Reactores nucleares de fabricación argentina

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Reactores nucleares argentinos.
 

En este topic daré unpoco de información sobre los reactores nucleares producidos por INVAP Sociedad del Estado, para argentina y 4 países más, y empresas extrangeras en argentina. Estos no son los CNA I, CNA II ni CNE, sino que en su mayoría son experimentales, médicos y de formación profesional para argentina, y 5 exportados a Egipto, Argelia, Perú y Australia. 

Reactores de INVAP. 

 

INVAP SE es una empresa estatal (Sociedad del Estado), se dedica al desarrollo y construcción de tecnologías avanzadas como la electronica, espacial, nuclear, robótica, etc. Nacio en 1976 mediante un convenio entre el Gobierno de la Provincia de Río Negro y la Comisión Nacional de la Energía Atómica (CNEA) y hoy es una empresa autarquica de renombre internacional que ha ganado númerosas licitaciones en el país y en el mundo, conociendose como un instituto de primer nivel en el desarrollo de tecnologías y un proveedor comnfiable. 
Hoy Investigaciones Aplicadas SE se ubica en Bariloche argentina con una superficie de 10.000 metros cuadrados y 700 empleados directos e indirectos. 

Los reactores que ha construido INVAP para argentina son: 

El RA-6, construido para la CNEA es un reactor multiproposito de baja potencia (0,5 MW) operativo desde 1982. El reactor se ubica en las propias instalaciones de INVAP, Centro Atómico Bariloche (CAB), en la Ciudad de San Carlos de Bariloche. 
Es el primer reactor construido integramente por la empresa argentina. 

 

Su finalidad es la formación de profesionales argentinos y extranjeros en sus carreras de físicos, ingenieros, radioquímicos nucleares, reactoristas y expertos en materiales, así como en experimentación y con el tiempo va adquiriendo nuevas capacidades, que asimila fácilmente por su flexibilidad de diseño. 

En 2002, por ejemplo, se acondicionó uno de sus “búnkers” como quirófano radiológico para ser usado en el novedoso tratamiento oncológico experimental llamado BNCT (Boron Neutron Capture Therapy, terapia por captura de neutrones en boro). 

Sala de Control del reactor RA-6 construido por INVAP para la CNEA 
Consola de comandos principal del RA-6, cuya electrónica -evidentemente de la primera parte de los años 80- diseñó y ejecutó INVAP. En el fondo, detrás de los vidrios blindados, se ve el puente con las máquinas de las barras de control. Fuera de la visual, en otra sala del edificio, hay una segunda consola de control, "esclava" de la primera, para entrenamiento de los reactoristas. 

El RA-6 es un reactor multipropósito (MPR) de 500 kW de potencia térmica, de pileta abierta, diseñado para usar combustible con uranio enriquecido al 20% en 235U, refrigerado con agua liviana, usado para investigación y entrenamiento. 


Toma exterior del RA-6 con nieve 

El sólido edificio sismo-resistente del RA-6, compuesto en realidad por dos estructuras independientes. El edificio del reactor, donde reina presión de aire negativa para evitar salida de gases y aislado totalmente del medio ambiente por un "confinamiento dinámico", está también separado del de servicios, aulas y oficinas. 


Simple, seguro por diseño y de costo moderado, el RA-6 es operado, mantenido, reformado y reparado íntegramente por el personal de operación, que incluye a los estudiantes de Ingeniería Nuclear que cursan sus estudios en el Instituto Balseiro de Física e Ingeniería Nuclear. Esta planta es, entonces, el eje pedagógico del centro académico de referencia argentino –y subcontinental- en ambas disciplinas. 

El edificio del reactor está formado por dos unidades separadas, construídas según las normas de diseño para construcciones en zonas sísmicas. Una de las unidades aloja el reactor, mientras que en la restante se encuentran los servicios auxiliares, laboratorios, aulas, oficinas y demás instalaciones. 

El punto de partida del RA-6 fue una ingeniería básica realizada por el Departamento de Diseño de Reactores de la CNEA. INVAP fue el responsable de la construcción, pero también diseñó y ejecutó los sistemas principales de la planta: sus componentes electrónicos de control (tanto de los sistemas específicamente nucleares del reactor como de los convencionales del resto de la instalación), además del puente de instrumentos, los mecanismos de las barras de control y los sistemas de detección de neutrones y de rayos gamma. 


 
Plataforma superior del reactor RA-6, construído por INVAP en el Centro Atómico Bariloche de la Comisión de Energía Atómica. Para mejor capacitación del personal, se puede operar la planta a plena potencia sin abandonar el área, y controlar el reactor y efectuar maniobras en el núcleo desde la boca de la pileta. El agua de la misma ofrece el suficiente blindaje radiológico. 

La distribución del núcleo del reactor y de sus sistemas de seguridad y control asociados se apoya en los siguientes criterios de diseño: 

*El reactor puede ser refrigerado por convección natural ante una pérdida de potencia de bombeo. 
*La reactividad y seguridad del núcleo se controla mediante barras. 
*Se puede acceder al núcleo del reactor desde la boca superior de la pileta aún con el reactor a máxima potencia. Esto facilita la realización de experiencias. 
*Los mecanismos de las barras de seguridad y control están alojados en la parte superior del tanque del reactor. Esto permite la visión directa del núcleo durante los experimentos, lo que potencia el entrenamiento de los estudiante. 
Para ello: 
*El núcleo está debajo de una columna de agua, la que actúa como blindaje de la radiación 
*La refrigeración del núcleo se realiza por un flujo descendente. A la salida del núcleo, el refrigerante ingresa al tanque de decaimiento situado “aguas abajo” de la pileta. El tanque permite la eliminación total del nitrógeno 16 formado por la activación del nitrógeno atmosférico disuelto en el agua cuando ésta atraviesa el núcleo. Cuando el refrigerante sale de la serpentina del tanque decaimiento y llega a la bomba, está radiológicamente descontaminado. El RA-6 es, entonces, un reactor con “bomba fría”, sin contaminación radiológica, lo que facilita notablemente el mantenimiento de la misma. 


 
El blindaje hexagonal de hormigón pesado (reforzado con ferrita) del RA-6, que alberga la pileta con el núcleo. 

