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CENTRAL NUCLEAR Estructura básica de una central nuclear: |
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xisten diversos tipos de centrales nucleares aunque sus estructuras son básicamente similares.
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Esquema básico de los módulos del reactor y generador de vapor |
El elemento principal de una central es el combustible. Se trata de unas largas varillas metálicas en cuyo interior se halla el producto reactivo, que según el tipo de central puede ser uranio 235 o plutonio 239.El motivo de ir envasados en varillas metálicas, se debe a la necesidad de darles cierta rigidez. El metal que los cubre es además permeable a los neutrones, pues sin ellos no se puede mantener una reacción.
Un reactor nuclear tiene dificultades para mantener la reacción si los neutrones adquieren excesiva velocidad. Al fisionar un átomo se producen neutrones, pero éstos son muy rápidos, la posibilidad de que mantengan la reacción es cien veces menor que a bajas velocidades. Por ello se precisa un elemento que permita que los neutrones sean frenados; este material se denomina moderador.
El moderador adopta formas variadas. Puede ser un líquido, como el agua pesada, en el que se sumergen las varillas de combustible. También puede se sólido, como el grafito; en este caso es envasado en barras que se mezclan con las varillas de combustible; la intensidad de la reacción se controla introduciendo estas barras más o menos. Al bloque de combustible+moderador se le denomina núcleo del reactor.
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Ilustración de un reactor nuclear |
Un elemento importante para el núcleo del reactor es el refrigerante. Su misión es absorber el calor producido por la reacción, para posteriormente ser transferido a un circuito secundario (intercambiador de calor).
El refrigerante puede ser líquido o gaseoso; en caso de un líquido se sumerge el núcleo en él, y si es un gas se inyecta éste a alta presión por una serie de conductos dispuestos en el núcleo.
En cualquier caso, un intercambiador de calor (que impide que el refrigerante esté en contacto con la turbina) genera vapor de agua que se aplica a la turbina para producir energía eléctrica.
El reactor nuclear precisa un aislante que impida las fugas radiactivas (cubierta protectora). Consiste en una estructura (una campana) de hormigón de gran espesor que normalmente recubre núcleo y refrigerante, aunque en determinadas centrales puede rodear solamente el núcleo; en este último caso necesita ser una estructura de mayor espesor.
La cubierta protectora, además de evitar fugas de radiaciones gamma y neutrones al exterior, suele ser diseñada para proteger el núcleo de cualquier catástrofe ajena a la central, tales como terremotos, pudiendo soportar impactos de grandes proporciones sin partirse.
En
las centrales nucleares, el proceso que se controla es el final, ya que
en ellas, se genera energía de forma lenta, pues de lo contrario el reactor se
convertiría en una bomba atómica, debido a que la mayor parte de la energía
se libera al final, como hemos expuesto anteriormente. El proceso básico es el
siguiente:
Las barras de Uranio enriquecido al 4% con Uranio-235, (recordamos que el Uranio natural es el U-238, y el que es fisionable es el U-235, que es un 0.71% del Uranio que se encuentra en la naturaleza, de ahí que solo un pequeño porcentaje del Uranio se aproveche y se requieran grandes cantidades de este para obtener una cantidad significativa de U-235. El U-238 no es fisionable, ya que es un átomo estable, y al romperlo, no habría diferencia de masa, y no se obtendría energía, cosa que con el U-235 sí se obtiene, al ser inestable.) se introducen en el reactor, y comienza un proceso de fisión. En el proceso, se desprende energía en forma de calor. Este calor, calienta unas tuberías de agua, y esta se convierte en vapor, que pasa por unas turbinas, haciéndolas girar. Estas a su vez, giran un generador eléctrico de una determinada potencia, generando así electricidad, al igual que con una dínamo de bicicleta, solo que estas turbinas y el generador, son muy grandes. Lógicamente, no se aprovecha toda la energía obtenida en la fisión, y se pierde parte de ella en calor, resistencia de los conductores, vaporización del agua, etc. Los neutrones son controlados para que no explote el reactor mediante unas barras de control (generalmente, de Carburo de Boro), que al introducirse, absorben neutrones, y se disminuye el número de fisiones, con lo cual, dependiendo de cuántas barras de control se introduzcan, se generará más o menos energía. Normalmente, se introducen las barras de tal forma, que solo se produzca un neutrón por reacción de fisión, controlando de esta forma el proceso de fisión. Si todas las barras de control son introducidas, se absorben todos los neutrones, con lo cual se pararía el reactor. El reactor se refrigera, para que no se caliente demasiado, y funda las protecciones, convirtiéndose en una bomba atómica, incluso cuando este esté parado, ya que la radiación hace que el reactor permanezca caliente.
