REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN EN OPERACIÓN EN EL MUNDO

Transcripción

1 El ININ hoy REACTORES NUCLEARES DE INVESTIGACIÓN EN OPERACIÓN EN EL MUNDO Por H. Simón Cruz Galindo Fortunato Aguilar Hernández Roberto Raya Arredondo, Jorge Flores Callejas, Introducción Cuando fue creado el Centro Nuclear que hoy lleva el nombre «Dr. Nabor Carrillo Flores», el doctor Carlos Graef, primer director de esta institución escribió que las metas del centro eran cuatro: El adiestramiento de personal; La producción de radioisótopos; La investigación científica y tecnológica; y Elevar el nivel de México en el campo de la ciencia nuclear. Para lograr estas metas, dentro de los factores fundamentales se propusieron: la puesta en marcha de un reactor nuclear de investigación tipo TRIGA, instalaciones para un acelerador de partículas con energías adecuadas, y talleres generales con equipos y maquinarias que permitieran la creación de los elementos necesarios para el uso de los investigadores y técnicos en sus diferentes proyectos científicos y tecnológicos. Hoy, a casi 43 años de la primera criticidad de nuestro reactor TRIGA MARK III, es adecuado saber cuántos reactores de investigación están operando en el mundo y en qué se utilizan para beneficio de la sociedad, así como el papel que tienen en el avance de las ciencias nucleares en el mundo. 1.- Reactores de investigación y de potencia Un reactor nuclear es una instalación en la que todos los sistemas involucrados en su funcionamiento tienen como objetivo fundamental producir, mantener y controlar una reacción en cadena. Esta reacción en cadena se producirá utilizando un combustible adecuado, 9

2 que permita asegurar la producción normal de energía generada por las sucesivas fisiones. Algunos reactores disipan el calor obtenido en las fisiones, otros lo utilizan para producir energía eléctrica. La clasificación de los reactores nucleares dependerá del objetivo para el cual están destinados. A continuación se menciona una de estas clasificaciones: a. Reactores de investigación El propósito fundamental de los reactores de investigación es obtener un flujo de neutrones adecuado. Con esos neutrones generados en la fisión se pueden producir radioisótopos, realizar estudios en diversos materiales o efectuar prácticas y operaciones para el entrenamiento de personal. b. Reactores de potencia A diferencia de los reactores de investigación, los reactores de potencia normalmente utilizan el calor generado por las fisiones para producir el calentamiento o la evaporación del elemento que sirve para enfriarlos y por medio de éste obtener energía eléctrica, desalinización de agua de mar, calefacción o para sistemas de propulsión. Debido a lo anterior podemos decir que los reactores de investigación tienen como función principal la producción de neutrones, que nos permitirá conocer más acerca de la interacción de la radiación con los materiales, investigar el comportamiento de los neutrones en sus diferentes niveles de energía dentro del reactor nuclear, analizar materiales con técnicas no destructivas, aprender el manejo de reactores e inclusive desarrollar criterios de seguridad nuclear y protección radiológica. 2.- Reactores de investigación en operación Para el Organismo Internacional de Energía Atómica el estatus de un reactor de investigación se da en los siguientes términos: Operando Apagado temporal En construcción En planeación Cerrado Fuera de servicio (decommisioned) Cancelado El número de reactores de investigación en operación en el mundo es de 241, distribuidos en 56 países. Los países que cuentan con más reactores de investigación son la Federación Rusa (46) y los Estados Unidos de América (44). 3. Aplicaciones de los reactores de investigación Los reactores de investigación actualmente en operación tienen como líneas de desarrollo las siguientes: a. Producción de radioisótopos (PRI) Dependiendo del flujo disponible de neutrones, un gran número de isótopos se pueden producir; 10

