ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN. ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN Origen de la energía nuclear de fisión...

ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN


Origen de la energía nuclear de fisión (1)

Tiene su origen en la ruptura, por el bombardeo de protones, del núcleo de ciertos elementos pesados (Uranio, Torio, Plutonio)

El Uranio es el único elemento presente en la naturaleza que puede utilizarse como material fisionable (en un reactor nuclear)

El Uranio no se encuentra en la Naturaleza en estado puro. De hecho se conocen más de 100 minerales portadores de Uranio, con mayor o menor cantidad de este metal.

El mas destacado es la uraninita (pechblenda), con un contenido del 60-80% de óxido de uranio, seguido de la carnotita, que es un polvo amarillo que contiene óxidos de uranio, potasio y vanadio

Para considerar rentable la explotación del uranio contenido en estas u otras sustancias (incluida el agua de los océanos), este contenido debe sobrepasar las 1.000ppm.



El Uranio tiene un peso atómico de 238,07 y su número atómico es de 92. Posee ocho isótopos, que van del 233 al 240, siendo los más abundantes el U-234, U-235 y U-238.

Cuando el núcleo de un átomo de U-235 es alcanzado por un neutrón (lento o rápido) se rompe en dos átomos más ligeros (kriptón y bario) que salen desplazados a gran velocidad.

La reacción que tiene lugar es la siguiente:

MeVnKrBanU 21019136

14256

123592



El núcleo de U-235, además de formar dos nuevos átomos, libera dos o más neutrones y una intensa radiación γ.

Estos neutrones liberados pueden impactar con los núcleos de otros átomos U-235, rompiéndolos de nuevo. Se produce, así, una reacción en cadena.

Para que se mantenga la reacción en cadena hay que disponer de una “masa crítica” del elemento fisionable.

Y para que la reacción no sea “explosiva”, ha de disponerse de un “moderador” que frene la velocidad de los neutrones liberados (como puede ser el agua ligera –H2O- o pesada –H2O2-)

(En los reactores nucleares se emplean, además, unos absorbedores de neutrones para parar la reacción, o para controlar la potencia del reactor: varillas de control)

La energía cinética de estos fragmentos se transfiere (por colisión) a otros átomos (agua, CO2, sodio, etc.), originando un aumento de su temperatura (energía calorífica)


Reacción de fisión


Reacción de fisión (2)

Reacción de fisión controlada


Reacción de fisión (3)

En los procesos de fisión se producen:

radiaciones alfa “α” (con carga positiva, baja velocidad -20.000km/s y poco penetrantes- una hoja del papel las detiene)

radiaciones beta “β” (con carga negativa, alta velocidad -200.000km/s, medianamente penetrantes- una lámina delgada de acero las detiene)

radiaciones gamma “γ” (similares a los rayos X, de muy alta velocidad -300.000Km/s, muy penetrantes, sólo las detienen gruesos paneles de plomo)


Potencial energético del uranio

1 Tn U235 = 10.000 Tn petróleo

1 Tn U235 = 20.000 Tn carbón

Para producir 1 GWh/año se precisan 30 Tn U235


Formas de aprovechamiento del uranio

La forma de aprovechamiento de esta energía es, exclusivamente, la producción de calor (energía calorífica), elevando la temperatura de una sustancia (agua, CO2, sodio) hasta convertirla en vapor o gas a alta presión y mover con esta una turbina, convirtiéndola en energía mecánica, y finalmente en energía eléctrica.


Reservas de uranio

Con independencia de las costes de extracción, las mayores reservas de uranio natural se encuentran en Australia (716·103 Tn), seguida de Kazakhtan (598·103 Tn), Suráfrica, Namibia, Brasil, Estados Unidos (355·103 Tn), Canada (326,4·103 Tn), Sudáfrica (222,8·103 Tn), etc.

Destacan, en todo caso, la escasez de reservas de la Unión Europea, que en conjunto no superan las 80·103 Tn, así como los escasos recursos de Japón (menos de 6,6·103 Tn)

Dentro de la Unión Europea, las reservas son: 27·103 Tn en Dinamarca, 14,4·103 Tn en Francia, 7,47·103 Tn en Portugal, 6,72·103 Tn en España, 4,0·103 Tn en Suecia, etc.


