KF86 escribió:parzifal escribió:Me gusto tu politica francisco.
Con amigos de la facultad comentando esto de la mina de uranio que se va explotar en concepcion Chile. Se podria (dios me oiga) empezar a exportar REACTORES Argentino-Chileno al extranjero, son dos pais con mas de 40 años en manipulacion de productos radioactivos, Argentina especializada en centrales nucleoelectricas de pscina cerrada y Chile especializado en reactores nucleoexperimentales de piscina abierta (experimental no quiero decir prototipo, sino de experimentos cientificos)..
¿piscina cerrada o abierta?, ¿que es esa clasificacion?.
Sin desmerecer tu industria, pero Chile no tiene ninguna experiencia en energia nuclear, solo posee 2 reactores de baja (por no decir muy baja) potencia para uso medicinal, no han construido reactores ni de baja o mediana potencia, tampoco han exportado tecnologia a ningun lado.
El unico pais que puede competir o aliarse a Argentina en materia nuclear es Brasil. Nosotros hace mas de 50 años que dominamos a energia nuclear y hace 20 años que tenemos la capacidad de enriquecimiento de uranio. Hemos exportado mas de 5 reactores al extrangero y participado en concursos para modernizacion de otros. Ahora mismos se esta modernizando un reactor de le ex-union sovietica en ucrania y se participa en el proyecto para construir un reactor de investigaciones en Holanda. Desde el 2005 se está construyendo el reactor de mediana potencia CAREM que sera instalado posiblemente en la patagonia.
Disculpame...pero Chile no tiene nada que ofrecerle a Argentina en materia nuclear.
parzifal escribió:Quien sabe, hasta generar una industria de maquinas de irradiacion para tratamiento del cancer, potenciarnos seria muy provechoso, y que decir de la generacion de empleos y pplus-valia de nuestras acciones en comun..
.
Siempre manteniendome en lo que es energia nuclear, INVAP ya produce maquinas de cobaltoterapia, radioisotopos entre otros.
parzifal escribió:Tambien podriamos como Argentina-Chile la generacion de aeronaves, Enaer tiene el record de 0% de fallas en sus entregas y mantenimientos a sus clientes, y Argentina sus ingenieros aeronauticos (vi muestra de llo en la FIDAE)
Hay un acuerdo, o por lo menos es una intencion de ambos gobiernos de encarar la construccion de un entrenador primario conjunto.
Talvez partiendo del Pillan o del AEP, surgio como noticia que era similar al ya operativo en Chile, pero nose dijo nada mas.
Seria una exelente oportunidad para abaratar costos de produccion el encarar un desarrollo de este tipo, tambien seria muy bueno que se sumen otros paises como Uruguay, Paraguay, entre otros. Poner a Brasil en esta ecuacion creo que no es posible puesto que ellos ya poseen su entrenador primario...ademas que negociar con ellos, es un dolor de huevos.
parzifal escribió:Tenemos puntos de explotacion y desarrollo mutuo hasta para derrochar, solo si se trabajace juntos, lastimosamente nuestros inconcientes colectivos estan con cicatrices indelebles, aunque quien sabe, a lo mejor si puedan superar.
Increiblemente, quienes mas heridas han sanados son los gobiernos de ambos paises. Las operaciones conjuntan en Haiti, los comvenios militares y los sucesivos ejersicios dan muestra de eso.
sobre el entrenador primario, si vamos a meter a tantos ingenieros y tantas ideas nuevas, mejor pensar ya en uno avanzado, seria genial.
ahora sobre tu pregunta de reactores de piscina abierta y cerrada te explico (mi padre fue cientifico de los dos reactores nucleares)
el reactor de piscina cerrada son pocos los paises que tienen experiencia en este ambito, el fin es experimental mas que medicinal (uso dado posteriormente) pero principalmente son para la creacion de nuevos elementes para ingenieria en biotecnologia, agricultura etc, sumado lo de medicina, al ser de piscina abierta uno puede irradiar facilmente elementos ya que el reactor como el nobre lo dice, esta abierto (dejemos claro que el agua pesada esta en una minima proporcion a uno abierto que a uno cerrado) por la experiencia de reactores laboratorios, o experimentales, Chile fue el primer pais de latino america en producir fosforo 32, entre otros productos de alto precio y dificil obtencion.
esas son una de las tantas ventajas de los reactores de piscina abierta ingleses que tiene Chile.
los contra, no se puede generar energia electrica, ya que no existe presurizacion del agua.
