El núcleo del CAREM tiene toda una serie de originalidades técnicas. Para la Argentina, supuso el desarrollo integral de un nuevo tipo de elemento combustible, muy distinto tanto de los que fabricó durante décadas para sus reactores de investigación como de los que elabora desde los ’80 para sus centrales tipo HPWR de segunda generación, Atucha I, Embalse y Atucha II.

Las tres mayores diferencias entre los combustibles de estas centrales y el del CAREM son:

• El uranio que “quema” el CAREM es levemente enriquecido, en lugar de natural, como el de las HPWR. Según la posición de cada elemento dentro del núcleo, puede tener una ley de enriquecimiento del 1,8% o del 3,4%.
• Para mantener bajo control todo exceso de reactividad, algunos elementos combustibles del CAREM contienen en forma permanente un “veneno quemable”. En este caso, es una sustancia absorbente de neutrones (óxido de gadolinio) que se va agotando conforme se va quemando el material físil (uranio-235). El resultado es un núcleo muy estable por diseño, inherentemente poco propenso a “rampas de potencia”.
• Pese a que por lo anterior el núcleo está sometido SIEMPRE a una remoción de neutrones, el quemado del CAREM es sensiblemente mejor que el de las HPWR actuales. El equivalente automovilístico sería tener un auto que, por diseño, circula siempre ligeramente frenado, y que sin embargo logra dar a su dueño un mejor kilometraje.

Descripción del núcleo

El núcleo del CAREM de 25 megavatios eléctricos consta de 61 elementos combustibles de sección hexagonal. La potencia nominal térmica del conjunto asciende a 100 MW. Si se compara el CAREM con un HPWR típico, hay un 8% de pérdida de eficiencia en la conversión de calor a electricidad: es el precio que se paga por una mayor seguridad, y un sobrecosto que queda compensado con el mejor quemado del uranio.

Cada elemento combustible tipo CAREM es un armazón de 108 tubos de circaloy de 9 mm de diámetro y 1,4 m de “longitud activa”. En ese tramo se alojan pastillas de cerámica de dióxido de uranio enriquecido al 1,8% y al 3,4%.

La compleja arquitectura de cada elemento se completa con 18 tubos-guía para las barras de control, que operan no en forma individual sino como un manojo. Además de los tubos-guía, hay otro que aloja “instrumentación”, es decir sensores. El conjunto tiene baja “pérdida de carga”.

Las condiciones del diseño se establecieron en correspondencia con la norma ANSI/ANS-57.5 y ANS-51.1, y los requerimientos funcionales para elementos combustibles tomados de la norma ANSI/ANS-57.1 y del informe NUREG-800.

Los límites de seguridad de las dimensiones y características de las barras combustibles se verificaron usando el Código BACO (Código para Barras Combustibles) desarrollado por la CNEA.

Control del núcleo

En el CAREM se usan elementos tres clases de absorbentes de neutrones para controlar la reactividad durante la operación normal, y para producir, de ser necesario, la parada rápida del reactor.

El primero, como ya se dijo, es el óxido de gadolinio incorporado permanentemente en un 8% a algunos de los elementos combustibles. Este absorbente de neutrones es “quemable”: el inventario de gadolinio disponible va desapareciendo con el tiempo, conforme baja el de uranio-235 del elemento combustible. Durante la vida útil de cada elemento combustible, esta disminución en paralelo mantiene un control intrínseco de excesos de reactividad.

No hay otras centrales nucleoeléctricas en el mundo que tengan este rasgo.

En forma mucho más convencional, el segundo elemento absorbente, removible en este caso, son las barras de aleación de plata-indio-cadmio. Las destinadas al control fino de la reactividad del núcleo forman manojos de 18 lanzas. Cada manojo se mueve como una unidad y las lanzas se deslizan dentro de tubos-guía en los 18 espacios no ocupados por las barras combustibles.

El Sistema de Ajuste y Control cuenta con 19 elementos del mismo material, y sirve para compensar las variaciones de reactividad de largo plazo (ocasionadas por el quemado del combustible), así como las de corto plazo (causadas por las variaciones en el nivel de potencia).

Otras 6 barras absorbentes de esta misma aleación, llamadas Sistema de Extinción Rápido, permanecen normalmente fuera y por encima del núcleo. Caen por gravedad dentro del mismo únicamente en situación de emergencia, y lo hacen junto con las del Sistema de Ajuste y Control. Entre todas, logran apagar la reacción nuclear en menos de un minuto.

Finalmente, está la inyección de boro dentro del núcleo como sistema de control de su reactividad, pero exclusivamente en caso de emergencia, jamás durante su operación normal.

Gestión de Combustible

El ciclo de combustible ha sido ajustado a un ritmo de recambio del 50% del núcleo luego de 330 días de operación a plena potencia.

Los movimientos o extracciones son realizados desde el puente de operaciones, ubicado en la sala superior del reactor. Los elementos combustibles se mantienen en posición vertical durante su transporte. Toda las maniobras de recambio de combustible son realizadas desde la boca del recipiente de presión.