Producción de uranio

En el año 2.002, la producción de Uranio ascendió a 37.449 Tn, siendo el primer productor Canadá, con 13.115 Tn, seguida de Australia con 7.730 Tn, Rusia con 3.050 Tn, Níger con 2.920 Tn, Namibia con 2.240 Tn, Kazakhstan con 2.200 Tn, Uzbekistán con 2.000 Tn, Ucrania con 1.000 Tn, Sudáfrica con 885 Tn, Estados Unidos con 730 Tn, China con 654 Tn y Chequia con 400 Tn (resto de países, 525 Tn)


Duración prevista del uranio

Al ritmo de producción actual, el uranio de bajo precio (<40$/kg) tendría una duración de 27,8 años y el total de reservas 79 años


Evolución del consumo de uranio


Duración prevista del uranio

Existen serias expectativas de un aumento considerable de la energía nuclear en el mundo, por lo que la Agencia de Energía Nuclear (NEA), en URANIUM, 2.001, confeccionó un estudio de necesidades, en el cual se preveía un consumo total de uranio:

en el año 2.005 de 65.923 Tn,

una banda entre 64.918 Tn/año y 71.789 Tn/año en 2.010,

otra entre 58.036 Tn/año y 72.540 Tn/año en 2.015 y finalmente, entre 58.010 Tn/año y 80.249 Tn/año en el

2.020


El proceso productivo del uranio (1)



El primer paso de todo este largo proceso es la extracción del mineral bruto que contiene uranio, bien a cielo abierto, bien del interior de la Tierra. En ambos casos se emplean los sistemas tradicionales de laboreo de minas con la única diferencia de ciertas precauciones sanitarias para los trabajadores.

El segundo paso consiste en concentrar el mineral de uranio, separando la ganga de la mena. Por razones económicas (ahorro de transporte) suele hacerse a pie de mina, y como resultado se obtiene un polvo amarillento rico en óxidos de uranio.(Normalmente se precisan tratar 1.000kg de mineral para obtener 1kg de óxido de uranio)



El tercer paso es la purificación del óxido, para extraer las impurezas que contiene y no pudieron ser separadas en el proceso anterior.

Además, el óxido de uranio se somete a una serie de procesos para obtener el material adecuado para su utilización como combustible en el reactor.

El más importante de todos ellos es el “enriquecimiento” que consiste en aumentar la concentración del isótopo U-235 del uranio (este proceso se realiza dependiendo del tipo de reactor puesto que hay algunos que utilizan uranio natural, sin enriquecer)



El cuarto paso es la fabricación de los elementos “combustibles”, que normalmente son pastillas cilíndricas, de 1 cm de diámetro y 1 cm de altura, obtenidas sometiendo a presión el polvo de uranio (denominado “bricación”)

(La energía que puede ceder una pastilla equivale al consumo de una vivienda durante todo un año)

Las pastillas de uranio se introducen en tubos (normalmente de acero o circonio), cada uno de los cuales puede contener hasta 200 pastillas)

A su vez, varios tubos se unen entre sí, formando lo que se denomina “elemento combustible”.(El cual tiene todos los elementos mecánicos precisos para colocarlo en el reactor)



El quinto paso es la colocación de los elementos combustibles en el reactor y aquí se dan dos diferencias esenciales: existen reactores que precisan ser parados para colocar un nuevo grupo de elementos combustibles (recarga del reactor) y otros en que esta separación puede hacerse en marcha.En ambos casos, los reactores llevan complejos mecanismos para realizar todas estas operaciones.

El sexto paso lo constituye el propio proceso de fisión, dentro del reactor, y la transferencia de la energía liberada a la sustancia intercambiadora, proceso que será tratado en detalle en otro punto.



El séptimo paso es la retirada del material una vez utilizado, lo que ocurre normalmente en un plazo de tres años.

Este material es altamente radioactivo, y contiene aún una cierta cantidad del material original (U-235), Plutonio y los demás materiales productos de la fisión.