En el siguiente esquema, se muestra cómo trabaja una central nuclear, según lo explicado anteriormente
LAS CENTRALES NUCLEARES
FUNCIONAMIENTO DE UNA CENTRAL NUCLEAR DE PRODUCCIÓN DE ELECTRICIDAD
En España Existen 7 centrales nucleares y nueve reactores (dos de aquellas disponen de sendos reactores). También es importante destacar que 1/3 de la energía eléctrica que se consume en nuestro país proviene de esas centrales nucleares, lo cual demuestra la importancia que ésta tiene y las dificultades económicas de sustituir un fuente tan destacada de recursos energéticos.
LA GENERACIÓN DE CALOR. EL COMBUSTIBLE
Muchos de los procesos de producción de energía eléctrica se basan en el movimiento de generadores eléctricos por la acción del vapor de agua a presión. Tanto a través de la fisión como de la fusión, así como en las centrales térmicas -entre otras instalaciones-, se aprovecha el calor generado para mover un generador de corriente eléctrica.
En el caso concreto de las centrales nucleares el calor lo produce la fisión del Uranio.
La Central Nuclear Trillo 1 concretamente carga en su reactor anualmente 92 toneladas de óxido de uranio enriquecido con U-235, en una proporción media de aproximadamente el 3,9 por ciento.
Este combustible se presenta en forma de pastillas cilíndricas de 9,1 mm de diámetro, apiladas en unos tubos o vainas de aleación metálica de zircaloy de algo más de 4 metros de longitud y 10,7 mm de diámetro. La vainas, a su vez, se agrupan en haces de 236 unidades (16 x 16), denominados "elementos combustibles". En la vasija del reactor se alojan un total de 177 de estos elementos.
La recarga del reactor se realiza de forma periódica, sustituyéndose un cuarto de los elementos combustibles.
Comparativamente, un día de producción de esta central equivale al consumo de 34.000 barriles de petróleo en una central de fuel de la misma potencia y 6.850 toneladas diarias de carbón en una térmica convencional.
LA GENERACIÓN DE VAPOR
EL CIRCUITO PRIMARIO
El circuito primario es estanco y está formado por la vasija que contiene el núcleo, el presionador y tres lazos. Cada uno de éstos incorpora un generador de vapor y una bomba principal.
El agua desmineralizada que circula por su interior toma el calor producido en el reactor por la fisión nuclear y lo transporta hasta el generador de vapor. En él, un segundo flujo de agua, independiente del primero, absorbe el calor a través de su contacto exterior con las tuberías por las que circula el agua desmineralizada del circuito primario. Por fin, dicho fluido retorna a la vasija del reactor tras ser impulsado por las bombas principales.
El reactor y su circuito de refrigeración están contenidos dentro de un recinto hermético y estanco, llamado "Contención", consistente en una estructura esférica de acero de 53 metros de diámetro, construida mediante chapas de acero soldadas de 40 mm de espesor medio y que se soporta en una estructura de hormigón en forma de cáliz que se apoya sobre la losa de cimentación de 3,5 m. de espesor. La Contención está ubicado en el interior de un segundo edificio, también de hormigón y cuyas paredes exteriores tienen un espesor de 60 cm, llamado edificio del Anillo del Reactor. Este tiene forma cilíndrica y está rematado por una cúpula semiesférica, que sirve de blindaje biológico. Alberga parte de los sistemas de salvaguardia.
El funcionamiento del circuito primario se complementa con la presencia de una serie de sistemas auxiliares que aseguran el control de volumen, la purificación y desgasificación del refrigerante, el control químico, el tratamiento de residuos líquidos, gaseosos y sólidos, así como otras diferentes funciones necesarias para su correcta operación.
LA PRODUCCIÓN DE ELECTRICIDAD
EL CIRCUITO SECUNDARIO
El diseño y el funcionamiento de los equipos de este sistema son similares a los existentes en las demás centrales de tipo térmico convencional. En el circuito secundario, el vapor producido en los generadores se conduce al foco frío o condensador, a través de la turbina que transforma la energía térmica (calor) en energía mecánica. La rotación de la turbina acciona directamente el alternador de la central y produce energía eléctrica. El vapor de agua que sale de la turbina pasa a estado líquido en el condensador, retornando, mediante el concurso de las bombas de condensado y de agua de alimentación, al generador de vapor para reiniciar el ciclo. En esta fase se incorporan varios procesos de precalentamiento para optimizar el rendimiento termodinámico. Asimismo, se dispone de un depósito de agua de alimentación para mejorar la disponibilidad del sistema.
Existe, además, una conducción directa (by-pass) que conduce el agua desde la entrada a la turbina de alta presión y hasta el condensador. Permite, cuando se desconecta el turbogrupo de la red eléctrica exterior, conducir el vapor para su condensación, en tanto se reduce la producción de calor en el reactor.
Unidos a la turbina por un mismo eje se encuentran el alternador y la excitatriz. La tensión de generación es de 27 kilovatios y se eleva a 400 kv., siendo la potencia activa de 1.066 megavatios y la frecuencia 50 hertzios.
El condensador de doble cuerpo incorpora 68.000 tubos de titanio de 22 milímetros de diámetro y 0,7 milímetros de espesor, por cuyo interior circula el agua exterior de un tercer circuito, denominado sistema de agua de circulación.
