Estudio económico de la gestión del combustible irradiado de la central nucleoeléctrica de Laguna verde

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Published on June 7, 2016

Author: AcademiaDeIngenieriaMx

Source: slideshare.net

1. /p- ACADEMiA MEXICANA DE INGENIERIA ESTUDIO ECONOMICO DE LA GESTION DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO DE LA CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE Ing. Rubén F. Ortega Carmona 1 INTRODUCCION En este trabajo de ingreso a la Academia Mexicana de Ingeniería quiero destacar dos puntos: 1) que el reprocesamiento como opción de gestión del combustible irradiado no está prohibido, ni existe ningún impedimento de orden legal para que nuestro país tome esta opción silo considera conveniente dentro de su estrategia general de la parte posterior de su ciclo de combustible; 2) que la diferencia económica entre la opción de reprocesamiento y reciclado, y la opción de disposición directa como residuo de alto nivel es marginal, si se toma una visión responsable de largo plazo en la disposición de los residuos de alto nivel de la planta. Adicionalmente deseo destacar la incertidumbre económica existente en la opción de disposición directa y la superioridad en el servicio prestado por el reprocesamiento y reciclado en la gestión de los residuos de alto nivel y en el control del plutonio desde el punto de vista de no-proliferación nuclear. Durante la irradiación del combustible de un reactor nuclear se consume únicamente un 2- 3% del uranio originalmente alimentado por reacciones de fisión para generar energía, y por reacciones nucleares sobre el material fértil (U-238), se produce material físil adicional (Pu- 239) que puede ser recuperado. De hecho, mas del 30% de la energía térmica que se produce en los reactores actuales proviene del plutonio y al final del ciclo de operación mas de la mitad de las reacciones de fisión se producen en este elemento. O sea que al final del ciclo de operación del reactor estamos prácticamente operando un reactor con núcleo mixto de uranio-plutonio. Ya en los años sesenta se tenía la estrategia original de reprocesar el combustible nuclear

2. 011 para reciclar el uranio residual (95% del combustible irradiado) y recuperar el plutonio (1 % del combustible irradiado), en espera de su utilización en los reactores rápidos, alimentados con plutonio. El 4% restante de la masa del combustible irradiado son los productos de fisión y actínidos, que serían tratados (vitrificados) y desechados como residuos radiactivos de alto nivel y vida media larga. Esta estrategia tenia sentido en un escenario de uranio escaso y en que los reactores rápidos, con una mayor eficiencia en su utilización (por un factor de 60), pronto sustituirían a los reactores térmicos, alimentados con uranio. En los años setenta se incrementó rápidamente el uso de la energía nuclear a base de reactores térmicos, dado que los reactores rápidos mostraban retraso en su introducción. Ante esta situación se pensó en un cambio de estrategia, en la que se recomendaba iniciar el reciclado del plutonio, en los mismos reactores térmicos, para evitar su acumulación. Por lo anterior se iniciaron estudios de reciclado en los Estados Unidos, como GESMO 1 , que concluyeron que el reciclado de plutonio era factible y mostraban que el combustible de óxidos mixtos (MOX), era equivalente al de uranio en términos de seguridad, tanto en condiciones normales de operación, como en condiciones de accidentes o transitorios. Hacia esos años existieron tres plantas de reprocesamiento en los Estados Unidos: West Valley, Morris y Barnwell; pero la primera fue cerrada por cuestiones de licenciamiento y las otras dos nunca llegaron a operar a pesar de haber sido terminadas. Los problemas para el reprocesamiento se iniciaron en 1974 con la explosión de un dispositivo nuclear por la India, que reprocesó uranio proveniente de un reactor de tecnología canadiense. No se hizo esperar la reacción del gobierno canadiense y posteriormente de la administración americana Ford-Carter a este evento. En 1977 el presidente Carter inició el estudio llamado Evaluación Internacional del Ciclo de Combustible (INFCE), para la búsqueda de un ciclo de combustible nuclear para generación de electricidad que no fuera proliferante. Las conclusiones de esta evaluación fueron finalmente favorables a la estrategia 'Generic Environmental Statement Mixed Oxide Fuel, WASH 1327, USAEC, 1976

3. 3 del reprocesamiento y reciclado, siempre y cuando estuviera enmarcada dentro de salvaguardias internacionales adecuadas (e.g. salvaguardias del OIEA). Sin embargo para 1978 el presidente Carter ya había publicado la ley de no proliferación nuclear (NNPA), que prohibía el reprocesamiento en su país y esperaba unhlateralmente que toda la comunidad internacional siguiera su ejemplo. De ahí viene la idea de que está prohibido el reprocesamiento en México, a pesar de que esta prohibición fue solo en los Estados Unidos y con una duración de tres años únicamente. De hecho los Estados Unidos tienen hoy en día un acuerdo firmado con Japón en 1988, en que se le autoriza a reprocesar combustible nuclear de origen americano por 30 años. Para 1981 el presidente Reagan rescindió esta ley de no proliferación nuclear, pero el daño ya estaba hecho tanto a la industria del reprocesamiento, como a la industria nuclear americana en general. Como un paliativo a esta situación de no tener un destino para el combustible irradiado, publica en 1982 la ley de política de residuos nucleares (NWPA), en la que el gobierno americano toma la responsabilidad de la gestión del combustible irradiado por el pago de 1 milésima de dólar por kWh de electricidad generada. Quedaba así definida la estrategia de disposición directa del combustible irradiado como residuo de alto nivel y el Departamento de Energía de los Estados Unidos debía retirar el combustible irradiado de los reactores nucleares americanos a partir del 1 de Enero de 1998. La idea era llevar este combustible irradiado al repositorio de Yucca Mountain, en Nevada, que principalmente por problemas de tipo político aún no está terminado. De los 13 mil millones de dólares colectados a la fecha, solo se han gastado alrededor de 4 mil millones de dólares, sin perspectivas claras para la conclusión del proyecto. Existe otro proyecto de construir un almacén interino tanto por el Departamento de Energía de los Estados Unidos, como por algunos grupos privados, pero este proyecto tampoco se ha consolidado. Queda pues, en los años noventa, la imagen de una acumulación de combustible irradiado en los Estados Unidos sin una solución clara a la vista. Esto ha sido aprovechado por los grupos antinucleares de ese país para difundir la idea de que el problema de la gestión de los

4. residuos nucleares de alto nivel no tiene solución, por lo cual debe detenerse la utilización de la energía nuclear. En 1990 se tenían en el mundo alrededor de 115 000 toneladas de combustible irradiado en almacenamiento temporal, pronosticándose alrededor de 240 000 toneladas para el año 2000. Igualmente con respecto al plutonio, se tenían en el combustible irradiado 532 toneladas en ese año, creciendo a una tasa de 70 toneladas por año aproximadamente. A este material de origen civil, había que agregar unas 700 toneladas de uranio altamente enriquecido (HEU) y unas 130 toneladas de plutonio provenientes de los programas militares de la Comunidad de Estados Independientes (ex-Unión Soviética) y los Estados Unidos2 que por acuerdos de desmantelamiento de armas nucleares entre Estados Unidos y la CIS, se han transferido del sector militar al civil, bajo las salvaguardias del OIEA. Es evidente que es mejor reciclar este material en lugar de inmovilizarlo y eliminarlo como residuo, tanto desde el punto de vista económico, como de no-proliferación. Si no se recicla el plutonio de cada ensamble de combustible irradiado, este representa una pequeña "mina de plutonio" una vez que decaigan los principales productos de fisión (en unos 100 años), que se dejaría de legado a las generaciones futuras. Al momento presente varias empresas eléctricas de los Estados Unidos como Commonwealth Edison o Duke Power, han iniciado estudios para reciclar plutonio en sus reactores, de acuerdo a las recomendaciones de la Academia de Ciencias de este país. Todos estos acontecimientos, así como el descubrimiento de amplias reservas de uranio, principalmente en Australia y Canadá, han configurado la estrategia de disposición directa, seguida principalmente por los Estados Unidos y algunos otros países como Suecia, Corea, Taiwan y España. Por otro lado la mayoría de los países europeos con centrales nucleoeléctricas, como Francia, Inglaterra, Alemania, Suiza, Bélgica, Holanda y Rusia; así como China y Japón, han 2 Steyn Julian, Potential Impact of Arms Reduction on the LWR Fuel Cycle: an update, Uranium Institute Annual Symposium, 1992.