En Argentina manejan reactores de piscina cerrada, netamente para produccion de energia electrica mediante turbinas impulsadas con vapor de agua calantada en el nucleo.
pero NO se pueden irradiar elementos para usos medicinales agricolas etc. a enos que abras el reactor y contamines todo con vapor de agua radioactivo.
por suerte conoci un recator nuclear cuando estuve en Argentina (uno que queda cerca de bariloche), ahi me explicaron sus sistemas de seguridad, lo cuiroso que me dijo el encargado es que cuentan con 2 sistemas de seguridad en vez de 3, la razon es simple, no cuentan con Borax, la razon no es que sea algo peor o mejor, sino que volvimos al mismo punto , son nucleoelectricos de piscina cerrada, la potencia promedio de los reactores Argentinos es de 150mW p/r.
ahora estas en un error con decir que Brasil esta como ustedes en materia de energia nuclear, uds los doblan en efeiciencia y potencia producida. y volvemos a dejar a Brasil fuera
Ahora si bien no es mucho lo que podemos enseñarle a uds en materia de energia nuclear, de hecho muy poco con exepcion de que Chile es el unico proveedor sudamericano que produce radioisótopos de vida media-corta, como Tecnecio 99 metaestable, Yodo 131, Fósforo 32, Iridio 192, Sodio 24, Rubidio 86 y Cromo 51, pero en materia de seguridad de reactores, la CCHEN, ha ganado premios en el extranjero.
el domo que protege al reactor nuclear de La Reina Chile, puede soportar el Choque simultaneo de dos Jumbos cargados con combustibles, el proceso de construccion fue unico en latinoamerica.
Armado de hormigon en una estructura de acero y titanio, de forma concecutiva y cencuencial, (quiero decir con esto que, no se pararon las faenas hasta poner el ultimo gramo de hormigon, dos 4 dias trabajando las 24 horas de cada dia. Este reactor se le atribuyen otro tipo de experimentos no "civiles", aunque solo son rumores, el otro Reactor es el Lo Aguirre netamente investigativo creado por ingenieros chilenos.
sobre la seguridad cito ley y comentario.
Ley de Seguridad Nuclear
Chile cuenta con una Ley de Seguridad Nuclear, Nº 18302 publicada en 1984, que permite el uso regulado de la energía nuclear y dentro de ésta, se contempla un proceso de autorizaciones para el emplazamiento, construcción, puesta en servicio, operación, cierre y desmantelamiento de las instalaciones nucleares tales como centrales nucleares de potencia, mediante Decreto Supremo, expedido por intermedio del Ministerio de Minería.
La opción de energía nuclear de potencia en nuestro país es viable, pero no significa una solución contingente debido a que proyectos de esta magnitud se concretan en plazos de seis a diez años. Por tanto, cuanto antes comiencen los estudios de posibilidades, ventajas y desventajas, costos y beneficios, riesgos y certidumbres, que puedan significar el uso de nuevas formas de energía, permitirá adoptar oportunamente las decisiones más apropiadas para lograr una matriz energética más sólida, diversificada y consensuada responsablemente.
Ademas nombrare algunas cosas que Chile podria aportar a ARgentina.
Ciclotrón
ImageEl Ciclotrón es una máquina que entrega una cierta cantidad de energía a una partícula (proyectil) con el propósito de acelerar, ésta al chocar con un blanco da lugar a una reacción nuclear para producir elementos radiactivos, los cuales se usan como un trazador de semiperíodo corto (su duracción corresponde a solo horas), permitiendo la marcación de ciertas sustancias como la glucosa, que se utiliza para diagnóstico clínicos. Además, esta máquina tiene la capacidad de fabricar radiactivos de vida media variada, que son usados en un conjunto muy amplio de aplicaciones.