3 entre los principales podemos mencionar: Na- 22, I-131, Mo-99, P-32, Cl-38, Mn-56, Ar-41, Cu- 64, Au-198, Y-90, Sm-153. Estos isótopos radiactivos son usados fundamentalmente en medicina, industria e investigación. Como ejemplos de sus aplicaciones tenemos que el Na-22 se ha utilizado en radiotrazado para encontrar fugas de agua o medición de niveles en sistemas petroleros de almacenamiento de hidrocarburos; las propiedades terapéuticas del Sm-153 se utilizan como paliativo del dolor en enfermos terminales de cáncer óseo (padecimiento que en 80% de los casos se deriva de los cánceres primarios de mama, pulmón o próstata). El I-131 se utiliza tanto para diagnóstico como para el tratamiento de enfermedades en la tiroides. b. Dispersión de neutrones (DN) Debido a la ausencia de carga eléctrica del neutrón, nos permite explorar las estructuras profundas de los materiales. Es posible realizar algunos estudios de este tipo usando reactores de investigación de baja potencia, sin embargo los reactores de alto nivel de potencia son más eficientes para estas aplicaciones. Muchos de los reactores de alta potencia han sido construidos ante todo para estos estudios. En esta técnica el material es irradiado con neutrones, los cuales penetran e interaccionan con la materia y son desviados a cierto ángulo con una energía específica, dependiendo de la estructura del material. Usando la interacción inelástica se puede obtener una medida del cambio de la velocidad y pérdida de energía del neutrón. Estos datos son básicos para la modelación del material estudiado. c. Radiografías de neutrones (RN) El neutrón (como los rayos X) puede explorar la materia, pero de manera diferente gracias a su sensibilidad a los elementos ligeros, mientras que los rayos X son más sensibles a los elementos pesados. Debido a que los neutrones tienen propiedades diferentes a las de los rayos X, es posible obtener radiografías con neutrones en lugar de utilizar una fuente emisora de radiación electromagnética, produciendo imágenes radiográficas inversas a las radiografías convencionales. Para impresionar la placa fotográfica, es necesario «convertir» los neutrones en otra radiación puesto que éstos, por sí solos, no producirían imagen alguna. Se emplean entonces láminas de materiales como el cadmio o el gadolinio como convertidores. Estos elementos capturan intensamente a los neutrones, emitiendo radiación gamma que impresiona la placa, obteniéndose la imagen La combinación de las dos técnicas es muy eficiente ya que proporcionan una detallada descripción del interior de un objeto. La radiografía de neutrones encuentra aplicaciones en diferentes campos, tales como la arqueología, biología, aeronáutica, industria automotriz y ciencia de materiales. d. Irradiación de materiales (IM) Debido a su alto flujo de neutrones, en los reactores de investigación de alta potencia se pueden reproducir los esfuerzos y deformaciones que sufren los materiales de la vasija en los reactores de potencia como los de la Central Laguna Verde. Esto posibilita el estudio del envejecimiento de componentes mecánicos y sistemas de detección en las plantas de potencia de segunda generación. Lo anterior se logra por medio de simulaciones y tomando como base los resultados del análisis de los materiales usados en reactores en operación para modelar los diferentes efectos de la radiación sobre los materiales que se usarían en los prototipos de los nuevos reactores. Los flujos elevados de neutrones sirven además para probar combustibles 11

