introducción a los reactores nucleares

Introducción a los reactores nucleares. Actualización:
Julio 2008
INTRODUCCIÓN A LOS
REACTORES NUCLEARES
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ÍNDICE
Páginas
1.
Introducción
2
Conceptos básicos
3
1.1 Estructura atómica nuclear
3
1.2 Elementos químicos
4
1.3 Estabilidad nuclear
6
2.
Reacciones nucleares con neutrones
7
3.
Reactores nucleares
11
3.1 Componentes del núcleo del reactor
11
3.2 Control de los reactores nucleares
16
4.
Tipos de reactores nucleares
18
5.
Funcionamiento de las centrales nucleares
23
6.
5.1 Centrales de agua a presión (PWR)
24
5.2 Centrales de agua a ebullición (BWR)
28
Nuevas generaciones de reactores
7.
31
6.1 Investigación e innovación mundial sobre reactores de
futuro (medio y largo plazo)
32
6.2 Algunos objetivos de futuro
34
Conclusiones
36
1
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INTRODUCCIÓN
Se presenta, a continuación, una descripción simplificada de los conceptos básicos de la física
del núcleo, de las reacciones nucleares y de su control para facilitar la comprensión del
funcionamiento de los reactores nucleares. Se describen las distintas familias y tipos de
reactores, con especial énfasis en los modelos más utilizados, y se muestra, de manera
esquemática, el funcionamiento de las centrales nucleares.
Finalmente, se hace una revisión sobre las perspectivas de evolución de nuevos diseños de
reactores en el futuro próximo.
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1.
CONCEPTOS BÁSICOS
1.1
ESTRUCTURA ATÓMICA NUCLEAR
Se define átomo como la partícula más pequeña en que puede dividirse un elemento sin
perder las propiedades químicas que le caracterizan.
Está compuesto por una parte central con carga positiva donde se encuentra concentrada
casi toda la masa, constituyendo el núcleo atómico, y por un cierto número de partículas
cargadas negativamente, los electrones, que forman la corteza.
El núcleo atómico está constituido por protones y neutrones, denominados por ello
nucleones, con carga eléctrica positiva igual a la carga negativa de los electrones, de modo
que la carga eléctrica total del átomo sea neutra. (Los protones tienen carga positiva y los
neutrones no tienen carga eléctrica).
Núcleo atómico rodeado de electrones
MASA (kg)
CARGA ( C )
ELECTRÓN
PROTÓN
NEUTRÓN
9,11 x 10-31
1,673 x 10-27
1,696 x 10-27
1,602 x 10-19 (-)
1,602 x 10-19 (+)
0
Partículas elementales constituyentes del átomo
Nº ATÓMICO (Z): Es el número de protones presentes en el núcleo atómico, que
caracteriza a un elemento químico, proporcionando el orden que ocupa en la tabla periódica
(ver más adelante), y que coincide también con el número de electrones.
Nº MÁSICO (A): Es el número total de nucleones (protones más neutrones) existentes en
el núcleo atómico (A = Z+N, donde N = número de neutrones).
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Los átomos se definen, cada uno de ellos, por su número atómico (Z) y su número másico
(A). Los isótopos son aquellos átomos que tienen el mismo número atómico pero distinto
número másico. Por ejemplo, en el caso del Hidrógeno, que tiene un único protón en el
núcleo existen dos isótopos; el Deuterio, que tiene un protón y un neutrón y el Tritio, que
tiene dos neutrones y un protón. El Uranio, cuyo número másico es 238, tiene dos isótopos
con números másicos 233 y 235, respectivamente.
1.2
ELEMENTOS QUÍMICOS
El número de elementos conocidos (aquellos que tienen el mismo número atómico) se
presenta en la “Tabla Periódica de los Elementos”, en donde están ordenados por
número atómico creciente. Están dispuestos en 18 columnas verticales denominadas Grupos.
Cada Grupo contiene los elementos con propiedades semejantes debido a la estructura
electrónica común en su nivel más externo.
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Tabla periódica de los elementos
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1.3
ESTABILIDAD NUCLEAR
Las energías que mantienen unidos los protones y neutrones en el núcleo varían, como se
muestra en la figura siguiente, siendo mayor en los elementos intermedios y menor en los
más ligeros, menor Z, y en los más pesados, mayor Z. Esto comporta una mayor estabilidad
en los elementos intermedios. Por tanto, el fraccionamiento (fisión) de un núcleo de Uranio
en dos o tres elementos intermedios o la unión (fusión) de núcleos muy ligeros, como
hidrógeno y sus isótopos daría lugar a una nueva configuración más estable.