5. 1,1 seguido la estrategia de reprocesamiento y reciclado. Alemania es un caso especial, pues inicialmente el reprocesamiento y reciclado era obligatorio para las empresas eléctricas ("entsorgung"), pero recientemente se aprobó la opción de disposición directa para las empresas eléctricas alemanas que quisieran seguir esta estrategia. Actualmente países como Francia o Alemania están siguiendo la estrategia de reciclar el plutonio una sola vez, usando colas de enriquecimiento como matriz y almacenando el uranio reprocesado. Sin embargo se encuentran en estudio planes para efectuar el reciclado del uranio reprocesado, "reciclado múltiple de plutonio y uranio" y "mezclas" de uranio reprocesado con uranio natural, o plutonio almacenado con plutonio fresco, cuando esto sea económico. La estrategia de reprocesamiento y reciclado presenta dos ventajas fundamentales: en primer lugar se reducen los costos de la parte inicial del ciclo de combustible (dado que al reciclar el uranio y el plutonio, se reducen los requerimientos de uranio natural y enriquecimiento en aproximadamente un 20%), y en segundo lugar los residuos de alta radiotoxicidad como los productos de fisión, o de vida media larga como los actínidos, quedan separados y confinados en una matriz de vidrio, lo cual reduce en un orden de magnitud su volumen. Para el año 2000 se espera reducir aún más el volumen de estos residuos, de 1.5 a 0.5 m 3 por tonelada de metal pesado irradiado. Adicionalmente se están investigando técnicas de reprocesamiento avanzadas que puedan separar los actínidos de este residuo, para ser irradiados en reactores especiales con el fin de transmutarlos en radioisótopos de vida media corta. En un ensamble de uranio de 500 kilogramos de un reactor PWR, se producen alrededor de 5 kilogramos de plutonio. Para reciclar este plutonio debemos reprocesar 7 ensambles de combustible irradiado, para obtener 35 kilogramos de plutonio requerido para fabricar un combustible de óxidos mixtos que produzca la misma energía que un ensamble de uranio. Este esquema reduce a 118 el número de ensambles de combustible irradiado que deben ser

6. desechados, con un solo reciclado. La composición de descarga en plutonio del combustible mixto es de 26 kilogramos de plutonio, en lugar de tener 40 kilogramos de plutonio sin reciclar, o sea una reducción del 30% en plutonio, también con un solo reciclado. Este tipo de impactos se refleja en ahorros en todo el ciclo de combustible, en pasos como la minería del uranio (e.g. jales de las minas), la energía eléctrica consumida en el enriquecimiento del material y el volumen de residuos de alto nivel generados. Francia está actualmente reciclando plutonio en 16 reactores del tipo PWR de 900 MW, con el objetivo de reciclar en 26 reactores para el año 2000. Este reciclado se efectúa en un 30 % del núcleo, también con un objetivo de llegar al 100 % del núcleo y a quemados mas elevados del orden de 50000860 000 MWd/TMU. Con este objeto se construyó en el complejo de reprocesamiento de La Hague, capacidad anual adicional de 1600 toneladas de metal pesado, cuya primera etapa de 800 toneladas (UP3-800) inició su operación en 1990 y la segunda etapa también de 800 toneladas (UP2- 800) en 1993. Igualmente Inglaterra terminó recientemente la construcción de una planta de reprocesamiento para combustible de reactores de agua ligera, con capacidad de 1200 toneladas anuales (THORP), en su complejo de Nindscale. Estos dos complejos han estado reprocesando desde los años sesenta combustibles magnox de los reactores gas-grafito, para sus programas de reactores rápidos. El combustible magnox se corroe rapidamente y debe ser reprocesado lo mas pronto posible. Con el fin de asegurar el reciclado del plutonio, Francia ha adquirido amplia experiencia en la fabricación de combustible mixto en sus instalaciones de Cadarache desde 1962, para su programa de reactores rápidos. Recientemente inició su operación la planta MELOX en Marcoule, con una capacidad de 120 toneladas por año. Igualmente existen plantas con capacidades semejantes en Bélgica (Dessel) y recientemente inauguradas en Inglaterra (Windscale). Como puede apreciarse, la tecnología de reprocesamiento y reciclado cuenta con amplia experiencia industrial y esta en pleno desarrollo tecnológico, por lo que sus costos tenderán a

7. 7 reducirse en el futuro por efectos de economía de escala y avance tecnológico. Asimismo esta experiencia garantiza que sus costos son reales y no estimaciones en el papel con un alto grado de incertidumbre, como es en el caso de la opción de disposición directa. 2 ESCENARIOS A diez años de operación de la Central de Laguna Verde se han identificado tres estrategias básicas para la Central de Laguna Verde: • Disposición Directa • Reprocesamiento y Reciclado • Esperar sin tomar ninguna acción La tercera estrategia no se considera deseable para México como preludio para la estrategia de reprocesamiento y reciclado, porque a medida que pasa el tiempo se reducen las posibilidades de reciclar el uranio y el plutonio en nuestros propios reactores. La opción de vender el plutonio no es real, dado que no existe en este momento un mercado internacional para este material. Por otro lado esta estrategia también inhibe el inicio de un programa de disposición directa, como el de un proyecto para el almacenamiento del combustible irradiado fuera del reactor, con lo que se continuará acumulando el combustible irradiado en las albercas del reactor, con las desventajas que esto representa. En 1998 tenemos ocupado un 24% de la capacidad de la alberca de combustible irradiado de la unidad 1, dejando siempre el lugar para un núcleo completo de combustible; esto ha dado lugar a un incremento en la carga térmica, radiactiva y de criticidad de la alberca. La unidad 2 apenas inició su operación por lo que solo se ha ocupado el 12% de su capacidad. Suponiendo que se extendiera la licencia de operación de la Central de 30 a 40 años y se continuara operando con ciclos de 18 meses, se llenará la capacidad útil de la alberca hacia

8. el año 2026 para la Unidad 1 y 2031 para la Unidad 2. En estas condiciones habría que iniciar el proyecto para la construcción de un almacén externo al reactor para combustible irradiado (probablemente por vía seca y en el sitio de Laguna Verde) en un futuro próximo, si se decidiera la estrategia de disposición directa. La anterior recomendación por el hecho de que debe considerarse la posibilidad de una reducción en la vida de la planta o la suspensión de su operación y dado que no es posible mantener al combustible irradiado dentro del reactor una vez cerrada la planta, pues tendría que seguir ésta en condición operacional por varios años, a un elevado costo. Este combustible deberá ser posteriormente acondicionado y depositado en un repositorio final. La experiencia de países como Suecia, Finlandia, Alemania y los Estados Unidos muestran que los costos involucrados en la realización de estos proyectos no son pequeños y la planeación de los mismos debe ser sumamente cuidadosa y de la competencia de un organismo especialmente dedicado, como ANDRA en Francia o ENRESA en España. De hecho se efectúan frecuentemente proyectos de colaboración internacionales para reducir inversiones en investigación y desarrollo, como el proyecto de Strippa en Suecia. Al final de cuentas se ha encontrado que las inversiones involucradas son semejantes 3 a las de la opción de reprocesamiento y reciclado, o en algunos casos posiblemente sean mayores, cuando se trata de cantidades pequeñas de combustible nuclear o el entorno regulador es muy severo, como en los casos de Finlandia o Alemania. Por otro lado, si se decidiera por la estrategia de reprocesamiento y reciclado deberá iniciarse un programa piloto de irradiación de prototipos de combustible de óxidos mixtos en alguno de los reactores de la Central y solicitar a la brevedad posible ofertas firmes de reprocesamiento en el mercado internacional. Se recomienda también visitar las nuevas

9. instalaciones de reprocesamiento y fabricación de combustible de óxidos mixtos en Francia e Inglaterra. Estas actividades no interferirían en la decisión final que se llegara a tomar, pues en todo caso siempre se tiene abierta la opción de la disposición directa. Solo se recomienda que en la evaluación final de la estrategia a considerar se efectúe una evaluación integral tomando en cuenta todos los aspectos estratégicos de mediano y largo plazo, incertidumbre económica e impacto ambienta14. Desde el punto de vista del reprocesamiento y reciclado se tienen los siguientes escenarios: °'°k Reprocesamiento sin reciclado (O,n)k Reprocesamiento con reciclado de uranio (mn)k Reprocesamiento con reciclado de uranio y plutonio La notación (m,n)k creada para describir los casos alimentados al modelo ORCA (diagramas ORCA), representa el número de veces que el plutonio (m) o el uranio (n) es reciclado, y el subíndice k, el tipo de matriz con que se fabrica el combustible mixto; por ejemplo, la actual estrategia europea se representaría como 1'°d en que el plutonio es reciclado una vez como combustible mixto usando uranio empobrecido como matriz (d), pero el uranio reprocesado es almacenado. Para la fabricación del combustible mixto se puede usar uranio natural (subíndice n), uranio reprocesado (subíndice r) o uranio empobrecido proveniente de las colas del enriquecimiento de uranio (subíndice d). En esta nomenclatura no se han contemplado otras opciones como la "mezcla" de plutonio en almacenamiento con plutonio fresco o de uranio reprocesado con uranio natural. Tampoco 3The Cost of High Level Waste Disposal in Geological Repositones, NEAIOECD report, Paris 1993. 4Buehring W.A. et al, Methodology for Evaluation of Intertechnology Tradeoffs, Argonne National Laboratory, AINL/AA-22, 1980.

