Verificación de Combustibles Irradiados en Atucha I. Una experiencia exitosa.

En actividad desde 1974, con un diseño de la década del ’60, en el reactor nuclear argentino Atucha I, del tipo “Pressure Heavy Water Reactor” (PHWR), el cambio de combustible se realiza durante su operación normal, sin necesidad de efectuar una parada para la recarga (se lo conoce como “On Load Reactor” ).

En el período comprendido entre el proyecto y su puesta en marcha, los criterios de salvaguardias que se aplicaban a este tipo de reactores no exigían la verificación total de los elementos combustibles irradiados que se almacenarían en piletas luego de su quema en el reactor. La evolución de los criterios de salvaguardias, con miras a cubrir los diferentes escenarios de desvío, hizo que, a partir de 1991, se comenzara a exigir la verificación nuclear total de los elementos combustibles irradiados antes de que se los acondicionara en las piletas de almacenamiento.

Debido a su diseño, Atucha I emplea un combustible de formato y dimensiones peculiares, habiendo pocas unidades similares en el mundo. Los movimientos en las piletas y entre éstas y el reactor son actividades complejas y los combustibles irradiados se almacenan de manera compacta en dos camadas de difícil acceso. Los movimientos de extracción o traslado de esos combustibles de su lugar de almacenaje requieren un gran esfuerzo por parte del Operador.

Al no haber sido construida para satisfacer las demandas de los nuevos criterios de salvaguardias, durante varios años, la instalación no estaba cumpliendo con tales criterios y comenzó a influir en las metas de verificación de todo el material nuclear del país, dada la cantidad de combustibles irradiados que se consideraban no verificados. Entonces, se tornó prioritario desarrollar una metodología e instalar equipos que permitieran cumplir con esos criterios.

Últimamente, se efectuaron varias tentativas, mediante diferentes metodologías, a fin de satisfacer los requisitos de salvaguardias, pero todas resultaron infructuosas debido a la complejidad del almacenamiento y a que los equipos debían instalarse con el reactor ya construido y en operación. La tarea de instalar instrumentación de medición en canales y locales ya construidos se tornaba imposible debido a la necesidad de efectuar grandes perforaciones y a la falta de acceso a locales protegidos por grandes construcciones.

En un intento por lograr una solución, se establecieron dos metas:

• Establecer un sistema para la verificación del flujo de todo nuevo elemento irradiado que se colocara en la pileta o de todo elemento antiguo que, por algún motivo, volviera al reactor.
• Desarrollar una metodología para la verificación de los combustibles irradiados ya almacenados, a fin de establecer un control del inventario inicial.

Observación: Los escenarios de salida de combustibles irradiados de la pileta por flasks están cubiertos mediante vigilancia permanente.

A fin de cumplir con la verificación del flujo de combustibles irradiados (introducidos/ retirados) de las piletas y de evitar grandes obras y la necesidad de efectuar paradas del reactor, se concibió un sistema de detección nuclear a instalar en la pileta de elementos combustibles adyacente a la entrada del canal que lleva al reactor. El sistema comprende cuatro detectores de estado sólido con capacidad para diferenciar entre un combustible irradiado y uno fresco o herramientas irradiadas. Asimismo, el sistema permite determinar el sentido del movimiento del combustible irradiado (hacia o desde el reactor). Las señales se envían a un panel central donde, un sistema electrónico (Sistema VIFM – Integrated Fuel Monitor) procesa las señales, determina sus correcciones y suministra herramientas computarizadas que permiten efectuar un análisis completo de los movimientos. Las herramientas computarizadas le facilitan a los inspectores la recuperación y el análisis de los datos durante las inspecciones de rutina de la instalación.

Dado que sería imposible realizar obras en la instalación, los detectores se instalaron a los lados de la piscina de maniobra de elementos combustibles, haciendo necesario que los mismos permanecieran bajo vigilancia permanente como forma de garantizar que no se los blinde, se los altere o sufran cualquier otra forma de interferencia. Luego de su instalación y ensayo, el sistema resultó confiable y apropiado para el uso, poniendo a disposición de los inspectores herramientas adecuadas para sus conclusiones de salvaguardias.

En el caso de la verificación de los combustibles irradiados ya almacenados, fue necesario contar con una razonable dosis de conocimientos y creatividad.