El método directo de acelerar iones a altas energías utilizando una diferencia de potencial presentó, desde sus comienzos, dificultades experimentales asociadas a los campos eléctricos intensos. El ciclotrón evita estas dificultades por medio de la aceleración múltiple de los iones hasta alcanzar elevadas velocidades sin el empleo de altos voltajes.
Medicina
ImageDiagnóstico precoz de enfermedades, localizando anomalias metabólicas celulares anteriores a la aparición de diferencias morfológicas significativas.
*
Diagnóstico molecular oncológico precoz.
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Indentificación de nódulos mamarios y su malignidad.
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Medición metabólica no invasiva, flujo sanguíneo miocardial.
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Estudios oncológicos en esófago, tiróides, ovarios.
*
Seguimiento post terapia determinación residuos tumorales.
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Distribución nacional de F-18 para imágenes PET.
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Producción de radiofármacos avanzados.
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Implantación de semillas radiactivas (prostata)
Tecnología
Doce puntos de irradiación representan una multiplicidad de nuevas aplicaciones tecnológicas en:
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Medicina
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Agricultura
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Salud
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Investigación
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Industria
Aumentando el valor agregado a productos especificamente tratados.
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Aplicaciones nucleares de tecnolgías de radiación.
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Irradiaciones en microelectrónica Etching a nivel iónico o molecular.
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Controles de calidad por técnicas no destructivas.
Industria
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Procesos inducidos por partículas cargadas.
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Laboratorios de ensayos no destructivos.
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Monitoreo de polución.
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Controles de calidad por técnicas no destructivas.
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Aplicaciones nucleares de tecnologías de radiación.
Laboratorio de manejo de sustancias radioactivas.
Análisis por espectroscopía prompt-gamma
La espectroscopía prompt-gamma es una técnica instrumental no destructiva considerada como complementaria al análisis por activación neutrónica. Este método es particularmente útil para determinar elementos que no generan productos radiactivos después de absorber un neutrón, pero sí emiten rayos gamma en el instante de la captura neutrónica. El fundamento de la técnica está en la medición de la radiación gamma característica de cada elemento emitida durante la formación del núcleo compuesto en la primera etapa de la reacción nuclear de captura neutrónica. Como esta desintegración tiene lugar en un tiempo extremadamente breve, la exposición de la muestra al haz de neutrones y la medición de la radiación gamma emitida deben ser simultáneas.
Esta técnica ha probado ser un método analítico útil y confiable para medir simultáneamente concentraciones entre 15 a 25 elementos en diversas matrices. El C, N, Si, S, Ca, Fe, etc. pueden ser medidos en concentraciones del 1%. Los elementos que pueden ser medidos en concentraciones intermedias (aproximadamente 100 ppm) son el H, F,CI, K, V, etc. La máxima sensibilidad se obtiene para el B, Cd,Sm, Gd y Hg, los cuales son medidos a nivel de trazas (menos que 1 ppm). Las principales aplicaciones están en la agricultura, biología, medioambiente y geología.
La instalación prompt-gamma, ubicada en el tubo TN del reactor RECH-1, utiliza un haz colimado de neutrones térmicos que incide sobre la muestra. Un detector de germanio hiperpuro de alta resolución, acoplado a un analizador multicanal de pulsos y su electrónica asociada, mide la energía e intensidad de la radiación prompt-gamma emitida. Para la adquisición de datos y el procesamiento de los espectros, se emplea un computador y se utilizan programas de análisis de última generación. La energía permite identificar a los elementos, mientras que la intensidad del pulso a esa energía revela su concentración.
