México ante la expansión nuclear
que hará frente a los problemas ambientales del mundo


México ante la expansión nuclear
que hará frente a los problemas ambientales del mundo
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A raíz del accidente nuclear ocurrido en la planta nuclear de Fukushima Daiichi, Japón, el cual inició el 11 de marzo de 2011 con la ocurrencia de un sismo de 9.0 grados Richter y el subsecuente tsunami que inundó esa central, la comunidad internacional —tanto la nuclear como la no nuclear— ha cuestionado la seguridad operacional de los reactores nucleares, pues fue un evento que causó un impacto negativo en la opinión pública y en la industria nuclear. Algunos proyectos de construcción de nuevos reactores de potencia fueron puestos en suspensión indefinida, pues las lecciones aprendidas de Fukushima debían ser revisadas para su posterior implementación y los costos de un accidente similar debían ser recalculados. Algunos organismos reguladores requirieron, incluso, la salida de operación de los reactores nucleares hasta contar con análisis actualizados de seguridad ante eventos naturales, contra los que se había dado la licencia original.

 

Como parte de la mejora continua en el tema de la seguridad de la energía nuclear en México, en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares (ININ) se trabaja sobre dos grandes proyectos: El AZTLAN platform, a partir del cual se desarrolla herramientas propias para el análisis de reactores nucleares, y un proyecto enfocado en la definición de un Programa de gestión de accidentes graves, cuyo objetivo es desarrollar una metodología que permita evaluar la seguridad de la Central Nuclear de Laguna Verde (CNLV) ante posibles accidentes. Este último proyecto ha permitido la adquisición de códigos computacionales en las áreas de análisis de seguridad durante transitorios (cambios en la potencia del reactor, por ejemplo), accidentes e, incluso, accidentes graves. 
     La gestión de accidentes requiere tres acciones fundamentales, dependiendo del grado de evolución del evento: prevenir el accidente severo, mitigar las consecuencias de éste y lograr una situación estable y segura a largo plazo.
     En el desarrollo y evolución de las diversas tecnologías de reactores nucleares, la operación segura y la prevención de accidentes han sido una prioridad, conseguida a través de cálculos conservadores que impactan directa e indirectamente en la seguridad. Estas estrategias han sido identificadas a lo largo de décadas de investigación básica y aplicada, así como de experiencia operacional.
     Llevar a cabo una correcta gestión de accidentes e, incluso, predecir su comportamiento requiere complejos análisis de reactores nucleares y México siempre ha dependido de herramientas de cálculo comerciales, en su mayoría, extranjeras; dependencia que no sólo limita el desarrollo científico y tecnológico del país, sino que también representa un pago continuo por las licencias de uso.


     Debido a estas razones, así como a las ganas de contribuir al desarrollo científico y tecnológico del país en la formación de recursos humanos altamente capacitados, es que surgió la idea del proyecto AZTLAN platform (www.aztlanplatform.mx), el cual es una iniciativa nacional liderada por el ININ, que busca dar un paso significativo hacia la autonomía de desarrollo de software sobre cálculo y análisis de reactores nucleares, con lo que se fortalecen, de manera sustancial, las instituciones de investigación y educativas, para la formación de recursos humanos. En el proyecto AZTLAN platform se moderniza, mejora e integra programas de cómputo mexicanos capaces de simular los fenómenos físicos que se lleva a cabo en un reactor nuclear.

FIGURA 1. Neutrones y protones en el núcleo de un átomo.

     En los reactores nucleares, los protagonistas son los neutrones, que normalmente componen los núcleos de los átomos junto con los protones (figura 1), pero que, debido a algunas reacciones nucleares, son expulsados de ciertos núcleos. Cuando los núcleos de algunos átomos capturan un neutrón, éstos se rompen, liberando una gran cantidad de energía, así como neutrones adicionales que pueden romper otros núcleos y así generar una reacción en cadena, la cual ha recibido el nombre de fisión y es la reacción nuclear “estrella” en los reactores nucleares (figura 2).
     Para hacer análisis de reactores nucleares es necesario tener la capacidad de predecir muchos fenómenos físicos que ocurren en el núcleo de un reactor, los cuales son complejos, pues, diferentes procesos ocurren al mismo tiempo, lo que lo vuelve aún más complicado, porque estos fenómenos se comunican entre sí. Por ejemplo, cuando el agua absorbe calor y empieza a hervir dentro del núcleo de un reactor, la cantidad de fisiones —y, por consiguiente, de neutrones— disminuye y también disminuyen la liberación de energía y la generación de calor. Todos estos cambios impactan igualmente en los materiales que componen el núcleo. 

FIGURA 2. Esquema simplificado de la fisión nuclear.