10. [El] indica si el reprocesado es inmediato (en menos de 10 años) o diferido, o si el plutonio es autogenerado (proviene del mismo reactor) o proviene de varios reactores. La desventaja de no reciclar lo mas pronto posible (inmediato), es que el Pu-241 decae con el tiempo en Am-241 con una vida media de 430 años, perdiéndose reactividad y aumentando su radiactividad, por lo que es menos útil y su manejo mas difícil como combustible, tanto en la planta de fabricación, como en las instalaciones del reactor. También a medida que es reciclado el uranio reprocesado, va acumulando U-236 y otros productos radiactivos, que actúan como absorbedores de neutrones y reducen la reactividad del combustible, por lo que si se utiUza para fabricar combustible de uranio, habrá una penalización en la necesidad de mayor enriquecimiento con respecto al uranio natural. De hecho, algunas plantas de enriquecimiento usando la tecnología de difusión gaseosa son renuentes de aceptar el uranio reprocesado como material de alimentación a sus plantas, por temor de contaminar sus equipos con U-236. Igualmente, a quemados mas elevados (de 45 000 MWd/TMU o mayores), producimos concentraciones mas elevadas de Pu-240 y Pu-241, siendo el primero un absorbedor de neutrones y el segundo un precursor del Am-241. Sin embargo si el reciclado es inmediato, se ve una ventaja importante con el uso de quemados elevados en la economía del combustible, dado que el costo de fabricación por ensamble del combustible de óxidos mixtos es mayor que el de fabricación por ensamble del combustible de uranio y el costo de la disposición final del combustible irradiado es el mismo para ambos casos, ya que estos costos son independientes del nivel de energía generado por el combustible, a mayor energía generada se tendrá un menor costo unitario de combustible. Estos escenarios de altos quemados, así como los de las «mezclas" de materiales mencionados anteriormente, serán importantes en el futuro a medida que el costo del uranio enriquecido vaya

11. 11 aumentando y el costo del reprocesamiento y reciclado disminuya. Desde el punto de vista de la administración de combustible dentro del núcleo del reactor, se ven también posibilidades de mejoras técnicas, como pasar del 30% de combustible mixto que se recicla ahora a 100% en el futuro y la posibilidad adicional de mejorar los diseños de los combustibles de óxidos mixtos para que tengan una mayor eficiencia en su consumo del plutonio. 3 DESCRIPCION DEL MODELO Con el propósito de estudiar los escenarios de reprocesamiento y reciclado del combustible irradiado antes mencionados, se desarrolló recientemente el modelo ORCA para la evaluación de costos del ciclo de combustible nuclear, en la Universidad de Cornell de los Estados Unidos5. Este modelo está basado en la metodología económica de dos reportes de la Agencia de Energía Nuclear de la Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico (AEN/OCDE): el reporte de 1989 sobre "Combustible de Plutonio" 6 y el de 1994 sobre la "Economía del Ciclo de Combustible Nuclear" 7. El primer reporte trata sobre la logística y utilización del plutonio como combustible de óxido mixto, en los actuales reactores de agua ligera, sin considerar el costo de la parte posterior del ciclo de combustible y usando esencialmente "plutonio gratuito" en la fabricación del combustible mixto. "Plutonio gratuito" es aquel derivado del reprocesamiento, pero que se encuentra en almacenamiento y desde el punto de vista económico es considerado como un "costo hundido". El segundo reporte estudia la economía del reprocesamiento en comparación con la disposición directa, pero sin estudiar los escenarios de reciclado de uranio y plutonio. Estos dos materiales son 5 Cady K.B., Ortega R.F., Schneider E., ORCA: A Model for the Economic Analysis of the Nuclear Fuel Cycle, Comeil University, Ithaca N.Y., 1998. 6Plutonium Fuel: An Assessment, NEAIOECD Report, Paris,1989. 7 The Economics of the Nuclear Fuel Cycle, NEAIOECD Report, Paris, 1994.

12. 12 considerados como "créditos" en el análisis económico. También el primer reporte calcuta un "lote de equilibrio", mientras que el segundo hace cálculos para toda la vida del reactor. El modelo ORCA fue desarrollado para calcular el costo de un "lote de equilibrio" para diversos escenarios de reciclado y establecer los balances de materia y energía necesarios para calcular el costo del ciclo de combustible. Un simple modelo del reactor puntual en una dimensión es generalmente suficiente para obtener los parámetros del combustible necesarios en el cálculo económico. Se pueden hacer estudios mas avanzados de gestión de combustible con otros modelos simuladores del núcleo del reactor en tres dimensiones, pero están fuera del alcance de este estudio. El modelo también incorpora varias mejoras en la metodología del análisis económico, tales como el uso del método de una tasa de valor presente continua para los cálculos de costo y energía, lo cual hace el análisis económico mas exacto, claro y consistente. Adicionalmente el modelo tiene la opción de crear un "Fondo" para la parte posterior del ciclo de combustible, que toma en cuenta el hecho de que estos costos son pagados por una "cuota por kWh" derivada de la generación de electricidad. Una descripción mas detallada de la metodología económica se muestra en el Anexo A. Igualmente se estableció una metodología gráfica para estudiar la sensibilidad de este costo a la variación de parámetros clave como el precio del uranio, el reprocesamiento, la fabricación del combustible mixto o la disposición final del combustible irradiado, que ya no sea reprocesado. En este punto el modelo puede calcular un "valor de indiferencia" del plutonio. Finalmente, el modelo ORCA también puede proporcionar suficiente información para evaluar el impacto del reciclado sobre diferentes parámetros del ciclo de combustible, como el consumo de uranio, de servicios de enriquecimiento y la reducción en la generación de combustible irradiado para los diferentes escenarios. De esta información se pueden hacer estudios mas amplios sobre no-proliferación o de impacto ambiental de los diferentes

13. 13 escenarios y derivar los "costos ocultos" o externalidades8. ORCA esta compuesto de dos modelos de cómputo, un modelo de Balance de Materiales y otro modelo Económico. El propósito del modelo de Balance de Materiales es el de obtener valores tales como los requerimientos de uranio, de enriquecimiento y la producción de combustible irradiado para ser usados en el modelo Económico. El programa tabula la concentración de 22 isótopos que son importantes desde el punto de vista de física de reactores y de decaimiento radioactivo de los residuos. El modelo usa un programa puntual de un grupo de energía y una dimensión para los cálculos nucleares. Específicamente este programa resuelve por integración numérica el grupo de ecuaciones: dN/dt = [Al [N] Donde el vector [N] representa la concentración en moles de cada isótopo, y la matriz [A] contiene su información nuclear como las vidas medias o las secciones eficaces. El programa de Balance de Materiales simula la "fabricación" de un lote de equilibrio de combustible y su irradiación por un quemado y tiempo de residencia específico; una vez que la irradiación se termina, simula el periodo de enfriamiento deseado. A continuación el programa determina la composición del combustible irradiado que va a ser descargado y la composición isotópica del uranio y el plutonio recuperados del reprocesamiento. Se repite este procedimiento hasta que se han efectuado todos los cálculos necesarios para reproducir el escenario seleccionado. La entrada al programa de Balance de Materiales incluye la definición del escenario (diagrama ORCA), quemados (MWd/kg), lotes por núcleo (entero), tiempo de residencia (años), fechas de pago (años) y perdidas de materiales en los procesos (%). La salida del modelo define el enriquecimiento necesario para "fabricar" el lote de 8Environmental Externalities, an Overview of Theory and Practice, EPRI Report CU/EN-7294, Palo Alto, California, 1991.

