alt=|miniaturadeimagen|399x399px|Avance en la construcción de la central CAREM - julio de 2019 El reactor CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares) es un proyecto de central nuclear de baja potencia, en desarrollo por unas cuatro décadas, y presentado con un diseño de última generación.
Las posibles aplicaciones de una central de este tipo son variadas y comprenden desde el suministro de energía en regiones aisladas a un costo de aproximadamente U$S 4.000 por kW de capacidad, provisión de energía para desalinización de agua de mar, hasta su utilización como laboratorio de investigación y de entrenamiento para operadores de grandes centrales nucleares, entre otras.
Sus características originales lo hacen diferente a los reactores nucleares de agua presurizada convencionales (PWR), que han estado en operación desde el botamiento del USS Nautilus, en 1955.
El proyecto está en desarrollo por una gerencia especial creada para tal fin dentro de la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), y como principal prioridad, la participación en las etapas de diseño, fabricación y construcción de empresas de capitales públicos y privados argentinos.
En 2005, Carem fue seleccionado entre una docena de proyectos de mayor interés a nivel mundial de reactores de esa franja de potencia, por una comisión de expertos convocada por el Departamento de Energía de los EE. UU.El proyecto de reactor CAREMLos diseños y modelos de reactores han avanzado desde esa fecha.
Luego de sucesivas reprogramaciones, la construcción del prototipo fue suspendida a comienzos de 2025, sin que se haya establecido una nueva fecha para su entrada en servicio.
El proyecto en 2026 está gravemente paralizado y sumido en graves crisis técnicas, financieras, y políticas tecnológicas. Un panel de expertos en seguridad nuclear, termohidráulica y física de reactores concluyó oficialmente que la ingeniería detallada del CAREM no podía garantizar su seguridad operativa, ya que estaba "técnicamente no demostrada" incluso después de cuatro décadas de desarrollo.
Historia alt=|miniaturadeimagen|395x395px|Localizado en el Complejo Nuclear Atucha, Lima, Provincia de Buenos Aires, Argentina El concepto de reactor CAREM se basa en el reactor nuclear del buque Otto Hans, un diseño de los años 60. En los años 70, se presentó a la Marina Argentina como un diseño viable para un submarino nuclear, una funcionalidad para la cual no se ha construido ni siquiera instalaciones de pruebas (por ejemplo, plataforma móvil para el reactor) en Argentina.
Aunque inadecuado para un programa de submarino de usos navales (para los cuales es más adecuado el modelo de reactores presurizados PWR), en 1984 el concepto de reactor se presentó públicamente durante una conferencia del OIEA en Perú para usos en tierra. Desde entonces, los criterios de diseño de Carem y otros similares han sido adoptados por otros diseñadores de plantas nucleares, originando así una nueva generación de reactores, de los cuales el Carem fue, cronológicamente, uno de los primeros. En 2006 se encontraba en una etapa avanzada del diseño, paso previo a la construcción de un prototipo a escala real, siendo parte del Programa de Reactivación de la Actividad Nuclear, anunciado en agosto de 2006.
En marzo de 2024, la Comisión Nacional de Energía Atómica e INVAP unieron fuerzas en un acuerdo histórico durante un encuentro realizado en Bariloche, rubricado por la presidenta de CNEA, Adriana Serquis, y el gerente general y CEO de INVAP, Darío Giussi. Este memorando de entendimiento sienta las bases para la colaboración en la exploración de futuras oportunidades de exportación del reactor CAREM (Central Argentina de Elementos Modulares) y servicios asociados. El acuerdo responde a un interés global creciente en los pequeños reactores modulares y sus diversas aplicaciones.
El memorando de entendimiento posiciona a la Argentina estratégicamente en el mercado global de reactores nucleares: mientras competidores como Estados Unidos e Inglaterra aún no han iniciado la construcción de sus reactores, Argentina está en una posición privilegiada para capturar una parte significativa del mercado, especialmente considerando que se prevé poner en marcha el primer reactor demostrador antes de 2030.
El reactor CAREM, por su capacidad modular que permite incrementar la capacidad eléctrica de manera gradual sin necesidad de construir grandes centrales eléctricas, muestra un potencial particularmente atractivo para países emergentes, con redes eléctricas pequeñas, como algunas naciones en África y América Latina.
Características Técnicas Un Carem prototipo de 25 MWe (100 MWth) está pensado para funcionar a 122,5 bar con un caudal nominal de 410 kg/s en el circuito primario y una temperatura de 326 °C.
Utiliza combustible nuclear de óxido de uranio, muy similar al que usan los reactores de las centrales de Atucha y Embalse solo que, en el caso del Carem, enriquecido al 1% o 2%, y agua ligera como refrigerante.
Los Generadores de Vapor fueron los elementos que más variaron desde los primeros diseños del Carem allá por la década de los 1980s. Los actuales responden a un diseño muy empleado en submarinos rusos. Constituyen un aspecto crítico de los Carem.
El proyecto Carem cuenta con ensayos realizados en el reactor RA-8 (Pilcaniyeu, Río Negro) para medición de parámetros de criticidad, distribución de potencia y validación de cadena de cálculo. Se construyó un circuito de alta presión y convección natural para conocer detalles termohidráulicos y verificar que la convección natural puede imponerse, ensayándose además los mecanismos hidráulicos de control.