Reactor Nuclear Experimental RECH-2 Imprimir Agrandar Fuente
A continuación se presenta una descripción de las principales características del reactor experimental del Centro de Estudios Nucleares Lo Aguirre. En este contexto, se describen las líneas de utilización relacionadas con la investigación tecnológica para las cuales el reactor se ha orientado a servir. Además, se mencionan los aspectos de seguridad que han sido considerados en el diseño y construcción de los sistemas. Actualmente el reactor se encuentra terminado y se estudian diversos posibilidades de uso, tanto nacionales como internacionales.
Resumen
A continuación se presenta una descripción de las principales características del reactor experimental del Centro de Estudios Nucleares Lo Aguirre. En este contexto, se describen las líneas de utilización relacionadas con la investigación tecnológica para las cuales el reactor se ha orientado a servir. Además, se mencionan los aspectos de seguridad que han sido considerados en el diseño y construcción de los sistemas. Actualmente el reactor se encuentra terminado y se estudian diversos posibilidades de uso, tanto nacionales como internacionales.
En el concepto actual del reactor, se contempla su explotación con combustible de bajo enriquecimiento cuya factibilidad técnica está demostrada.
Relación histórica
El reactor nuclear del Centro de Estudios Nucleares Lo Aguirre RECH-2 fue proyectado en el marco de un acuerdo bilateral de cooperación técnica Chileno-Español.
Fue concebido para una potencia de 10Mw, habiéndose adoptado en los inicios del proyecto algunas previsiones para elevar su potencia, si es que estudios posteriores demostraban la factibilidad técnica de dicho propósito.
A partir del año 1971 se llevaron a cabo los estudios de emplazamiento y la construcción del reactor, se inicio el año 1973: durante el año siguiente, debido a razones no técnicas, se interrumpieron los trabajos, reanudándose a partir de 1975 con la adquisición de equipos y montaje. El reactor fue puesto a crítico por primera vez en febrero del año 1977, restando aún por terminar diversos sistemas, por lo que no fue posible subir su potencia, dicha operación constituyó la primera prueba de funcionamiento parcial de la instalación.
Diversos estudios de evaluación y comprobación técnica del reactor y sus sistemas condujeron a una revisión global del proyecto a nivel de diseño básico, lo que se llevó a cabo durante el año 1982 y principios del año 1983 conjuntamente con especialistas de la Junta de Energía Nuclear española y la CCHEN, considerando además la condición de convertir el reactor a combustible de Uranio de bajo enriquecimiento.
El resultado de dicho trabajo fue una evaluación técnica de los sistemas del reactor, de la que desprendieron acciones concretas para la prosecución del proyecto. Se definieron diversas innovaciones que proporcionaron evidentes mejoras operación y seguridad del reactor y en los dispositivos para su explotación.
Conceptos Básicos
El RECH-2 es un reactor heterogéneo tipo piscina refrigerado y moderado por agua liviana (H2O) su potencia de diseño es de 10 Mw.
La utilización prevista para el reactor contempla:
* Irradiación de muestras en el núcleo para investigación y ensayo de materiales de interés nuclear.
* Producción de radioisótopos
* Enseñanza y entrenamiento de personal de personal en el campo de la energía nuclear.
Características Nucleares
Elementos Combustibles
El combustible existente está constituido por 31 elementos tipo MTR ( Material Test Reactor), de placas planas en base a un compuesto de UALx - Al , con Uranio enriquecido al 90% en U-235; cuyas principales características se incluyen en la tabla siguiente
Comparación de elementos combustible de enriquecimiento de 90% y 20 %
Enriquecimiento
90%
19,75%
Dimensiones del Elemento
76,1x 76,1x 949
76.1 x 76.1 x 1000
Tipo de placas
MTR(material test reactor)
MTR (material test reactor)
Nº de placas del elemento
18
18 o 20
Espesor de placa en mm
1,5
1,5
Composición del Meat
UALx - Al
UALx - Al o U3O8Al
Densidad U en el Meat, gr/cm3
0,38
Masa de U - 235/placa, gr
7,5
9,15
Espesor canal agua, mm
2,72
Debido a que las actuales condiciones del mercado mundial de combustible nuclear y la normativa internacional al respecto que impide el mercado de combustible de alto enriquecimiento se optó por rediseñar el núcleo para utilizar combustible de bajo enriquecimiento. La principal característica de tales elementos se muestran en la tabla .
