premio año 2006, de la Asociación de los Profesores dela Universidad Simón Bolívar por méritos docentes. Miembro del Consejo Mundial deProfesores Húngaros. Fundador de la Sociedad de Física Médica de Venezuela, de la SociedadVenezolana de radioprotección (SOVEPRA), Miembro Honorario de SOVEPRA. Premio ProArs Hungría 2009. Premio Nacional de la Academia de Ciencias de Cuba 2010. ForeignMember of International Thorium Molten-Salt Forum 2012. Miembro Fundador de la AsociaciónLatinoamericana de Física Nuclear y Aplicaciones. 2013 Country Head for Venezuela of theGlobal Network of Doctorates. Academic Staff at the Panamerican Institute of Advanced Study,PASI 2010 Aug 1-13, Joao Pessoa, Brasil (http://meetings.nscl.msu.edu/pasi2010/ ).

http://meetings.nscl.msu.edu/pasi2010/



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