Este proceso también se efectúa mediante los mecanismos apropiados colocados en cada reactor, y se someten primero a un proceso de separación en la misma central y posteriormente, a su reprocesado y/o almacenamiento.


Equipos y sistemas empleados en la explotación (1)

Central nuclear


Equipos y sistemas empleados … (2) Reactor

El reactor de una central nuclear está formado por las barras de material fisionable, los “componentes moderadores” de la reacción, la sustancia a la que se transfiere el calor, los sistemas mecánicos (para el control del reactor, carga y descarga) y la coraza o blindaje del conjunto



Atendiendo al tipo de sustancia a la que se transmite el calor, los reactores pueden ser de “agua ligera” (H2O), de agua pesada (óxido de D2O deuterio), de gas (CO2) y de sodio fundido.

A su vez, los reactores de agua ligera pueden ser de “agua en ebullición” y de “agua a presión”, según que el agua hierva o no en el interior del reactor.

Atendiendo a donde se produce el vapor, los reactores pueden ser de ciclo directo (el vapor se produce en el interior del propio reactor) y de ciclo indirecto (el vapor se produce en un intercambiador de calor exterior al reactor, conocido como “generador de vapor”)

Según el tipo de material fisionable empleado, los reactores pueden ser uranio natural (óxidos de uranio enriquecidos al 3% con U-235), uranio enriquecido y de plutonio (en realidad, una mezcla de U-235 y Pt)



Todos los reactores llevan un elemento para controlar la “reacción en cadena”, denominado “moderador”, y otros para controlar la potencia, denominados “varillas de control”.

En algunos el moderador es simplemente el agua que se calienta (o evapora). En otros es el agua pesada y en algunos, el moderador son barras de grafito (fuertemente absorbedores de los neutrones liberados).

Para el control de la potencia del reactor, y producir las paradas y los arranques, se disponen de varillas de grafito, de manera que introduciendo más o menos las barras de grafito entre las barras fisionables, la reacción en cadena puede ser controlada.



El núcleo del reactor está compuesto por las barras fisionables, el moderador, las varillas de control y parte de los sistemas de accionamiento de estas y los sistemas de carga y descarga. Todos estos componentes se encuentran encerrados en una carcaza de acero. (Vasija del reactor)

A su vez, el núcleo, los elementos mecánicos de control (varillas), de carga y descarga de barras de material fisionable, bombas de refrigerantes, etc., se encuentran contenidos en la cámara del reactor, construida también de acero soldado y recubierta de una gruesa capa de hormigón armado, que actúa como un último blindaje contra la fuga de radiaciones.

(Las paredes de acero tienen un espesor de 2,5cm y las de hormigón armado un espesor de 3m)


Reactor de agua a presión – PWR (1)

Son conocidos internacionalmente como reactores PWR (Presion Water Reactor), siendo los más comunes.

Utilizan uranio natural (óxido de uranio) enriquecido en U-235 (al 3%), colocados en barras recubiertas con circonio (más caro que el acero, pero menos absorbedores de los neutrones que este)

Tanto el moderador como el refrigerante es agua ligera, utilizándose las varillas de grafito sólo para controlar la potencia del reactor y para provocar su parada.

Para el reabastecimiento de combustible ha de ser parado.



En este reactor el agua se encuentra a una presión de 160 bares, y a pesar de que se eleva su temperatura por encima de los 100ºC, no hierve.

El agua caliente se lleva a un intercambiador agua-agua, donde el agua a presión (primario del intercambiador) se enfría, mientras que el agua del secundario se calienta y convierte en vapor, que es el que mueve la turbina.

El intercambiador se aloja normalmente en el interior de la cúpula del reactor.


Reactor de agua en ebullición – BWR (1)

También conocidas como BWR (Boiler Water Reactor) son los más parecidos a las centrales de carbón, pero su uso no está muy extendido.

En estos reactores el agua ligera es el elemento moderador y a su vez el que se calienta por la fisión del uranio. La baja presión en la cámara del reactor hace que el agua hierva, convirtiéndose en vapor, el cual se envía directamente a la turbina. La alimentación continua de agua fría actúa como refrigerante del reactor, impidiendo que se alcancen temperaturas elevadas en su interior.