     Tal es el nivel de conocimiento que se tiene actualmente sobre la energía nuclear que en un solo párrafo se han mencionado tres campos de la física: las reacciones nucleares (fisión), la termohidráulica (por ejemplo, cuando el agua absorbe calor y empieza a hervir) y la termomecánica (que trata sobre el comportamiento de los materiales sometidos a fuentes de calor). Cada uno de estos fenómenos responde a una ley de la física con distintas escalas espaciales y temporales; sin embargo, interaccionan para hacer que el sistema funcione. 
     En la actualidad, como parte de la plataforma AZTLAN se desarrolla tres códigos neutrónicos que nos permiten conocer cuántos son y dónde están ubicados los neutrones en un reactor nuclear, para así saber cuánta energía se genera. Los códigos son: AZTRAN, AZKIND y AZNHEX, y cada uno de ellos se enfoca en resolver el transporte de neutrones en diferentes tipos de reactores. Para la parte termohidráulica, se desarrolla el código AZTHECA (figura 3) y, paralelamente, se trabaja en el desarrollo de un código termomecánico que nos permitirá conocer con detalle el comportamiento de los materiales. 

FIGURA 3. Códigos de la plataforma AZTLÁN.

     En el proyecto AZTLAN, participan conjuntamente las principales instituciones públicas de estudios superiores de México, como el Instituto Politécnico Nacional (IPN), la Universidad Nacional Autónoma de México (UNAM) y la Universidad Autónoma Metropolitana (UAM) (figura 4), pero, además, el proyecto involucra a un grupo de usuarios conformado por la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS), la Central Nuclear Laguna Verde (CNLV), la Secretaría de Energía y el Instituto Nacional de Electricidad y Energías Limpias (INEEL), las cuales utilizan las herramientas de la plataforma y retroalimentan el equipo de desarrollo. De esta forma, los programas de cómputo desarrollados cubren las necesidades específicas del país.
     En el ámbito internacional, existe colaboración con el Instituto Tecnológico de Karlsruhe (KIT) y el Centro de Investigación Helmholtz Dresden-Rossendorf (HZDR), ambos de Alemania. El proyecto es financiado por el Fondo Mixto Sener-Conacyt de Sustentabilidad Energética (FSE). 

FIGURA 4. Instituciones participantes en el desarrollo del proyecto AZTLAN platform.

     El reto principal que enfrenta un desarrollador de software para análisis de operación y seguridad de reactores nucleares es la validación y verificación de las herramientas computacionales que genera, pues los resultados de cálculos y simulaciones conforman una de las bases para generar la normativa de operación y diseñar los sistemas de emergencia. Este proceso es largo y requiere de financiamiento y recursos humanos especializados.
     En el proyecto AZTLAN platform se tiene considerado organizar actividades de verificación y validación (V&V) a través de la participación en ejercicios internacionales y de la colaboración con instituciones nacionales e internacionales para establecer los niveles de calidad requeridos y así obtener los resultados de los códigos de cómputo en desarrollo. Sin embargo, es importante aclarar que este esfuerzo tendrá frutos en el mediano plazo. El proyecto AZTLAN platform cubre los aspectos principales del diseño de reactores nucleares, por lo que los códigos de cómputo que se desarrolla en él aseguran que se podrán realizar análisis de seguridad con los estándares internacionales requeridos.
     La importancia del proyecto para definir un Programa de Gestión de Accidentes Graves radica en que, a partir de él se espera tener tanto la infraestructura como el capital humano al momento del arranque del programa de expansión de la nucleoelectricidad en México (corto plazo); y, sobre todo, en asegurar la operación óptima de la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde, que ha recibido reconocimientos internacionales por su desempeño. 
     Para este fin, los cálculos y simulaciones deben ser realizados con códigos computacionales cuya calidad ha sido reconocida y cuenta con respaldo de las instituciones que los han desarrollado, para asegurar una continua actualización y mejora, con base en estudios teóricos y experimentales.
     Con proyectos como AZTLAN platform y Gestión de Accidentes Graves —ambos financiados por el fondo mixto Sener-Conacyt— se alcanzará el objetivo de generar la infraestructura necesaria más actualizada, tanto de herramientas como de capital humano, fundamentalmente nacionales, para dar el soporte técnico-científico que un programa de expansión nucleoeléctrico requiere.

Armando Miguel Gómez Torres

Es Doctor en Ingeniería por la Universidad Técnica de Múnich, Alemania. M. en C. con especialidad en Ingeniería Nuclear y Lic. en Física y Matemáticas, ambos por la Escuela Superior de Física y Matemáticas (ESFM) del IPN. Desde 2003 colabora en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares y es el responsable técnico del proyecto AZTLAN platform. Es profesor invitado del posgrado de la ESFM y es miembro del SNI Nivel 1.
C. e.: armando.gomez@inin.gob.mx, armagotoro@hotmail.com

Javier Ortiz Villafuerte

Es Doctor en Ingeniería Nuclear por la Universidad Texas A&M. M. en C. con especialidad en Ingeniería Nuclear y Lic. en Física y Matemáticas, ambos por la Escuela Superior de Física y Matemáticas (ESFM) del IPN. Desde 2003 colabora en el Instituto Nacional de Investigaciones Nucleares. Es el responsable técnico del proyecto de gestión de accidentes graves y es miembro del SNI Nivel 1.
C. e.: javier.ortiz@inin.gob.mx, javier.ortizvillafuerte@gmail.com

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