mt jiménez cap1

Indice general

1. Variables tecnologicas 31.1. Introduccion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 31.2. Ciclo del combustible nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5

1.2.1. Minerıa del uranio . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 5Extraccion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 6Molienda . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7

1.2.2. Conversion y enriquecimiento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7Conversion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8Enriquecimiento . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 8

1.2.3. Fabricacion de combustible . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 9Produccion de polvo UO2 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 10Elaboracion de pellets de ceramica de UO2 . . . . . . . . . . . . . . . . . 11Estructura del elemento combustible . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11

1.2.4. Combustible usado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12Reprocesado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 12

1.2.5. Desechos nucleares . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13Manejo de residuos nucleares de nivel bajo y medio . . . . . . . . . . . . 13Manejo de residuos nucleares de alto nivel . . . . . . . . . . . . . . . . . 14Almacenamiento Geologico Profundo (AGP) . . . . . . . . . . . . . . . . 14

1.3. Produccion de energıa electrica . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 141.3.1. El reactor nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 15

Componentes de un reactor . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17Funcionamiento de una central nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19Tipos de reactores . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19

Pressurised Water Reactor (PWR). . . . . . . . . . . . . . . . . . 20Boilling Water Reactor (BWR). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20Heavy Water Reactor (PHWR o CANDU). . . . . . . . . . . . . . 22Cooled Reactor (Madnox). . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22Water Graphite Moderator Reactor (RBMK) . . . . . . . . . . . . 23

Reactores avanzados . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 23EPR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 24AP1000 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25

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INDICE GENERAL 2

APWR . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25Heavy Water Reactor . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26High-Temperature Gas-Cooled Reactors . . . . . . . . . . . . . . 26Fast Neutron Reactors . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26

1.3.2. Utilizacion de agua . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27Refrigeracion de una pasada . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 27Refrigeracion de ciclo cerrado . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 28Comparacion con otras tecnologıas . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 29Radioactividad en el agua . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 30Agua necesaria durante condiciones de accidente . . . . . . . . . . . . . . 30

1.3.3. Riesgos y seguridad en la produccion de electricidad . . . . . . . . . . . . 30Seguridad intrınseca de una central nuclear . . . . . . . . . . . . . . . . . 31Barreras de seguridad que protegen un reactor nuclear . . . . . . . . . . 31Utilizacion de las salvaguardias tecnologicas . . . . . . . . . . . . . . . . 32Agentes externos en el diseno de una central nuclear . . . . . . . . . . . . 33Seguridad de una central nuclear durante su operacion . . . . . . . . . . 33

1.4. Conclusion . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 33

Capıtulo 1

Variables tecnologicas

1.1. Introduccion

La energıa nucleoelectrica que se genera en el mundo, se produce a traves de un procesoconocido como fision nuclear. La fision nuclear es la reaccion que ocurre al dividirse un nucleopesado en dos nucleos mas ligeros. Al ocurrir esto, se liberan grandes cantidades de energıa,ası como neutrones que salen disparados en distintas direcciones a gran velocidad. Estos neu-trones son absorbidos por otros nucleos fisionables haciendolos inestables. El nucleo inestableentonces se partira en dos o mas pedazos, ademas de producir, nuevamente, grandes cantidadesde energıa y nuevos neutrones que incidiran sobre otros nucleos. Este efecto multiplicador seconoce como reaccion en cadena y puede observarse en la Figura 1.1. En un reactor nuclear parageneracion electrica, estas grandes cantidades de energıa liberada, en forma de energıa termicaen el proceso de fision, se utilizan para producir vapor.

El proceso de fision nuclear no fue manejado por el hombre hasta bien avanzado el sigloXX, y fue durante la II Guerra Mundial donde su investigacion y desarrollo cobro importanciay llamo la atencion de distintos paıses por sus aplicaciones belicas. Sin embargo, a partir deahı, tambien se comenzo a utilizar esta energıa para usos pacıficos; en areas como la medicina,agricultura y produccion de energıa. Terminada la guerra, la tecnologıa nuclear siguio desa-rrollandose para usos militares, pero ahora enfocados en la utilizacion de la energıa para lapropulsion de sus naves, como submarinos y portaviones. Se desarrollaron los reactores de agualigera tipo LWR y PWR, los cuales luego fueron adaptados a disenos comerciales para la gene-racion de electricidad. Desde ese entonces los unicos cambios producidos en el diseno han sidoun aumento de las medidas de seguridad, una mayor eficiencia termodinamica, un aumento depotencia y el uso de las nuevas tecnologıas que fueron apareciendo.

Queda aun mucho por avanzar en la tecnologıa nuclear, y ası lo entienden los paıses yempresas involucradas, al mantener programas de investigacion y desarrollo. Los avances entecnologıa tienen implicancias directas e indirectas en distintos ambitos. Por ejemplo; se puedenreducir los desechos radioactivos de larga vida, lo que disminuirıa el impacto ambiental. O sepueden obtener reditos economicos, al acortar los tiempos de construccion o utilizar de manera

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CAPITULO 1. VARIABLES TECNOLOGICAS 4

Figura 1.1: An induced fission reaction. A slow-moving neutron is absorbed by an uranium-235

nucleus turning it briefly into a uranium-236 nucleus; this in turn splits into fast-moving lighter

elements (fission products) and releases three free neutrons.

mas eficiente el combustible. La seguridad es una de las areas que mas preocupacion causa ydonde se han centrado los esfuerzos para mejorar los disenos originales, con el resultado de quehoy en dıa la industria nuclear es una de las mas seguras del mundo.

Es importante conocer el estado actual de las variables tecnologicas involucradas con laindustria nuclear, ya que el desarrollo de estas puede jugar un papel relevante en el futuro deesta industria. Ademas es la base para poder analizar de forma correcta las variables regulatoriasy de mercado.

En la primera parte de este capıtulo se presenta el ciclo completo de combustible nuclear. Esteabarca todo el proceso, desde la extraccion del mineral hasta la inyeccion de electricidad a la red,e incluso posterior a eso, con el manejo del combustible usado radioactivo. Tambien se trataen profundidad la produccion de energıa electrica a traves de la energıa nuclear. Se muestrael reactor nuclear, identificando sus componentes para poder comprender de mejor forma sufuncionamiento. Ademas se identifican los distintos tipos de reactores en operacion, ası comolos reactores avanzados, algunos en construccion y otros aun en desarrollo. Luego se explicandos temas asociados a la generacion nucleoelectrica. En primer lugar se analiza la utilizacion deagua de las centrales nucleares, comparandola con otras tecnologıas termoelectricas. Este es unproblema no menor, ya que supedita la ubicacion de las centrales a fuentes de agua de tamanoimportante, ya sea rıos, lagos o el oceano y la tecnologıa a utilizar para la refrigeracion influyedirectamente en los costos operacionales, pero a la vez tambien influye en el impacto que lacentral tenga sobre el medio ambiente.

Y finalmente se dan a conocer las medidas y barreras consideradas para garantizar la segu-ridad de la central nuclear desde el diseno hasta la operacion de la misma, ademas de los riesgosasociados a la produccion de energıa nucleoelectrica. [1, 2]


1.2. Ciclo del combustible nuclear

Las distintas actividades asociadas a la produccion de electricidad, a traves de reaccionesnucleares se conocen colectivamente como ciclo de combustible nuclear o nuclear fuel cycle. Elciclo de combustible nuclear comienza con la minerıa del uranio y termina con la eliminaciondefinitiva de los desechos nucleares. Con el reprocesamiento del combustible usado como unaopcion para la energıa electrica, las etapas forman un ciclo cerrado.

El ciclo de combustible nuclear es un proceso largo, complejo y muy costoso. Su estudioes importante, ya que un pequeno cambio durante cualquier parte del proceso, podrıa tenerconsecuencias significativas en el producto final. [2]

Siguiendo el esquema de la Figura 1.2, las etapas del ciclo de combustible nuclear son lassiguientes: [3]

1. Minerıa y molienda del uranio a oxido de uranio U3O8.

2. Conversion a UF6 (gas).

3. Enriquecimiento al 3-4 % U-235.

4. Fabricacion del combustible.

5. Generacion de electricidad alrededor de 1000MW a la red.

6. Almacenamiento del combustible usado.

7. Reprocesamiento del combustible usado para separar los desechos.

8. Vitrificacion. 750 kg de desechos de alto nivel en 5 toneladas de vidrio Pyrex contenidosen tambores de acero inoxidable.

9. Disposicion final de los desechos de alto nivel.

1.2.1. Minerıa del uranio

El uranio natural esta compuesto por tres isotopos: U-238 (99,2885 %), U-235 (0,71 %) yU-234 (0,005 %). En los yacimientos uranıferos, la concentracion sobrepasa el kilogramo deuranio por tonelada de mineral, aunque en la actualidad para que sean rentables su contenidodebe exceder los 10 kilogramos por tonelada de mineral. En 2010 , la produccion mundial deuranio natural alcanzo un valor de 54.000 tU. El ligero estancamiento en la produccion de losprincipales paıses productores, Canada y Australia se ha visto compensado por el incrementoregistrado en otros paıses como Nıger, Namibia y Kazakhstan, convirtiendose este ultimo en elprimer productor mundial de uranio desde el ano 2009. [4]


Figura 1.2: The various steps that together make up the Nuclear Fuel Cycle. Source: WNA

Extraccion

El uranio es un metal relativamente comun que se encuentra fundido en rocas o en el mar.La forma mas comun de extraerlo es a traves de excavaciones, las cuales pueden ser en mi-nas subterraneas o a tajo abierto. En general, las minas a tajo abierto se usan cuando losdepositos se encuentran cerca de la superficie, y las minas subterraneas cuando hay depositosprofundos, generalmente mayor a 120 metros de profundidad. Es importante senalar que en lasminas subterraneas, tanto la superficie perturbada como el material removido para acceder almineral es menor que en una mina a tajo abierto. Pero hay que tener precauciones especiales,principalmente de ventilacion como proteccion contra la exposicion a la radiacion del aire. [4]

En los ultimos anos ha surgido una nueva tecnica de extraccion llamada in situ leaching o insitu recovery, como se conoce en Estados Unidos. Esta tecnica consiste en bombear un lıquidoal suelo para disolver el uranio y luego traer ese lıquido, con el uranio disuelto, de vuelta a lasuperficie. Con esta tecnica, la superficie perturbada es muy pequena y no se generan desechosde rocas ni talas. Sin embargo, el yacimiento tiene que ser permeable a los lıquidos usados yalejado de fuentes de agua. El ano 2010, la produccion de uranio a traves de ISL ascendio al


41 % de la produccion total. En la Figura 1.3 se grafica la produccion de uranio en el ano 2010segun las distintas tecnicas de extraccion. [5]

Figura 1.3: 2010 uranium mining by extraction technique.