Diseño Conceptual 

El diseño conceptual basado en el requerimiento de un reactor de utilización versátil, permite principalmente: 

*Producción, en escala de laboratorio, de radioisótopos para usos medicinales e industriales. El RA-6 es así una escuela de radioquímicos. 
*Investigación básica y aplicada en física de reactores e ingeniería nuclear. La unidad es una escuela de diseñadores de reactores, pero también de “reactoristas”, u operadores. 
*Realización de experiencias por bombardeo de neutrones (neutron scattering). *Aquí se han formado decenas de físicos de materiales. 
*Ensayo de materiales. En el RA-6 se hace investigación básica y aplicada en este tema vital para la industria. 
*Análisis de la composición química de muestras mediante su “activación neutrónica”. 
*Irradiación de materiales. 
*Entrenamiento y capacitación de personal técnico y científico de otras disciplinas. 
*Terapia oncológica BNCT, por captura de neutrones en boro; un enfoque médico todavía en fase experimental. 
*El reactor posee cajas de irradiación que son usadas para la producción de radioisótopos. Las cajas pueden ser insertadas en el núcleo o ubicadas dentro del reflector externo. Estas cajas son servidas por un sistema neumático ( rabbit system) para transportar muestras hasta su sitio de irradiación, y de regreso hasta una “celda caliente”. 

Para facilitar las actividades de investigación en materiales, el reactor está provisto de canales de haces de neutrones, uno de los cuales ahora fue puesto al servicio de un quirófano radiológico situado en un búnker contiguo, donde se proporciona la citada terapia BNCT (Boron Neutron Capture Therapy). 

La pileta auxiliar del RA-6 permite el almacenamiento sin limitación de espacio de los elementos combustibles agotados. 

La seguridad del reactor como conjunto está complementada por una red de detectores de radiación ubicados en las áreas con posible riesgo de contaminación. Además de eso, hay un sistema de detección de humo en conjunción con el sistema de extinción de incendios, que es a la vez automático y manual. 
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RE: Reactores nucleares argentinos.
 

RA-8. 

Ubicado en lalocalidad de Pilcaniyeu en la provincia de Río Negro, fue fabricado pro INVAP para la CNEA como sitio de experimentación de testeo de los nucleos para la futura central argentina de cuarta generación (la única del mundo) CAREM. 

Entró en funcionamiento en 1997 y cesó las mismas en el 2001 al terminarse la etapa de testeo de los núcleos CAREM. 

Este tipo de reactores, llamados “critical facilities”, suelen tener bajas potencias y vidas operativas muy cortas, ya que salen de servicio una vez cumplida su función. Aunque formalmente se asemejan a los reactores de investigación de pileta abierta, las “critical facilities” tienen un propósito enteramente distinto: comprobar en un modelo físico a escala real la calidad del diseño de los elementos combustibles, así como del diseño del núcleo formado por dichos elementos combustibles. 

 
El RA-8 en construcción avanzada. En este reactor se validó el diseño de los elementos combustibles y el núcleo de la futura central nuclear compacta CAREM 

Las “facilities” son, en suma, meros prototipos del núcleo de una instalación futura. Por ello, carecen de canales de irradiación, búnkers, “rabbits”, celdas calientes y toda la parafernalia de sistemas y subsistemas que distinguen a un verdadero reactor de producción de radiosótopos, o de formación de personal. 

El RA-8 es un reactor de pileta abierta y “de potencia cero”, lo que en términos reales significa que genera sólo 10 watts de calor, con un máximo de 100 a plena operación. Con tan poco desprendimiento térmico, no necesita de un circuito complejo de refrigeración con “primario” y “secundario”: la débil convección del agua de la pileta alcanza para refrigerar el núcleo. 
 


Los elementos combustibles que empleó el RA-8 en su corta vida operativa son los que activarán la futura central CAREM: mazos de caños cilíndricos de zircaloy rellenos de pastillas de cerámica de dióxido de uranio levemente enriquecido. Este material tiene una proporción del isótopo físil U235, que va –según el lugar del núcleo- del 1,8 al 3,4 por ciento del inventario total de uranio. 
 


Los elementos de control del CAREM, destinados a absorber excesos de neutrones, fueron también testeados en el RA-8. Son placas de plata, indio y cadmio (Ag, In, Cd). 
 


Más allá de las casi tres décadas de rediseños y replanteos que tiene el CAREM, que suponen de suyo un importante valor agregado, lo que sustancia blanco sobre negro la seriedad del proyecto es el RA-8: el principal sistema de esta futura central, su núcleo, ha pasado con éxito por un testeo exhaustivo a escala 1 a 1. 

Obtenido de: www.INVAP.netwww.CNEA.gov.ar

 


"Y me gusta el rock, el maldito rock, siempre me lleva el diablo no tengo religión" 

"Quizá este no era mi lugar pero tuve que nacer igual" 
"Yo veo todo al revés, no veo como ud, yo no veo justicia solo miseria y hambre, o será que soy yo, que llevo la contra como estandarte". 
"Perdonen pero así soy, yo no se porque, se que hay otros también, es que alguien debía de ser, los que prefieran la rebelión a vivir padeciendo" 

  

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Reactores deINVAP exportados: 

Argelia. 

En 1985 INVAP firmó el contrato para la construcción de un reactor nuclear de investigación de 1 MW de potencia térmica en Argelia. Esta planta, de tipo multipropósito fue inaugurada en abril de 1989 en la localidad costera capitalina de Draria, Argel, tras una fase de construcción de sólo 18 meses, y recibió el nombre de NUR, que significa “luminosidad” en árabe. 

El diseño del NUR es en líneas generales similar al reactor RA-6 argentino, salvo en las mejoras realizadas en la interfaz hombre-máquina. 

Sala de control del reactor NUR contruido por INVAP para el gobierno argelino 
La sala de controles del reactor NUR en Draria, Argel, Argelia. Construído por INVAP en apenas 18 meses, el reactor está operativo desde 1988 y ha funcionado impecablemente. La satisfacción del cliente se ha expresado en otros contratos con la Argentina en el área satelital, y en la apertura de ruedas de negocios más convencionales, ya no entre estados sino entre particulares. 


El reactor puede producir radioisótopos, pero no a granel sino a escala de laboratorio. Para ello, cuenta con dos “rabbits” neumáticos para irradiar muestras en el núcleo o adentro del reflector y una “celda caliente” para manipular muestras ya irradiadas. Con sus varios canales de extracción de neutrones, se emplea también en investigación básica y aplicada en física de neutrones. 