La central dispone de dos parques de transformación, uno de 400 kilovoltios, para distribución de la energía generada por la central, y otro de 132 kilovoltios, para su alimentación auxiliar.
EL SISTEMA DE REFRIGERACIÓN
EL SISTEMA DE AGUA DE CIRCULACIÓN
Mediante un caudal de agua de 44.600 Kg/s aportado por un tercer circuito semiabierto, denominado "sistema de circulación", se realiza la refrigeración del condensador. Este sistema consta de dos torres de refrigeración de tiro natural, un canal de recogida del agua y las correspondientes bombas de impulsión para la refrigeración del condensador y elevación del agua a las torres.
El caudal de agua evaporado por las torres es restituido a partir de la toma de agua en un azud de captación situado en el río Tajo.
EL ALMACENAMIENTO DE LOS RESIDUOS
(Con información del Consejo de Seguridad
Nuclear)
Los residuos que provienen de las centrales nucleares españolas son almacenados en la instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana, situada en la finca "El Cabril", término municipal de Hornachuelos (Córdoba). Este centro es propiedad de ENRESA.
En la finca de El Cabril y durante los años cincuenta, hubo una explotación de mineral de uranio. En 1961 se inició el uso de las antiguas minas como almacén de residuos radiactivos de media y baja actividad, y en 1985 entraron en operación tres módulos de almacenamiento temporal en superficie, a los cuales ENRESA trasladó los residuos inicialmente almacenados en las minas.
En el año 1989 se autorizó a ENRESA la construcción de la nueva instalación de almacenamiento, cuya operación se inició en 1992.
La instalación de almacenamiento propiamente dicha está constituida por dos
plataformas con un total de veintiocho celdas.
Esta instalación cuenta con un nuevo Permiso de Explotación del 8 de Octubre
de 1996, con una vigencia de cinco años.
La instalación dispone de 4 licencias de supervisor, 10 licencias de operador, 3 títulos de Jefe de Servicio de Protección Radiológica y 2 acreditaciones para uso de instalaciones de radiodiagnóstico.
Durante el segundo semestre de 1998 se han efectuado 4 inspecciones del Consejo de Seguridad Nuclear, y se ha llevado a cabo un simulacro de emergencia el 7 de mayo de ese mismo año.
Por lo que respecta a los residuos radiactivos, durante este periodo se han recibido en la instalación 4.389 bidones (4.169 procedentes de instalaciones nucleares y 248 de instalaciones radiactivas) y 1.049 unidades de contención procedentes de instalaciones nucleares y radiactivas
Los niveles de radiación ambiental han sido similares a los obtenidos en períodos anteriores, no detectándose influencias de las actividades de la instalación en el medio ambiente que le rodea. Los vertidos gaseosos han representado una pequeña fracción de los límites autorizados. No se han producido vertidos radiactivos líquidos. Las dosis debidas tanto a exposición externa como interna han sido, asimismo, notablemente inferiores a los límites autorizados.
EL TRANSPORTE DE LOS RESIDUOS
(Con información del Consejo de Seguridad
Nuclear)
Los transportes nucleares que se realizan en España consisten básicamente en:
- Los envíos de residuos radiactivos de baja y media actividad, procedentes de las instalaciones nucleares y radiactivas, hasta el almacenamiento de El Cabril (Córdoba),
- La recepción desde países que enriquecen óxido de uranio para la fábrica de Juzbado, y desde aquí a las centrales nucleares que lo demandan, tanto españolas como extranjeras.
Cada año se hacen alrededor de 150 transportes de sustancias nucleares, todos ellos de acuerdo a la legislación vigente.
Durante el segundo semestre de 1998 se emitieron 5 informes para la autorización de transporte de material radiactivo y 6 para la aprobación o convalidación de bultos.
El total de bultos homologados o convalidados en España asciende a un total de 29.
CONSUMOS Y RESIDUOS DE
URANIO, CARBÓN Y FUEL-OIL
PARA UNA CENTRAL TIPO 1.000 MW
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COMBUSTIBLE |
CARBÓN |
FUEL-OIL |
NUCLEAR |
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Consumo medio por Kw/hora |
380
gr. |
230
gr. |
4,12
mg. Uranio |
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Consumo Anual |
2,5
millones de toneladas |
1,52
millones de toneladas |
27,2
toneladas |
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Transporte anual |
66 barcos de 35.000 toneladas o
23.000 vagones de 100 toneladas |
5 petroleros de 300.000 toneladas +
oleoductos |
3
ó 4 camiones |
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CO2, millones de
toneladas |
7,8 |
4,7 |
cero |
|
SO2, toneladas |
39.800 |
91.000 |
cero |
|
NO2, toneladas |
9.450 |
6.400 |
cero |
|
Cenizas de filtros, toneladas |
6.000 |
1.650 |
cero |
|
Escorias, toneladas |
69.000 |
despreciables |
cero |
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Cenizas volantes, toneladas |
377.000 |
cero |
cero |
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Radiación: gases, Curios/año |
0,02-6 |
0,001 |
1,85 |
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Radiación: líquido, Curios/año |
cero |
cero |
0,1 |
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Radiación: sólidos |
despreciable |
cero |
13,5
m3,(alta) |
Incluso si pudieran funcionar sin accidentes ni incidentes de ningún tipo, cualquier central nuclear emite isótopos radioactivos tanto a la atmosfera como al caudal de agua que la refrigera. Y todas las actividades relacionadas con el ciclo de la industria nuclear, desde la minería al reactor y las plantas de reprocesamiento, generan importantes dosis de contaminación radioactiva.