Molienda

Despues que se extrae el uranio, viene la etapa de molienda, en donde se separa el uranio delmineral. La mayorıa de las instalaciones mineras incluyen un molino; sin embargo, cuando haymas de un yacimiento ubicado en la misma zona, un solo molino puede procesar el mineral detodos ellos. De esta forma se evita el transporte de grandes cantidades de material. La moliendaproduce oxido de uranio concentrado. Este oxido es conocido como yellowcake y generalmentecontiene mas de un 80 % de uranio, mientras que el mineral original solo contiene un 0,1 % oincluso menos.

En el molino, el uranio se extrae a partir del mineral triturado y molido a traves de lixiviacion(extraccion solido-lıquido), en el que un fuerte solucion acido o alcalina disuelve el oxido deuranio, generalmente se usa acido sulfurico. El oxido de uranio se precipita y se remueve de lasolucion. Una vez seco y caliente, se empaca en tambores de 200 litros. Ver Figura 1.4.

Los residuos del mineral, con la mayor concentracion radioactiva y casi todo el materialrocoso, se convierten en relaves (o colas) que son emplazadas en instalaciones cerca de la mina.Los relaves necesitan ser aislados del medio ambiente, ya que contienen materiales radioactivosde larga vida en bajas concentraciones y materiales toxicos como metales pesados. Sin embargo,la cantidad total de elementos radioactivos es menor que en el mineral original, y de una vidamucho mas corta. [3]

1.2.2. Conversion y enriquecimiento

El oxido de uranio producido en un molino no es utilizable directamente como combustibleen un reactor nuclear. Solo un 0,7 % del uranio natural es fisionable o capaz de experimentarfision, proceso por el cual es producida la energıa en un reactor nuclear. La forma del uranioque es fisionable es el isotopo uranio-235 (U-235). El residuo es el uranio-238 (U-238). Parala mayorıa de los tipos de reactores, la concentracion del isotopo U-235 fisionable necesita


Figura 1.4: Yellow cake powdery uranium oxide, contains 75 % uranium U3O8 not harmfully

radioactive yet. Source: Paolo Koch/Science Photo Library.

aumentar, tipicamente, hasta 3,5 % - 5 %. Esto se hace a traves de un proceso conocido comoenriquecimiento, en el que el uranio debe estar en forma gaseosa. Entonces, el oxido de uranioconcentrado primero es convertido a hexafluoruro de uranio (UF6), comunmente conocido comohex, que es un gas a temperaturas relativamente bajas. [3]

Conversion

En una instalacion de conversion, el oxido de uranio primero es refinado a dioxido de uranio,el cual puede ser usado como combustible en algunos tipos de reactores que no requieren uranioenriquecido. La mayor parte es convertida en hexafluoruro de uranio, listo para ser llevado ala planta de enriquecimiento. El principal peligro de esta etapa del ciclo de combustible es eluso de fluoruro de hidrogeno. Luego, el UF6 es drenado dentro de cilindros de 14 toneladasdonde se solidifica. Estos resistentes contenedores de metal son transportados a la planta deenriquecimiento. En Estados Unidos, la conversion de oxido de uranio a UF6 se logra a travesde un proceso en seco, mientras que en el resto del mundo se utiliza un proceso humedo.Actualmente, hay plantas de conversion operando comercialmente en Estados Unidos, Canada,Francia, Reino Unido, Rusia y China.[6, 7]

Enriquecimiento

La materia prima para el enriquecimiento consiste en UF6 proveniente de la planta de con-version. Para el enriquecimiento, se forman dos corrientes de UF6: el ’producto’ enriquecido quecontiene una mayor concentracion de U-235 y sera utilizado para hacer combustible nuclear, ylas ’colas’ que contienen una concentracion menor de U-235 y que son conocidas como uranioempobrecido. La materia prima puede tener variaciones de concentracion de U-235, dependiendode la fuente. El uranio natural tendra una concentracion de U-235 de aproximadamente 0,7 %,mientras que el uranio reciclado tendra cerca de un 1 % y las colas para re-enriquecimientoalrededor de 0,25-0,30 %.

Grandes plantes de enriquecimiento se encuentran en operacion en Francia, Alemania, Ho-landa, Reino Unido, Estados Unidos y Rusia. Aunque en otros paıses igualmente se encuentranplantas mas pequenas.


Hay dos procesos de enriquecimiento utilizados comercialmente a gran escala: por difusiono por centrifugado.

El enriquecimiento por difusion funciona aprovechando las diferentes velocidades a la quelos isotopos U-235 y U-238 pasan a traves de una membrana. Como el U-235 es mas liviano, semueve mas rapido y tiene mayor oportunidad de atravesar la membrana. El enriquecimiento porcentrifugado trabaja haciendo pasar el gas a traves de cilindros giratorios. La fuerza centrıfugalleva el U-238 (mas pesado) hacia el exterior del cilindro, dejando una mayor concentracionde U-235 en el interior. A traves de cualquiera de los dos metodos, el uranio enriquecido haaumentado la proporcion de atomos de uranio-235 alcanzando un 3 % en promedio. El gradode enriquecimiento necesario es en funcion del diseno del reactor. En la Tabla 1.1 podemosobservar el nivel de concentracion de uranio con que trabajan los reactores mas comunes. [6, 7]

Tabla 1.1: Uranium enrichment by type of reactor

Reactor type Uranium concentration

Pressurized Water (PWR) Enriched al 3,3 %

Boiling Water (BWR) Enriched 2,6 %

Heavy Watter (HWR) Natural

Gas Cooled(GCR) Natural

Advanced Gas Cooled (AGR) Enriched 2 %

Fast Reactor (FBR) Depleted

1.2.3. Fabricacion de combustible

Los reactores nucleares utilizan combustible que contiene material fisionable. El procesode fision libera grandes cantidades de energıa utilizable y por esta razon los componentes dela fision, U-235 y/o Pu-239, deben mantenerse en una forma robusta capaz de soportar altastemperaturas de operacion y un ambiente de intensa radiacion. Estas estructuras de combustiblenecesitan mantener su forma e integridad por un periodo de varios anos dentro del nucleo delreactor, evitando ası la filtracion de productos fisionables dentro del refrigerante del reactor.La forma estandar de combustible comprende una columna de pellets de ceramica de oxido deuranio, revestidos y sellados en tubos de aleacion de zirconio. Estas estructuras se conocen comobarras de combustible. La fabricacion de combustible para los reactores mas comunes se puededividir en tres etapas principales: [8]

1. Produccion de dioxido de uranio puro (UO2) desde el UF6 o UO3 entrante.

2. Produccion de pellets de ceramica de UO2, de alta densidad y forma precisa.


3. Produccion de la estructura metalica rıgida para los elementos de combustible, principal-mente de aleacion de zirconio; y la carga de los pellets dentro de las barras de combustible,sellando y montando las barras en la estructura final.

Estos pasos estan ilustrados en la Figura 1.5 y detallados a continuacion.

Figura 1.5: Fuel fabrication process. Source: WNA.

Produccion de polvo UO2

El uranio llega a la planta de manufactura de combustible en unoa de dos formas posibles,hexafluoruro de uranio (UF6) o trioxido de uranio (UO3), dependiendo si ha sido enriquecidoo no. Este necesita ser convertido en dioxido de uranio (UO2) antes de la fabricacion de lospellets. La mayorıa de las plantas tiene sus propias instalaciones para efectuar esta conversionquımica, las que no, adquieren el UO2 desde plantas con sobre capacidad de conversion. Laconversion quımica a o desde UF6 son procesos distintos, pero ambos envuelven la manipulacionde compuestos de fluor agresivos y las plantas pueden ser configuradas para realizar los dosprocesos.

La conversion a UO2 se puede realizar, al igual que en el proceso inverso, usando un procesoen seco o humedo. Los procesos humedos son un poco mas complejos y dan lugar a mas residuos;sin embargo, tienen como ventaja la mayor flexibilidad en terminos de las propiedades del polvode UO2.

Para la conversion de UO3 a UO2, se anade agua al UO3 para que este forme un hidrato.Luego se introduce (humedo o seco) en un horno de atmosfera reducida donde se genera el UO2.


Elaboracion de pellets de ceramica de UO2

El polvo de UO2 necesita un procesado o acondicionamiento adicional antes de que puedaser transformado en pellets :

Homogeneizacion: se mezcla el polvo para asegurar uniformidad en terminos del tamanode las partıculas, distribucion y el area de superficie especıfica.

Aditivos: se debe anadir U3O8 para asegurar una microestructura y densidad satisfacto-ria para los pellets. Tambien puede ser necesario agregar otros ingredientes, tales comolubricantes, absorbentes consumibles y formadores de poros.

El polvo de UO2 acondicionado se introduce en moldes y es prensado biaxialmente en formade pellets cilındricos con una carga de varios cientos de MPa. Luego, estos pellets se sinterizanal calentarlos en un horno a cerca de 1750◦C, bajo una atmosfera reducida, controlada en formamuy precisa, con el fin de consolidarlos y reducir su volumen. Posteriormente, se dejan en lasdimensiones exactas requeridas para cada tipo de reactor. Y para finalizar, se lleva a cabo unriguroso control de calidad para asegurar la integridad y dimensiones precisas de los pellets.