Por último, el NUR es una escuela de personal operador de reactores, para lo cual está dotado de una consola de control “esclava” de la principal. En ella los reactoristas en formación aprenden a manejar el aparato en condiciones reales y no de simulación, pero bajo control de los veteranos. 

El NUR, además de cumplir eficazmente su labor como “reactor escuela” para ingenieros y físicos nucleares, se fue volviendo un eje de otros sectores de la ciencia argelina. Por ejemplo, posibilitó el estudio –mediante radioisótopos trazadores- de la dinámica de dos acuíferos críticos para esta región tan desértica del norte de África, como el Sfax (compartido con Túnez) e Intercalar Continental. 

El NUR no fue una venta “llave en mano”. Por el contrario, tuvo como base una verdadera transferencia de tecnología entre naciones. Como parte del acuerdo preliminar entre INVAP y el Haut Commissariat à la Récherche de Argelia (hoy reemplazado por el Centre de Dévéloppement des Techniques Nucléaires, Centro de Desarrollo de Técnicas Nucleares del Ministerio de Investigaciones Científicas), la Argentina capacitó a unos 50 ingenieros nucleares y operadores de reactores argelinos en el RA-6 de Bariloche. 

La labor multiplicadora de este plantel inicial con el NUR permitió que durante los ’90 Argelia ampliara su programa nuclear con un segundo reactor de producción de radioisótopos (El Salaam, suministrado por China, de 15 megavatios térmi- cos, en la localidad magrebí de Ain Oussera). Igualmente impor- tante, en materia de formación y calificación del talento local, fue la participación de un número de firmas argelinas de ingeniería en la obra civil, del montaje y demás aspectos de la construc- ción del NUR. 


NUR0003 
El sobrio pero bello edificio del reactor NUR, con sus dos cuerpos separados y su arquitectura sismo-resistente. Uno alberga el reactor en sí, en un confinamiento dinámico que lo aísla del medio ambiente, y el otro hospeda sus instalaciones de servicio, amén de aulas y oficinas. 

Por último, vale destacar que el NUR fue el primer puente cultural y comercial entre dos países que hasta el momento no habían intercambiado nada, pero que a partir de ese hito se agendaron entre sí para futuros emprendimientos, o simplemente como posibles mercados. 

Los resultados empiezan a verse en este nuevo siglo. La satisfacción argelina ante la rapidez de la construcción del NUR y su buen desempeño desde entonces determinó que en 2004 la ASAL (Agéncie Spatial d’Algéria, Agencia Espacial de Argelia) celebrara un convenio de cooperación con la CONAE (Comisión Nacional de Actividades Espaciales de la Argentina) para la construcción de una plataforma satelital de observación de la Tierra, con participación de INVAP. 

Amén de esta iniciativa, las cancillerías de ambos países empiezan a intercambiar en forma entusiasta misiones de negocios de todo tipo. Lo curioso de la historia, para la Argentina, es que tal vez sus productores de alimentos y materia prima encuentren un nuevo mercado en un país que, como Argelia, empezó adquiriendo un artículo de la más alta tecnología, como es un reactor nuclear. 

Aspectos Generales 

El NUR es un reactor de investigación de pileta abierta de operación segura y confiable, con configuración variable del núcleo. Tiene una potencia térmica de 1 MW, es refrigerado por agua liviana y moderado por grafito. Los elementos combustibles, del tipo MPR con uranio enriquecido a un tenor menor del 20%, son de tipo placa con vaina de aluminio. 

El diseño del núcleo del reactor y sus sistemas asociados de seguridad y control cumplen con los siguientes criterios: 


*El reactor se refrigera por convección natural ante una pérdida de potencia de bombeo. 
*El acceso al núcleo del reactor desde la boca superior del tanque es posible incluso con el reactor operando a plena potencia, para facilitar el desarrollo de experiencias. 
*Los mecanismos asociados con las barras de seguridad y control están ubicadas en la parte superior del tanque del reactor. Esto facilita el entrenamiento del personal y la realización de experimentos. 
*El núcleo está bajo una capa de agua que actúa como blindaje de la radiación. 
*La refrigeración del núcleo se realiza por un flujo descendente, el cual conduce el refrigerante al tanque de decaimiento inmediato a la pileta. En la serpentina interna de este tanque decae naturalmente el nitrógeno-16 formado a partir del nitrógeno atmosférico disuelto en el agua cuando ésta atraviesa el núcleo. Libre de este radioisótopo de cortísima vida media, el agua llega radiológicamente “fría” a la bomba, lo que facilita el mantenimiento de ésta. 
Balance de Reactividad 
*El balance de reactividad del reactor es controlado por las placas de seguridad y control del reactor. 

Diseño Conceptual 

El cliente necesitaba un reactor versátil. El NUR fue principalmente diseñado para: 

*Radiografía por neutrones, con fines de investigación e industriales. 
*Producción en escala de laboratorio de radioisótopos de usos medicinales e industriales. 
*Investigación básica y aplicada en física de reactores e ingeniería nuclear. 
*Investigación en estructura de materiales mediante de bombardeo de neutrones (neutron scattering). 
*Ensayo de materiales. 
*Análisis por activación. 
*Irradiación de materiales. 
*Entrenamiento de personal técnico y científico. 
*El reactor incluye cajas de irradiación para producir radioisótopos. Las cajas son insertadas en el núcleo o ubicadas con el reflector externo mediante dos sistemas neumáticos de transporte, o “rabbits”. Los materiales se irradian en dos sitios: una “posición” o caja central, adentro del núcleo, y otra adentro del reflector de neutrones. La manipulación y la distribución de los ítems irradiados se lleva a cabo en una celda caliente, ubicada junto a la boca del reactor. 

Para facilitar las actividades de investigación el reactor está provisto de canales de haces de neutrones y de una instalación para la radiografía por neutrones. 

La pileta auxiliar permite el almacenamiento de los elementos combustibles agotados. 

La seguridad del reactor está complementada por una red de detectores de radiación ubicados en las áreas con posible riesgo de contaminación, más un sistema de detección de humo en conjunción con el sistema de extinción de incendios automático y manual. 

El reactor se complementó con la provisión de todos los servicios auxiliares para su funcionamiento, tales como agua desmineralizada, aire comprimido, sistemas eléctricos y generadores de emergencia, sistemas de comunicaciones, talleres, sistemas de seguridad física y laboratorios. 