El uso de la fisión nuclear como combustible para la generación térmica de electricidad produce una gran cantidad de desechos radioactivos (una central de 1000 MW genera anualmente unas 25 toneladas de material irradiado, entre ellas 200 kg. de plutonio), cuya radioactividad decaerá considerablemente sólo después de varios siglos si no milenios, con la gravísima hipoteca que esto supone para las generaciones venideras. Cuarenta años después del nacimiento de este fuente de energía, el problema sigue irresuelto.
La peligrosidad de la industria nuclear, y la estrecha unión que siempre ha tenido con los usos militares (con unos kilogramos de plutonio es relativamente fácil fabricar una bomba de 20 a 30 megatones), la convierten en una actividad de altísimo riesgo, incluso en el utópico supuesto de un funcionamiento tecnológicamente perfecto. Todo el entorno en el que se ubican se ve directamente afectado por las consecuencias que podrían derivarse tanto de un desastre natural (seísmos, por ejemplo) como de un acto deliberado de sabotaje o destrucción de carácter bélico o golpista.
La actividad de la industria nuclear ha alimentado y facilitado la proliferación horizontal (entre países) y vertical (dentro de cada país) de armas nucleares, suministrando uranio o plutonio fisionables recuperados en las plantas de reprocesamiento a los ejércitos de diversos estados. Un ejemplo: en la planta de reprocesamiento de Marcoule (Francia), y en virtud de un antiguo acuerdo Franco-De Gaulle, se ha venido reprocesando rutinariamente el combustible nuclear gastado de la central Vandellos I. Parte de lo obtenido ha sido desviado al programa de armamento nuclear francés.
A los riesgos inherentes al funcionamiento normal de la industria nuclear se añaden los que se derivan de cualquier error, fallo o imprevisto de carácter mecánico o humano. Los promotores de la industria nuclear pretendieron hace años que ésta podría reducir tales avatares hasta valores despreciables. Treinta años de historia han demostrado cuan absurda era aquella presunción. Los costes económicos de la catástrofe de Chernobil son todavía incalculables, aunque algunas fuentes oficiales han hablado de cifras -50 BILLONES de pesetas- superiores a las del PIB del estado español. Causó la muerte inmediata de 31 personas, medio millón de madres y niños tuvieron que ser evacuados, la contaminación obligó a abandonar dos ciudades industriales, deberá restringirse el acceso a una zona de 30 km. alrededor de la central durante un tiempo indefinido, más de 100.000 personas han tenido que emigrar definitivamente, una cuarta parte de la superficie cultivada de Bielorrusia quedará improductiva durante más de medio siglo, un millón de personas han quedado afectadas por radiaciones de alto nivel, el número probable de cánceres inducidos se calcula según algunos científicos en MEDIO MILLÓN...
Las propias centrales nucleares se convertirán en inmensos residuos una vez agotada su vida útil, de veinte a treinta años.
La generación nuclear de electricidad tiene los años contados porque las reservas mundiales aprovechables de uranio son muy limitadas.
La generación nuclear de electricidad es un negocio ruinoso una vez tenidas en cuenta las exigencias de seguridad en las centrales nucleares, la gestión de los residuos y la realización de previsiones realistas de la demanda de energía electrica. En España, la deuda heredada por el sector nuclear se cifra en alrededor de 4'5 billones de pesetas. En EE.UU., desde 1978 no ha habido ningún nuevo encargo y se han cancelado más de 100 reactores cuya construcción estaba en marcha.
La renuncia a utilizar la fisión nuclear como fuente de energía es económicamente viable si nos encaminamos hacia otro modelo energético basado en la EFICIENCIA, el AHORRO y la DIVERSIFICACIÓN de las fuentes de energía. Hoy en día, a pesar de la liliputiense atención de los estados en relación a su interés social y ecológico, ya es posible sustituir una central nuclear de 1000 MW por paneles solares, o por cogeneradores de gas, o un mejor aislamiento térmico, o por equipamientos más eficientes, que permitan ahorrar 10 KW en 100000 edificios, o 2 KW en medio millón... La protección desmedida que los estados otorgan a los intereses de las compañias eléctricas, y su desatención de otras alternativas, es la unica razón de que se prolongue la vigencia de un modelo caduco que permite a unos pocos obtener grandes beneficios a costa de grandes perjuicios para la sociedad y grandes daños a la Naturaleza.