14. ILÁI combustible y los números ORCA (uranio, enriquecimiento, combustible irradiado, plutonio), que sirven para determinar el impacto ambiental o de no-proliferación del escenario considerado. El modelo es capaz de simular la "fabricación" tres tipos de combustible: 1) combustible de uranio fabricado con uranio natural y enriquecido comercialmente; 2) combustible de óxidos mixtos (MOX) fabricado con plutonio reciclado y colas de enriquecimiento, uranio natural o uranio reciclado como matriz y 3) combustible de uranio fabricado con uranio reprocesado y re-enriquecido. Una vez que el combustible es "fabricado", se irradía por el tiempo de residencia seleccionado, especificando su quemado final. En el Anexo B se muestra un esquema de flujo de materiales para un "lote de equilibrio" de la Central de Laguna Verde. El caso aquí mostrado es el de un solo reciclado de uranio y plutonio usando colas de enriquecimiento para la fabricación del combustible mixto. El quemado utilizado es aproximadamente de 45 000 MWdITMU. La masa del lote se ha considerado arbitrariamente de 1000 kg de uranio, las masas de los siguientes lotes reciclados reflejan las cantidades de uranio y plutonio recuperadas del reprocesamiento del lote original, en una simulación de lo que sería un "reciclado autogenerado" de uranio y plutonio. 4 APLICACiÓN A LAGUNA VERDE En esta aplicación se presenta una comparación económica de los costos de la parte posterior del ciclo de combustible nuclear de la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde. En estudios anteriores realizados en México, se desarrolló una metodología económica para el estudio de los costos del ciclo de combustible nuclear 9. La aplicación de esta metodología se hizo a la evaluación de ciclos extendidos de operación de la Central 10, incluyendo los costos 9ORTEGA R.F., Procedimiento de Utilización del Programa FUELCASH-PC Multiciclos (FCPCM), DGC/AN 201, Abril 1994. 10ORTEGA R.F., Estudio de Diferentes Ciclos de Equilibrio de los Reactores de Laguna Verde, V

15. 15 de energía de reemplazo durante las recargas de combustible11. Sin embargo no se hizo un intento en ese tiempo por definir con mayor precisión las diferentes opciones existentes para la parte posterior del ciclo de combustible, tales como la disposición directa del combustible irradiado o el reprocesamiento y reciclado del uranio y el plutonio. Los cálculos fueron hechos sobre la base de un costo neto de la parte posterior del ciclo de combustible nuclear de $400.00 dólares por kilogramo de metal pesado irradiado a pagarse en el momento de la descarga del combustible 12. Este costo equivale aproximadamente a 1 milésima de dólar por kWh. En este estudio se definieron con mayor claridad los costos de los diferentes escenarios para la parte posterior del ciclo de combustible nuclear, incluyendo (a necesidad de crear un "Fondo" con un "cargo por kWh" de energía eléctrica generada para cubrir estos gastos, como lo hacen otros países que tienen reactores nucleares de potencia en operación. Para este propósito se utilizó el modelo antes descrito. Para la validación económica del modelo se utilizó la metodología del reporte de la Agencia de Energía Nuclear de la Organización para la Cooperación y Desarrollo Económico (AEN/OCDE 1994), sobre la economía del ciclo de combustible para un reactor francés PWR-N4 de 1390 MW, con 30 años de vida del reactor. Los resultados de esta validación se muestran en la Tabla 1, a continuación; las diferencias encontradas fueron de menos de 1 % en la tasa económica ORCA, relación entre Reprocesamiento/Disposición Directa. Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana, México D.F., 1994. ' 1 CORTES C.C., FRANCOIS J.L., ESQUIVEL J.L., ORTEGA R.F., Impacto del Costo de Energía de Reemplazo en la Evaluación de los Escenarios de Recargas para un Reactor BWR, VII Congreso Anual de la Sociedad Nuclear Mexicana, Veracruz, 1996. 12Water Reactor Fuel Extended Burnup Study (WREBUS), TRS-343, Organismo Internacional de Energía Atómica, Viena, 1992.

16. 16 TABLA 1. Validación de la Metodología Económica AEN/OCDE-1994 (mills/kWh) Simulación ORCA (milis/kWh Diferencia (%) Disposición Directa 5.46 5.45 -0.18% Reprocesamiento 6.17 6.23 0.97% Reproc/Disp Dir 1.13 1.14 0.88% Se efectuó una validación adicional para probar la representatividad del "lote de equilibrio" y de esta metodología para "toda la vida" del reactor. En la Tabla II se encuentran los resultados encontrados para esa validación adicional, nuevamente con una diferencia de menos de 1 % en la tasa económica mencionada. TABLA H. Validación del "Lote de equilibrio" AEN/OCDE-1994 (milis/kWh) Lote de Equilibrio (milis/kWh) Diferencia (%) Disposición Directa 5.46 4.59 çprocesamiento 6.17 5.22 Reproc/Disp Dir 1.13 1.14 0.88% Después de esta validación se elaboró un modelo económico para "toda la vida" de los reactores de Laguna Verde (40 años), con el fin de estudiar los escenarios de reprocesamiento y reciclado en los reactores mexicanos. La Central de Laguna Verde tiene dos unidades BWR-5 de 654 MW eléctricos nominales y 1931 MW de capacidad térmica. Se incrementará la capacidad térmica de estas unidades próximamente a 2027 MW, junto con la adquisición del nuevo diseño de combustible avanzado GE-12. La información sobre la operación planeada de las plantas fue proporcionada por el Departamento de Gestión de Combustible de la Central, conforme a su último Programa de

17. 17 Utilización de Energía (PUE). La unidad 1 inició su operación en Noviembre de 1988 y está actualmente (en 1998), en su séptimo ciclo de operación. La unidad 2 inició su operación en Septiembre de 1994 y se encuentra terminando su tercer ciclo de operación. Se considera que los reactores operen con un factor de capacidad de 85%, incluyendo un tiempo de recarga de 35 días y ciclos de irradiación de 18 meses con quemados de combustible del orden de 45 300 MWd/TMU al equilibrio. La comparación económica efectuada se hizo por tres métodos diferentes: • Para toda la vida de la Central incluyendo su historia pasada. • Suponiendo que la decisión de definir una estrategia se inicia lo mas pronto posible y continúa por toda la vida de la Central. • Usando la metodología del "lote de equilibrio" y precios nivelados por toda la vida futura de la Central. Se evaluaron primeramente, los escenarios de disposición directa contra reprocesamiento sin reciclado, pero considerando los créditos hipotéticos de $5.00 dólares por gramo de plutonio recuperado y 70% del precio del mercado para el uranio recuperado, especificados en el reporte AEN/OCDE 1994. Los escenarios considerados en esta comparación fueron extraídos de este reporte, para los precios, fechas de pago y costos de la parte posterior del ciclo de combustible; pero para la parte inicial del ciclo de combustible se utilizaron los precios pagados hasta la fecha por la Central, para uranio, enriquecimiento y fabricación. Los datos de entrada se muestran en tas Tablas BI a B5 del Anexo B. En la Tabla BI se muestran los parámetros básicos de diseño de los reactores de la Central Nucleoeléctnca de Laguna Verde, así como los de su ciclo de operación al equilibrio (Tabla 82) utilizando combustible GE-12, de acuerdo a la información recabada. Posteriormente se trató de reproducir esta condición de equilibrio con el modelo ORCA, para efectuar los estudios de reprocesamiento y reciclado. En la Tabla B3 se encuentran los parámetros económicos utilizados para la evaluación,

18. 18 considerando una tasa de descuento real de 5% anual (estudio AEN/OCDE-94) y una tasa para el "Fondo" de la parte posterior del ciclo de combustible de 2% anual también real. Los cálculos económicos se efectuaron en moneda constante y solo se consideró una escalación real de 1.2% por año, para el precio del uranio, también de acuerdo a las recomendaciones de la AEN/OCDE. Con esta tasa de escalación real es posible convertir el precio de referencia en un precio nivelado usando la metodología económica descrita en el Anexo A. Esto con el fin de poder utilizar precios nivelados en los estudios de "lote de equilibrio" del modelo ORCA. Con estos precios nivelados es posible efectuar los análisis de sensibilidad deseados sobre los precios base, ya que es posible introducir una escalación real positiva o negativa, ya que se espera una reducción de costos reales en algunos de los componentes del ciclo de combustible. En las Tablas B4 y B5 del Anexo B, se muestran los precios y fechas de pago utilizados en este ejemplo. Como se dijo antes, estos precios son los recomendados por la AEN/OCDE para la parte posterior del ciclo de combustible, pero para la parte inicial se utilizaron los precios y fechas de pago que históricamente ha tenido la Central de Laguna Verde. Finalmente la Tabla 86 muestra los factores de pérdida en los procesos del ciclo de combustible nuclear. En base a estos datos de entrada se efectuaron los estudios de los escenarios antes mencionados para un modelo detallado de operación de los reactores de la Central por toda su vida, con el fin de tener un marco de referencia en la aplicación del modelo ORCA. A este estudio le llamaremos del "modelo detallado". Posteriormente se diseñó un "lote de equilibrio" semejante al de este modelo detallado del reactor, con el fin de hacer los estudios de reciclado utilizando el modelo ORCA. Para hacer un estudio de reciclado detallado, sería necesario solicitar al fabricante del combustible de la Central que proporcione los esquemas de recambio de combustible necesarios utilizando reciclado de plutonio. Estos esquemas han sido proporcionados en el pasado con fines de evaluación de ofertas de fabricación de combustible nuclear.