El tipo de combustible y los sistemas de control son idénticos a los BWR.

Su diferencia esencial es que pueden ser recargados sin necesidad de parar el reactor.


Reactor de agua pesada – BWR (2)


Reactor de agua en ebullición – CANDU (1)

Conocidos comercialmente como reactores CANDU, son conceptualmente iguales a los de agua ligera, sólo que emplean como elemento moderador, y de transferencia de calor, el agua pesada (óxido de deuterio, isótopo del hidrógeno y más pesado que este)

El interés de usar el deuterio reside en su bajo índice de absorción de los neutrones, pero el reactor es más complejo que los de agua ligera, de ahí que no sean muy usados en la práctica.


Reactor de agua en ebullición – CANDU (1)


Reactor refrigerados por gas - AGR (1)

Este tipo de reactores carecen de sustancias en estado líquido en su interior, y por tanto, de bombas y otros mecanismos.

El combustible es uranio natural (sin enriquecer) y el moderador es grafito (en barras)

El refrigerante es anhídrido carbónico (CO2), introducido en el reactor con un soplante, y que circula por canalizaciones practicadas en el interior de las barras de grafito.

El CO2 recalentado forma el primario de un intercambiador gas-agua.

El agua que se hace pasar por el secundario se calienta y evapora, pasando a mover la turbina.

Los reactores comerciales de este tipo se denominan AGR (Advanced Gas Reactor) y utiliza cápsulas de uranio enriquecido introducidas en tubos de acero inoxidable.

La cámara de presión (160 bares), que actúa también como blindaje frente a la radiación, es de hormigón pretensado de 5m de espesor.

Este tipo de reactores pueden ser recargados en marcha.


Reactor refrigerados por gas - AGR (2)


Funcionamiento de los reactores de fisión (1)

Para iniciar la reacción en cadena, todos los reactores necesitan instalar una masa crítica de combustible (que es menor que la masa total a instalar)

Una vez que se tiene la masa crítica, se comienza a producir energía, no de una forma constante, sino acelerada.

En ese momento es preciso colocar “varillas de control” (de cadmio, boro, hafnio, etc.) que absorban los neutrones y frenen la reacción en cadena, manteniendo el reactor en estado subcrítico.

De esta forma, introduciendo combustible y varillas de control (muy próximas a este) se carga completamente el reactor.



Luego, al ir retirando las varillas de control, el reactor entra en estado supercrítico y la reacción en cadena tiene lugar. Introduciendo más o menos las varillas de control se consigue mantener un reactor a “potencia constante”.

A medida que el material fisionable se va gastando, se van retirando las varillas para reducir el número de neutrones absorbidos por ellas, hasta que llega un momento en es imposible retirar más las varillas.

En este momento, el reactor entraría en estado subcrítico y la reacción en cadena se pararía.

Para evitarlo, se procede a una nueva recarga.



La regulación de potencia en los reactores nucleares implica una variación coordinada y controlada de tres variables: el flujo de neutrones, el flujo del refrigerante (agua o gas) y el flujo de vapor.

El primero se consigue actuando sobre las varillas de control, el segundo sobre las bombas y sopladores y el tercero sobre las correspondientes válvulas de vapor.

Normalmente, todas estas operaciones en donde intervienen mecanismos (mecánicos y eléctricos) de diversa índole se realizan de manera automática, aunque también pueden realizarse de forma manual.

Los procesos de parada, recarga y puesta en potencia se realizan de forma manual, siguiendo unos procedimientos muy estrictos.

En un reactor normal, para pasar de una potencia del 100% a otra del 33%, se precisan entre 30 y 45 minutos.


Central nuclear típica (1)

Una central nuclear típica de 1.000 MW consume 75 kg de combustible cada día (100 kg/día a plena carga), lo que hace un total de 27,2 Tn al año (la carga de 3 ó 4 camiones)

Ocupa una superficie de 200 Ha.

Genera 3,75 m3 de residuos de alta actividad y 500 m3 de baja y media actividad.