Las ventajas técnicas y económicas que se obtienen en el diseño Carem respecto del tradicional son las siguientes:
Debido a la ausencia de tuberías de gran diámetro en el circuito primario, no es posible un accidente del tipo pérdida de refrigerante provocado por la rotura de una de las cañerías. La presencia de gran cantidad de refrigerante en el circuito primario permite que los cambios de temperatura en el sistema sean relativamente lentos. Esto implica que ante un transitorio o accidente severo, el intervalo de tiempo en el que se deben tomar acciones correctivas sea amplio, lo que disminuye a su vez las posibilidades de error. El calor de decaimiento (el calor remanente generado aun después de que el reactor es apagado) se transfiere a los generadores de vapor por circulación natural, es decir, sin la necesidad de bombas hidráulicas y por consiguiente sin posibilidad de fallas. El control de calidad y los esquemas de construcción y de costos se benefician en gran medida por la eliminación de muchas tareas en el sitio de construcción, debido al prearmado del sistema primario en fábrica (elementos modulares). Debido a la eliminación de las bombas del circuito primario y del presurizador (que es el dispositivo que permite mantener una presión constante dentro del recipiente de presión) se obtienen menores costos, un mantenimiento fácil y un incremento en la cantidad de días en los que la central está en condiciones de producir energía.
Desafíos En un artículo publicado en 2014, José Converti, ingeniero doctor y profesor emérito de Ingeniería en el Instituto Balseiro, criticó el proyecto del reactor CAREM desde diversas perspectivas: técnica, de gestión, institucional, comercial y política nuclear en general. Técnicamente, las críticas centrales se centran en la acumulación de innovaciones tecnológicas no probadas y altamente complejas dentro de un solo diseño, lo que considera un fallo sistémico de la ingeniería. Sostiene que el proyecto abandonó diseños convencionales de ingeniería nuclear validados globalmente (por ejemplo, PWR tradicional) para perseguir un diseño "innovador" excesivamente ambicioso, lo que provocó retrasos crónicos y gastos escalonados. Una preocupación técnica importante es la incertidumbre en torno al Flujo Crítico de Calor (CHF); dado que el reactor depende únicamente de la convección natural en lugar de bombas mecánicas, los críticos argumentan que el sistema carece de modelos matemáticos empíricos precisos para predecir completamente el comportamiento térmico durante fluctuaciones repentinas de potencia.
Además, Converti destaca riesgos significativos relacionados con los componentes internos del reactor, específicamente los generadores de vapor integrados y los mecanismos internos de las barras de control hidráulico. Al colocar los generadores de vapor dentro del recipiente de presión —una configuración visual y arquitectónicamente similar a la tecnología compacta de submarinos nucleares rusos— el reactor crea problemas en el monitoreo y mantenimiento, ya que reparar la fatiga del material o fugas de tubos se vuelve exponencialmente más difícil que en los reactores civiles estándar. Combinado con un sistema hidráulico interno no probado que carece de un historial de pruebas consistentes bajo condiciones reales de funcionamiento a alta temperatura, Converti concluye que el CAREM se ha convertido en una quimera inviable y sobredimensionada en lugar de un éxito comercial.
Resumen del Estado de Ensayos Técnicos Estos son algunos de los ensayos que no han probado que los elementos bajo testeo se comportaran según las especificaciones de diseño en la realidad. Todos ellos son críticos para demostrar la seguridad operativa del reactor.
Flujo crítico de calor (CHF) y termohidráulica: Fundamentados por modelos de laboratorio a escala, pero no probados a escala real. Mecanismos de barras de control hidráulico interno: Parcialmente confirmados por pruebas de componentes en frío, pero no probados en operación a alta temperatura. Generadores de vapor integrados (diseño helicoidal, similar a reactores navales rusos): La fabricación de componentes está demostrada, pero la confiabilidad estructural a largo plazo no está demostrada; las pruebas y reparaciones pueden volverse extremadamente difíciles. Autopresurización: Fundamentada por modelos computacionales, pero no demostrada en la práctica.
Núcleo Es un núcleo con baja pérdida de carga y puede apagarse en menos de un minuto. Posee un diámetro equivalente de 131 cm y consiste de 61 elementos combustibles en una configuración hexagonal de 108 tubos de zircaloy cada uno. Es para destacar que usa 3.812,5 kg de uranio enriquecido al 3,4% y 1,8%, y algunas barras poseen veneno quemable (gadolinio). Esto conduce a tener un núcleo poco propenso a las “rampas de potencia” y conseguir mejores tasas de quemado que los combustibles de los PHWR.
Elemento combustible Los elementos combustibles tienen una longitud activa de 1,4 m y se recambian desde el centro del núcleo hacia el exterior, teniendo un ciclo donde se retiran el 50% de los elementos cada 330 días de operación a potencia plena. El reactor debe parar durante un mes cada año para estos recambios.
Existen 18 tubos guías para control, unos para instrumentación y varios para el sistema de enclavamiento.
Longitud activa Elemento Combustible = 140 cm Diámetro del combustible nuclear (UO2) = 0,76 cm Diámetro externo Vaina Comb. (Zry-4) = 9 mm Pitch entre las barras de combustible = 1,38 cm
Generador de vapor Cuenta con 12 módulos de generadores de vapor, ubicados dentro del recipiente a presión. El sistema secundario recolecta el vapor trabajando a 47 bar y 290 °C. Cada módulo consiste de un sistema de tubos de 7 camisas bobinadas En total 52 tubos paralelos de aproximadamente 26 m cada uno por módulo 12 módulos (ones-through) acoplados en paralelo, divididos en 2 subsistemas independientes
Sistemas de seguridad pasivos Dos sistemas de extinción: rápido: barras (PSE) drenaje de boro (SSE) Sistema de Extracción de Calor Residual (SECR) con condensadores Sistema de Inyección de Emergencia (SIE): agua a baja presión con acumuladores 36 horas de autonomía (sin necesidad de energía eléctrica ni intervención de operadores)
Características especiales