19. 19 El diseño de este "lote de equilibrio" es necesario para simular la operación del reactor con el modelo ORCA y obtener los balances de materiales para la aplicación del modelo económico. El "lote de equilibrio" se utilizó para calcular los siguientes tres escenarios: disposición directa, reprocesamiento sin reciclado y reprocesamiento con reciclado de plutonio, fabricando el combustible de óxidos mixtos con colas de enriquecimiento. Este estudio incluyó un análisis de sensibilidad a los parámetros de precio o costo mas significativos como podrían ser el precio del uranio, del enriquecimiento, del reprocesamiento y de la fabricación del combustible mixto; así como de la disposición final del combustible irradiado. Es de notar que algunos de estos precios presentan un mayor grado de incertidumbre que otros a mediano o largo plazo, por ejemplo el precio del enriquecimiento producido por difusión gaseosa con electricidad proveniente de plantas fósiles probablemente tenderá a incrementarse en los Estados Unidos con la aplicación de las "externalidades" ambientales al costo de la energía eléctrica de origen fósil; igualmente podría a subir el precio del uranio, una vez que se consuman los inventarios existentes, dado el mercado oligopólico que existe. Por otro lado se tiene una alta incertidumbre en el costo del acondicionamiento y la disposición final del combustible irradiado, como lo indican los atrasos del programa americano de disposición directa o los elevados costos de los países europeos que han seguido esta opción, como Suecia o Finlandia. En el caso del precio del reprocesamiento y la fabricación del combustible mixto, se piensa que estos precios tienen menor incertidumbre y tenderán a disminuir sobre el supuesto de que existan mejoras tecnológicas y economías de escala. Otro parámetro importante a estudiar en estos análisis de sensibilidad es la tasa de descuento utilizada, así como la del "Fondo" para pagar la parte posterior del ciclo de combustible. A continuación se estudió el impacto ambiental de la disposición directa contra el reprocesamiento y reciclado para tratar de evaluar el costo de las "externalidades" tanto

20. 20 ambientales como no-ambientales, que presenta el ciclo de combustible de acuerdo a la metodología descrita en la Tabla Cl del Anexo C. Con los nuevos precios del ciclo de combustible incluyendo "externalidades", obtenidos a partir de este análisis se repitió la comparación económica de los tres escenarios mencionados. 5 RESULTADOS Los resultados del estudio realizado se muestran en el Anexo B. Se tienen dos tipos de resultados: los resultados del modelo detallado de cada reactor de la Central y los de la aplicación del modelo ORCA para simular los escenarios considerados. Los resultados no son iguales, porque el "lote de equilibrio" derivado de la operación simulada del modelo detallado del reactor no es igual al "lote de equilibrio optimizado" creado para la entrada del modelo ORCA. Por ejemplo el enriquecimiento inicial para el "lote de equilibrio" del caso detallado es de 4.1% y su tiempo de residencia es de 5.71 años, mientras que el del modelo ORCA resulta de 3.92% de enriquecimiento para un tiempo de residencia de 6 años, reduciendo el factor de capacidad del reactor de 85% a 82% para ajustar el número de lotes a enteros, según se muestra en la Tabla III a continuación: Tabla III. Determinación del lote de equilibrio para el modelo ORCA Parámetro - Dato Inicial Dato Ajustado Potencia Térnica, MW 2027 2027 Eficiencia, %I100 0.34 0.34 Factor de Capacidad, %/100 0.86 0.82 Inventano del Núcleo, MTU 80.274 80.274 Quemado, MWd/TMTJ 45290 45290 Colas de enriquecimiento, % 0.25 0.25 Longitud del Ciclo, años 1.5 1.5 Se calcula: Lote de equilibrio, MTIJ 21.088 20.068 Fracción de recambio, % 0.2627 0.25 Número de Lotes 3.8067 4.00 Tiempo de Residencia, años 5.71 6.00

21. 21 Para el caso del estudio del modelo detallado de la Central, se obtuvieron los resultados que se muestran en las Tablas BA a BD del Anexo B. Los resultados para el escenario de disposición directa se muestran en las Tablas BA y BB (para los casos de vida completa del reactor, operación futura, y "lote de equilibrio"), en Millones de dólares americanos y en milésimas de dólar por kWh eléctrico generado. Para el escenario de reprocesamiento los resultados se muestran en las Tablas BC y BD. En las Tabla BC y BD se muestra en la última línea el parámetro de comparación, que es el índice económico ORCA (costo en milIs/kWh del Reprocesamiento/costo en milis/kWh de la Disposición Directa). Estos resultados se muestran en forma gráfica en las Figuras Bi a B4 del Anexo B. La Figura BI muestra el costo por ciclo y el costo nivelado para los dos escenarios comparados, para el caso de toda la vida de un reactor, en este caso para la Unidad 1 de la Central . Las figuras B2 a B4 muestran el desglose de los costos, para los tres casos mencionados. Se encontró muy buen acuerdo entre los tres casos para el índice económico de comparación, con un valor de 1.09 o sea 9% de diferencia entre el costo de los dos escenarios estudiados. Para el estudio con el modelo ORCA los resultados se muestran en la Tabla IV siguiente: Tabla N. Resultados de la aplicación del Modelo ORCA Escenarios Disp Directa 45 Solo Reproc 45 Rep y Rec 45-45 Costo, milIs/kWh 6.090 6.537 6.466 Cociente Rep/DD 1.073 1.062 Costo, milis/kWh (con externalidad) 9.452 9.879 9.586 Cociente Rep/DD 1.045 1.014

22. 22 En este estudio con el modelo ORCA, se encontró un cociente menor entre las opciones de Disposición Directa y Reprocesamiento del orden de 1.07 o 7%. Para el escenario de reprocesamiento y reciclado evaluado, se encontró una diferencia aún menor de 1.06 o 6%. Esto indica que el "valor de indiferencia del plutonio" considerado en el caso de reprocesamiento sin reciclado puede ser mayor, del orden de $1 0.00 dólares por gramo de plutonio físil en lugar de los $5.00 dólares utilizados para calcular el crédito de plutonio. En términos generales, el «valor de indiferencia del plutonio» se define como el precio del plutonio con el que la opción de reciclado del plutonio como combustible mixto es equivalente en costo al uso de uranio enriquecido como combustible. Los cálculos efectuados se muestran en las tablas BE a BG del Anexo B. También se muestra en la Figura B5 el diagrama ORCA que muestra el escenario de reciclado estudiado. A continuación se repitió este cálculo utilizando los costos de las extemalidades del ciclo de combustible estimadas en el Anexo C (Tabta CI). Los nuevos cálculos efectuados se muestran en las Tablas BH a BJ del Anexo B. En este caso la diferencia entre los escenarios se reduce a 1.045 o 4.5% para el caso de reprocesamiento sin reciclado y a 1.014 o sea 1.4% para el caso de reprocesamiento y reciclado de plutonio, utilizando colas de enriquecimiento en la fabricación de combustible mixto. Finalmente algunos cálculos de sensibilidad a la tasa de descuento y a algunos precios clave del ciclo de combustible, se muestran en la Tabla V, a continuación:

23. 23 Tabla V. Estudio de sensibilidad con el modelo ORCA Concepto Variación Disp Directa Milis/kWh Reprocesamto (Indice ORCA) Rep y Reciclado (Indice ORCA) BASE Tasa = 5%, 2% 6.090 1.073 1.062 Tasa desc, fondo Tasa = 10%, 4% 6.559 1.098 1.091 Tasa desc, fondo Tasa = 7%, 3% 6.170 1.093 1.083 Tasa desc, fondo Tasa=3%,1% 6.165 1.035 1.025 Uranio Esc2.5%, +17% 6.364 1.070 1.056 Enrigcto +10% 6.294 1.071 1.057 Reprocesamiento +20% 6.090 1.126 1.111 Reprocesamiento -20% 6.090 1.019 1.011 Fab MOX +20% 6.090 1.073 1.069 Fab MOX -20% 6.090 1.073 1.054 Acond/Disp Fin +50% 6.439 1.015 1.008 6 CONCLUSIONES Y RECOMENDACIONES L La mejor forma de ver este estudio es como un ejemplo de la aplicación de una metodología diseñada para comparar los escenarios de reprocesamiento y reciclado de combustible entre sí, o con el escenario de disposición directa. Si se deseara hacer un estudio mas amplio tendiente a definir una estrategia para la Central Nucleoeléctrica de Laguna Verde, se requerirían ofertas firmes de reprocesamiento y reciclado por un lado, y una mejor estimación de los costos de disposición directa para México por otro. Sin embargo se piensa que la información aquí presentada puede dar un marco de referencia aceptable para esa