La imposición de la opción energética
nuclear ha sido desde el comienzo una historia antidemocrática. Los peligros y
los costes que esta opción ha comportado nunca habrían sido refrendados por la
mayoría de los ciudadanos y ciudadanas si se les hubiera consultado
directamente después de un debate libre y transparente. Las implicaciones
militares, el gigantismo y la centralización han determinado que la forma
habitual de actuar haya sido, por lo general, el SECRETISMO y la MANIPULACIÓN.
En cambio, las decisiones de rechazar y abandonar la generación nuclear de
electricidad han sido siempre profundamente democráticas, basadas en el
ejercicio real de la soberanía popular, y a menudo con la participación
directa de los ciudadanos, tras un amplio y transparente debate nacional. Los
referendos de Austria en 1978 e Italia en 1987 son buen ejemplo de ello.
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Centrales Nucleares |
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El
reactor de potencia de una central nuclear emplea el calor generado por
reacciones nucleares de fisión para calentar agua y producir vapor.
Este es usado, en la misma forma que en las centrales térmicas
convencionales (cuyas calderas funcionan mediante la combustión de
hidrocarburos), para impulsar una turbina acoplada a un generador eléctrico.
Hay varios tipos de reactores nucleares de potencia, algunas de cuyas
características genéricas son semejantes. Constan de un núcleo,
formado principalmente por los elementos combustibles, canales de
refrigeración y un medio moderador. Los elementos combustibles son
ensambles de tubos de aleación de circonio herméticamente cerrados,
cada uno de los cuales aloja en su interior pastillas de dióxido de
uranio, el material en el que se producen las reacciones de fisión,
cuyos productos permanecen confinados en el interior de los tubos. Los
canales de refrigeración rodean a los elementos combustibles y permiten
la circulación del refrigerante primario (agua común, agua pesada, dióxido
de carbono o sodio, según el tipo de reactor), que lleva el calor
generado por la fisión a los generadores de vapor En los reactores de
ciclo directo, el refrigerante primario se transforma en vapor y mueve
directamente la turbina; en los de ciclo indirecto, calienta el agua de
un circuito secundario para producir el vapor que acciona la turbina. En
algunos reactores el refrigerante primario cumple la función de medio
moderador otros requieren un moderador especial -ya sea líquido o sólido-
que ocupa el espacio entre los canales de refrigeración. Cuanto mayor sea la
temperatura del fluido que utiliza una maquina térmica, mayor será el
rendimiento de la conversión de calor en potencia útil. Por esta razón,
la temperatura del refrigerante primario de los reactores nucleares
asciende a varios centenares de grados centígrados y, consecuentemente,
la presión de trabajo a alrededor de cien atmósferas. El núcleo se
aloja, entonces, en recipientes o tubos que deben resistir esas
presiones; junto con los generadores de vapor las bombas de impulsión
del refrigerante y los conductos de conexión, constituyen el circuito
primario o borrero de presión del reactor que oficia, también, de
segundo confinante de los productos de fisión. El control de las
reacciones de fisión y, por ende, de la potencia térmica del reactor
se realiza mediante la inserción en el núcleo de un conjunto de barras
que contienen materiales absorbentes de neutrones (cadmio, boro, hafnio,
etc.). Los reactores
nucleares tienen dispositivos automáticos de protección o sistemas de
seguridad, a saber; un sistemo de extinción del reactor, un sistema de
refrigeración de emergencia del núcleo y un sistema de contención. El
sistema de extinción se activa en el caso de que ciertos parámetros de
funcionamiento del reactor -la potencia, la presión en el circuito
primario, el nivel de agua en los generadores de vapor- alcancen valores
que comprometan la seguridad. El término extinción se refiere a la
interrupción de las reacciones de fisión en el núcleo, que no sólo
puede ser necesaria por razones de seguridad sino, también, para
realizar el mantenimiento normal de las instalaciones o cuando la
central debe salir de servicio. El sistema de refrigeración de
emergencia actúa ante cualquier falla en el circuito primario de
refrigeración que inhabilite la remoción del calor generado por el
combustible; provee de agua en cantidad suficiente para enfriar el núcleo
durante el tiempo que sea necesario. El sistema de contención evita la
liberación al ambiente de los productos de fisión, en el caso de que
fallen el primer y segundo confinamiento; actúa, además, como supresor
de presiones en accidentes que impliquen la ruptura de la barrera de
presión del circuito primario. Una característica
particular de los reactores nucleares es la necesidad de remover el
calor del núcleo, cuando se han extinguido las reacciones de fisión,
pues los productos de esta generan calor de decaimiento radiactivo que,
de no ser evacuado, provocaría daños a los elementos combustibles. Los
reactores nucleares disponen de sistemas especiales de refrigeración
para remover ese calor del núcleo, la cantidad del cual depende de la
historia de potencia del reactor antes de su detención y decrece
exponencialmente con el tiempo transcurrido desde esta. La tabla 2 reseña
algunos aspectos técnicos de los cinco tipos de reactores nucleares de
potencia que componen la mayoría de las centrales nucleares actualmente
en operación. La figura I muestra un esquema simplificado del reactor
de agua a presión (PWR).