Para la mayorıa de los reactores los pellets miden un poco menos de un centımetro dediametro y un poco mas de un centımetro de largo. Un solo pellet en un reactor tıpico tiene unrendimiento de aproximadamente la misma cantidad de energıa que una tonelada de carbon. [8]

Estructura del elemento combustible

El diseno de combustible nuclear dicta que las barras llenas de pellets tienen una disposicionfısica exacta en terminos de su propio espacio, y en relacion con otros elementos tales comolos canales de agua (moderador) y las barras de control. Las estructuras fısicas que sostienenlas barras de control son, entonces, disenadas con tolerancias extremadamente estrictas. Estasdeben ser resistentes a corrosion quımica, altas temperaturas, grandes cargas estaticas, vibracionconstante, fluidos e impactos mecanicos. La estructura del montaje comprende un esqueletohecho de acero y zirconio sobre los que se fijan numerosas piezas de soporte que sostienenfirmemente las barras en sus posiciones precisas, estan hechas de aleacion de zirconio y debenpermitir el flujo del agua refrigerante alrededor de la barra de combustible. Todos los fabricantesde combustible tienen procesos de ingenierıa de control de calidad altamente sofisticados parapoder construir sus propias estructuras de montaje. Los pellets que cumplen con los controlesde calidad son cargados dentro de tubos de zirconio. El tubo cargado se llena de helio y sepresuriza con decenas de atmosferas (varios GPa) de este gas antes de que los extremos seansellados con soldadura de precision. Las barras de combustible completas son entonces fijadasen las estructuras prefabricadas.

Para maximizar la eficiencia de la reaccion de fision, las barras y todas las otras partesdel elemento combustible deben ser tan transparentes a neutrones como sea posible. Diferentesaleaciones de zirconio son utilizadas como elemento principal. Estas aleaciones incluyen pequenascantidades de estano, niobio, hierro, cromo y nıquel para proveer la fuerza y resistencia a lacorrosion necesarias. [8]


1.2.4. Combustible usado

Despues de 12-24 meses de uso en el reactor, se remueve el combustible, ya que la acumu-lacion de fragmentos de la fision y elementos pesados se incrementa hasta un punto que ya noes practico seguir usando el combustible. Al ser removido del reactor, el combustible sigue emi-tiendo radiacion y calor. El combustible usado se almacena en piscinas ubicadas en las mismasinstalaciones que el reactor, para que la radiacion y calor disminuyan. Estas contienen aguaque sirve como barrera para la radiacion y disipa de mejor forma el calor. En estas piscinasse mantiene el combustible usado desde algunos meses hasta varios anos, dependiendo del tipode reactor y las polıticas particulares de cada paıs. Aunque un elemento de combustible hayaterminado su perıodo de utilidad en un reactor, no ha consumido mas que una pequena partedel uranio-235 que contenıa. El combustible gastado, tras un tiempo de estancia en la piscina dela central, puede considerarse como residuo radiactivo (ciclo abierto,) en cuyo caso se procedea su gestion definitiva o se considera como un producto del que se puede recuperar el uranio yel plutonio que contienen para su aprovechamiento energetico posterior (ciclo cerrado). [9]

Reprocesado

Durante el reprocesado se separa uranio y plutonio de los desechos cortando las barrasde combustible y disolviendolas en acido. El combustible usado contiene cerca de un 95 % deU-238, 1 % de U-235 que no ha sido fisionado, 1 % de plutonio y un 3 % de productos de lafision, que son altamente radioactivos. El reprocesado permite reciclar el uranio y el plutonioen combustible fresco, reduciendo notablemente la cantidad de desechos. El uranio recuperadopuede ser devuelto a la planta de conversion para transformarlo en hexafluoruro de uranio(UF6) y su posterior enriquecimiento. El plutonio se puede mezclar con uranio empobrecidopara formar mixed oxided fuel (MOX), y en algunos casos ser devueltos al reactor. Ver Figura1.6. De acuerdo a Areva, cerca de ocho elementos combustibles reprocesados pueden rendir unelemento combustible MOX, dos tercios de un elemento combustible de uranio enriquecido ycerca de tres toneladas de uranio empobrecido. Esto evita la necesidad de adquirir cerca de 12toneladas de uranio natural de una mina. Actualmente hay plantas de reprocesado en Europa,Japon y Rusia, con una capacidad de 5,000 toneladas por ano. En los ultimos 40 anos, se hanreprocesado mas de 90,000 toneladas de combustible para uso civil.


Figura 1.6: Closed Fuel Cycle: Plutonium Recycle(MOX option-one recycle) - Projected 2050.

Source: [3]

1.2.5. Desechos nucleares

El manejo de los desechos nucleares dependera de su nivel de radiacion. Hay desechos conmuy poca actividad radioactiva que no necesitan tratamientos de gran complejidad, ası comohay otros, especialmente los generados en el reactor nuclear, que necesitan ser almacenados pormucho tiempo antes de su disposicion definitiva.

Manejo de residuos nucleares de nivel bajo y medio

Los residuos nucleares de media actividad se generan por radionucleidos liberados en elproceso de fision en cantidades pequenas, muy inferiores a las consideradas peligrosas para laseguridad y la proteccion de las personas. Con un tratamiento se separan los elementos radio-activos contenidos en estos subproductos y los residuos resultantes se depositan en bidones deacero solidificandolos con alquitran, resinas o cemento. Los residuos nucleares de baja activi-dad radiactiva (ropas, herramientas, etc) se prensan y se mezclan con hormigon formando unbloque solido. Al igual que en el caso anterior estos tambien se introducen en bidones de acero.Luego, estos bidones son llevados a centros de almacenamiento, donde se depositan los residuosde varias centrales, o pueden ser almacenados dentro de la misma planta hasta que los nivelesde radiacion hayan disminuido lo suficiente. Todos estos almacenamientos de residuos nuclearesson vigilados y controlados rigurosamente.[11]


Manejo de residuos nucleares de alto nivel

Los residuos radioactivos de alto nivel corresponden, principalmente, al combustible gastadode una central de energıa nuclear. El combustible usado se extrae del reactor para ser almacenadotemporalmente en una piscina de agua construida de hormigon y paredes de acero inoxidabledentro de la central. El agua actua como una barrera contra la radiacion y como refrigerantepara eliminar el exceso de calor. Despues de unos 6 a 8 anos, el combustible usado ha perdido lasuficiente radiacion y calor como para ser trasladado a otro deposito en seco, antes de la dispociondefinitiva. Lo recomendable es que el almacenamiento en las piscinas sea de al menos algunasdecadas. Despues de 40-50 anos, el combustible usado contiene solo un 1 % de la radiacionoriginal, y podrıa ser trasladado directamente al repositorio final. Una de las soluciones quemas se acepta entre expertos es el Almacenamiento Geologico Profundo (AGP), generalmenteen minas excavadas en formaciones geologicas estables. [11, 20]

Almacenamiento Geologico Profundo (AGP)

Se han desarrollado varios disenos diferentes en las ultimas decadas, pero todos ellos com-parten el mismo concepto basico de barrera multiple, donde los desechos son emplazados dentrode una serie de estructuras de ingenierıa enlazadas y barreras naturales que actuan en conjuntopara aislar el desecho por periodos largos. Los desechos solidos son embalados en contenedoresresistentes a la corrosion y son ubicados a cierta profundidad en las excavaciones del deposi-to. Los espacios alrededor de los paquetes se llenan con material de proteccion adecuado paraproporcionar estabilidad estructural, hidraulica y quımica, a largo plazo. La roca receptoraproporciona una cubierta estable para las barreras de ingenierıa. La eleccion del diseno de lasbarreras de ingenierıa es, en gran parte, dependiente de si se adopta o no un ciclo de combustiblecerrado. El desecho mas importante (por actividad y volumen) es el combustible usado de unciclo de combustible abierto. Por ejemplo, en la mayorıa de los disenos de depositos para ladisposicion de combustible usado, los arreglos de combustible completos son encapsulados enun contenedor metalico grande ubicados a intervalos a lo largo de los tuneles y rodeado por unacapa de arcilla de bentonita compactada. [11] Ver Figura 1.7. En la actualidad, hay solo dosproyectos esperado su aprobacion. En Finlandia, donde se espera se apruebe el 2012 y comiencea operar el 2020, en una etapa mas tardıa en Suecia. En Estados Unidos, despues de dos decadasy una inversion de US$9 millones, la administracion de Obama decidio dar por terminado elplan de construccion de un repositorio geologico en Yucca Mountain en Nevada.[20]

1.3. Produccion de energıa electrica

Si bien solo 30 paıses tienen plantas nucleares en operacion, la energıa nuclear contribuye concerca del 15 % de la generacion electrica mundial, esto es tanto como la generacion hidroelectrica.Muchos paıses industrializados generan una porcion sustancial de su electricidad desde energıanuclear; por ejemplo, Francia 78 %, Belgica 54 %, Suecia 48 %, Corea 39 %, Suiza 37 %, Japon30 %, Finlandia 28 %, EE.UU. 19 % y el Reino Unido 18 %. En contraste, los paıses en vıas dedesarrollo que utilizan esta energıa poseen solo un 2-9 % de presencia nuclear. En particular,


Figura 1.7: Ilustration of the planning design for a repository of used fuel en Sweden. Source: WNA.

las grandes potencias en desarrollo, como Brasil, India y China, generan solo un 2-3 % desu electricidad desde energıa nuclear, pero son justamente estas, excluyendo a Brasil, las quelideran la expansion nuclear actual, con un gran numero de unidades en construccion o por seraprobadas.

Alrededor del mundo hay 439 centrales nucleares en operacion. Cerca de la mitad de estascentrales estan ubicadas en tres paıses industrializados: Estados Unidos (104), Francia (59) yJapon (55). [21] Esto se ilustra en la Figura 1.8

Sin duda la produccion de energıa electrica a traves de la energıa nuclear ha sido, y segura-mente lo seguira siendo, de gran importancia para el desarrollo tecnologico del mundo. En estaseccion se mostrara en detalle el reactor nuclear, se presentaran sus componentes y como estosinteractuan para generar electricidad. Tambien se daran a conocer los distintos tipos de reac-tores y sus respectivas caracterısticas, tanto los que estan actualmente en operacion, como losreactores avanzados de las proximas generaciones. Tambien se tratan otros temas relacionadoscon los reactores y con la produccion de energıa nucleoelectrica en sı, como lo son la utilizacionde agua para el enfriamiento y operacion de las centrales nucleares y su seguridad.

1.3.1. El reactor nuclear

Un reactor nuclear produce y controla la energıa liberada de la separacion de atomos deciertos elementos. En el reactor de energıa nuclear, la energıa liberada se usa para calentar vapory generar electricidad. Los principios del uso de la energıa nuclear para producir electricidad sonlos mismos que para los demas tipos de reactores. La energıa liberada desde la continua fision


Figura 1.8: Worldwide nuclear situation. Reactors in operation, under construction and

planning/proposed. Source: IEEE Spectrum, Nov 2011.

de atomos del combustible es aprovechada como calor en algun gas o lıquido y es usada paraproducir vapor. El vapor se utiliza para propulsar las turbinas que producen electricidad (comoen cualquier central termoelectrica). En los primeros reactores nucleares del mundo, cerca dedos billones de anos atras, la energıa no fue aprovechada. Estos funcionaron en yacimientos deuranio enriquecido por algunos millones de anos, siendo moderados por agua de lluvias filtradaa traves del suelo. Estos reactores se encontraban en Oklo, al oeste de Africa, cada uno de almenos 100kWt, consumieron cerca de seis toneladas del uranio.