Central nuclear típica (2)


Producción de residuos e impactos … (1)

Producción de residuos e impactos medioambientales en la explotación de la energía nuclear de fisión



Cuantitativamente, 1GWh producido en una central nuclear produce 20Tn de residuos sólidos con diferentes niveles de radiactividad (plutonio 5%, uranio 94% y otros), residuos gaseosos lanzados al aire (pequeñas cantidades de yodo, tritio, etc.) e incluso, posibles fugas de agua de refrigeración de las centrales.

Los residuos de baja y media actividad tienen un período de decaimiento (decrecimiento del nivel de radioactividad hasta considerarlos exentos, no peligrosos) de 200 a 300 años, mientras que lo de alta actividad (plutonio, por ejemplo) tienen un período de decaimiento superior a los 100.000 años.



Antigua solución para eliminar los residuos, prohibida hoy



En la actualidad, los residuos de baja y media actividad se compactan y solidifican con hormigón, tras lo cual se introducen en bidones de 200 litros.Estos bidones son transportados a grandes depósitos al aire libre, que se cubren con tierra, y donde deben permanecer entre 200 y 300 años hasta considerarlos exentos.



Los residuos de alta actividad requieren tres fases para su eliminación (en realidad, su eliminación es imposible, se trata, mas bien, de colocarlos en un lugar donde no representen un peligro)

La primera fase es la de decaimiento, donde su nivel de radiactividad y temperatura desciende hasta el punto de poder ser manipulados (transportados). Se efectúa (por ahora) sumergiéndolos en piscinas (refrigeradas o no), a pie de central, por un período de 10 a 15 años.

La segunda fase es el almacenamiento intermedio, en piscinas refrigeradas y blindadas o en contenedores especialmente diseñados que garanticen una alta protección contra las radiaciones y una correcta refrigeración por medio de una circulación natural del aire (esta segunda opción es la más aplicada actualmente, con los depósitos en las proximidades de las centrales)El período de estancia, bajo estricta vigilancia, de estos residuos es de 40 a 70 años.

La tercera fase es el almacenamiento definitivo, donde se produzca su total enfriamiento y descienda su actividad a límites tolerables. El período de tiempo para que esto ocurra es de 20.000 a 100.000 años, dependiendo de si el material es uranio o plutonio.



El almacenamiento ideal para los residuos de alta actividad sería en cavernas subterráneas profundas, situadas en estructuras geológicas estables, libres de cualquier posibilidad de intrusión acuosa (perfectamente estancas), y con posibilidad de eliminación del calor y libre de actos vandálicos (fácilmente vigilables)

Todas estas condiciones han dificultado hasta el momento actual la disponibilidad de almacenamientos para estos residuos, habiéndose seleccionado la zona de Yuca Mountain, en Estados Unidos (roca volcánica) y la mina de sal de Gorleben, en Alemania. En Francia se continúan analizando (en laboratorios subterráneos) la posibilidad de almacenamiento en minas de sal, cavernas de granito y lechos de arcilla, pero aún no se han decidido ningún emplazamiento.



Simulación de un almacén de residuos de alta actividad



Otra posibilidad de tratamiento de los residuos se encuentra en el procesamiento del mismo en ciclo cerrado, consistente en reprocesar el uranio no generado y el plutonio, para convertirlos en un combustible mixto, denominado MOX, que puede ser utilizado en nuevas centrales.

Los residuos no utilizables de este reprocesamiento requieren un nivel de almacenamiento similar a los de alta actividad, pero son menos voluminosos.


Transporte de los residuos nucleares (1)

Otra fuente potencialmente peligrosa de contaminación radiactiva se encuentra en el transporte de estos materiales, tanto por tierra como por mar.

Los residuos radioactivos hay que transportarlos en pequeñas cantidades (para evitar la masa crítica que origina la reacción en cadena), mezclados con absorbentes neutrónicos, con fuertes blindajes de plomo y con diseños y elementos específicos para la disipación del calor, lo cual convierte a estos recipientes en caros y escasos.


Transporte de los residuos nucleares (1)

Bidones de transporte de residuos de uranio de media y baja actividad Transporte de material de uranio

por ferrocarril


Desmantelamiento de la Central Nuclear (1)

Finalmente, la otra gran fuente de contaminación, y quizás de las más importantes, se tiene en la eliminación de la propia central cuando esta alcance su vida útil.