Energía de enlace o de ligadura por nucleón
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2.
REACCIONES NUCLEARES CON NEUTRES
Las reacciones en las que interviene un neutrón que impacta con un núcleo son, con gran
diferencia, las más importantes de la física nuclear aplicada. En ellas se basa el funcionamiento
de los reactores nucleares.
Los núcleos de átomos pesados, al ser bombardeados con neutrones pueden dividirse en
varios fragmentos formados por núcleos de átomos más ligeros, con emisión de neutrones y
con un gran desprendimiento de energía. A este tipo de reacciones nucleares se las denomina
reacciones de fisión nuclear. Las reacciones de fisión que tienen lugar en los reactores
nucleares se producen con núcleos de átomos pesados (U, Pu, Th …).
Otras reacciones nucleares inducidas por neutrones son las de dispersión elástica (en las
que el neutrón choca elásticamente con un núcleo, perdiendo parte de su energía, siendo
menor esta pérdida cuanto mayor sea el número másico del núcleo con el que choca),
dispersión inelástica, producida por neutrones de energía alta, con núcleos de elementos
pesados, captura radiante (cuando el neutrón es absorbido por el núcleo con el que
colisiona. La probabilidad de que esto ocurra disminuye con la energía del neutrón). La
dispersión elástica juega un papel fundamental en la moderación de la energía de los
neutrones necesarios para aumentar el número de fisiones en ciertos reactores. Igualmente,
la captura radiante permite la generación de nuevos isótopos fisionables. (Ver más
adelante).
Los productos de fisión son radiactivos, y dan lugar a unas series radiactivas formadas por
varios nucleidos.
A los neutrones inmediatos que aparecen en la fisión nuclear, se les denomina rápidos y se
emiten con una alta energía y una muy alta velocidad. Estos neutrones que aparecen en el
instante de la fisión provocan en el medio una serie de reacciones nucleares, entre las cuales,
la fisión es la más importante, ya que dará lugar a las reacciones en cadena. Normalmente, el
número de neutrones que aparecen por cada fisión es de 2 ó 3, según el núcleo que se
fisione.
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+ CALOR
Reacción Nuclear de Fisión inducida por neutrones sobre núcleos de uranio
Desde el punto de vista energético, la energía total desprendida en la fisión nuclear inducida
por neutrones procede de la energía cinética de los productos de fisión, aproximadamente el
80%, y el resto debido, básicamente, a los neutrones. Por término medio, la fisión de un
núcleo de un átomo pesado (U, Th, Pu …) produce una elevada energía. Como referencia, si
todos los núcleos contenidos en un gramo de U-235 fisionaran, llegarían a producir una
energía de 1 MWD, o, lo que es lo mismo, una potencia constante de 1 MW (1.000 kW)
durante un día.
Las reacciones de fisión nuclear con neutrones no se producen de la misma forma en todos
los núcleos. Existen los llamados núcleos fisionables que pueden sufrir reacciones de fisión
con neutrones de cualquier energía, mientras que los llamados núcleos fértiles pueden
producir núcleos fisionables mediante reacciones de captura neutrónica, a lo que alude su
nombre; también fisionan, pero sólo con neutrones de muy alta energía.
De los núcleos que interesan para ser fisionados en los reactores (U, Th y Pu), los isótopos
fértiles son aquellos que tienen un número par de nucleones, mientras que los fisionables son
los que disponen de un número impar de ellos. De entre los primeros: U-238, Pu-240, Th232 son los más importantes, mientras que entre los fisionables destacan: U-233, U-235, Pu239, Pu-241.
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La capacidad de fisión de los núcleos se mide a través del valor de la sección eficaz que
presentan para la fisión (a mayor sección eficaz, mayor probabilidad de fisión), que depende
de la energía de los neutrones que interaccionan con dichos núcleos. A medida que dicha
energía disminuye, la sección eficaz aumenta y, por tanto, la capacidad de fisión. Por tanto, la
fisión es más probable con neutrones térmicos (lentos) que con los rápidos. Así pues, los
núcleos fisionables, a pesar de sufrir estas reacciones con cualquier neutrón, fisionarán en
mayor cantidad cuando los neutrones sean térmicos, mientras que los núcleos fértiles, al
tener umbrales de fisión altos, sólo fisionarán con los rápidos.
El uranio, empleado como combustible de un reactor nuclear, aparece en forma natural con
los isótopos U-235 y U-238. El primero es un elemento fisionable, y el segundo es fértil.