Hoy en dıa, la energıa liberada en los reactores sı se aprovecha, y los encontramos en todo elmundo. Su diseno y operacion son actividades de sumo cuidado, ya que cualquier error podrıadesencadenar accidentes gravısimos. Al ano 2010 existen 439 reactores nucleares comerciales enoperacion, de distintas tecnologıas y capacidades, con una potencia instalada de 386,5 GWe. Eldetalle de los reactores operando en el mundo se observa en la Tabla 1.2. [12]


Tabla 1.2: Nuclear power plants in commercial operation

Reactor type Main Countries Number GWe

PWR US, France, Japan, Russia, China 265 251,6

BWR US, Japan, Sweden 94 86,4

CANDU (PHWR) Canada 44 24,3

Gas-cooled Reactor UK 18 10,8

RBMK Russia 12 12,3

Fast Neutron Reactor Japan, Russia 2 1,0

Other Russia 4 0,05

Total 439 386,5

Componentes de un reactor

A continuacion se detallan las partes que componen a un reactor para luego explicar elfuncionamiento de los tipos de reactores mas importantes. [12]

Elemento combustible. El combustible de un reactor nuclear es un material fisionable encantidades tales que se alcance la masa crıtica y puesto de tal forma que sea posible extraerrapidamente el calor que se produce en su interior debido a la reaccion nuclear en cadena. Loscombustibles empleados en las centrales nucleares estan en forma solida, aunque varıan desdeel dioxido de uranio ceramico ligeramente enriquecido, uranio en tubos de aleacion de magnesiohasta dioxido de uranio enriquecido o natural en tubos de aleacion de zirconio, todo depende deltipo del reactor. En general, un elemento combustible o fuel assembly en ingles, esta constituidopor una disposicion cuadrangular o hexagonal de las barras de combustible (fuel rods), quecorresponden al lugar donde se confinan los pellets de combustible nuclear. Ver Figura 1.9.En determinados elementos algunas barras se reemplazan por los tubos guıa de las barras decontrol, para que puedan ser introducidas o retiradas, sujetados a las partes superior e inferiordel elemento.

Todos los elementos de combustible tienen el mismo diseno mecanico. Algunos contienenhaces de barras de control y otros contienen venenos consumibles o fuentes neutronicas. Paraasegurar la calidad de los elementos de combustible se realizan numerosas inspecciones y ensayos,tanto de las materias primas como del producto final. Para que un reactor funcione durante unperıodo de tiempo tiene que tener un exceso de reactividad, que es maximo con el combustiblefresco y va disminuyendo con la vida del mismo hasta que se anula, momento en el que se hacela recarga del combustible.

Barras de Control. Los haces de barras de control proporcionan un medio rapido para elcontrol de la reaccion nuclear, permitiendo efectuar cambios rapidos de potencia del reactor


Figura 1.9: Nuclear fuel assembly. Each bundle contains hundreds of fuel rods that are each several

metres long. The fuel rods are filled with small pellets of nuclear fuel. Several hundred of these fuel

assemblies will be loaded into a nuclear reactor. Source: Ria Novosti/Science Photo Library

y su parada eventual en caso de emergencia. Tienen forma cilındrica y estan fabricadas conmateriales absorbentes de neutrones (carburo de boro o aleaciones de plata, indio y cadmio) ysuelen tener las mismas dimensiones que las barras de combustible. La reactividad del nucleoaumenta o disminuye subiendo o bajando las barras de control.

En funcionamiento normal, un reactor nuclear tiene las barras de control en posicion extraıdadel nucleo, pero el diseno de las centrales nucleares es tal que ante un fallo en un sistemade seguridad o de control del reactor, siempre actua en el sentido de seguridad del reactorintroduciendose las barras de control en el nucleo y llevando el reactor a parada segura en pocossegundos. Las barras de control se introducen en el elemento combustible, junto a las barras decombustible (ver Figura 1.9), para ser ubicadas dentro del reactor. La ubicacion de las barrasdentro del nucleo dependera del tipo de reactor.

Vasija de presion. Usualmente una robusta estructura de acero que contiene al nucleo delreactor y al moderador/refrigerante. El refrigerante tambien puede ser llevado a traves delmoderador en una serie de tubos de presion. En ambos casos, se trabaja con presiones mayoresa las del medio exterior.

Moderador. Los neutrones obtenidos de la fision nuclear emergen con velocidades muy altas(neutrones rapidos). Para asegurar la continuidad de la reaccion en cadena, es decir, procurar quelos ”nuevos neutrones”sigan colisionando con los nucleos atomicos del combustible, es necesariodisminuir la velocidad de estas partıculas (neutrones lentos). Se disminuye la energıa cineticade los neutrones rapidos mediante choques con atomos de otro material adecuado, llamadomoderador. Este se encuentra ubicado dentro de la vasija de presion. El principal material


utilizado como moderador es el agua, ya sea en su estado natural (agua ligera) o como aguapesada (deuterada). En algunos reactores se utiliza grafito.

Refrigerante. La mayor parte de la energıa desprendida por fision es en forma de calor. A finde poder emplear este, por el centro del reactor debe pasar un refrigerante, que generalmentetransmite el calor a una caldera o generador de vapor, con el objeto de enfriar el reactor y a lavez producir vapor. El refrigerante debe ser anticorrosivo, tener una gran capacidad calorıficay no debe absorber los neutrones. Los refrigerantes mas usuales son gases, como el anhıdridocarbonico y el helio, y lıquidos como el agua ligera y el agua pesada. Incluso hay algunoscompuestos organicos y metales lıquidos como el sodio que tambien pueden emplearse para estefin. Junto con el moderador, se encuentra ubicado en la vasija de presion.

Edificio de contencion. Para evitar que los operarios del reactor y el medio externo seansometidos indebidamente a las radiaciones emitidas, se utiliza un blindaje que rodea al reactor.Los materiales mas usados en su construccion son el agua, el plomo y el hormigon de altadensidad, con a lo menos 1,5 metros de espesor. Esta contencion tambien actua como medidade seguridad ante cualquier agente externo como un ataque terrorista o alguna fuerza natural.

Funcionamiento de una central nuclear

Como se ha explicado con anterioridad, dentro del reactor se producen reacciones en cadenade fision nuclear a traves de las cuales se libera gran cantidad de energıa. Esta energıa esaprovechada en forma de calor. El agua transformada en vapor a alta temperatura sale deledificio de contencion donde se encuentra el reactor, luego llega a una turbina y la hace girar.Esta turbina esta conectada a un generador electrico mediante el cual se podra transformar laenergıa cinetica de la turbina en energıa electrica, la cual es inyectada a la red. Pero no todala energıa termica puede ser aprovechada como energıa electrica. Por lo tanto, el vapor de aguaque deja la turbina, aunque ha perdido energıa calorıfica; sigue estando en estado gaseoso ymuy caliente, por lo que debe ser enfriado antes de volver a introducirse en el circuito. Poreste motivo, que al salir de la turbina se dirige a un deposito de condensacion donde entra encontacto termico con unas tuberıas de agua frıa, las cuales pueden ser parte de un sistema derefrigeracion cerrado o abierto. El vapor de agua se condensa y mediante una bomba el agua frıaes enviada de regreso al reactor donde se encarga de enfriar el moderador/refrigerante y a la veztransformarse nuevamente en vapor para repetir el ciclo. El proceso completo queda ilustrado enla Figura 1.10. Este proceso sufre algunas variaciones segun las caracterısticas de cada reactor,pero en general el funcionamiento es similar. A continuacion se presentan los distintos tipos dereactores que operan en la actualidad.

Tipos de reactores

En primer lugar, podemos diferenciar los reactores nucleares en dos grandes categorias:

Reactores de investigacion, que utilizan los neutrones generados en la fision para producirradioisotopos o bien para realizar diversos estudios en materiales.


Reactores de potencia, los cuales utilizan el calor generado en la fision para producirenergıa electrica, desalinizacion de agua de mar, calefaccion, o bien para sistemas depropulsion.

Esta investigacion se centra en los reactores de potencia utilizados para la produccion deenergıa electrica. Las diversas combinaciones de combustible, moderador y refrigerante , entreotros, configuran los diversos tipos de reactores nucleares existentes.

Estos pueden clasificarse segun varios criterios; los mas comunes son los siguientes: [1]

Segun la velocidad de los neutrones.

Segun el combustible utilizado.

Segun el moderador o refrigerante utilizado.

Los principales tipos de reactores nucleares que actualmente estan en operacion comercial alre-dedor del mundo se detallan a continuacion.

Pressurised Water Reactor (PWR). El reactor de agua a presion es el tipo de reactormas utilizado en el mundo, con 265 reactores y ha sido desarrollado principalmente en Esta-dos Unidos, Alemania, Francia y Japon. El combustible empleado es dioxido de uranio (UO2)enriquecido enfundado en tubos de aleaciones de zirconio. Las barras de combustible (longitudde aprox. 4 m) ocupan el lugar inferior del espacio hueco de la vasija, mientras que en la partesuperior se encuentran los elementos guıa de las barras de control, las que estaran parcialmenteintroducidas durante funcionamiento normal.

En este tipo de reactor el agua ligera actua tanto de refrigerante como de moderador. Elreactor se halla inserto en una vasija de acero de aproximadamente 25-30 cm de espesor y unas400 toneladas de peso, provista de una tapa que puede retirarse para proceder a la recarga delcombustible. El control del reactor se lleva a cabo por medio de las barras de control y poracido borico disuelto en el refrigerante. Tanto las barras de control como el boro son buenosabsorbentes de neutrones y tienden a hacer menos reactivo el nucleo, de forma que ajustandola concentracion de boro y la longitud de las barras de control que se insertan en el nucleo sepuede variar el nivel de potencia del reactor e incluso pararlo.