Sistema de Control y Supervisión Computarizado 
El NUR posee un sistema de adquisición de datos para supervisión y control. La recolección y procesamiento de información son distribuídos, y su visualización centralizada. El sistema permite: 

La supervisión y el monitoreo de todos los sistemas involucrados en el funcionamiento del reactor desde la Sala de Control. 
Una visión global del control de la planta, con un registro detallado de las acciones tomadas. 
Registros de señales analógicas y digitales a corto y largo plazo, para el análisis de experiencias, evoluciones temporales, variaciones bruscas de parámetros, etc 

 


"Y me gusta el rock, el maldito rock, siempre me lleva el diablo no tengo religión" 

"Quizá este no era mi lugar pero tuve que nacer igual" 
"Yo veo todo al revés, no veo como ud, yo no veo justicia solo miseria y hambre, o será que soy yo, que llevo la contra como estandarte". 
"Perdonen pero así soy, yo no se porque, se que hay otros también, es que alguien debía de ser, los que prefieran la rebelión a vivir padeciendo" 

  

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Australia. 

Reactor de Investigación de Reemplazo 



El RRR (Replacement Research Reactor, o Reactor de Investigación de Reemplazo) de Australia es una instalación multipropósito, con un fuerte sesgo para la producción de radioisótopos. 

Por su costo, el RRR resulta la mayor exportación de tecnología “llave en mano” de la historia argentina. Por sus capacidades, a fecha de hoy es el reactor de investigación más poderoso y complejo del mundo . 

Dicho esto, este reactor también marca un antes y un después para Australia. En lo industrial y médico, además de abastecer al mercado australiano de radioisótopos y dejar un saldo exportable millonario en la región, el RRR brindará servicios de irradiación para “dopar”wafers de silicio destinados a la industria microelectrónica australiana. En lo académico, será además la sede nacional de la investigación en ciencia materiales, en varias ingenierías y en diversas ciencias que usan haces de neutrones como herramienta de conocimiento. 

Situado en un predio de la ANSTO (Australian Nuclear Science & Technology Organization, la Organización Australiana de Ciencia y Tecnología Nuclear), el RRR se ha venido construyendo sin atrasos ni sobrecostos y está casi terminado. En 2006 estará operativo. 

El edificio sismo-resistente y capaz de soportar el impacto de aeronaves pequeñas, además de funcional resulta bello: se funde bien con el entorno ondulado y boscoso de Lucas Heights, 35 km al sudoeste del centro de la ciudad de Sydney, en el estado de New South Wales, Australia. 

El RRR sustituirá al viejo reactor HIFAR inglés, una unidad obsoleta de 10 MW térmicos, activado por uranio enriquecido, tecnología de los ’50 todavía funcional. La planta reempla- zante es muy superior: tiene 20 MW térmicos, es del tipo de pileta abierta, “quema” uranio de bajo enriquecimiento y está en- friado con agua desminerali- zada. Estos son, tal vez, sus rasgos menos llamativos. 

Un núcleo de diseño y materiales de vanguardia. 

Otros resgos del RRR son más notorios, y fueron decisivos para el triunfo de la presentación argentina. Por ejemplo, este reactor puede irradiar simultáneamente más de cincuenta muestras dentro de su núcleo. Para lograr semejante capacidad de producción a granel de radioisótopos, se necesita una gran densidad de neutrones libres. 

Para alcanzar tal densidad, el núcleo debe ser muy compacto, más o menos el del volumen de un lavarropas doméstico. Esto a su vez sólo se pudo lograr con un combustible relativamente novedoso, hecho en base a siliciuros de uranio, que sólo tres países saben fabricar (y uno de ellos es la Argentina, a través de la CNEA). 


¿Por qué INVAP prefirió los siliciuros? El aluminio en aleación con uranio ha sido el estándar de la industria durante medio siglo, y los paradigmas no se cambian porque sí. Pero los siliciuros permiten cargar más uranio en menos volumen, con lo que se compensa en parte el uso forzoso de un combustible relativamente “pobre”, como lo es el uranio enriquecido sólo al 20%. 

Hasta los ’70, en el mundo se usaba rutinariamente uranio enriquecido al 90% en todos los reactores de investigación (es el caso del viejo HIFAR). Pero este grado tan alto de enriquecimiento es limítrofe con el uranio “grado bomba” de las armas nucleares. Para limitar la cantidad de uranio de uso potencialmente dual en el mercado mundial, la ley de enriquecimiento permitida por el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) en ventas de reactores entre naciones bajó al 20% a mediados de los ‘80. 

Por eso los núcleos posteriores a dicha decisión, o los “reconvertidos”, tienden a ser más más voluminosos. Debido a ello, generan “poblaciones de neutrones libres” menos densas. Y eso, para un reactor de producción de radioisótopos, es una limitante técnica. 



Los siliciuros, que permiten una mayor carga de uranio, son un modo de contrarrestar dicha merma de rendimiento. Y como se dijo, en este terreno sólo existen tres oferentes: los Estados Unidos, Francia y la Argentina. 

En el innovador núcleo del RRR no hay sólo materiales, sino diseño avanzado. El conjunto de elementos combustibles está envuelto por un tanque reflector de neutrones lleno de agua pesada. Esta ingeniería de reflexión es poco convencional, pero bastante efectiva para lograr flujos neutrónicos muy altos en casi todo el volumen del núcleo. 

Este tanque reflector provee al RRR de un novedoso sistema adicional de seguridad. Además de poder ser enclavado por descenso de las barras de control, el núcleo se puede “apagar” por vaciado del tanque reflector. En uno u otro caso, se queda sin neutrones. 

Las posiciones para irradiación de muestras van por dentro de este tanque reflector, entre el mismo y el núcleo, así como las bocas de los canales de neutrones para irradiar blancos situados fuera del reactor propiamente dicho. 

La instalación total del RRR es extensa y abarca varios edificios. Éstos son: el del reactor propiamente dicho, que se destaca de entre los demás por su altura; el de las “guías de neutrones”; el conjunto que oficia de Centro de Visitantes y de edificio de oficinas; el que contiene los servicios auxiliares; el de la subestación eléctrica de la instalación; y finalmente el bloque de torres de enfriamiento. 

En el masivo pero elegante edificio del reactor se encuentran todos los sistemas nucleares además de las dos piletas del reactor y la de servicio. El enrejado metálico de la techumbre no es meramente decorativo: puede evitar la penetración de un avión liviano en picada. 