Núcleo del Reactor
Se arma sobre una grilla, sumergida a 10m en el agua de la piscina, en un arreglo de 9X9 posiciones, pudiendo los elementos combustibles ser colocados en cualquier posición, determinada por los requerimientos neutrónicos según el uso del reactor.
La primera criticidad se alcanzó con un núcleo compuesto de 27 elementos combustibles, reflejado totalmente por agua y con una placa de control parcialmente inserta.
La configuración típica que se ha empleado para los cálculos y que podría ser usada en operaciones a la potencia de régimen, está basada en 30 elementos en arreglo de 6x 5, reflejado por elementos de grafito por las cuatro caras.
Los estudios en ejecución han estado orientados a compatibilizar diversos aspectos del núcleo del reactor
1. Exceso de reactividad suficiente para definir ciclos de operación que ofrecen flujos integrado aprovechables.
2. Características definitiva de los elementos del elemento combustible, como son: densidad de Uranio en las placas, numero de placas por elemento.
3. Antirreactividad de las placas de control, para satisfacer los requerimientos típicos de márgenes disponibles.
4. Comportamiento del quemado de combustible
Las diversas configuraciones estudiadas anticipan que el flujo térmico tras el reflector será sobre 5x1013 (n/cm2 seg) y el núcleo del ciclo de equilibrio de 30 elementos combustible permitiendo alcanzar quemado de descarga superior al 30%.
Regulación de la Reactividad y Protección
El RECH-2 posee cuatro placas de control constituidas de una aleación de boral, que cumplen la función de protección y compensación, más un elemento de control fino, que permite efectuar seguimiento automático de la potencia de operación.
Las placas de control grueso se desplazan verticalmente en el núcleo dentro de las guías que aseguran su posición y caen gravitacionalmente en caso de emergencia (shut down) pues se interrumpe la alimentación eléctrica a los electroimanes de los que penden, provocando su desprendimiento. El tiempo total promedio de caída de barras es de 851 mseg para un recorrido de 760mm, en que los últimos 18cm de recorrido se absorbe la energía cinética de las barras amortiguando su caída.
Los elementos de control fino es también de boral y forma parte de un servo sistema con realimentación tacométrica. Es un control proporcional que opera en un rango de variación de potencia mas o menos 10%. Tanto las placas como el elemento de control fino son accionadas por sendos mecanismos montados en un puente sobre la piscina, mediante una transmisión de tuercas de bolas recirculantes que actúan para extraer e insertar las placas en el núcleo. Este sistema esta diseñado para que sea posible extraer como máximo sólo hasta dos de ellas simultáneamente. Por otra parte, con una placa insertada en el núcleo es suficiente para que el reactor se apague.
En la siguiente tabla aparecen las características de las placas de compensación de reactividad y protección y del elemento de control fino
Nº de placas
4
Material
Boral
Dimensiones (mm3 )
915x270x10
Velocidad de subida (mm/min)
77,69
Velocidad de bajada (mm/min)
77,52
Dimensiones elemento de control (mm3)
76x76x1607
V máx (cm/seg)
2
Instrumentación y control
El sistema de instrumentación y control tiene por objeto: 1) Entregar una adecuada información de las condiciones del reactor, tanto en operación como cuando esta apagado 2) controlar las variables de estado del reactor de tal forma que se mantenga dentro de rangos aceptables, y 3) proteger la integridad física de los elementos combustibles cuando las variables de estado sobrepasen los valores permitidos.
La operación del reactor se efectúa desde una consola ubicada en la sala de control, en la que se encuentran:
* Los mandos de movimiento de placas de control y de contadores de fisión
* Los indicadores de flujo neutrónico, periodo del reactor, potencia, temperatura del núcleo, diferencia de presionen el núcleo.
* Indicadores y botonera de selección de potencia del control automático.