La gran cantidad de problemas que supone el desmantelamiento de una central nuclear aún no están resueltos (trabajándose en estos momentos en los procedimientos y normativas que deben seguirse para este fin)

(En los próximos 15 años habrán de desmantelarse cerca de 300 centrales nucleares en todo el mundo)


Desmantelamiento de la Central Nuclear (2)

Estos procedimientos para el desmantelamiento de centrales nucleares actualmente en estudio comprenden tres etapas o “niveles”:

El nivel 1 se refieres a la parada y clausura de la planta, y la extracción del combustible residual de la misma.

El nivel 2 se refiere a la eliminación de los elementos radioactivos exteriores al edifico del reactor.

El nivel 3 se refiere a la demolición de todas las estructuras, su retirada segura y al uso sin restricciones del emplazamiento.

Por último, también puede considerarse como impactos negativos el calentamiento de las aguas de refrigeración (especialmente perjudicial si se trata de ríos) y la “contaminación térmica” (calentamiento del agua circundante)


El circuito del Uranio (1)


El circuito del Uranio (2)


Ventajas de la Energía Nuclear

Las centrales nucleares de fisión presentan impactos positivos entre los que cabe mencionar:

Nula contribución al efecto invernadero y la lluvia ácida.

Constituir una fuente energética vital para mantener la calidad de vida de los países más desarrollados.

Alargar la vida de los combustibles fósiles.


Evolución previsible de los equipos y sistemas (1)



EXTENSIÓN DE LA VIDA ÚTIL

Normalmente, en la fase de diseño de la central se establecen los requisitos aplicables a los distintos sistemas y estructuras para mantener su capacidad funcional durante 40 años bajo determinadas hipótesis de funcionamiento.

Sin embargo, la constatación de que los criterios de diseño son muy conservadores, ha llevado a establecer “programas de extensión de vida” que tienen como objetivo prolongar la operación de la central si es posible hasta los 60 años.



AUMENTO DE POTENCIA (REPOTENCIACIÓN)

Un aumento de potencia implica actuaciones en tres áreas: la optimización del ciclo termodinámico del circuito secundario, la mejora del rendimiento térmico de los equipos más significativos, y el aumento de la potencia térmica generada en el combustible (potencia nominal) La primera de las áreas consiste en modelizar el ciclo

termodinámico e introducir pequeñas modificaciones en los posicionamientos de válvulas de control, pérdidas en tuberías y equipos, variaciones de caudal, etc.

La mejora del rendimiento térmico se consigue introduciendo modificaciones de diseño tales como cambio de materiales, modificaciones de toberas y álabes en las turbinas, incremento de superficie de intercambio, incremento de presión de operación, etc.

El incremento de la potencia nominal del reactor y por tanto la transferencia al secundario de la mayor potencia térmica generada en el núcleo es una solución viable tanto en PWRs como en BWRs.



ESTANDARIZACIÓN

Esta es una de las principales líneas de desarrollo de las nuevas centrales nucleares, pues entienden los fabricantes que es la mejor vía para conseguir centrales nucleares seguras, fiables y económicas.

La estandarización lleva a construir centrales con idéntica ingeniería básica y de detalle y seguir procedimientos constructivos normalizados de la planta, los equipos y los componentes.

Ello llevaría a la construcción de centrales nucleares “llave en mano”, a cargo de consorcios empresariales muy especializados y con extensa experiencia, que también se encargarían de su explotación y mantenimiento.



REACTORES AVANZADOS

La investigación y el desarrollo de los nuevos reactores (reactores avanzados) se mueve en dos direcciones:

El desarrollo de reactores “evolucionados” y el desarrollo de reactores “pasivos”.

Los reactores evolucionados derivan de los actuales, fuertemente optimizados para cumplir las normas de la Utility Requeriments Documents (URD) y de la European Utility Requirements (EUR), y se mueven en una gama de potencias entre los 1.000 y los 1.500 MWe.