Al final de cada ciclo de operacion, que dura entre 12 y 24 meses, se realiza la recarga delreactor, momento en el que se extraen los elementos combustible mas gastados y se insertan loselementos frescos. Ver Figura 1.10. [12]

Boilling Water Reactor (BWR). El reactor de agua en ebullicion, al igual que el anterior,es muy utilizado y su tecnologıa ha sido desarrollada, principalmente, en Estados Unidos, Suecia,Alemania y Japon.

El combustible es UO2 enriquecido y va envainado en tubos de aleaciones de zirconio for-mando las barras de combustible (longitud de aprox. 3,5 m).

En este reactor se utiliza agua ligera como moderador y como refrigerante. La ebullicion delagua ligera se lleva a cabo en el interior del nucleo del reactor. A diferencia de los reactoresPWR, donde el agua/vapor fluye por un circuito independiente al del moderador/refrigerante,en los reactores BWR existe un solo circuito. El vapor producido se separa del caudal del agua


Figura 1.10: Pressurissed Water Reactor scheme

1. Nucleo; 2. Barras de control; 3. Generador de vapor; 4. Presurizador; 5. Vasija de presion; 6.

Turbina; 7. Generador; 8. Bomba; 9. Condensador; 10. Agua de refrigeracion; 11. Blindaje de

hormigon.

refrigerante por medio de unos separadores y unos secadores, y a continuacion fluye a la turbinaprincipal.

Una particularidad de estas centrales es que las barras de control se ubican y se introducenpor la parte inferior de la vasija. Esto se debe a que el acceso al nucleo del reactor desde laparte superior de la vasija es imposible, debido a la presencia de los separadores y secadoresde vapor. El movimiento de subida o bajada de las barras de control se realiza mediante unsistema hidraulico maniobrado desde el exterior. El sistema para controlar la fision y la reaccionen cadena es el mismo que en los PWR.

En la siguiente Figura 1.11 se observa un esquema de un reactor tipo BWR. [12]

Figura 1.11: Esquema de un reactor BWR

1. Nucleo; 2. Barras de control; 3. Filtro; 4. Secador; 5. Vasija; 6. Turbina; 7. Generadorr; 8.

Bomba; 9. Condensador; 10. Agua de refrigeracion; 11. Blindaje de hormigon.


Figura 1.12: Esquema de un reactor CANDU

1. Barras de combustible; 2. Calandria; 3. Barras de control; 4. Deposito de presion de agua pesada;

5. Generador de vapor; 6. Bomba de agua ligera; 7. Bomba de agua pesada; 8. Carga de combustible;

9. Moderador de agua pesada; 10. Tubo de presion; 11. Vapor llendo a la turbina; 12. Agua frıa desde

la turbina; 13. Edificio de contencion.

Heavy Water Reactor (PHWR o CANDU). Este tipo de reactor ha sido desarrolladoprincipalmente en Canada (reactores CANDU) y en India. Emplea como combustible oxido deuranio en su forma natural o enriquecido, introducido en tubos de zirconio aleado. Su principalcaracterıstica es el uso de agua pesada como moderador y refrigerante. En su diseno mas comun,el moderador (agua pesada) se encuentra separado del refrigerante en una calandria, un tanqueamplio atravesado por los tubos de presion que contienen el combustible. El refrigerante pasapor los tubos manteniendose a una determinada presion para que este no entre en ebullicion,produciendose el vapor en unos intercambiadores de calor por los que circula agua ligera. [12]Un esquema de este diseno se observa en la Figura 1.12.

Cooled Reactor (Madnox). La primera instalacion nuclear del mundo con fines industrialesse inauguro en Calder Hall (Reino Unido) en 1956, empleando gas CO2 como refrigerante. Elcombustible es uranio natural en forma de varillas encajadas en una aleacion de magnesiollamada madnox, que es el nombre con que se conocen estos reactores. Este tipo de reactores,desarrollados principalmente en Francia y Reino Unido, generan el vapor mediante un circuitointercambiador de calor, exterior o interior a la vasija que contiene el nucleo. El moderador degrafito se dispone en forma de cubos de ladrillos con canales verticales que lo atraviesan. Loselementos combustible se alojan en dichos canales, uno encima de otro, en tanto que algunoscanales estan ocupados por las varillas de control, compuestas de acero o boro. El refrigerantees dioxido de carbono (CO2) y sale a traves de los canales sobre los elementos combustible. Estetransporta el calor desde el reactor (entre 350 oC y 400 oC) y por ello, se emplea para hervir


el agua que producira el vapor para el turbogenerador. El gas, una vez ha entregado su calor,es devuelto al reactor mediante poderosos fuelles. El nucleo de un reactor con refrigeracion agas esta rodeado por un reflector de grafito que devuelve parte de los neutrones que huyen. Elintercambiador de calor no posee proteccion contra radiaciones, pues aunque el CO2 pasa porel centro del reactor, no se vuelve radiactivo. [12]

Water Graphite Moderator Reactor (RBMK) Este tipo de reactor emplea uranio lige-ramente enriquecido (2 %) como combustible, grafito como moderador y agua ligera como re-frigerante, que se transforma en vapor en el propio reactor. Es tambien conocido como RBMK,por sus siglas en ruso, y pertenece a la serie de centrales tipo “Chernobyl”. Es un diseno unicode origen sovietico, de gran tamano y con caracterısticas esencialmente distintas a las de losreactores occidentales. [12]

La tabla 1.3 nos muestra un resumen con las principales caracterısticas de operacion de losdistintos tipos de reactores.

Tabla 1.3: Tipos de reactores y caracterısticas

Reactor type Fuel Coolant Moderator

PWR enriched UO2 water water

BWR enriched UO2 water water

CANDU (PHWR) natural UO2 heavy water heavy water

Gas-cooled Reactor natural U(metal),enriched UO2 CO2 graphite

RBMK enriched UO2 water graphite

Fast Neutron Reactor PuO2 and UO2 liquid sodium none

Reactores avanzados

Comunmente se distinguen varias generaciones de reactores. La primera generacion de reac-tores fueron desarrollados en las decadas de 1950-60 y muy pocos estan operando actualmente.Usan, en su mayorıa, uranio natural como combustible y grafito como moderador. Los reactoresde segunda generacion corresponden a la actual base estadounidense y a la mayorıa en opera-cion en todo el mundo. Por lo general usan uranio enriquecido como combustible y agua comorefrigerante y moderador. La tercera generacion corresponde a los reactores avanzados, de loscuales los primeros estan en operacion en Japon y otros estan en construccion. Corresponden aevoluciones de la segunda generacion con mejoras en seguridad.

Los disenos de cuarta generacion aun se encuentran en la mesa de diseno y no estaranoperando antes del 2020, en el mejor de los casos. Estos tenderan a tener ciclos cerrados decombustible y a quemar los actınidos de larga vida que ahora forman parte del combustibleusado, de esta forma los productos de la fision seran los unicos desechos de alto nivel. Muchosde ellos seran reactores de neutrones rapidos.


Mas de una docena de disenos de reactores avanzados (III Generacion) se encuentran envariadas etapas de desarrollo. Algunos son evoluciones de los disenos de PWR, BWR y CANDUnombrados anteriormente y otros contienen cambios mas radicales. Los primeros incluyen el’Advanced Boiling Water Reactor’, unos pocos de los cuales estan en operacion y otros enconstruccion.

Los reactores avanzados de tercera generacion los podrıamos resumir en tres tipos:

reactores evolutivos,

reactores pasivos y,

reactores intrınsecamente seguros.

Los reactores evolutivos estan caracterizados por un nuevo diseno basado en los conceptosclasicos de las centrales que estan actualmente en operacion. Es decir, se incorporan componentesprobados y que ya con anterioridad han demostrado su fiabilidad, y se disena una estructuraoptima pero redundante y diversificada, que hace innecesario el diseno de un prototipo previo.Se les denomina entonces evolutivos porque son una evolucion de los reactores actualmenteen funcionamiento. Esto favorece un importante ahorro economico, ademas de una reducciondel tiempo necesario para el licenciamiento y el comienzo de la construccion de las primerasunidades.

Los reactores pasivos incorporan innovaciones relacionadas con los sistemas de seguridadpasivos basados en la circulacion natural para realizar la refrigeracion y en la gravedad para lossistemas de fluidos de emergencia. Se caracterizan por su menor complejidad, lo cual facilita sumanejo, y porque reducen considerablemente cualquier posible error humano.

El concepto de reactor pasivo se lleva al maximo exponente de seguridad si se hacen disenosintrınsecamente seguros. Este nuevo concepto, a diferencia de los dos anteriores, sı necesita deprototipos, con lo cual su desarrollo es mas lento y el proceso de licenciamiento es mas largo.

Algunos de los reactores avanzados mas importantes, que estan en construccion u operacionse detallan a continuacion. [12] [13]

EPR El European Power Reactor, es un diseno avanzado de un PWR. El principal objetivo deldiseno del EPR es incrementar la seguridad mientras se proporciona una mayor competitividadeconomica. Esto se logra mejorando los disenos previos de PWR escalados a una potencia desalida de 1650 MWe (net) y 4500 MWt de potencia termica. El reactor puede usar oxido deuranio enriquecido al 5 %, opcionalmente mezclado con combustible MOX. El EPR evolucionadel diseno aleman de los reactores KONVOI y del frances N4. El diseno del reactor tiene variasmedidas de proteccion contra accidentes, activas y pasivas:

4 sistemas de enfriamiento independientes y redundantes.

Contenedor a prueba de fugas alrededor del reactor.

Un contenedor y area de enfriamiento extras si el nucleo fundido logra escapar del reactor.

Una pared de concreto de dos capas y un grosor total de 2.6 metros, disenado para soportarimpactos de aviones o sobrepresiones internas.