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- Esquema simplificado del reactor de agua a presión (PWR). |
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Las
prácticas de ingeniería normalmente aceptadas y de empleo corriente
por la industrIa nuclear hacen que las centrales nucleares se diseñen,
construyan y operen de modo que tengan márgenes muy holgados de
seguridad, y que se usen procedimientos y programas de control de los
sistemas técnicos y humanos que han sido bien definidos y probados. Los
primeros criterios aplicados a la seguridad de centrales nucleares eran
de carácter determinista; se postulaba un incidente extraordinario
-denominado máximo occidente creíble- y se diseñaban los sistemas de
seguridad para controlar ese accidente. No se consideraba posible que
sucedieran accidentes mayores que el definido, cuyas consecuencias los
sistemas de seguridad estaban diseñados para superar en el caso de que
sobrevivieran. La mayoría de las centrales nucleares fueron diseñadas
sobre la base de estos criterios. |
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Central Nuclear de Embalse
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Centrales nucleares |
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Una de las aplicaciones mas importantes de la energía nuclear es el empleo de reactores en las centrales de producción de energía termoeléctrica. Su importancia reside principalmente en el hecho de que, incluso sin ser por ahora el costo de la energía producida competitivo o con el de la energía eléctrica de las centrales tradicionales, existe la posibilidad de perfeccionar la técnica de funcionamiento y de preparar el personal especializado necesario para el manejo de instalaciones delicadas y complicadas como las nucleares. En las centrales nucleares se produce fisión nuclear. El proceso que se controla con mayor cuidado es el final, ya que en ellas, se genera energía de forma lenta, pues de lo contrario el reactor se convertiría en una bomba atómica, debido a que la mayor parte de la energía se libera al final. Recordamos que el Uranio natural es el U-238, y el que es fisionable es el U-235, que es un 0.71% del Uranio que se encuentra en la naturaleza, de ahí que solo un pequeño porcentaje del Uranio se aproveche y se requieran grandes cantidades de este para obtener una cantidad significativa de U-235. El U-238 no es fisionable, ya que es un átomo estable, y al romperlo, no habría diferencia de masa, y no se obtendría energía, cosa que con el U-235 sí se obtiene, al ser inestable. Proceso básico Las barras de Uranio enriquecido al 4% con Uranio-235 se introducen en el reactor, y comienza un proceso de fisión. En el proceso, se desprende energía en forma de calor. Este calor, calienta unas tuberías de agua, y esta se convierte en vapor, que pasa por unas turbinas, haciéndolas girar. Estas a su vez, giran un generador eléctrico de una determinada potencia, generando así electricidad, al igual que con una dínamo de bicicleta, saolo que estas turbinas y el generador, son muy grandes. Lógicamente, no se aprovecha toda la energía obtenida en la fisión, y se pierde parte de ella en calor, resistencia de los conductores, vaporización del agua, etc. Los neutrones son acontrolados para que no explote el reactor mediante unas barras de control (generalmente, de Carburo de Boro), que al introducirse, absorben neutrones, y se disminuye el número de fisiones, con lo cual, dependiendo de cuántas barras de control se introduzcan, se generará más o menos energía. Normalmente, se introducen las barras de tal forma, que solo se produzca un neutrón por reacción de fisión, controlando de esta forma el proceso de fisión. Si todas las barras de control son introducidas, se absorben todos los neutrones, con lo cual se pararía el reactor. El reactor se refrigera, para que no se caliente demasiado, y funda las protecciones, convirtiéndose en una bomba atómica, incluso cuando este esté parado, ya que la radiación hace que el reactor permanezca caliente
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Un reactor nuclear produce calor de la fisión nuclear, en la cual, el núcleo atómico se rompe liberando gran cantidad de energía.
En el núcleo del reactor se produce una reacción en cadena autosostenida, es decir, los neutrones producen fisión liberándose calor y dos o tres neutrones, algunos de los cuales repiten el ciclo.
Las barras de control absorben neutrones y se suben o bajan para controlar las reacciones que ocurren en el núcleo y la cantidad de calor producida.
El tipo mas común de reactores nucleares es el de agua presurizada, también conocido como de doble circuito de agua.
El combustible de un reactor nuclear, por ejemplo el Uranio, está ubicado dentro de unas vainas de un material especial, alrededor de las cuales circula el agua de refrigeración del circuito primario.
El circuito primario bombea agua fría al núcleo del reactor desde donde extrae el calor generado y pasa luego por los tubos del generador de vapor.
Este circuito está presurizado, por lo que el agua permanece líquida aún a las elevadas temperaturas de salida.