24. 24 comparación. Las principales conclusiones derivadas del estudio son las siguientes: El reprocesamiento y reciclado de combustible frente al escenario de disposición directa sigue siendo una opción económica competitiva si se toma el enfoque de evaluación adecuado, es decir con una visión seria de mediano y largo plazo y tomando en cuenta la incertidumbre que prevalece actualmente en el escenario de disposición directa. La ventaja económica de la disposición directa sobre el reprocesamiento y reciclado es marginal si la comparación se lleva a cabo con el enfoque mencionado, sobre todo si se piensa establecer un "Fondo" para cubrir los gastos de la parte posterior del ciclo de combustible, como lo hacen otros países. Desde el punto de vista de no-proliferación la opción de reprocesamiento y reciclado no presenta ningún problema si se enmarca dentro de un programa internacional de salvaguardias, ya que el plutonio está mejor controlado y eventualmente es consumido en los mismos reactores térmicos. Este es el caso de México que es signatario del Tratado de No Proliferación Nuclear (NPT) y tiene un acuerdo amplio de salvaguardias con el Organismo Internacional de Energía Atómica. Por otro lado la opción de disposición directa deja "minas de plutonio" que es preciso custodiar por largo tiempo. El costo de la opción de disposición directa no es despreciable, empezando por la construcción de un almacén interino para el combustible irradiado y después el acondicionamiento (encapsulado) del combustible como residuo para su depósito geológico final. La opción de reprocesamiento deja menos incertidumbre en este aspecto, ya que el residuo de alto nivel queda plenamente acondicionado (vitrificado) y su volumen es menor, sin contener plutonio. Las recomendaciones que se hacen son las siguientes: 1) La Secretaría de Energía y la Comisión Federal de Electricidad deben definir lo mas pronto posible una estrategia para la gestión del combustible irradiado de la Central Nucteoeléctrica de Laguna Verde, que debe ser parte de una política energética general

25. 25 para la operación de la Central y no se debe seguir ignorando el costo que representa la gestión del combustible irradiado. Si se define la estrategia de disposición directa, deberá iniciarse lo mas pronto posible el proyecto de construcción de un almacén interino externo al reactor para reducir la acumulación del combustible irradiado en la alberca del edificio del reactor y tener un entorno de almacenamiento mas adecuado y seguro para el combustible irradiado. Si hay interés en la estrategia de reprocesamiento y reciclado, se deberá iniciar un programa piloto de irradiación de combustibles prototipo mixtos en un reactor de la Central en base a ofertas firmes de reprocesamiento y fabricación de combustibles mixtos. En los estudios que realicen la Secretaría de Energía y la Comisión Federal de Electricidad para definir la estrategia mencionada no solo deberá efectuarse una comparación económica a corto plazo, sino que deberá hacerse una evaluación integral tomando en cuenta todos los aspectos estratégicos de mediano y largo plazo, así como la incertidumbre económica y el impacto ambiental y de no-proliferación.

26. ANEXO A METODOLOGIA ECONOMICA El modelo ORCA utiliza para sus cálculos económicos el método de descuento continuo, en donde el factor de descuento discreto (1 + R)t es sustituido por el factor de descuento continuo e , en que R es la tasa de descuento anual utilizada y t es el tiempo en anos. Este método es mas simple y preciso que el discreto, en donde el período de capitalización puede ser variable. En su aplicación pueden tenerse varios casos: • Un solo pago • Una serie de pagos iguales • Un pago a través de un "Fondo" • Nivelación de pagos El caso de un solo pago P, el factor de descuento es e -Rt donde t representa el tiempo en años desde la fecha de valor presente a la fecha de pago. Para los pagos iniciales antes de la carga del lote al reactor esta fecha es la fecha de carga del lote y el factor de descuento toma la forma eRt, y para los de la parte posterior del ciclo de combustible toma la forma e. P 'o t En caso de que el pago se efectúe a través de una serie de pagos iguales p, el factor de -Rt -RT descuento sera igual a e (1 - e )/RT, donde t representa el tiempo en que se inician los

27. 2 pagos yT el periodo en que se efectúan los pagos. T ¶'pT T o t La fórmula para el factor de descuento de un solo pago a través de un "Fondo" es: -Rt0 - t0) -rA [e (1 - e )IR] [r e 1(1 - e )J En este caso R es la tasa de descuento normal, t0 la fecha de inicio de los pagos al "Fondo" por el periodo A y a la tasa r, y t 1 la fecha del pago P para el que se constituyó el fondo. Generalmente A es el periodo de generación de electricidad por el reactor. Si la tasa r = R, la -Rt formula se reduce a e P 1' A 't o to ti En este caso el "Fondo" se formaría a base de pagos iguales desde t0 por el periodo A y produciría intereses a la tasa r, para efectuar el pago P de la parte posterior del ciclo de combustible. Para el caso de los pagos nivelados, el factor de nivelación se calcula de acuerdo a la siguiente fórmula: 1,1 -(R - s)T -RT [R/(R-s)](1 -e )I(1 -e )

28. sT Esta fórmula lleva el precio escalado p0e a un precio nivelado pr,, donde s es la tasa de escalación y R es la tasa de descuento. Como ejemplo de aplicación de esta metodología económica para un pago P a través de un "Fondo", supongamos que se establece dicho "Fondo" a una tasa de retorno garantizada r de 2% por encima de la inflación y no de 7% que sería R el costo del dinero a la empresa eléctrica. En este caso se puede calcular la tabla siguiente: Sin crear "Fondo" mills/kWh Con "Fondo" milis/kWh Costo Nominal: 2.46 2.46 Pago inmediato (13 años): Acondicionamiento/I)isposición 1.13 1.97 Pago diferido: Almacenamiento interino (33 años) 0.24 0.78 Acondicionamiento/Disposición 0.11 1.02 Total 0.35 1.80 En esta tabla se supone un costo de acondicionamiento y disposición final de $850 por kg MP (reporte AEN/OCDE-1 994) y un costo de $14 laño-kg MP de almacenamiento interino. En estas condiciones se puede observar que la diferencia entre el pago inmediato y el pago diferido no es tan grande para la creación del "Fondo" y esta sujeta a la incertidumbre del costo del almacenamiento interino por 33 años. En todo caso el costo estimado es mayor que 1 milésima de dólar por kWh que esta cobrando actualmente el gobierno americano. EJ escenario supuesto es de 4 años de irradiación del combustible, 9 años de almacenamiento sin costo en el sitio del reactor y después ya sea continuar el almacenamiento interino por 33 años mas, para después acondicionar/disponer el combustible irradiado o bien acondicionar/disponer el combustible irradiado inmediatamente.

29. ANEXO B APLICACIÓN A LAGUNA VERDE DATOS DE ENTRADA (MODELO DETALLADO) TABLABI CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE PARAMETROS DEL REACTOR PARAMETRO DEFINICION COMENTARIOS Tipo de Reactor BWR-5 2 unidades Potencia térmica, MWt 1931-2027 Reciente incremento Potencia Eléctrica, Mwe 654-689 Reciente incremento Eficiencia, Mwe/MWt 0.34 Fecha de arranque: Unidad 1 1988 A la fecha en el ciclo 7 Unidad 2 1994 A la fecha en el ciclo 3 Vida del reactor, años 40 Planeada Longitud del ciclo, m 18 Incluye rec y mant Factor Capacidad, % 85 Incluye rec y mant Recambio, dias 35 Incluye mant TABLA B2 CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE PARAMETROS DEL CICLO DE EQUIUBRIO PARAMETRO DEFINICION COMENTARIOS Reactor, no.de ensambles 444 Diseño GE Masa por ensamble, kg U 180 Diseño avanzado, GE12 Lote de Equilibrio, no. de ensambles 108 Enriqcto. Inicial, w/o 4.1 Enriqcto. Final, w/o 0.681 Colas, w/o 0.25 Plutonio, g Puf/kg U 6.36 Valor promedio desc. Quemado, MWd/MTU 45290 Tiempo de Residencia, años 5.71 Valor Pu, $/g Puf 5.00 Reporte OCDE-94 Valor U reproc, % U 70 Reporte OCDE-94nuevo