La primera planta EPR esta siendo construida en Olkiluoto en Finlandia, la segunda en Fla-manville en Francia, y la tercera plata europea estara en Penly, Francia. Otras dos unidadesestan en construccion en Taishan, China. Las EPR en construccion en Finlandia y Francia hantenido muchos problemas y se han atrasado en variadas ocasiones y aumentado considerable-mente la inversion. Olkiluoto 3 deberıa haber entrado en operacion el 2009, pero se ha atrasadohasta el 2013 aumentando su costo unicial de C 3,300 millones a C 5.500 millones. El ano 2010se anuncio que la planta en construccion en Francia habıa tenido un aumento en su costo deun 50 % alcanzando los C 5.000 millones y se habıa atrasado su construccion en 2 anos hasta el2014. Estados Unidos tiene su propia version del EPR conocida como US-EPR. Se estima quelos trabajos de construccion comiencen a fines del 2013 y se espera que se conecte a la red el2020. [13] [14]

AP1000 El AP1000 de Westinghouse es un PWR de 2 vueltas el cual ha evolucionado desdela version mas pequena, el AP600, uno de los primeros disenos de reactor de tercera generacioncertificados por el US NRC, en el 2005. La simplificacion fue unos de los principales objetivos dediseno del AP1000, en los sistemas generales de seguridad, en los sistemas de operacion normal,en la sala de control, en las tecnicas de construccion, y en los sistemas de instrumentacion ycontrol proporcionando ahorros en los costos con margenes de seguridad mejorados. Posee unsistema de enfriamiento del nucleo que incluye la eliminacion del calor residual por conveccion,un aislamiento del edificio de contencion mejorado, sistemas de enfriamiento del contenedora la atmosfera mejorados, y retencion en la vasija en caso de dano al nucleo con un sistemade enfriamiento con agua alrededor. No son necesarios los sistemas de bombas o ventilacionrelacionados con seguridad. Esta siendo construido en China, y en Estados Unidos esta siendopreparado el sitio para su construccion. Las primeras cuatro unidades estan en la agenda, siendoensambladas por modulos. Westinghouse estimo un tiempo de construccion de 36 meses hastala carga de combustible. Los primeros que estan siendo construidos en China tienen una fechalımite de 51 meses hasta la carga del combustible, o 57 meses hasta la conexion a la red, peroen general los tiempos deberıan ser mas cortos. [13]

APWR El APWR de Mitsubishi - un PWR avanzado de 1538 MWe grosos (4451 MW termi-cos o MWt), fue desarrollado en colaboracion con cuatro empresas (Westinghouse estuvo in-volucrado). El primero de dos esta planeado en Tsuruga, comenzando en 2016. Corresponde aun diseno de 4 vueltas con 257 estructuras combustibles y reflector de neutrones, mas simple,combinando sistemas de enfriamiento pasivos y activos en un doble contenedor, y tiene sobre 55GWd/t (y hasta 62 Gwd/t) de rendimiento de combustible. Es la base para la proxima genera-cion de PWRs japoneses. El APWR+ en planes tiene una potencia de 1750 MWe y capacidadtotal del nucleo para operar con combustible MOX. El US-APWR tendra 1700 MWe grosos,cerca de 1620 MWe a la red, a traves de largas (4,3m) estructuras combustibles, mayor eficienciatermica (37 %) y un ciclo de rellenado de combustible de 24 meses. Su sistema de enfriamientodel nucleo tiene cuantro lıneas independientes y tanto sus paredes exteriores como el techo tie-nen un grosor de 1,8 metros. La aplicacion de certificacion fue llevada a cabo en enero del 2008,y su aprobacion se espera para mediados del 2013 y su aprobacion para el 2014. En marzo del2008 la misma aplicacion de certificacion fue presentada en Europa, como el EU-APWR. [13]


Heavy Water Reactor En Canada, la empresa estatal Atomic Energy of Canada Ltd(AECL) tiene dos disenos bajo desarrollo que estan basados en sus confiables reactores CANDU-6, de los cuales el mas reciente esta en operacion en China. El CANDU-9 (925-1300 MWe) fuedesarrollado desde el CANDU-6 tambien como una planta de una sola unidad. Tiene requeri-mientos de combustible flexibles, el cual va desde el uranio natural, a traves de uranio levementeenriquecido, uranio recuperado desde combustible PWR usado, MOX, uso directo de combusti-ble PWR usado, hasta torio. Puede ser capaz de quemar plutonio militar o actınidos separadosde los desechos PWR/BWR reprocesados. [13]

High-Temperature Gas-Cooled Reactors Estos reactores usan helio como refrigerantea 950◦C como tope, el cual produce vapor en forma convencional o impulsa directamente unaturbina. El combustible se encuentra en partıculas menores a un milımetro de diametro. Cadauna tiene un nucleo de oxicarburo, con uranio enriquecido hasta el 17 % U-235. Se encuentrarodeado por capas de carbon y carburos de silicio, lo que entrega una contencion a los elementosde fision que es estable a 1600◦C o mas. Estas partıculas pueden ser ordenadas: en bloquescomo prismas hexagonales de grafito, o en piedras de grafito del tamano de una bola de billar,revestidas en carburos de silicio. Los principales proyectos de este tipo estan siendo desarrolladosen China, Sudafrica y Estados Unidos. [13]

Fast Neutron Reactors Varios paıses han investigado y desarrollado programas para mejo-rar el ’Fast Breeder Reactor (FBR)’, el cual es un Reactor de Neutrones Rapidos, o Fast NeutronReactor (FNR), configurado con un ratio de conversion de alimentacion mayor a 1 (por ejemplo,mas nucleos fisionables son producidos que fisionados).

Pertenece a la ultima generacion de reactores nucleares bautizados con el nombre de intrınse-camente seguros. Estos reactores utilizan las leyes de la naturaleza o los simples principios de lafısica en su funcionamiento. De este modo, dejarıan de funcionar automaticamente ante un au-mento de las temperaturas del refrigerante o del combustible. En los reactores de agua ordinariasolo es utilizable el U-235, con una abundancia natural del 0,07 %, ya que el 99,3 % restante sonatomos de U-238, en principio esteriles.

Con este tipo de reactores se pretende aprovechar la energıa almacenada en los atomosesteriles, pudiendo multiplicarse en teorıa por 140 los recursos energeticos terrestres de uranio.Esto es, convierten uranio-238 esteril en plutonio-239 fisionable mediante la absorcion de unneutron. Ademas, su principal caracterıstica es que no utilizan moderador y que, por tanto, lamayorıa de las fisiones se producen por neutrones rapidos. El refrigerante suele ser un metallıquido, generalmente sodio y el vapor se produce en intercambiadores de calor.

Cerca de 20 FBRs ya han sido operados desde la decada de 1950, y algunos han suministradoelectricidad comercialmente. Los FBRs pueden utilizar el uranio al menos 60 veces mas eficien-temente que un reactor normal. Sin embargo, son mas costosos de construir, y solo estarıanjustificados economicamente si los precios del uranio aumentaran hasta los valores previos a1980, muy sobre los precios del mercado actual. Este tipo de reactores esta siendo desarrolladoen Europa, India, Japon, Rusia, y tambien en Estados Unidos y Korea. [1] [13]


1.3.2. Utilizacion de agua

Las plantas de energıa nuclear se construyen comunmente cerca de lagos, rıos u oceanos.Esto debido a que el agua puede absorber el calor residual que se genera en estas plantas.Las plantas nucleares consumen grandes cantidades de agua durante su operacion normal paraabsorber el calor sobrante que se genera despues de la produccion de energıa, y tambien paraenfriar el equipamiento y construcciones utilizadas durante el proceso de generacion. Ademas,en caso de accidente, las plantas nucleares necesitan agua para remover el exceso de calor que seproduce en el nucleo del reactor, ası como para enfriar equipos y construcciones para asegurarla eliminacion del calor en el nucleo. Este problema nos describe la dependencia de las plantasnucleares a cuerpos de agua cercanos durante su operacion normal y en caso de accidente.

Analizaremos el caso de los dos tipos de reactor mas utilizados en el mundo. Los reactoresde agua ligera, PWR y BWR. Las necesidades de agua de estos reactores son esencialmenteidenticas. Ambos tipos tienen una eficiencia cercana a un 33 %, lo que significa que por cadatres unidades de energıa termica generada por el nucleo del reactor, una unidad de energıaelectrica va hacia la red y dos unidades de calor residual se libera al medio ambiente. Dosmodos de enfriamiento son usados para remover el calor de la generacion electrica: refrigeracionde una pasada y refrigeracion de ciclo cerrado.

Refrigeracion de una pasada

En este tipo de refrigeracion, once-through de su nombre en ingles, el agua proveniente deun lago, rıo u oceano cercano fluye a traves de miles de tubos de metal dentro del condensador.El vapor que fluye a traves del condensador se va enfriando y se convierte nuevamente en agua.El agua condensada es re-usada en la planta para generar mas vapor. El agua deja los tubos delcondensador calentada en mas de 17◦C que la temperatura original del lago, rıo u oceano y esdevuelta al cuerpo de agua. Ver Figura 1.13

Figura 1.13: Once-through cooling system scheme.

El agua usada en los sistemas de ciclo abierto depende del tamano de la central. El mınimode agua requerida se puede estimar con la siguiente ecuacion, utilizando la energıa electrica


generada en megawats (MWe) y el diferencial de temperatura del agua refrigerante que pasa atraves del condensador.

flujo =14.295 ∗MWe

4Tgalones/min (1.1)

De aquı obtenemos el flujo de agua necesario en galones por minutos y considerando eldiferencial de temperatura en ◦F. Considerando la misma ecuacion con unidades del SI.

flujo =30.099 ∗MWe

4Tlitros/min (1.2)

Por ejemplo, una central tıpica de 1000 MWe con una diferencia de temperatura del aguaentrante-saliente del condensador de 17◦C (30◦F) necesita aproximadamente 1.770.529 litrospor minuto. Si el aumento de temperatura se limita a 11◦C (20◦F), el agua necesaria aumentaa 2.736.273 litros por minuto. Algunas de los nuevos disenos de centrales consideran potenciasde 1.600 MWe. Si estos reactores fueran construidos y operados, se necesitarıan cerca de 4,4millones de litros por minuto. [15]

Refrigeracion de ciclo cerrado

Si lo economico fuera el unico factor a considerar, todas las centrales utilizarıan el sistema deenfriamiento de ciclo abierto debido a que bombear grandes cantidades de agua a traves de uncondensador es usualmente la opcion mas economica. Los sistemas de ciclo cerrado son usadoscuando la fuente de agua cercana a la central carece del suficiente caudal para permitirse elgran flujo necesario para el sistema de una pasada, o cuando los lımites medioambientales sobrecontaminacion termal dictan que el calor residual deben ser lanzadas al aire y no de vuelta alcuerpo de agua.