En el circuito secundario el agua está a menor presión y se transforma en vapor al pasar por el generador de vapor.
Este vapor es luego enfriado en el condensador por agua proveniente de un gran reservorio como por ejemplo un río o un lago. El agua así condensada es bombeada nuevamente hacia los generadores de vapor completando el circuito.
El vapor producido en el circuito secundario hace girar las turbinas, las que mueven a los generadores eléctricos produciendo la energía eléctrica que es enviada a la red a través de líneas de trasmisión.
Tratamiento que reciben actualmente los
residuos radioactivos.
Los
repositorios, o lugares de disposición final de los residuos, tienen por
objetivo el aislamiento de los residuos de la biosfera y son sistemas diseñados
utilizando el criterio de barreras múltiples; es decir, son barreras
ingenieriles (hormigón, matrices vítreas, contenedores metálicos, etc.) y
geológicas (formaciones rocosas adecuadas), independientes y redundantes de
manera tal que la falla de una de ellas no comprometa la seguridad del sistema.
Uno de los objetivos fundamentales de los repositorios es evitar el contacto de
los residuos con el agua.
Nuestro
país tiene en operación un repositorio para residuos de baja actividad y, en
estudio, uno para residuos de media actividad. En la década pasada se comenzó
a estudiar el probable emplazamiento de un repositorio geológico para residuos
de alta actividad. Después de un relevamiento en todo nuestro territorio, se
decidió que Gastre (en Chubut), por sus características, podría ser uno de
los lugares apropiados, hasta que en agosto de 1993 el proyecto fue oficialmente
descartado por la CNEA.
Los
elementos combustibles quemados de una central nuclear, una vez descargados del
reactor, son almacenados en piletas bajo agua para su decaimiento radiactivo y
enfriamiento, puesto que tienen alta actividad. Luego de un cierto tiempo,
pueden permanecer en esas piletas, como en Atucha I, o ser almacenados dentro de
contenedores estancos de acero inoxidable en silos especiales de hormigón, como
está sucediendo en Embalse. En ambos casos, se trata de almacenamientos
transitorios, hasta que nuestro país decida su destino posterior. Es importante
aclarar que las piletas y los silos mencionados están dentro de cada central
nuclear, en zonas controladas bajo condiciones de total seguridad. Esta práctica
es empleada en todos los países comprometidos con la actividad nuclear. Los
elementos combustibles “quemados”
podrán permanecer así hasta que la evolución de la tecnología y de los
requerimientos energéticos determine cuál es el camino posterior más
indicado; no debe olvidarse que representan un valioso recurso potencial por
contener plutonio, que puede ser el combustible para una nueva generación de
reactores.
Los
países que utilizan energía nuclear en beneficio de sus habitantes deben ser
responsables de los subproductos y consecuencias que generan sus instalaciones.
Por lo tanto, deben gestionar apropiadamente sus propios residuos, de modo tal
que no signifiquen un riesgo para el hombre y su ambiente tanto para las
generaciones presentes como para las futuras.
Hasta el presente, ningún país ha exportado los residuos radiactivos generados
en sus instalaciones nucleares a otros países.
Francia
e Inglaterra reprocesan comercialmente elementos combustibles quemados para países
que no cuentan con las instalaciones necesarias; los residuos generados en este
proceso los retornan, convenientemente acondicionados, al país de origen para
su disposición final.
De
acuerdo a algunos cálculos, habría en la actualidad alrededor de 100.000
toneladas de residuos radiactivos que podría ser interesante enviar al sol para
librarse de ellos. Es algo así como el peso de un gran transatlántico. Desde
el punto de vista económico, es inimaginable esa solución con las actuales
tecnologías espaciales. Todavía se habla de cientos de dólares para cada
kilogramo de carga puesto en órbita.
Además,
nadie puede asegurar la confiabilidad absoluta de los lanzamientos con cargas
peligrosas. En estos días, quedó nuevamente demostrado con el fracaso de la
nave rusa Marte96; se intentó enviarla a ese planeta mediante un cohete Protón
pero terminó en el Océano Pacífico, desparramando una pequeña cantidad de
plutonio que llevaba para alimentar sus fuentes de energía.
Por
otra parte, por qué enviar los combustibles nucleares gastados al espacio
cuando encierran elementos (por ejemplo plutonio) que, seguramente, serán
imprescindibles para generar energía en el futuro??
Hay
tiempo para eso; podemos esperar cientos de años, hasta estar seguros de que ya
no los necesitaremos. Dentro de varios siglos, seguramente será casi trivial
enviar grandes cargas al sol y estarán disponibles otras formas de energía,
quizás la fusión, para cubrir las necesidades.
Mientras
tanto, no tiremos elementos que pueden resultar valiosos. Guardémoslos con
infinitos cuidados, como se está haciendo, desarrollemos tecnologías para
garantizar ese adecuado manejo.