30. TABLA B3 CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE PARAMETROS DE EVALUACION ECONOMICA PARAMETRO DEFINICION COMENTARIOS Tasa de descuento, % por año 5 Tasa Fondo, % por año 2 Fondo de bajo riesgo Factor de escalación (real): Uranio, % por año 1.2 Reporte OECD-94 Factor de nivelación: Unidad 1 1.1530 Ver Anexo Económico Unidad 2 1.1764 Ver Anexo Económico Fecha de valor presente Arranque de la operación del reactor Fecha de referencia Julio 1997 Moneda de referencia Dólares americanos TABLA B4 CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE PRECIOS UNITARIOS DEL CICLO DE COMBUSTIBLE PARAMETRO DEFINICION COMENTARIOS Parte Inicial: Uranio, $/kg U como UF6 $50.00 incluye conversión +esc real a 1.2% / año Reporte OCDE-94 Ennquecimto, $IUTS $110.00 Fabricación, $/kg U $35000 Diseño avanzado Parte Posterior: (con reprocesamiento) Transporte combustible irradiado $50.00 per kg MP Reprocesamiento $720.00 per kg MP Disposición residuos $90.00 per kg MP (Disposición directa) Transporte Y alm de combustible irrad $230.00 per kg MP Acond y depósito final $61 0.00 per kg MP

31. TABLA B5 CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE FECHAS DE PAGO - OECD-94 PARAMETRO DEFINICION COMENTARIOS Tiempos anticipados: Antes de la carga lote Pago de uranio, años 1.23 como UF6 Pago de enriqcto, años 0.66 Pago de fab, años 0.33 Tiempos diferidos: Después de la carga (con reprocesamiento) Transporte comb irrad 5 En años Reprocesamiento 6 En años Créditos de U y Pu 7 En años Fabricación MOX 7 Estudio de Reciclado Transporte MOX 7 Estudio de Reciclado Transporte residuos 56 En años Disposición residuos 56 En años (Disposición Directa) Transporte yalmde combustible irrad - 5 En añ os Acond y depósito final 40 En años TABLA B6 CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE FACTORES DE PERDIDAS EN PROCESOS PARAMETRO DEFINICION COMENTARIOS Conversión, % 0.5% Fabricación, % 1.0% Reprocesamiento, % 2.0%

32. RESULTADOS DEL ESTUDIO ECONÓMICO TABLA BA CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE EVALUACION ECONOMICA-DISPQSICION DIRECTA LVI (COSTOS EN MILLONES DE $US DOLARES) PARAMETRO REACTOR OP. FUTURA LOTE EQ. Parte inicial: Costos Directos: Uranio $242.819 $201.572 $10.701 Ennquecimiento $279.938 $221.804 $12.041 Fabricación $179.370 $138.600 $6.804 Total $702.127 $561.976 $29.547 Valor Presente: Uranio $123.046 $74.309 $11.382 Enriquecimiento $137.133 $79.903 $12.444 Fabricación $87.669 $47.767 $6.917 Total $347.848 $201.979 $30.742 Parte Posterior (DO): Costos Directos: Transporte/Alm Interino $113.374 $91.080 $4.471 Acond/Disp. Final $300.688 $241.560 $11.858 Total $414.062 $332.640 $16.330 Valor Presente: Transporte/Alm Interino $42.404 $27.325 $3.957 Acond/Disp. Final $55.847 $35.988 $5.212 Total $98.251 $63.314 $9.169 Total (Costos Direct) $1,116.189 $894.616 $45.876 Total (Valor Pres) $446.100 $265.292 $39.911 Energía: Eléctrica, TWti 188.6781 152.8896 7.6466 Valor presente, TWh 76.8908 1 49.2969 6.6453 Costo, milIs/kWh 5.8017 1 5.3815 6.0059 TABLA BB CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE EVALUACION ECONOMICA-DISPOSICION DIRECTA LVI (COSTOS EN MILLS/KWH) PARAMETRO REACTOR OP. FUTURA LOTE EQ. Uranio 1.6003 1.5074 1.7127 Enriquecimiento 1.7835 1.6209 1.8726 Fabrición 1.1402 0.9690 1.0408 Total, Parte Inicial: 4.5239 4.0972 4.6261 Transporte/Alm Interino 0.5515 0.5543 0.5954 Acond/Disp. Final 0.7263 0.7300 0.7842 Total, Parte Posterior: 1.2778 1.2843 1.3797 Costo Total: 5.8017 5.3815 1 6.0058

33. TABLA BC CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE EVALUACION ECONOMICA-REPROCESAMIENTO LVI (COSTOS EN MILLONES DE $US DOLARES) PARAMETRO REACTOR OP. FUTURA LOTE EQ. Parte Inicial: Costos Directos: Uranio $242.819 $201.572 $10.701 Enriquecimiento $279.938 $221.804 $12.041 Fabricación $179.370 $138.600 $6.804 Total $702.127 $561.976 $29.547 Valor Presente: Uranio $123.046 $74.309 $11.382 Enriquecimiento $137.133 $79.903 $12.444 Fabricación $87.669 $47.767 $6.917 Total $347.848 $201.979 $30.742 Parte Post (Reproces): Costos Directos: Transporte $24.647 $19.800 $0.972 Reprocesamiento $354.910 $285.120 $13.997 Crédito U -$14.524 412.825 40.659 Crédito Pu 414.415 412.152 40606 Disp Final Desechos $44.364 $35.640 $1.750 Total $394.981 $315.583 $15.454 Valor Presente: Transporte $9.218 $5.940 $0.860 Reprocesamiento $130.114 $83.847 $12.142 Crédito U -$3.878 -$2.944 -$0464 Crédito Pu 44.067 -$2.870 -$0.427 Disp Final Desechos $5.983 $3.856 $0.558 Total $137.370 $87.828 $12.669 Total (Costos Directos) $1,097.107 $877.560 $45.000 Total (Valor Presente) $485.219 $289.807 $43.411 Energía: Eléctrica, TWh 188.6781 152.8896 7.6466 Valor Presente, TWh 76.8908 49.2969 6.6453 Costo, milIs/kWh 6.3105 5.8788 6.5327 Relación Rep/DD 1.0877 1.0924 1.0877

34. TABLA BD CENTRAL NUCLEOELECTRICA DE LAGUNA VERDE EVALUACION ECONOMICA-REPROCESAMIENTO LVI (COSTOS EN MILLSIKWH) PARAMETRO REACTOR OP. FUTURA LOTE EQ. Uranio 16003 1.5074 1.7127 Enriquecimiento 1.7835 1.6209 1.8726 Fabricación 1.1402 0.9690 1.0408 Total, Parte Inicial: 4.5239 4.0972 4.6261 Transporte 0.1199 0.1205 0.1294 Reprocesam lento 1.6922 1.7008 1.8271 Crédito Uranio -0.0504 -0.0597 -0.0699 Crédito Plutonio -0.0529 -0.0582 -0.0642 Disp Final Desechos 0.0778 0.0782 0.0840 Total, Parte Posterior: 1.7866 1.7816 1.9064 Costo total 6.3105 5.8788 6.5326 Relación Rep/DD 1.0877 1.0924 1.0877

35. Fig. BI Costo por ciclo y costo nivelado - Op total Disposición Directa y Reprocesamiento CNLV - LV-1 10.00 9.00 8.00 7.00 6.00 5.00 Disposición Directa 5.80 4.00 Rep/DD = 1.088 3.00 2.00 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 14 15 16 17 18 19 20 21 22 23 24 25 26 Ciclo

36. 5.00 4.00 3.00 2.00 6.311 Disp Final Eit0EIFabricación Enriquecimiento 1.783 7.00 LP Fig. B2 Disposición Directa y Reprocesamiento CNLV - Op Total 00 [111101 -1.00 Uranio Disposición Directa Rep/DD = 1.088 1. Reprocesamiento Crédito U Crédito Pu Laguna Verde-1

37. u RepIDD = 1.093 Reprocesamiento 0.00 Disposición Directa Laguna Verde 1 FIg. B3 Disposición Directa y Reprocesamiento CNLV - Op Futura 5.879 Disp Final Reprocesamiento Enriquecimiento 1.621 Uranio 1.507 -0.060 Crédito U -n n Crédito Pu 6.00 5.00 4.00 3.00 E 2.00 1.00 0.969 Fabricación 1507 1 Uranio -1.00 7.00