Además, la sala de control cuenta con un armario donde se encuentra la instrumentación asociada a los sensores mímicos que muestra el estado de operación de los equipos y componentes de los sistemas de refrigeración y ventilación.
El sistema de instrumentación y control se encuentra la instrumentación nuclear que mide las características del flujo neutrónico de radiación gamma del Nitrógeno –15 y de los neutrones retardados. La instrumentación de procesos considera los canales de medidas de las variables de proceso de los sistemas de refrigeración y el detector de sismos. Los dos parámetros anteriores forman parte del sistema de seguridad del reactor
Vigilancia del reactor
Además de la medición de los parámetros anteriores se miden otras variables cuyo objetivo comprobar el buen funcionamiento del reactor y sus circuitos anexos.
Control Automático
El sistema de control automático de potencia de tipo proporcional esta compuesto por un canal de medida de flujo neutrónico con una cámara de ionización, como sensor adyacente al núcleo, un comparador, un servomotor y el elemento de control fino. Además, para mantener constante la temperatura de refrigerante a la entrada de la piscina, existe el sistema de control automático de temperatura que actúa sobre el gasto de refrigerante en el circuito secundario. La instrumentación de protección del reactor provoca “scram” o apagado inmediato, cuando las variables medidas sobrepasan niveles preestablecidos.
Circuitos de Refrigeración
La refrigeración del núcleo se produce por la circulación forzada de agua en sentido descendente, del agua en la piscina a través de los canales entre las placas de los elementos combustible y otros, ubicados sobre la grilla del núcleo.
Consta de cuatro lazos formados por sendas motobombas e intercambiadores de calor que se conectan a tuberías únicas de descarga y retorno a la piscina del reactor. A la potencia de 10 Mw, se opera con 3 lazos en paralelo y el restante en stand-by, pudiendo éste ser cualquiera de ellos.
El agua, luego de atravesar el núcleo, pasa por un estanque de 20m3 que permite el decaimiento del N-16, elemento radiactivo que presenta una actividad mínima y, luego pasar por los equipos de refrigeración retorna a la piscina siendo inyectada a través de un difusor perimetral inserto en el bloque de ésa. El tiempo de retardo es de 60 seg., lo que equivale a 9 período de semidesintegración del N-16 reduciendo la actividad a valores insignificantes.
Todo el material en contacto con el agua del circuito primario es acero inoxidable tipo AISI 304. luego del tanque de retardo, el agua pasa por un sifón el que conectado a la atmósfera impide que se vacíe la piscina ante una rotura de una cañería del circuito, manteniendo el núcleo bajo una altura de agua de 4m.
Las condiciones de funcionamiento del circuito son tales que proporciona un margen de al menos 35ºC bajo el punto de ONB (on-set nucleate boiling), para el canal caliente del núcleo. Este queda definido por la combinación de factores termohidráulicos y tecnológicas en forma multiplicativa y con un tratamiento estadístico, con lo cual, se asegura que la potencia de operación quede muy por debajo de la que produce quemado destructivo del elemento combustible.
El agua del circuito primario es enfriada en los intercambiadores de tubo-carcasa por el agua del circuito secundario, cuyo aumento entálpico es disipado a la atmósfera en torres de enfriamiento. Este circuito permite que la temperatura del agua al retornar a la piscina, permanezca constante en cualquier condición de operación normal.
Edificio del Reactor
El edificio de contención es una estructura cilíndrica de hormigón armado de 36 m de altura, 24m de diámetro y 30 cm de espesor de muros como muestra la figura.
Esta dividido en un nivel que constituye el hall de acceso a los canales de irradiación, y un nivel subterráneo en el que se hayan los equipos de proceso (refrigeración, ventilación, purificación de agua) y espacio para montar una celda de alta actividad.
En el interior de este edificio se encuentra el bloque de la piscina del reactor; es ésta una estructura monolítica de hormigón armado, de densidad 2,35 gr/cm3, contiene la piscina del reactor. Están insertos en este bloque los canales de irradiación y los ductos que sirven para la transferencia de combustible irradiado.