El
problema es garantizar que ciertos materiales críticos no lleguen a estar en
poder de gobernantes fuera de control o de organizaciones terroristas, que
puedan utilizarlos para fabricar bombas nucleares
El
almacenamiento en seco de los elementos combustibles gastados (denominados comúnmente
quemados por asimilación a los combustibles fósiles después de su combustión)
es una de las dos alternativas existentes para almacenarlos. La otra es la vía
húmeda, que consiste en piletas con agua en circulación en las que se los
sumergen, colocados en bastidores (perchas) o dentro de recipientes.
En
seco, los elementos combustibles gastados son almacenados sin necesidad de agua
en circulación, para su refrigeración. En este caso, el medio es un gas inerte
o aire, y la transferencia de calor ocurre por convección natural. Se trata de
un medio pasivo de refrigeración, que no necesita prácticamente ningún
mantenimiento.
En
Argentina - al igual que en otros países como Canadá, EEUU y Alemania - se
construyeron instalaciones destinadas a este fin para cubrir necesidades propias
de la Central Nuclear de Embalse.
Elementos
combustibles quemados hace tiempo, con más de 6 años de residencia en piletas
junto al reactor, son depositados en cofres estancos y estos -a su vez-
almacenados en cámaras (silos), de hormigón armado reforzado, todo dentro de
los límites de la central nuclear.
Las
paredes de los silos, de 85 cm de espesor, absorben la radiación y el calor que
emiten los elementos combustibles quemados en su decaimiento.
EFECTO DE LAS RADIACIONES.
Está demostrado que el hombre puede soportar 250 mSv (miliSievert,
unidad usada para medir la radiactividad) producidos por las radiaciones sin
percibir ningún efecto detectable, e incluso este valor puede alcanzar los
1.500 mSv, recuperándose en algunas semanas. Además no hay que olvidar que el
hombre ha vivido normalmente en un
ambiente radiactivo (2,4 mSv/año).
A
pesar de todo lo mencionado, y como un desafío más, se tiende a que las
centrales nucleares en operación normal aporten un porcentaje mínimo de la radiactividad natural (0,05 mSv);
con lo cual sus efectos serán inferiores a los de la propia naturaleza.
CONTROL DE LAS RADIACIONES
En
operación normal, los productos radiactivos están confinados dentro de la
pastilla de uranio. Para evitar su escape, se fabrica el
combustible con la máxima calidad y se diseña la central de forma tal
que el combustible no sufra daño durante la fabricación.
Márgenes de seguridad adecuadas en el diseño del núcleo, y un sistema
de protección automático, impiden las maniobras
erróneas que puedan dañar al combustible.
Sin
embargo, a pesar de las precauciones anteriores, se presupone la hipótesis de
que haya fugas en el combustible, que pudieran
contaminar el agua de refrigeración que circula por la vasija; también
se postula la hipótesis de fugas en la vasija y sus tuberías
asociadas. Por esta razón, se instala un sistema para el tratamiento de
las fugas de los equipos de la central, y se impide que
estos efluentes traspasen de forma incontrolada la contención.
Para asegurar que el público no sufra ningún daño los
operadores de las centrales están obligados a medir la radiactividad del
ambiente, y comprobar, mediante
controles en el agua, aire, suelo y alimentos, que las personas que viven en los
alrededores, puedan respirar, beber
y comer los alimentos de la zona sin peligro alguno. Estos controles también
son realizados en forma independiente por el
Ente Regulador.
CENTRALES NUCLEARES DE ESPAÑA
Conclusión :
Todos
los países se han esforzado en contribuir a su aplicación pacífica y, como
consecuencia de este trabajo conjunto, se han
desarrollado las centrales nucleares para la producción de energía eléctrica.
Gracias
a este esfuerzo de colaboración que se inició en los años cincuenta, la
humanidad se ha encontrado con que dispone ahora
de una nueva fuente de energía prácticamente ilimitada que le permite
hacer frente a los problemas que están planteando los combustibles
convencionales, reduciendo su utilización a los fines para los que resultan
insustituibles y evitando su consumo en la
producción de energía eléctrica.
Durante este tiempo, se ha podido demostrar que las centrales nucleares
producen energía eléctrica de una forma fiable, segura y
económica.
Las
investigaciones para lograr la energía de fusión se vienen realizando en los
países más avanzados del mundo, pero aún no se la puede considerar una solución
inmediata para el problema energético.
Con lo
expuesto anteriormente, podemos decir que la producción de energía atómica ha
“madurado” técnica, científicamente y en lo que se refiere a la
seguridad para los operarios de estas centrales, para el resto de las
personas y para el medio ambiente, lo suficiente como para que sea posible
usarla en reemplazo de las energías generadas por la quema de combustibles fósiles.
Esto seria una gran ayuda para nuestro planeta.
También creemos que hemos despejado la mayoría de las dudas con respecto a los “temibles” residuos producidos por las centrales nucleares, aunque no dejan de ser un problema hasta que estemos técnicamente avanzados como para poder reaprovecharlos o librarnos definitivamente de ellos.