38. Li u Fig. B4 Disposición Directa y Reprocesamiento CNLV - Lote equilibrio ;,I 7.00 6.533 Disp Final 6.006 ).784 1 Acond+Disp Final Tranporte+Amanamto Transporte 1.713 Uranio -0.070 Crédito U 0.064 1 Crédito Pu Reprocesamienlo 5.00 4.00 u, E 300 2.00 1.00 ['IIsI -1.00 Laguna Verde-1

39. Fig. B5 Modelo ORCA -- Reciclado de Pu con colas Uld UTS T= O anos T= 6 aMos 8072kg 5716 u 1000.0(3.92%) u 940.4(79%) Pu 10.75(67.2%) PF 48.1 1 1:9 Uranio Conversión Enriqcto Fabricación $57.65/kg $61kg SI IOIUTS $350/kg perdO.5% perdlO% Reactor Transporte Reproces UO2 921.6). 45.0 MWd/kg SSO/kg 5720/kg Pu +kn-241 perd2.0% 10.02(64.9% U (.25%) 7022 kg Transporte Almacento Acond/ Resid Resid Dep Final $0 $0 590/kg L 18.8 .20 48.1 l.69 8.2kg

40. Transporte Almacento Depósito Comb Irrad Fina) (cla)m) $2301k9 $0 $610/kg Pu +Ain-241 Fabricación Transporte MOX 1 MOX Reactor MOX 45.0 MWd/kg $1100Jkg $0 perd tO % km 1 Fig. B5 Modelo ORCA -- Reciclado de Pu con colas uco 133.6 k T= 6 altos T=Oaltos ] u 128.9(13%) U 132.2(25%) Pu 6.98(54.4%) Pu+Am-241 9.92(64.9%) PP 6.9 Total 142.1(4.72%) Mt 069 00mb Irrad U 128.9) .13%) 6.53 (51.1%) 6.9

41. TABLA BE CENTRAL NUCLEOLECTRICA DE LAGUNA VERDE MODELO ECONOMICO ORCA MWt 2027 Amt (kg) - 1000 Disposición Directa 45 n 0.34 Ut 3.915 LV - OCDE 94 1. 0.82 colas % 0.250 TMIJ 80.274 perd conv 0.5% R 0.05 perd fab 1.0% r 0.02 8 E0 Rt tO (y) t(y) Amt (kg) PVF E kWh 45.29 369566 6.03 0 6.03 1000 0.8634 3.2E+08 45.29 369566 6.03 Total 3.2E+08 Costo tO t Cantidad FVP Costo $/kg y y kg miUsJkWh Uranio 57.65 -1.23 8070 1.0634 1.550 Conversion 6 1 -1.23 8030 1.0634 0.161 Ennqcto 110 -0.66 5714 1.0336 2.036 Fabricación 350 .0.33 1000 1.0166 1.115 Transporte CI 50 0 11 Reprocesamto 720 0 12 Transp. Resid 0 0 28 Disp Resid 90 0 62 Fab MOX 1100 Tr/AIm CI 230 0 11 1000 0.7355 0.530 AcondlDep Final 810 0 46 1000 0.3652 0.698 Total 6.090

42. TABLA BF CENTRAL NUCLEOLECTRICA DE LAGUNA VERDE MODELO ECONOMICO ORCA MWt 2027 Amt (kg) 1000 Reprocesamiento sin reciclado n 0.34 Ui 3.915 LV - OCDE 94 L 0.82 colas % 0.250 TMU 80.274 perd conv 0.5% R 0.05 perd fab 1.0% r 0.02 B E0 Rt tO (y) t(y) Amt (kg) FVP E kWh 45.29 369566 6.03 0 6.03 1000 0.8634 3.2E+08 45.29 369566 6.03 0.8634 0.OE+00 Total 3.2E+08 Costo to t Cantidad PVF Costo $/kg y y kg miflslkWh UranIo 57.65 -1.23 8070 1.0634 1.550 Conversión 6 -1.23 8030 1.0634 0.161 Enriquecto 110 -0.66 5714 1.0336 2.036 Fabricación 350 -0.33 1000 1.0166 1.115 TransporteCi 50 0 11 1000 0.7355 0.115 Reprocesamiento 720 0 12 1000 0.7209 1.627 Transp. Resid 0 0 28 1000 0.5235 0.000 Disp Resid 90 0 62 1000 0.2652 0.075 Fab MOX 1100 Tr/Alm Cl 230 0 11 0 0.7355 0.000 Acond/Dep Final 610 0 46 0 0.3652 0.000 Total 6.679 Crédito Pu 5000 13 6.50 0.5220 0.053 Crédito U* 58.11 13 921.6 0.5220 0.088 Total menos cred 8.538 RepJDD = 1.073496 *Cálculo del crédito de uranio U Final 0.79 Colas 0.25 Uranio 1.171 1.177 $6785 Conversión 1.171 1.171 $703 Enriquecto 0.074 0.074 $814 $8301 $5811

43. TABLA BG CENTRAL NUCLEOLECTRICA DE LAGUNA VERDE MODELO ECONOMICO ORCA MWt 2027 Amt (kg) - 1000 Reprocesamíento y Reciclado, matriz colas, 45 n 0.34 Ui 3.915 LV - OCDE 94 L 0.82 colas % 0.250 TMU 80.274 perd conv 0.5% R 0.06 perd fab 1.0% r 0.02 8 E0 R tO (y) t(y) Amt (kg) PVF E kWh 45.29 369566 6.03 0 6.03 1000 0.8634 3.2E#08 45.29 369566 6.03 14 20 142.1 0.4288 2.3E+07 Total 3.4E+08 Costo tO t Cantidad FVP Costo $Jkg y y kg milIs/kWh Uranio 57.65 -1.23 8070 1.0634 1.448 Conversión 6 -1.23 8030 1.0634 0.150 Enriquecto 110 -0.66 5714 1.0336 1.902 Fabricación 350 -0.33 1000 1.0166 1.042 Transporte Cl 50 0 11 1000 0.7355 0.108 Reprocesamiento 720 0 12 1000 0.7209 1.520 Transp. Resid 0 0 28 1000 0.5235 0.000 Disp Resid 90 0 62 1000 0.2652 0.070 Fab MOX 1100 14 142.1 0.4966 0.227 Tr/Alm Cl 230 12 26 142.1 0.3878 0.040 Acond/Dep Final 610 12 60 142.1 0.1926 0.049 Total 6.564 Crédito de U -0.088 6.466 Rep/DD= 1.061723

44. TABLA BH CENTRAL NUCLEOLECTRICA DE LAGUNA VERDE MODELO ECONOMICO ORCA MWt 2027 Amt (kg) 1000 Disposición Directa 45 o. u 3.915 LV - OCDE 94 con extemalidades L 0.82 colas % 0.250 TMU 80.274 perd conv 0.8% R 0.06 perd fab 1.0% 0.02 B E0 Rt tO (y) t(y) Amt (kg) PVF E kWh 45.29 369566 6.03 0 6.03 1000 0.6634 3.2E+08 45.29 369566 6.03 Total 3.2E+08 Costo tO t Cantidad FVP Costo $Ikg y y kg milis/kWh uranio 60.71 -1.23 8070 1.0634 1.633 Conversion 6.15 -1.23 8030 1.0634 0.165 Ennqcto 286.85 -0.66 5714 1.0336 5.309 Fabricación 360.68 -0.33 1000 1.0166 1.117 Transporte Cl 50 0 11 Reprocesamto 720 0 12 Transp. Resid 0 0 28 Disp Resid 90 0 62 Fab MOX 1100 Tr/Aim CI 230.09 0 11 1000 0.7355 0.530 Acond/Dep Final 610 0 46 1000 0.3652 0.698 Total 9.452

45. TABLA BI CENTRAL NUCLEOLECTRICA DE LAGUNA VERDE MODELO ECONOMICO ORCA MWt 2027 Amt (kg) 1000 Reprocesamiento sin reciclado n 0.34 Ui 3.916 LV- OECD 94 con externalidades L 0.82 colas % 0.250 TMU 72.6 perd conv 0.5% R 0.05 perd fab 1.0% r 0.02 B E0 Rt tO (y) t(y) Amt (l) PVF E W(h 45.29 369566 6.03 0 6.03 1000 0.8634 3.2E+08 45.29 369566 6.03 0.8634 0.OE+00 Total 3.2E+08 Costo tO t Cantidad FVF Costo $/kg y y kg milis/kWh Uranio 60.71 -1.23 8070 1.0634 1.633 Conversión 6.15 -1.23 8030 1.0634 0.165 Enriquecto 286.85 -0.66 5714 1.0336 5,309 Fabricación 350.68 -0.33 1000 1.0166 1.117 Transporte Cl 50 0 11 1000 0.7355 0.115 Reprocesamient

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