Mientras que en el U-235 se producen cerca del 97% de todas las fisiones de un reactor con
neutrones térmicos, el U-238 puede producir Pu-239 mediante reacciones de captura. Este
elemento fisiona de forma similar al U-235, aumentando la proporción de fisiones. El torio,
elemento que existe en forma abundante en la Naturaleza, se presenta en su totalidad como
torio-232, que mediante reacciones de captura produce el uranio-233, empleado como
elemento fisionable en los reactores.
Tal como se ha indicado, en las reacciones de fisión inducidas por neutrones aparecen
nuevos neutrones en número comprendido entre 2 y 3 según sea el núcleo que sufra la
fisión. Estos neutrones pueden, a su vez, provocar nuevas fisiones, existiendo la probabilidad
de que se produzca una reacción en cadena como la representada en la figura para el U-235.
A partir de este concepto, se define un reactor nuclear como la instalación capaz
de iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión en cadena. Éstas tienen
lugar en el núcleo del reactor, compuesto por el combustible a base de núcleos
fértiles y fisionables, el refrigerante, los elementos de control, materiales
estructurales y moderador en los reactores nucleares térmicos.
Los neutrones producidos en la fisión, al moverse en el núcleo del reactor, pueden producir
nuevas fisiones o ser capturados en los materiales constituyentes. Así, si en un cierto instante
existen <n> neutrones en el reactor, como consecuencia de los procesos indicados, al cabo
de un cierto tiempo han desaparecido todos y dan lugar a una nueva generación de
neutrones <n’> que aparecen por fisiones. Se denomina constante de multiplicación a la
relación entre los neutrones de dos generaciones sucesivas.
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K = n’/n
Esta relación puede tomar varios valores:
-
K = 1, en cuyo caso se producen tantos neutrones como desaparecen,
denominándose al reactor crítico.
-
K < 1, en cuyo caso la reacción en cadena no se puede mantener, pues al producirse
menos neutrones de los que desaparecen, al cabo de un cierto tiempo el número
total de neutrones se anulará. Este estado del reactor es el denominado subcrítico.
-
K > 1, en esta situación, denominada supercrítica, la aparición de más neutrones
que los que desaparecen, dará lugar a un estado divergente.
Esquema básico de una reacción en cadena. Un núcleo de uranio fisiona
emitiendo neutrones, los cuales provocan nuevas reacciones de fisión.
este tipo de reacciones son básicas para el funcionamiento de reactor nuclear.
La operación normal de un reactor deberá realizarse siempre en condiciones de criticidad, es
decir, con K = 1, salvo en los instantes de la puesta en marcha, y en las paradas, en los que
será subcrítico.
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3.
REACTORES NUCLEARES
Se define un reactor nuclear como una instalación capaz de iniciar, mantener y
controlar las reacciones de fisión en cadena que tienen lugar en el núcleo del
reactor, compuesto por el combustible, el refrigerante, los elementos de control,
los materiales estructurales y el moderador en el caso de los reactores nucleares
térmicos.
Hay dos formas de diseñar un reactor nuclear: térmico, bien sea retardando (moderando) los
neutrones veloces o bien incrementando la proporción de átomos fisibles. Para la tarea de
retardar los neutrones se emplea un moderador (agua ligera, agua pesada, grafito) y a los
neutrones lentos resultantes se les denomina térmicos, de modo que los reactores basados
en esta técnica se conocen como REACTORES TÉRMICOS, a diferencia de los que
emplean neutrones rápidos (veloces), denominados REACTORES RÁPIDOS.
A la hora de construir un reactor, es necesario tener una masa crítica de combustible, esto
es, suficiente material fisible, en una óptima disposición del combustible y del resto de los
materiales del núcleo, para mantener la reacción en cadena. La disposición de los
absorbentes de neutrones y de las barras de control permite mantener la criticidad en
operación y la subcriticidad en parada y puesta en marcha.
3.1
COMPONENTES DEL NÚCLEO DEL REACTOR
El núcleo es la parte del reactor donde se produce y se mantiene la reacción nuclear en
cadena. Su objetivo es calentar el agua del circuito primario. Se diseña para operar de forma
segura y controlada, de modo que se maximice la cantidad de energía extraída del
combustible.
Cada componente del núcleo del reactor juega un papel importante en la generación de
calor:
9 Combustible
El combustible de un reactor nuclear es un material fisionable en cantidades tales que se
alcance la masa crítica, y colocado de tal forma que sea posible extraer rápidamente el calor
que se produce en su interior debido a la reacción nuclear en cadena.