4 y capacidades de cría en las plantas de cuarta generación, planeadas para operar en el año Otra aplicación se da en la investigación relativa a fusión nuclear dada la necesidad de encontrar materiales con propiedades adecuadas para la fusión, tales como resistencia contra la temperatura de varios millones de grados y a la irradiación de neutrones de alta energía. e. Enseñanza y entrenamiento (EE) Cualquier reactor de investigación tiene la capacidad e infraestructura necesarias para ser usado con propósitos de educación y entrenamiento, a estudiantes e investigadores de diversas áreas. También es ampliamente recomendable que operadores de plantas nucleares de potencia reciban entrenamiento en este tipo de instalaciones, ya que en los reactores de investigación podrán efectuar maniobras y experimentos a bajas potencias, que no tendrían oportunidad de realizar en un reactor de alta potencia. Este tipo de entrenamiento se está llevando a cabo actualmente para operadores de algunos países europeos en el reactor TRIGA de Austria y en Argentina, donde se tiene implementado un programa similar. Nuestro reactor TRIGA tiene un gran potencial como herramienta de entrenamiento dadas sus instalaciones y su situación geográfica y política con los países de la región, los cuales han mostrado interés en el desarrollo de prácticas y entrenamiento en la operación de reactores nucleares. y productos agrícolas). Es la aplicación más usada de los reactores de investigación. Esta técnica es no destructiva, a menos que el elemento de interés tenga un valor menor que el límite de detección, en cuyo caso las separaciones químicas son necesarias. La muestra es irradiada en el reactor, y entonces el espectro de radiación gamma revela su contenido. Tradicionalmente se utilizan patrones para la cuantificación de los elementos traza, aunque actualmente esta técnica está siendo sustituida por la técnica absoluta conocida como k 0 con la que se cuantifican directamente la cantidad de elementos traza sin utilizar patrones de referencia. g. Geocronología (GC) (fechamiento de minerales) Mediante dos métodos diferentes de geocronología los geólogos pueden fechar pequeñas cantidades de minerales. El primero emplea el decaimiento radiactivo natural del potasio-40, el cual decae en argón-40 que es el que se determina en la muestra. Al irradiar la muestra que contiene potasio-39 estable, se produce el argón-39 mediante la reacción: K-39(n,p)Ar-39. Las concentraciones de argón-40 y argón-39 se determinan mediante un sistema de espectrometría de masas de extracción de gas, para luego determinar la razón Ar-40/Ar-39, de la cual se puede determinar la edad de la muestra. f. Análisis por activación neutrónica (AXA) El análisis por activación neutrónica es una técnica analítica cuantitativa y cualitativa para la determinación de elementos traza en gran variedad de objetos y materiales en agua, aire y suelo (meteoritos, rocas, peces e incluso plantas El segundo método es adecuado para fechar minerales que contienen uranio. La razón U- 235/U-238 es representativa de la edad y se obtiene irradiando el mineral y contando las fisiones de U-235, comparando con el número de fisiones espontáneas del U

5 h. Terapia por captura de neutrones en boro (BNCT) La principal aplicación de la BNCT es el tratamiento del cáncer, fundamentalmente en melanomas malignos y tumores en el cerebro, particularmente el glioblastoma multiforme (GBM). Esta técnica, que aun se encuentra en niveles experimentales, consiste en suministrar boro (también se pueden usar compuestos de gadolinio) al tumor, y entonces irradiarlo. Las partículas alfa altamente ionizantes se producen por la interacción entre los neutrones y el boro. Estas partículas alfa tienen un alcance en el cuerpo humano de aproximadamente un diámetro celular. Este alcance y su alta energía hacen muy eficiente al BNCT en la eliminación de las células cancerosas en sólo unas pocas sesiones, sin daños colaterales significativos. Los reactores pueden ser usados para otros propósitos, entre los que podemos mencionar: pruebas y calibraciones de instrumentos de detección de radiación ionizante, creación de fuentes de positrones, las cuales pueden ser usadas como sondas para detectar bajas concentraciones de defectos en materiales, y dosimetría con diferentes materiales tales como cristales y plásticos termoluminiscentes. 4.- Reactor TRIGA Mark III del ININ La experiencia actual muestra que la intensidad de haz mínima deseable debe ser de 10 9 neutrones epitérmicos/cm 2 -s. Es posible usar haces con alrededor de la mitad de este valor de intensidad, pero se requiere mayor tiempo de irradiación. La BNCT varía en diferentes aspectos de un centro de tratamiento a otro: En Japón se utilizan los haces de neutrones térmicos en conjunto con instalaciones médicas en el reactor, que permiten la preparación del paciente y que cuentan con un banco de sangre y una atmósfera hospitalaria para el confort y la recuperación de los pacientes. En Europa y USA son más usados los haces epitérmicos (neutrones con intervalos de energías entre 0.5 ev y 10 kev). i- Otras Aplicaciones de los reactores de investigación El TRIGA Mark III, como reactor de investigación, se utiliza básicamente como una fuente intensa de neutrones y de radiación gamma. Para aprovechar estas radiaciones, cuenta con varias instalaciones experimentales que ofrecen una gran variedad de posibilidades de irradiación de muestras o equipos con diferentes componentes y niveles. El TRIGA Mark III es un reactor de investigación tipo piscina con núcleo móvil enfriado y moderado con agua ligera. La potencia máxima nominal del reactor es de 1 megavatio térmico (MWt) en operación estable y puede ser pulsado a una potencia máxima de 2,000 MWt en aproximadamente 10 milisegundos. En el núcleo del reactor se alcanzan flujos del orden de n/cm 2 -s (neutrones por centímetro cuadrado por segundo) en estado estable y de n/cm 2-13