Tampoco es la única defensa pasiva del RRR contra “eventos externos”. El núcleo ultra-compacto del reactor se encuentra a 10 metros de profundidad en la pileta principal, un bloque de gran tamaño de hormigón pesado, reforzado con ferrita, y está rodeado además por una chimenea de zircaloy. 

El núcleo consiste de un arreglo de 16 conjuntos comb- ustibles formados por placas siliciuro de uranio de bajo enriquecimiento. Las placas de combustible se hallan separadas entre sí por canales de refrigeración por los cuales circula el agua del sistema de enfriamiento. 

El refrigerante es agua desmi- neralizada en circulación for- zada ascendente. Como rasgo de seguridad inherente, cuan- do el reactor está apagado, el calor de decaimiento se disipa solo, sin bombeo, mediante la circulación convectiva del agua de la pileta. 

 
El tanque tipo pileta abierta del reactor ya en Australia, y en viaje hacia la obra. Se aprecia el tamaño de la pieza 

El control fino de la reactividad del núcleo, como en otros reactores, se efectúa mediante placas absorbentes de desplazamiento vertical. 

Dentro de la pileta del reactor, junto al núcleo y por dentro del tanque reflector, se encuentran también las canalizaciones de los sistemas de enfriamiento, la instrumentación nuclear y no nuclear, así como las mencionadas posiciones de irradiación. 

Manejo de los desechos 
El reactor cuenta con instalaciones de monitoreo, control, aislamiento y clasificación de desechos nucleares y no nucleares. 

El sistema de manejo de desechos radioactivos líquidos clasifica, recolecta y almacena temporalmente los efluentes de distinta peligrosidad producidos durante la operación del reactor propiamente dicho, sus instalaciones y sus laboratorios. 

El sistema cuenta con una pileta auxiliar de rellenado, que permite descargar y almacenar el agua de la pileta del reactor. 

Los elementos combustibles irradiados se almacenan en canastos, colocados en el bastidor de almacenamiento respectivo de la pileta de servicio. El diseño de los canastos y las condiciones de enfriamiento aseguran la preservación de la integridad del encamisado del combustible. 

La pileta de servicio cuenta con instalaciones de reducción de volumen para desechos sólidos metálicos. 
 
 

 


"Y me gusta el rock, el maldito rock, siempre me lleva el diablo no tengo religión" 

"Quizá este no era mi lugar pero tuve que nacer igual" 
"Yo veo todo al revés, no veo como ud, yo no veo justicia solo miseria y hambre, o será que soy yo, que llevo la contra como estandarte". 
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Perú. 

El primer reactor del Instituto Peruano de Energía Nuclear(IPEN) fue el RP-0, diseñado y construído por la Comisión Nacional de Energía Atómica(CNEA) de la Argentina en el tiempo récord de un año: la obra empezó en 1977, y el reactor se puso “crítico” en 1978. 

Esta instalación de potencia cero (genera entre 1 y 10 watts térmicos), está en la Sede Central del IPEN, en la avenida Canadá, Lima, y constituyó un paso adelante para ambos países: el Perú estrenó una instalación que le permitiría formar personal en temas nucleares en su propio territorio, mientras que la Argentina debutaba como exportador en esta rama de la tecnología. 

Para INVAP en particular, que estaba construyendo el RA-6 en territorio argentino, el RP-0 supuso su validación como exportador, ya que tuvo a su cargo los sistemas informáticos, electrónicos y mecánicos de control del reactor peruano. 

El RP-0 tuvo un núcleo originalmente constituído por elementos combustibles tipo varilla. En 1991 fue sometido conjuntamente por IPEN y CNEA a un rediseño para utilizar los combustibles más modernos de su sucesor, el potente RP-10. En estos cambios INVAP volvió a participar con las barras de control. 

 
Boca del reactor RP-0 en la sede del INPE en San Borja, Lima. Fue la primer obra nuclear exportada por la Argentina, y con una importante participación de la entonces recién fundada INVAP 

La infraestructura básica del RP-0 está formada por cuatro grandes sistemas: el núcleo del reactor, el tanque de agua, la sala de control, y una fuente de neutrones que sirve para iniciar la criticidad. Hay además un laboratorio anexo para medir la actividad de las muestras irradiadas. 

En 1978 el RP-0 fue para el Perú lo que el RA-0 había sido para la Argentina 20 años antes: un foco de investigación, capacitación y entrenamiento para profesionales de casi todas las ciencias e ingenierías activas en el país. En suma, un aparato de docencia. 

La versatilidad de diseño del RP-0 le permite hacer estudios y mediciones del flujo neutrónico dependientes del espacio y la energía, mediciones de la reactividad del núcleo, del buckling del reactor, secciones eficaces de los elementos químicos, medición de los parámetros cinéticos, ahorro por reflector, distribución de potencia, coeficientes de realimentación, medición de masa crítica, mediciones de parámetros con técnicas de ruido neutrónico, espectrometría gamma y detección de las radiaciones ionizantes. 


Este reactor permite además la validación de algunos códigos de cálculo que se utilizan para el diseño de combustibles nucleares, o su modificación, o el estudio de diferentes tipos de combustibles en núcleos mixtos, el cálculo de datos nucleares, etc. 

En cuanto a la investigación, el uso del RP-0 apoya a otras áreas de las ciencias muy distantes de la física nuclear, a través de convenios con casi todas las universidades importantes del Perú. Pero fundamentalmente es el centro nacional de referencia para capacitación práctica en física nuclear, física de reactores, radioquímica, ingeniería de reactores, etc. 

RP-10. 

 
Complejo nuclear peruano construido por INVAP. 

En 1988 entró en funcionamiento el RP-10, diseñado y construído para el Instituto Peruano de Energía Nuclear (IPEN) por la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA) de la Argentina. Es un reactor de 10 megavatios de potencia dedicado fundamentalmente a la producción de radioisó- topos. Pero además del autoabastecimiento nacional en estos insumos, el diseño flexible del RP-10 lo ha vuelto una “unidad escuela” donde el Perú hace investigación aplicada en física de reactores e ingeniería nuclear, y donde también forma personal en irradiación de materiales. 