En los sistemas de enfriamiento de ciclo cerrado, el proceso es similar a los sistemas deuna pasada. La diferencia radica en que cuando el agua deja los tubos del condensador 17◦Cmas caliente, esta fluye a una torre de enfriamiento. El aire moviendose hacia arriba pasa atraves del agua que fluye en la direccion contraria dentro de la torre de enfriamiento, enfriandoel agua. El agua recogida en la cuenca de la torre de enfriamiento es bombeada de vuelta alcondensador para su re-utilizacion. Se necesita agua desde un lago, rıo u oceano cercano paracompensar el vapor de agua perdido a traves del aire que deja la torre. La cantidad de aguanecesaria para compensar es mucha menos que la cantidad de agua necesaria para el sistemade enfriamiento de una pasada, pero no es despreciable. Por ejemplo, los dos reactores de lacentral Susquehanna en Pennsylvania (2500 MWe), operando en verano, necesita 79.500 litrospor minuto para compensar las perdidas en la torre de enfriamiento. Ademas necesita otros28.800 litros adicionales para otros procesos de la operacion. [15] En el Reino Unido, una plantanuclear de 1600 MWe tiene un requerimiento de agua de 120 mil litros por minuto. [18]

Ver Figura 1.14


Figura 1.14: Closed cycle cooling system scheme.

Comparacion con otras tecnologıas

Es importante comparar el consumo de agua de la energıa nuclear con otras tecnologıas. Porejemplo, de un analisis llevado a cabo por el Department of Energy/National Energy TechnologyLaboratory (DOE/NETL), comparamos la utilizacion de agua de una central nuclear con unacentral a carbon y otra a gas natural de ciclo combinado. El consumo representa el agua quedebe ser utilizada para la operacion en las torres de enfriamiento y una pequena cantidad quees usada en la operacion de la unidad dentro del proceso de generacion. Las comparaciones sonrealizadas considerando un sistema de refrigeracion recirculante con torres de enfriamento. Enprimer lugar sin considerar ninguna tecnologıa de captura de carbono, para luego considerar elmetodo de depurado monoethanolamine (MEA) para remover el CO2. Los resultados se puedenobservar en la figura 1.15.

Figura 1.15: Water consumption litres per megawatt hour electric produced in different

thermoelectrical technologies

Una central termoelectrica necesita bastante agua para su operacion y entre las tecnologıasconvencionales no existe mayor diferencia. Si bien el carbon tiene ventaja, con las polıticasinternacionales para reducir las emisiones de efecto invernadero, las centrales a combustibles


fosiles deberan ir paulatinamente adoptando medidas de captura de CO2, lo que incrementara surequerimiento de agua. En el caso de las centrales nucleares, se espera que la proxima generacionde reactores haya aumentado su eficiencia termica, y que por ende, su consumo de agua seamenor. Por esto se estima que en los proximos anos, la energıa nuclear se vuelva mucho mascompetitiva, en lo que a consumo de agua se refiere.

Radioactividad en el agua

Las centrales nucleares, ya sea con sistema de enfriamiento de ciclo cerrado o abierto, conti-nuamente descargan grandes cantidades de agua de regreso al lago, rıo u oceano mas cercano.Cuando se desarrollan fugas en las tubos de los condensadores, la presion mas alta del agua dela fuente causa fugas hacia dentro de la planta mas que lıquido contaminado fugandose desdela planta. Pero el agua que es descargada desde la central, a menudo contiene radioactividad.

Las centrales nucleares tienen sistemas que recolectan y tratan el agua contaminada conradioactividad. Estos tienen desmineralizadores y filtros para tratar el agua. Dentro de lo posible,el agua tratada es reciclada en la planta. Algunas veces, el agua tratada es devuelta al lago,rıo u oceano, a traves de descargas controladas y monitoreadas. El tanque de descarga delsistema de tratamiento del agua es muestreado para medir su contendido radioactivo. Si elcontenido radioactivo es menor que los lımites impuestos por la ley, el agua en el tanque puedeser bombeada dentro del flujo de descarga del sistema de enfriamiento. Al mezclar estos dosflujos, se diluye la concentracion radioactiva que es devuelta al cuerpo de agua. Por lo tanto,cuando el agua descargada desde una planta nuclear contiene radioactividad, esto es por disenoy no por accidente. [15]

Agua necesaria durante condiciones de accidente

Un accidente en una central nuclear reduce, pero no elimina , la cantidad de agua necesariapara refrigerar la central. El reactor ya no generara electricidad, ası que ya no seran necesarioslos enormes volumenes de agua consumidos por los sistemas de enfriamiento. Pero durante unaccidente, se necesita agua para remover el calor que aun sigue siendo generado por el nucleodel reactor y para enfriar los equipos de emergencia y las instalaciones donde se encuentran.Se requieren tres cosas: una fuente de agua, dos o mas bombas para mover el agua entre ella fuente y la central y una fuente de electricidad para los motores de las bombas. La fuentede agua en caso de emergencias, puede ser la misma que para operacion normal o una fuentediferente y dedicada. Sin embargo, la fuente de emergencia debe proveer el agua necesaria parael enfriamiento del reactor durante los primeros 30 dıas despues del accidente. Por lo tanto,tambien debe considerarse la energıa necesaria para las bombas para este mismo tiempo. [15]

1.3.3. Riesgos y seguridad en la produccion de electricidad

La seguridad nuclear tiene como meta que durante la explotacion de una central no hayaescapes de productos radiactivos ni de radiacion, ni que se produzcan danos al publico, alpersonal de explotacion o al medio ambiente. Para cumplir este criterio basico, las centrales


nucleares se construyen de acuerdo con el principio de seguridad a ultranza. Consiste en preveniren lo posible los fallos que podrıan producirse a consecuencia de errores de diseno, fabricacion,construccion u operacion o por causas externas, pero aceptar que, aun ası, podrıa producirsealgun fallo, por lo que, ademas, han de incorporarse sistemas, conocidos como ”salvaguardiastecnologicas”, y adoptarse medidas en la central que anulen o minimicen las consecuencias deestos fallos. En sıntesis, la seguridad a ultranza establece unas medidas escalonadas de seguridad,de tal modo que si falla alguna quedan todavıa las siguientes para evitar danos.

Para ello se proyectan y construyen centrales intrınsecamente seguras y se adoptan unosniveles de calidad muy superiores a los de la mayorıa de las instalaciones industriales. A pesarde estas medidas, se podrıan producir fallos, aunque con una probabilidad muy pequena. Lasconsecuencias de estos se reducen a valores mınimos mediante los denominados sistemas deseguridad, que estan duplicados (sistemas redundantes) para evitar los fallos de un unico sistema.De esta forma, aun en el caso de un accidente, el escape de productos radiactivos al exteriorserıa practicamente nulo. [16] [17]

Seguridad intrınseca de una central nuclear

De acuerdo con el criterio de un diseno seguro, la central debe mantener una seguridadintrınseca y una seguridad incorporada. La seguridad intrınseca nace de su diseno, que introdu-ce principios fısicos en el funcionamiento del reactor que tienden a frenar el desarrollo de unareaccion en cadena incontrolada. Un reactor nuclear requiere para funcionar una configuracioncrıtica, obtenida por el propio diseno del nucleo del reactor, en la que intervienen diversas varia-bles: el enriquecimiento del combustible, la separacion entre barras del combustible, su tamano,el numero de barras por elemento combustible, el numero total de elementos, los materiales usa-dos como estructura soportante del combustible, el numero total de barras de control y otrosmecanismos de control.

Los principios fısicos que tienden a disminuir la reactividad, es decir, a hacer el reactormenos crıtico, actuan cuando aumenta la temperatura del combustible o la temperatura delrefrigerante, y ante un aumento del porcentaje de huecos o vapor que aparecen en el. Estascondiciones se deben a una falta de refrigeracion del combustible, que es la situacion masdesfavorable, y son independientes de que actuen o no los sistemas de control. En terminos mastecnicos, la seguridad intrınseca esta unida a los valores de los coeficientes de reactividad, quecambian al variar la temperatura del combustible y del moderador, ası como a los de la potencia,el nivel de huecos en el refrigerante, o su densidad. [16] [17]

Barreras de seguridad que protegen un reactor nuclear

Las vıas de escape de la radiacion y de los productos radiactivos suelen ser similares encualquier tipo de central nuclear. Sin embargo, una de las principales razones por las que en lascentrales occidentales no se ha producido un accidente con consecuencias como el de Chernobiles porque se han disenado y construido con el concepto de cuatro barreras fısicas para impedir elescape de la radiacion y de los productos radiactivos. Estas barreras se describen a continuacion:[17]


1. El combustible nuclear es un material ceramico, formado por pastillas de oxido de uraniosintetizado de gran densidad, y constituye la primera barrera, pues retiene una gran can-tidad de productos de fision que no pasan a la vaina. Normalmente, a la temperatura defuncionamiento retiene todos los productos de fision solidos y el 90 por 100 de los gases yvolatiles producidos.

2. La segunda barrera es la vaina donde se apilan, encerradas hermeticamente las pastillasde UO2, que no dejan pasar los productos de fision al refrigerante; en el diseno se admiteque pueda existir una pequena proporcion de defectos mecanicos en las vainas.

3. La tercera barrera es el circuito primario o circuito de presion, integrado por la vasijadel reactor, que es de acero especial de 20 a 25 cm de espesor, revestida interiormente deacero inoxidable, por las bombas de refrigeracion, presionador, cambiadores de calor (ladoprimario) y tuberıas de conexion entre los distintos elementos.

4. La cuarta barrera es el edificio de contencion, construido de hormigon reforzado sobreuna losa tambien de hormigon de mas de tres metros de espesor. Todo este edificio varecubierto interiormente por una chapa de acero para asegurar su hermeticidad.

Utilizacion de las salvaguardias tecnologicas

Ademas de la seguridad intrınseca de los reactores nucleares, dada por el diseno de su nucleo,existe la seguridad incorporada que aparece en el diseno del reactor. Comienza en las barrerasfısicas, en los sistemas de proteccion y control, y en las salvaguardias tecnologicas.

Las salvaguardias tecnologicas son un conjunto de sistemas especialmente disenados parala proteccion de las barreras fısicas y su principal objetivo es evitar los accidentes y reducirsus consecuencias a lımites muy pequenos. En los reactores de agua ligera hay dos tipos desalvaguardias: unas, las denominadas preventivas que tratan de impedir los accidentes, y quese concretan en acciones sobre el nucleo, como su refrigeracion para que en ningun caso sealcance la temperatura de fusion del UO2; y otras que afectan a la contencion, mitigando lasconsecuencias de los accidentes.