El método tradicional de verificación de combustibles irradiados se realiza mediante el conteo total de las emisiones por parte de un detector de Telurato de Cadmio (Zinc), con confirmación del pico de Cesio, a fin de caracterizar al Plutonio contenido en el combustible. La aplicación de esta metodología resultó ser extremadamente complicada desde el punto de vista físico-nuclear, teniendo en cuenta el alto nivel de radiaciones (conteo) en las cercanías de cada elemento combustible irradiado, dada la aglomeración de los mismos. Se hicieron tentativas de realizar esa medición a través de la parte superior de los elementos combustibles, pero se la invalidó por el hecho de que los elementos combustibles incluyen, en su parte superior, una extensión no activa lo que provoca que no haya diferenciación entre la señal de medición y las de valores de fondo —background— (se colocan extensiones para manipulación que hacen que la parte activa del elemento combustible quede unos 70 cm más baja). También se intentó desde el lado inferior, con las dificultades que implica desplazar un detector, en forma remota, por espacios con una altura inferior a los 40 cm. Se hicieron varias tentativas de lograr mediciones entre los elementos combustibles, pero la cantidad de blindaje necesaria para que el detector pudiera discriminar entre la señal de fondo y la que se medía hacía imposible el acceso del detector (el espacio disponible es de unos 15 cm).

Fue así que se llegó a la conclusión de que el conteo total de las emisiones no sería apropiado para las condiciones locales y, entonces, se realizaron algunos intentos de mediciones por emisión de neutrones. En primer lugar, con evaluación de neutrones rápidos —que no resultó promisoria, ya que la diferencia de señales para discriminación era pequeña— y, luego, utilizándose la evaluación de neutrones térmicos. Con ese propósito, se desarrolló el concepto de un conjunto de 4 elementos combustibles almacenados en forma de cuadrado, con uno en cada vértice, debiendo introducirse el detector en su interior (cruce de las diagonales) a fin medir el total de emisión de neutrones para los cuatro elementos combustibles. De esa manera, se obtuvieron conteos que permitieron discriminar con buena precisión la diferenciación entre conjuntos de 4 elementos combustibles, 3 (un vértice vacío, no irradiado o “dummy”), 2 o solamente 1 elemento combustible en el lugar. Se realizaron varios ensayos aplicando la nueva tecnología y se establecieron sus límites de aceptación y error. La nueva metodología y su equipamiento se conocen con la sigla SFNC (Spent Fuel Neutron Counter).

Quedaba aún pendiente el correcto posicionamiento del detector y su manipulación dentro de los conjuntos de elementos combustibles almacenados. Se continuó con una nueva etapa de ensayos con el objetivo de desarrollar dispositivos que permitiesen desplazar el detector, ubicándolo en el lugar correcto, sin producir daños ni interferencias con los elementos combustibles irradiados. El alto nivel de aglomeración en el almacenaje de los elementos combustibles y las condiciones locales de trabajo (mediante un puente rodante por encima de la pileta) hacía que esa tarea no fuera simple, por lo que el OIEA y la ABACC debieron desarrollar varios sistemas y mecanismos mecánicos y ópticos para su realización.

Todas estas actividades, incluyendo los ensayos de medición, la obtención de equipos y dispositivos, la instalación del sistema y los ensayos finales de campo, se realizaron en el término de un año y medio.

Fue considerable el esfuerzo realizado por el Operador de la Central Nuclear Atucha, la Autoridad Regulatoria Nuclear de Argentina (ARN), el OIEA y la ABACC para poner en funcionamiento ese sistema en un tiempo considerado como récord. Finalmente, en enero de 2004, se procedió a la inspección de Verificación de Inventario Físico (PIV), durante la cual se verificó el inventario de elementos combustibles irradiados almacenados en la pileta y se puso en funcionamiento el sistema de control de flujo de elementos combustibles. En breve, se procesarán las inspecciones de verificación periódica de la instalación, tarea que permitirá adquirir mayor experiencia y datos de performance respecto al Contador de Elementos Combustibles y en cuanto a la parte de vigilancia subacuática.

Protocolo Adicional:
Lógica e Impacto
por ››› Marco A. Marzo