El RP-10 fue, junto con su predecesor el RP-0, el bautismo de fuego de INVAP como exportadora nuclear. En el caso del RP-10, como subcon- tratista principal de la CNEA (que gerenció el conjunto de la operación), INVAP proveyó el “puente de mecanismos” que, sobre la pileta abierta, maneja los sensores y barras de control del núcleo. También diseñó, construyó y montó los detectores de radiación el sistema, y fundamen- talmente, el “cerebro” del reactor: su sistema informático de comando y control. 

El RP-10 es a su vez el corazón del Centro Nuclear Oscar Miroquesada De la Guerra, que los perua- nos llaman Huarangal. El imponente conjunto está situado en el paraje homónimo, a 42 kilómetros de Lima y a una altura de unos 400 metros sobre el nivel del mar. 

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Vista de la boca de la pileta del RP-10, con el puente desde el que se comandan las barras de control que regulan el núcleo, que emana la luz azulada conocida como radiación de Cerenkov. Se ve más al fondo una "celda caliente" para la transferencia de los materiales irradiados 

En sus 125 hectáreas, dominadas por el edificio del reactor, Huarangal tiene otras instalaciones dependientes de éste: un laboratorio de física experimental de reactores (LabFER), un laboratorio de ciencias, la Planta de Producción de Radioisótopos (PPRR), un laboratorio de calibración de dosimetría (LSCD) y una planta de gestión de residuos radioactivos (PGRR), diseñadas y construídas por expertos de ambos países sobre la base de la amplia experiencia de la CNEA en estas cuestiones. 

Como ha sido norma de todas las exportaciones nucleares de la Argentina, las obras en Perú se hicieron en tiempo y forma, ajustadas a presupuesto y a entera satisfacción del cliente. 

Huarangal acentuó una tradición de las exportaciones nucleares argentinas ya insinuada en la obra anterior, el RP-0: la capaci- tación amplia y profunda de per- sonal del país comprador. En las exportaciones de alta tecnología “llave en mano” entre países de muy desigual desarrollo, lo habi- tual es que el comprador deba contentarse con que el proveedor lo capacite a lo sumo como usua- rio. Huarangal, en cambio, se hizo en términos mucho más equita- tivos, tendientes a que el IPEN adquiriera una capacidad de dise- ño propio. Argentina empezó a ser conocida en el mercado nuclear, habituado a exportaciones llave en mano, por darle un sentido real a la expresión “transferencia de tecnología”, a veces bastante vacía de contenido. 


La participación de INVAP en el RP-10 le permitió a INVAP pasar a mayores: a partir de entonces, la firma empezó a competir –y a ganar- como contratista principal en licitaciones internacionales muy disputadas. 

 


"Y me gusta el rock, el maldito rock, siempre me lleva el diablo no tengo religión" 

"Quizá este no era mi lugar pero tuve que nacer igual" 
"Yo veo todo al revés, no veo como ud, yo no veo justicia solo miseria y hambre, o será que soy yo, que llevo la contra como estandarte". 
"Perdonen pero así soy, yo no se porque, se que hay otros también, es que alguien debía de ser, los que prefieran la rebelión a vivir padeciendo" 

  

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Egipto. 

Vista exterior del edificio del reactor ETRR-2 construido por INVAP para el gobierno egipcio 

Vista de la pileta principal y la auxiliar del ETRR-2 de Egipto. Al fondo, una celda caliente de transferencia de elementos irradiados". 

Luego del RRR en Australia, uno de los reactores más avanzados y complejos del mundo es el ETRR-2, de la AEA (Atomic Energy Authority) de Egipto, situado en Inshas, unos 60 kilómetros al noroeste de El Cairo. Significativamente, ambas instalaciones son obras del mismo proveedor: INVAP, de la Argentina. 

El ETRR-2 es un reactor multipropósito: produce radioisótopos, pero además puede ser usado en actividades de investigación en las áreas de física de neutrones, ciencia de materiales, investigación y desarrollo de combustibles nucleares, radiografía neutrónica, análisis por activación, terapia por captura neutrónica de boro, dopado de silicio y entrenamiento en ingeniería nuclear y operación de reactores. 

Para Egipto el ETRR-2 constituye una herramienta importante en el desarrollo de su capital humano en diversas ciencias e ingenierías, pero además le permite abastecer su mercado interno de medicina (el país no tardará mucho en llegar a una población de 100 millones de habitantes). 

La variedad de instalaciones, laboratorios y sistemas perifé- ricos del ETRR-2 refleja su carácter de "instalación escue- la", así como la intención del cliente de expandir vigorosa- mente la capacitación de perso- nal nuclear lograda a lo largo de cuatro décadas con el viejo ETRR-1. Ese reactor de fabrica- ción soviética data de 1961 y sigue operativo, aunque cada vez menos, porque su sucesor argentino es muy superior en potencia térmica (tiene once veces más) y en capacidades. 


La AEA llamó a licitación internacional para el ETRR-2 en 1989, y en 1992 la presentación de INVAP salió ganadora. En 1993, conseguidos los avales económicos necesarios, INVAP comenzó la obra, cuyo cronograma de avance se cumplió rigurosamente. El reactor se puso crítico en 1997 y se entregó funcionando al cliente en 1998. 

INVAP tuvo la responsabilidad de la ingeniería y el gerenciamiento total del proyecto; desde el diseño conceptual hasta la documentación del licenciamiento y puesta en marcha, pasando antes por el abastecimiento, la construcción y el montaje. A lo largo de los cinco años de este proceso, Egipto se benefició de una fuerte transferencia de conocimientos nucleares, ya que sus profesionales estuvieron involucrados en el diseño, y sus firmas de ingeniería en la construcción. 

Al respecto, un dato importante: cuando el gobierno egipcio optó por la oferta argentina, ambos países carecían de vínculos recíprocos culturales o de comercio exterior que pudieran haber facilitado la operación. La Argentina no era vista en Egipto como un proveedor de tecnología o de materias primas, ni percibida como un destino de exportaciones egipcias, o de viejas olas inmigratorias. 

Entre dos países que virtualmente no se conocían, la decisión de Egipto en favor de INVAP tuvo bases puramente técnicas y comerciales, que la propia AEA explicita en su página web en estos términos: "La mejor tecnología disponible en reactores de investigación... la aplicación de los conceptos de seguridad más avanzados en diseño, construcción y operación del reactor... La maximización de transferencia de tecnología a través de la participación de personal (egipcio) en todas las etapas del proyecto, desde el diseño hasta la operación... Maximización de la participación de la industria nacional (egipcia) en manufactura de componentes... Manufactura local del combustible". 