Las salvaguardias tecnologicas de los reactores de agua estan formadas por:

el sistema de refrigeracion de emergencia del nucleo, que asegura en todo momento surefrigeracion

el sistema de evacuacion del calor residual, cuando el nucleo no produce energıa, y queactua junto al sistema anterior

el sistema de inyeccion de seguridad, que suministra agua borada al sistema de refrigeraciondel reactor.

En la contencion existen el sistema de aspersion de la contencion y el de refrigeracion por ven-tilacion: el primero para reducir la presion mediante inyeccion de agua con boro en la atmosferadel recinto de contencion, reduciendo la cantidad de yodo en el y, en general, las emisionesradiactivas; y el segundo para eliminar el calor desprendido en el accidente.[17]


Agentes externos en el diseno de una central nuclear

Todas las centrales nucleares estan disenadas y construidas para resistir los efectos de laspeores situaciones ajenas a la central consistentes en fenomenos naturales o accidentes quepuedan ocurrir en la zona, como son terremotos, derrumbes, huracanes, etc. Tambien estandisenadas para el efecto que puedan producir otros sucesos no naturales como impactos decuerpos a gran velocidad, etc. El proyecto debe tener en cuenta todos estos agentes, de formaque, si alguno llegara a presentarse, la central serıa capaz de soportar su efecto sin afectar ala seguridad. En relacion con otro tipo de acciones no naturales, como son las intencionadasde tipo terrorista, en todas las centrales existe un plan y medidas de proteccion fısicas y devigilancia que hacen muy difıcil que tales acciones pudieran llevarse a cabo. [17]

Seguridad de una central nuclear durante su operacion

La seguridad de una central nuclear durante su operacion se mantiene con varios sistemas. Elcontrol de la operacion se basa en seguir la potencia del reactor y en regular su reactividad. Paraello, el sistema de instrumentacion y control del reactor determina el valor de todas las variablesde la operacion, como son la temperatura del refrigerante, el flujo neutronico, etc., limitandosus valores, los cuales regula mediante el flujo de refrigerante y las barras de control. Ademas,existe el sistema de proteccion del reactor cuyo fin es producir el disparo del reactor, o su paradarapida, mediante una instantanea insercion de las barras de control ante una indicacion de quealgun parametro del reactor tiene valor fuera del intervalo previsto. Ademas de estos sistemas, laseguridad durante la operacion de la central esta complementada con la inspeccion, vigilancia ycomprobacion periodicas de dichos sistemas, mediante ensayos previamente programados. Existetambien un plan de vigilancia radiologica ambiental, tanto en el emplazamiento de la central,como en los alrededores, durante todo el perıodo de explotacion. Basicamente consiste en: [17]

Toma de datos de dosis en las estaciones ambientales seleccionadas.

Toma de muestras de la fauna y la flora de la zona.

Toma de muestras de agua, aire y leche.

Preparacion y recuento radiologico de las muestras.

Evaluacion radiologica y calculo de dosis acumuladas.

1.4. Conclusion

La energıa nuclear ha tenido una evolucion tecnologica constante. La tecnologıa de primerageneracion sirvio como base para la segunda generacion de reactores, que son los que se cons-truyeron hace 40-30 anos y que actualmente estan en operacion alrededor de todo el mundo.Fue en las decadas de 1970 y 1980 cuando se vivio la expansion de esta tecnologıa, y cuando seinvirtieron mayores esfuerzos, humanos y economicos, en su investigacion y desarrollo. Pero trasel fatıdico accidente de Chernobil, en 1986, estos esfuerzos se fueron disolviendo y en la decada


de los 90 se vivio un estancamiento en la construccion de nuevas centrales, y por consiguientetambien en el desarrollo de nuevas tecnologıas, principalmente en Europa.

Pero en los ultimos anos habıa crecido un renovado interes, impulsado principalmente porel alto precio de los combustibles fosiles y el objetivo mancomunado de disminuir los gasesde efecto invernadero para combatir el calentamiento global. La nueva generacion de reacto-res esta preparada y sus primeras centrales ya fueron construidas en Japon, uno de los pocospaıses que mantuvo su confianza en la energıa nuclear, y por lo mismo continuo sus trabajosen forma activa. Ahora es el turno de Europa, donde se estan construyendo la siguiente partidade reactores de tercera generacion, con la activa participacion de otro de los paıses que conti-nuo su desarrollo nuclear, como es Francia, hoy en dıa uno de los principales impulsores de estatecnologıa.

Hoy vivimos nuevamente la etapa postaccidente y al menos cuatro paıses han puesto terminoa sus programas nucleares en forma definitiva. Estos paıses centraran sus esfuerzos en el desarro-llo de otras tecnologıas, como las energıas renovables. Pero hay otros que aun creen firmementeen la energıa nuclear y continuaran su desarrollo. Y para mediados de siglo promete un escena-rio mas favorable con la proxima generacion de reactores. Desde comienzos de siglo existe unforo internacional, con la participacion de una decena de paıses, dedicado al desarrollo de losreactores de cuarta generacion, con el objetivo de que los primeros esten preparados para suoperacion comercial el 2030. Lo mas llamativo de esta nueva generacion de reactores es la mejorutilizacion del combustible, con el reciclado de la mayorıa de los actınidos varias veces, minimi-zando la cantidad de desechos radioactivos de alto nivel. Ademas los reactores estan disenadospara trabajar con una mayor gama de combustible, simplificando el ciclo de combustible enmuchos casos. Ciclos de combustible mas simples y cortos, permitirıa que paıses con reservasde uranio, como Chile, puedan llevar a cabo el ciclo completo con autonomıa, con reactores queacepten uranio natural, y a la vez quemen la gran parte de los actınidos producidos durantela fision. Ahı se solucionara, en parte, el gran problema de la energıa nuclear, el manejo de losdesechos radioactivos de larga vida, principalmente el combustible usado.

Hoy en dıa existe una incertidumbre respecto a la disposicion final de los desechos. Por ahoralos tienen almacenados en depositos temporales mientras se decide cual sera el tratamientodefinitivo que se les dara. La solucion mas probable es almacenarlo en depositos geologicosprofundos. Pero son pocos los paıses dispuestos a almacenar su territorio desechos con altosniveles de radiacion por, al menos, cientos de miles de anos. Los proximos reactores estanpreparados para consumir este combustible usado directamente, a diferencia de hoy en dıa,donde el combustible tiene que ser reprocesado como plutonio, con los riesgos que esto conlleva.

Aparte de la posible contaminacion radioactiva, no es menos importante la utilizacion degrandes cantidades de agua y la devolucion, contaminada termicamente, a su fuente original.Cualquiera sea la tecnologıa de refrigeracion utilizada, grandes cantidades de agua son retiradasdel rıo, lago u oceano respectivo, y peor aun, en los sistemas de refrigeracion abiertos, devuelvengrandes cantidades de agua con varios grados de mas, afectando en forma dramatica el ecosis-tema circundante a la planta. Es tal la dependencia del agua, que contrariamente a lo que sepodrıa pensar, el principal riesgo no es la filtracion de lıquidos radioactivos hacia los cursos deagua, si no que el agua se filtre hacia adentro, o simplemente no pueda llegar al reactor, razonprincipal por la que han ocurrido los grandes accidentes nucleares de la historia. La tıpica postalde las centrales nucleares con sus torres de enfriamiento no corresponde fielmente a la realidad.


La mayor parte de las centrales poseen sistemas de enfriamiento de una pasada, situacion quecontinuara si continuan primando los intereses economicos antes que los ambientales. Es impor-tante que los gobiernos legislen al respecto en forma estricta, obligando a las empresas a invertiren sistemas de enfriamiento avanzados, asumiendo el perjuicio economico que podrıa traer. Estoes valido no solo para la industria nuclear, si no que para cualquier central termoelectrica.

Sin duda, a donde han estado centrados los avances, es en el tema de seguridad. Han alcan-zado niveles tales, que la industria nuclear se ha transformado en una de las mas seguras delmundo, llevando los riesgos al mınimo, comparable solamente a la industria aeronautica y espa-cial. El problema es que, ni los mejores niveles de seguridad, pueden eliminar por completo lasprobabilidades de que ocurra un accidente, y un accidente en estas condiciones tiene ribetes decatastrofe, debido principalmente a las implicancias futuras, e incluso desconocidas que podrıaacarrear.

En este momento es imposible hacer oıdos sordos a los requerimientos energeticos del futuro,por lo que se hace imprescindible para cada nacion invertir en la investigacion y desarrollo defuentes de energıa. Cual o cuales seran las energıas seleccionadas por cada paıs, dependera delplan estatal por el cual se rige su matriz energetica. Ası paıses como Alemania, Suiza o Belgica,que han basado su desarrollo en parte gracias a la energıa nuclear, han decidido abandonarlos programas nucleares para enfocarse principalmente en desarrollo de energıas alternativasy realmente sustentables. Esto implica reformas estructurales importantes dentro de las redesenergeticas, ya que obliga a compatibilizar el uso de centrales generadores de grandes paquetesde energıas, con la generacion distribuida que se puede lograr con fuentes de energıa alternativa,por ejemplo. Esta parece ser una opcion razonable. Puede que sea el momento de abandonardefinitivamente tecnologıas que inevitablemente dejaran una herencia poco deseada a las futurasgeneraciones y a nuestro planeta por miles de anos.

Los paıses que aun no comienzan con sus programas nucleares, no deberıan descartarla enprimera instancia. Hoy en dıa el escenario no es el ideal para la industria nuclear. Los costosy tiempos de construccion son muy altos y los combustibles fosiles aun son una competenciadifıcil de vencer. Peor aun para un paıs no industrializado. Pero el proceso de preparacion parala energıa nuclear es un proceso que toma mucho tiempo. En un paıs como Chile, que en estosdıas comienza a dar sus primeros pasos investigando y capacitando gente, cuando este prepa-rado para la construccion de sus primeras centrales sera en otro contexto mundial y con otratecnologıa disponible. En este nuevo escenario, puede que la adopcion de esta tecnologıa cobremayor interes. Sea un escenario mas favorable o no, conviene estar lo mas preparados posible,incluso en caso de decidir adoptar definitivamente la energıa nuclear, serıa razonable conside-rar y prepararse para importar tecnologıa industrializada y desarrollar en forma independienteparte, al menos, del ciclo de combustible nuclear.

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mt jiménez cap1

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