6 s durante el pulso. Su combustible está compuesto de una mezcla de hidruro de circonio con uranio enriquecido. Las instalaciones de irradiación están diseñadas pensando en la eficiencia de su utilización, pero sobre todo en la seguridad, tanto del personal como de los equipos mismos. Con este precepto, se establecen las condiciones de irradiación de manera que cualquier falla en un experimento no afecte el funcionamiento del sistema de seguridad del reactor. Los experimentos e irradiaciones se realizan en las siguientes instalaciones experimentales: a) Instalaciones experimentales fuera del núcleo del reactor: Cuarto de exposición Columna térmica horizontal Columna térmica vertical Dos tubos tangenciales con cuatro puertos de haces Dos tubos radiales con cuatro puertos de haces b) Instalaciones experimentales en la periferia del reactor: Sistema de irradiación neumática de TABLA 1 REACTORES DE INVESTIGACIÓN EN OPERACIÓN EN LATINOAMÉRICA Y EL CARIBE cápsulas (SINCA) Sistema de irradiación rotatoria de cápsulas (SIRCA) Sistema de irradiación fijo de capsulas (SIFCA) c) Instalaciones experimentales dentro del núcleo del reactor: Dedal central Tubo seco En aproximadamente 42 años se han realizado 55,587 irradiaciones para 332,713 muestras. El reactor ha estado crítico 19, horas con lo cual se han producido 17,063, kw/h. GRÁFICA 1. DISTRIBUCIÓN GEOGRÁFICA DE LOS REACTORES DE INVESTIGACIÓN El reactor TRIGA MARK III del ININ puede ampliar su utilización con más lugares de irradiación 14

7 dentro del núcleo y optimizar su funcionamiento, para obtener un beneficio mayor de todas sus posibilidades de aplicaciones de los flujos neutrónicos disponibles. 5.- Reactores de investigación en Latinoamérica y en el mundo y su utilización. En la gráfica 1 se muestra la distribución geográfica de los reactores de investigación en el mundo. En la tabla 1 se enlistan los reactores de investigación que se encuentran en la región de Latinoamérica y el Caribe. En la tabla 2 se presenta una relación de los reactores de investigación TRIGA que se encuentran operables en el mundo. TABLA 2 REACTORES DE INVESTIGACIÓN EN OPERACIÓN TIPO TRIGA EN EL MUNDO Abreviaturas: PRI: Producción de Radioisótopos; DN: Dispersión de Neutrones; RN: Radiografía de Neutrones; IM: Irradiación de Materiales; EE: Enseñanza/Entrenamiento; AXA: Análisis por Activación Neutrónica; GC: Geocronología; BNCT: Terapia por Captura de Neutrones del Boro. Referencias [1] Física Nuclear de W. E. Burcham, Edit Reverté, España [2] [3] Carlos Graef Fernández, «Obra Científica», José L. Fernández Chapou y Alfonso Mondragón B., UAM- Azcapotzalco, México, [4] The Applications of Research Reactors, Tec. Report of IAEA-TECDOC-1234,august [5] Instalaciones del Reactor TRIGA Mark III, Fortunato Aguilar H., et al, en Contacto Nuclear, Número Especial,