Además de todo lo citado, es probable que el prestigio logrado por INVAP en el mundo árabe tras la impecable construcción del reactor NUR en Argelia haya acudido en su favor. 

Como es norma en todas las exportaciones de INVAP y de acuerdo a normas internaciona- les, esta operación se hizo bajo las salvaguardias del Organismo Internacional de Energía Atómi- ca (OIEA), que obligan al cliente a un régimen exigente de inspec- ciones internacionales, y a llevar una contabilidad estricta de los inventarios de combustible que- mado, para evitar que los mate- riales físiles generados puedan destinarse a usos no pacíficos 


DESCRIPCIÓN DEL ETRR-2 

El edificio del reactor tiene cuatro niveles, una construcción sismo-resistente y su "corazón" es un bloque masivo central de concreto pesado que alberga al reactor propiamente dicho, así como sus piletas auxiliares. 

El ETRR-2 es un reactor de pileta abierta. Tiene un núcleo de hasta 30 elementos combustibles con 19 placas por pieza, formados por aleación de uranio enriquecido al 19,75%, dispuestos en configuración 5 X 6, y que suministran en conjunto una potencia nominal de 22MW térmicos. 

El ETRR-2 tiene una serie de particularidades de diseño. 

El núcleo está a una profundidad de 10 metros dentro de la pileta de 4,5 metros de diámetro, y rodeado por una chimenea de zircaloy que canaliza el poderoso flujo ascendente de agua liviana desmineralizada. La necesidad de refrigerar una cantidad de calor tan considerable como la de este núcleo obliga a bombeo asistido, que por razones obvias de conveniencia, se hace a favor de la corriente convectiva ascendente. 

Los reflectores de neutrones (que evitan la dispersión de los mismos fuera del núcleo y garantizan la criticidad), en el caso del ETRR-2 son bloques de berilio posicionados alrededor de la chimenea. 

La reactividad del núcleo se controla mediante seis placas de aleación de Plata-Indio-Cad- mio, comandadas por mecanis- mos que en el caso de este diseño se ubican debajo de la pileta, en lugar de por encima de la misma, como es habitual en otros reactores. El objetivo es no entorpecer el flujo ascendente del agua, ni la visión directa del fondo de la pileta desde el puente, así como facilitar las operaciones desde boca de tanque. 

En caso de "enclavamiento" del reactor en situación de emergen- cia, la corriente convectiva as- cendente generada dentro de la chimenea alcanza para eliminar el calor residual del núcleo, sin necesidad de bombeo o de in- versión de flujo. Este es un rasgo de seguridad inherente por diseño. 

La larga experiencia de INVAP en control de reactores dotó al ETRR-2 de un sistema de pro- tección (Reactor Protection Sys- tem, o RPS) que analiza en forma simultánea cinco señales. El RPS dispara el enclavamiento del núcleo ante cualquier "salida de parámetros" de cualquiera de estas señales críticas. 

La construcción de toda la planta es sumamente robusta, y –dicho por el cliente- "ofrece márgenes de seguridad muy amplios". 

Equipamiento científico. 

El resto de la planta comprende varios canales de irradiación, celdas calientes, circuitos cerrados de alta presión para testeo de combustibles y otros equipa- mientos de investigación. Por la variedad y cantidad de los mismos, el ETRR-2 es realmente un aparato "de lujo" para cual- quier país con proyectos propios en varias ciencias e ingenierías. 

En primer lugar, están los "canales neutró- nicos". La foto del núcleo del ETRR-2 tomada desde el puente, muestra un tubo tangencial con dos salidas, y dos tubos radiales capa- ces de derivar haces de neutrones hacia afuera de la pileta. El tubo tangencial lleva a un túnel que conduce hacia otro edificio tipo "Neutron House", donde una guía neutrónica permite derivar haces hacia diferentes instrumentos locales. 


Hay una columna térmica rellena de grafito que cubre uno de los costados del núcleo. Ésta columna termina en un canal radial que conduce a un búnker diseñado para BNCT, o Terapia por Captura de Neutrones, una forma novedosa y promisoria de tratamiento oncológico. 


Uno de los tubos radiales conduce hacia un sistema de radiografía por neutrones de materiales y componentes. Hay otro siste- ma de radiografía similar directamente adentro del tanque, para el análisis sub- acuático de muestras de muy alto grado de activación. 

En forma contigua al borde superior de la pileta hay una "celda caliente" para el manejo de diferentes equipos de testeo habituales en ciencia de materiales.

 


"Y me gusta el rock, el maldito rock, siempre me lleva el diablo no tengo religión" 

"Quizá este no era mi lugar pero tuve que nacer igual" 
"Yo veo todo al revés, no veo como ud, yo no veo justicia solo miseria y hambre, o será que soy yo, que llevo la contra como estandarte". 
"Perdonen pero así soy, yo no se porque, se que hay otros también, es que alguien debía de ser, los que prefieran la rebelión a vivir padeciendo" 

  

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Otros reactores de la CNEA.



Los Reactores RA - 0 y RA 4

Los reactores RA-0, ubicado en la Universidad Nacional de Córdoba y RA-4, ubicado en la Universidad Nacional de Rosario, son dos instalaciones que fueron cedidas en calidad de préstamo por la CNEA mediante convenios para que esas instituciones los operen con la finalidad de formar profesionales en el campo nuclear y desarrollar una conciencia nacional en la aplicación de los usos pacíficos de la energía nuclear.

Actualmente se destacan las investigaciones básicas, y aplicaciones tanto en las materias de grado como en las de postgrado para maestrías y doctorados, en áreas tales como informática, instrumentación nuclear y convencional, mecánica de precisión, etc. 




RA - 0 
Vista de mecanismo de reactividad y Boca del Tanque de Reactor 




RA - 0 
Vista general de la consola del ractor
 


En ambas provincias se realizan seminarios mediante la utilización de las instalaciones de los reactores y cursos varios sobre difusión de las actividades de CNEA, usos de la Energía Nuclear, aplicación de radioisótopos en medicina e industria, etc. 

RA-1.