REACTORES AVANZADOS (PASIVOS)

Los reactores pasivos responden a un nuevo concepto de seguridad, cuya característica principal es que la refrigeración del núcleo en caso de emergencia se produce por la circulación natural del refrigerante, sin que tengan que actuar partes móviles, como bombas, válvulas, etc., (en realidad, se trata de grandes depósitos de refrigerante –agua- en altura, que en caso de fallos producen la inundación del reactor).

La gama de potencia de estos rectores va desde los 400 a los 1200 MWe.

Hasta el momento no se ha construido ningún reactor avanzado, aún cuando están proyectados en todos sus detalles, se han “certificado” y existen las ingenierías listas para su construcción y operación.



REACTORES RÁPIDOS (1)

Conocidos también Reactores Reproductores Rápidos (RRR: Rapyd Reproductor Reactor), su característica principal es que carecen de moderador, de manera que la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos (no frenados)

El núcleo de un reactor rápido está formado por una zona fisionable que contiene una mezcla de óxido de uranio (U-235) y plutonio (Pt-239) y una “zona fértil”, que rodea a la anterior, y en la cual el uranio U-238 se transforma en plutonio Pt-239.

En estos reactores se produce una aparente paradoja, ya que producen más “combustible” del que se consumen (al tramutarse el “combustible” original, U-238, en un nuevo “combustible”, Pt-239 (normalmente habrían de pasar 10 años para que el plutonio generado sea suficiente para la recarga del reactor)




Esto permite multiplicar por 50 la cantidad de energía que puede extraerse del uranio en una central convencional, lo que supone que las actuales reservas de uranio, cifradas en un 60% de las de petróleo y gas, pasarían a triplicarse.

Para la moderación de los neutrones se usa el sodio fundido, y también como medio de evacuar el calor producido en el reactor. Este sodio, el ser directamente irradiado, es muy radiactivo.

Por ello se utiliza un intercambiador de calor sodio-sodio, de manera que el sodio del secundario se encuentra menos irradiado. Un intercambiador posterior sodio-agua transfiere el calor del sodio al agua, produciendo la evaporación de ésta, enviándose finalmente este vapor a la turbina.




Al contrario que los reactores avanzados, que no han sido construidos aún, la experimentación con reactores rápidos data de los años 1962 en Francia y 1969 en Japón.

El primer reactor experimental se denominó Phoenix, tenía 133MWe y se construyó en Francia en 1974.

Como resultado de los numerosos experimentos se construyó el Superphoenix, de 1.200MWe, con participación de Francia, Italia y Alemania. En 1985 fue conectado a la red, pero hubo de pararse de inmediato y nunca más volvió a arrancarse.

En la actualidad se están evaluando los requisitos que habrán de cumplir los futuros reactores rápidos (incluyendo las criticidades de operación y los problemas de eliminación de los residuos de plutonio), pero no es previsible que su uso se extienda, a nivel comercial, en un futuro próximo.


Perspectivas para la corrección de los impactos (1)

Investigaciones recientes se centran en el procedimiento conocido por “incineración de los residuos radiactivos” de alta actividad.

Este proceso consiste en acelerar la desintegración de los productos de fisión de larga vida, hasta convertirlos en residuos de baja y media actividad.

Esta transmutación puede conseguirse bombardeando los átomos de plutonio con partículas de alta energía (neutrones o protones)

Para conseguir la alta energía que se precisa se emplean aceleradores de partículas (protones) las cuales, aceleradas en un estrecho haz, se lanzan sobre el “blanco de espalación” (conformado por plutonio)

En este proceso de “espalación” se producen neutrones, los cuales pueden fisionar nuevos núcleos de plutonio y transmutarlos en otros de menor actividad (Uranio)



(Estos neutrones, convenientemente moderados, pueden producir energía como en una planta convencional. Además la transmutación del plutonio en uranio fisionable hace que este proceso tenga la misma capacidad “reproductora” que los reactores rápidos. Estos reactores serían muy seguros, puesto que podrían operar en régimen subcrítico, de manera que se pararían rápidamente tan pronto cesara el haz de protones acelerados)

El calor de fisión en el núcleo del amplificador es transportado por un refrigerante metálico –plomo fundido- en circulación natural, a unos cambiadores de calor. Desde estos cambiadores, y a través de un circuito cerrado intermedio que utiliza plomo-bismuto vaporizado, el calor se transporta hasta unos generadores de vapor exteriores al recinto de contención, en donde se produce vapor que alimenta un ciclo térmico convencional.