La piscina está revestida con acero inoxidable AISA 304 de 2mm de espesor y de 10mm en el fondo. Al mismo tiempo, el bloque de la piscina constituye, junto con el agua contenida, el blindaje biológico que permite el acceso a los dispositivos de experimentación y para las operaciones de apoyo en el hall. La dosis esperada para el reactor operando a 10Mw en contacto con la cara del bloque y enfrente del núcleo debería ser inferior a 2x10-3 mR/h.
En la cara superior del bloque el blindaje lo conforma el espesor de agua por encima del núcleo a 8,5 m de altura, en cuya superficie para 10 Mw la dosis esperada no superará los 10-3mR/h.
En el nivel de 29,5 m en el interior del edificio de contención se halla la grúa polar de 8 ton. de capacidad y que se emplea en labores de montaje y luego, como apoyo para la explotación del reactor. Debido a que ambas estructuras –edificio de contención y bloque de la piscina – cumplen funciones de seguridad, avalados por estudios geotécnicos y sismológicos que han demostrado su adecuado comportamiento ante sismos de la máxima magnitud de ocurrencia previsible.
Vinculados con estos edificios se dispone de un acceso controlado radiológicamente, mediante el cual toda persona que ingresa al reactor accede a través de una guardarropía, en la que recibe las prendas adecuadas, según la actividad en el interior del reactor. El egreso de éste se produce a través de una sala especial que permite un control radiométrico de todas las personas que ingresaron la instalación.
Aspectos de seguridad y de protección al medio ambiente.
Se ha puesto especial énfasis en que el proyecto y diseño de los sistemas, elementos y dispositivos del RECH-2 permitan que se cumplan las siguientes funciones.
* Remoción del calor residual del núcleo
* Parada rápida del reactor
* Confinamiento de la radiactividad ante la ocurrencia de accidentes potenciales que han sido postulados en el diseño.
Sin perjuicio de ello, como se ha visto, se cuenta con algunas salvaguardias tecnológicas y con la aplicación de criterios de seguridad más modernos, que minimizan los efectos de los accidentes postulados haciendo del reactor una instalación segura.
Se ha dispuesto para el reactor un sistema de protección y vigilancia radiadiológica que permanentemente muestra los niveles de radiactividad ambiental en el interior y exterior del edificio de contención. Ello se consigue con la instalación de detectores de radiación de diversos tipo.
Complementario con esto, el edificio de contención cuenta con un sistema de ventilación que mantiene una depresión de 15mmc.H2O y proporciona una tasa de 2 renovaciones/hr. En caso de emergencia radiológica, el edificio se aísla y actúa un circuito de ventilación de emergencia para purificar el aire del interior del edificio.
Todo este sistema y sus dispositivos están concebidos para que el impacto ambiental que se produzca ente un accidente hipotético de máxima rigurosidad concebible, como lo es la fusión del núcleo del reactor, sea controlado y de efectos inocuo para la población.
SE que fue largo pero es para evitar dudas del año de que Chile maneja la energia nuclear, sobre nuestros estandares de seguridad, y el fin de nuestros reactores que son civil-militar.
saludos
", decir "Chile puede ofrecernos en ing. aeronautica, nava, bindados, etc" creo que reivindica que no estoy hablando en tono de soberbia. Decir...post mas atras "El Pillan en España tubo muchos problemas de mantenimiento por probemas en los motores" no es soberbia, Iris reconocio que tubo problemas y en ningun momento salio a agredirme diciendo que tengo informacion erronea, el interpreto que era verdad, pero no interpreto que era informacion desactualizada, como asi tambien otro par de foristas, es una afirmacion que hize y reconoci que estaba desactualizada, nada mas. No le di en ningun momento un tono de soberbia, fueron algunos foristas como vos que por mi condicion de Argentino talvéz con la reputacíon que hemos sembrado hace años, lo tomaron de ese modo. Pido disculpas si lo interpretaron asi...no fue mi intencion la cual pienso que en ningun momento se la di.