El proyecto comenzó en Abril de 1957 con un diseño conceptual tipo Argonauta y construcción enteramente nacional, emplazado en el Centro Atómico Constituyentes de la Comisión Nacional de Energía Atómica y , con sólo ocho meses de construcción, alcanzó su Primera Criticidad el 17 de Enero de 1958 a las 6.00 hs.
El Reactor RA-1 primer reactor nuclear argentino y primero en operar en Latinoamérica, marcó un hito fundamental en la historia de la energía nuclear en nuestro país.


Vista del RA - 1

En él se produjeron los primeros radioisótopos nacionales para uso medicinal e industrial. A partir de la experiencia y conocimientos adquiridos, se estuvo en condiciones de concretar otros emprendimientos de mayor envergadura, como ser los Reactores RA-3 y RA-6 de CNEA y los Reactores exportados a Perú, Argelia y Egipto. Asimismo el Reactor RA-1 fue pionero en la formación de recursos humanos adecuados para encarar los proyectos de instalación de las dos centrales nucleares argentinas.
En Marzo de 1991 se volvió a poner en marcha luego de una modernización de todos sus componentes a excepción de los elementos combustibles que son los de la modificación de 1967. ´
Este Centro Atómico funciona al 1400 de la avenida General Paz, partido de San Martín, provincia de Buenos Aires. En sus instalaciones, en el laboratorio Tandar, funciona el Acelerador de Partículas; el Instituto de Tecnología Jorge Sábato, dedicado a la formación de especialistas en ciencia y tecnología; y el Centro de Información - Biblioteca Eduardo Savino, poseedora de una de las mejores fuentes de información, del país, para apoyar las investigación, formación y desarrollo profesional del personal científico-técnico.


El Reactor RA - 1 - Características

El reactor: tiene una potencia autorizada de 40 Kw térmicos, es del tipo tanque abierto, con núcleo de uranio enriquecido al 20 % con U235 , reflejado por grafito, su moderador y refrigerante es agua liviana desmineralizada.
Los elementos combustibles: Son barras cilíndricas de UO2 y grafito de 540 mm de longitud activa y un reflector de grafito a cada extremo que hacen un largo total de 660 mm , encapsulado en aluminio de 1 mm de espesor y 10 mm de diámetro externo.

El núcleo: formado por 228 elementos combustibles distribuidos en cinco círculos concéntricos , formando una geometría anular de 153 mm de diámetro interno y 330 mm de diámetro externo. 
El control: se efectúa por medio de cuatro barras de cadmio encapsuladas en acero inoxidable , ubicadas entre el núcleo y el reflector externo a 90 º entre si , acopladas mediante electroimanes a los mecanismos de accionamiento ubicados en una estructura metálica sobre el tanque. Los mecanismos son accionados por motores eléctricos del tipo paso a paso , comandados desde la sala de control y una serie de censores que dan constantemente la posición exacta de cada barra.

La Instrumentación: Consta básicamente de
2 Canales de Arranque.
3 Canales de Marcha de Protección.
2 Canales de Marcha de Regulación.
1 Sistema de Detección de Radiación de Área (Con detectores distribuidos en todo el edificio colocados en lugares estratégicos ).
Medidores de parámetros convencionales como caudal de agua , temperatura , conductividad del agua , etc. , cada uno con su respectivo disparo de seguridad.

Circuito de refrigeración primario: circula agua liviana desmineralizada en sentido ascendente forzada por una o dos bombas centrífugas , según el requerimiento de la potencia de trabajo , construido totalmente en acero inoxidable. Dos torres de desmineralización con resinas aniónicas y catiónicas mantienen el agua en los valores de pureza requeridos.

Circuito de refrigeración secundario: por medio de un intercambiador de calor modular del tipo de placas se transfiere el calor del circuito primario al secundario , este último de agua común impulsada por una o dos bombas a la torre de enfriamiento externa del tipo contracorriente 


RA-3.



El reactor RA-3 se encuentra emplazado en el Centro Atómico Ezeiza situado en el Partido de Esteban Echeverría en la Provincia de Buenos Aires a 33 Km. de la Ciudad de Buenos Aires. 
En el se llevan a cabo importantes actividades, entre las que destacan las relacionadas a cubrir la producción del 100% de los radioisótopos que el mercado nacional demanda. También funciona aquí la Planta Semi-Industrial de Irradiación, el RA 3, el área de Materiales y Combustibles nucleares y el Instituto de Estudios Nucleares.

Características técnicas 
El reactor tiene un flujo neutrónico de 1014neutrones/cm2seg y una potencia térmica de 10 Mw. térmicos. 
Posee tres bombas de circulación que impulsan un caudal de refrigeración de 925 m3/hora. 
El refrigerante circula a través del núcleo de elementos combustibles entrando a una temperatura de 40 ºC. El flujo calórico de 50W/cm2 incrementa la temperatura del refrigerante que sale del núcleo a 45 ºC.


Vista del RA - 3


Vista exterior del RA - 3 


Núcleo del RA - 3

En este Reactor se desarrolla una nueva generación de blancos de irradiación mediante los cuales se consigue garantizar la continuidad de la producción nacional de Mo-99, importante radionucleído de aplicación en medicina nuclear, cumpliendo al mismo tiempo con compromisos internacionales en el campo de los usos pacíficos de la energía nuclear y la no-proliferación.

Descripción del reactor

El reactor está constituido por un tanque de acero inoxidable dentro del cual se encuentra el núcleo de elementos combustibles de uranio enriquecido al 20%. 
El tanque se encuentra lleno de agua desmineralizada que sirve tanto de refrigerante como de moderador.
La población de neutrones y por lo tanto la energía generada se controla gracias al movimiento de las barras de control construidas en un material que absorbe neutrones. 


www.CNEA.gov.ar

 


"Y me gusta el rock, el maldito rock, siempre me lleva el diablo no tengo religión" 

"Quizá este no era mi lugar pero tuve que nacer igual" 
"Yo veo todo al revés, no veo como ud, yo no veo justicia solo miseria y hambre, o será que soy yo, que llevo la contra como estandarte". 
"Perdonen pero así soy, yo no se porque, se que hay otros también, es que alguien debía de ser, los que prefieran la rebelión a vivir padeciendo" 

  

zimac702
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Decurión
Desde: 2 Sep 2009

Excelente informe argentvs.

Gracias y saludos

 


Gloria a los Héroes de la Última Pieza - Gloria a los Héroes de Malvinas: Muchos artículos publicados aquí los publiqué también en ZM como lonestar.