Teóricamente este reactor tiene importantes ventajas. La primera, evidente, eliminar residuos de larga vida media y aprovechar más el combustible de los reactores actuales. Además, se trata de un reactor con seguridad intrínseca al operar en configuración subcrítica que permite interrumpir la reacción cuando el haz procedente del acelerador cesa.

Sin embargo, junto con estas ventajas, como en todo desarrollo de carácter industrial, existen aspectos tecnológicos nuevos, los cuales requieren una investigación paralela considerable. Por ejemplo: la ventana de acoplamiento del acelerador a la vasija del reactor; el tratamiento selectivo de los residuos con diferente actividad producidos durante todo el proceso de espalación e incineración; el sistema de líquido de refrigeración, etc. para cuyos problemas no existen tecnologías suficientemente probadas.


Implantación de la tecnología en el mercado (1)

SITUACIÓN ACTUAL Y PERSPECTIVAS

En este momento hay instalados en todo el mundo 441 reactores, con una potencia de 380.261 MW (104 en USA, 59 en Francia, 54 en Japón, 31 en Reino Unido, 30 en Rusia, 19 en Alemania, etc. En España hay 9, con una potencia de 7.574 MW)

Se encuentran en construcción 33 nuevos reactores, con una potencia de 27.112 MW. (La mayor cantidad se encuentra en India, con 8, seguido de China con 4, Japón y Rusia con 3)

La mayoría de los reactores en funcionamiento tienen una antigüedad comprendida entre 16 y 30 años, aunque aún están operativos dos pequeños reactores (50 MW) de 47 años.



SITUACIÓN ACTUAL Y PERSPECTIVAS (2)

De cara al futuro la opinión más extendida (en el contexto del suministro energético global) es que la energía nuclear debe tomar el relevo del gas natural (y petróleo) en Occidente, de una forma gradual, en un plazo no superior a 20 años.

En esta tesitura, tanto Estados Unidos como la Unión Europea y Japón, mantienen programas para el mantenimiento y el relanzamiento de la opción nuclear como fuente energética del futuro (a pesar del “parón nuclear” en USA y la UE, no en Japón y otros países menos desarrollados)

Esta posición se basa en la mayor seguridad de aprovisionamiento de esta fuente energética, la necesidad de reducir las emisiones de CO2, NOx y SOx (efecto invernadero y lluvia ácida), el mantenimiento del know-how adquirido y de puestos de trabajo de muy alta cualificación, etc.



SITUACIÓN ACTUAL Y PERSPECTIVAS (3)

Como consecuencia de esta posición, se han formado consorcios de empresas en USA y UE que tienen desarrollados proyectos completos de centrales nucleares de nueva generación (estandarizadas y reactores avanzados), con el personal humano de fabricación, montaje y operación entrenado e incluso certificadas por los organismos de control.

(En Europa, la EUA: European Utility Requirements, y en USA la URD, de manera que tan pronto se de vía libre, las centrales podrán instalarse)


Los costes de la energía nuclear

Para los defensores de la energía nuclear, ésta es la fuente más barata, estimando en 0,012 € el coste del KWh de energía eléctrica producida (el más bajo de todas las energías), correspondiendo 0,0038 € a operación y mantenimiento; y 0,0092 € a combustible.

Obviamente, en estos costes no se incluyen los costes externos, como son:

Investigación y Desarrollo (que suponen grandes cantidades que los estados destinan a este fin y no se imputan en el coste del KWh),

seguridad (planes de emergencia y evacuación, vigilancia, etc.), posibles accidentes (contaminación radiactiva y enfermedades) y desmontaje de las centrales (que algunos valoran en una cantidad

de euros mayor que la construcción de la propia central)

Si todos estos costes se incluyesen, el coste de la energía nuclear podría ser más elevado que cualquier otra.

ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN. ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN Origen de la energía nuclear de fisión...

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