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Los combustibles empleados en las centrales nucleares están en forma sólida, aunque varían
desde el dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido, uranio en tubos de aleación de
magnesio hasta dióxido de uranio enriquecido o natural en tubos de aleación de zirconio,
todo depende del tipo de reactor.
Elemento de combustible de un reactor PWR
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En general, un elemento de combustible está constituido por una disposición cuadrangular de
las varillas del combustible, aunque debe mencionarse la disposición hexagonal del reactor
ruso de agua a presión VVER.
Sujetando los tubos guía a las rejillas de soporte de combustible se consigue que los centros
de las varillas de combustible y los tubos guía estén a la misma distancia. Todos los elementos
de combustible tienen el mismo diseño mecánico. Algunos contienen haces de barras de
control y otros contienen venenos consumibles o fuentes neutrónicas.
Para asegurar la calidad de los elementos de combustible, se realizan numerosas inspecciones
y ensayos tanto de las materias primas como del producto final.
9 Barras de control
Los haces de barras de control proporcionan un medio rápido para el control de la reacción
nuclear, permitiendo efectuar cambios rápidos de potencia del reactor y su parada eventual
en caso de emergencia. Están fabricadas con materiales absorbentes de neutrones (carburo
de boro o aleaciones de plata, indio y cadmio, entre otros) y suelen tener las mismas
dimensiones que los elementos de combustible. La reactividad del núcleo aumenta o
disminuye subiendo o bajando las barras de control, es decir, modificando la presencia de
material absorbente de neutrones contenido en ellas en el núcleo.
Para que un reactor funcione durante un periodo de tiempo tiene que tener un exceso de
reactividad, que es máximo con el combustible fresco y va disminuyendo con la vida del
mismo hasta que se anula, momento en el que se hace la recarga del combustible.
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En funcionamiento normal, un reactor nuclear tiene las barras de control total o
parcialmente extraídas del núcleo, pero el diseño de las centrales nucleares es tal que ante un
fallo en un sistema de seguridad o de control del reactor, siempre actúa en el sentido de
seguridad de reactor introduciéndose totalmente todas las barras de control en el núcleo y
llevando el reactor a parada segura en pocos segundos.
Las barras de control capturan los neutrones libres
9 Moderador
Los neutrones producidos en la fisión tienen una elevada energía en forma de velocidad.
Conviene disminuir su velocidad de modo que aumente la probabilidad de que fisionen otros
átomos y no se detenga la reacción en cadena. Esto se consigue mediante choques elásticos
de los neutrones con los núcleos del moderador.
Entre los moderadores más utilizados están el agua ligera, el agua pesada y el grafito.
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9 Refrigerante
La mayor parte de la energía desprendida por fisión es en forma de calor. A fin de poder
emplear éste, por el interior del reactor debe pasar un refrigerante que absorba y transporte
dicho calor. El refrigerante debe ser anticorrosivo, tener una gran capacidad calorífica y no
debe absorber neutrones. Los refrigerantes más usuales son gases, como el anhídrido
carbónico y el helio, y líquidos como el agua ligera y el agua pesada. Incluso hay algunos
compuestos orgánicos y metales líquidos como el sodio, que también se empleen para este
fin.
9 Reflector
Es una reacción nuclear en cadena, un cierto número de neutrones tiende a escapar de la
región donde ésta se produce. Esta fuga neutrónica puede minimizarse con la existencia de
un medio reflector, aumentando así la eficiencia del reactor. El medio reflector que rodea al
núcleo debe tener una baja sección eficaz de captura para no reducir el número de neutrones
y que se reflejen el mayor número posible de ellos.
La elección del material depende del tipo de reactor. Si tenemos un reactor térmico, el
reflector puede ser el moderador, pero si tenemos un reactor rápido el material del
reflector debe tener una masa atómica grande para que los neutrones se reflejen en el núcleo
con su velocidad original (dispersión inelástica).
9 Blindaje
Cuando el reactor esté en operación, se genera gran cantidad de radiación. Es necesaria una
protección para aislar a los trabajadores de la instalación de las radiaciones ocasionadas por
los productos de fisión.
Por ello, se coloca un blindaje biológico alrededor del reactor para interceptar estas
emisiones.
Los materiales más usados para construir este blindaje son el hormigón, el agua y el plomo.
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3.2
CONTROL DE LOS REACTORES NUCLEARES
Como ya se ha dicho, para que un reactor nuclear funcione durante un periodo de tiempo
tiene que tener un exceso de reactividad sobre el valor crítico, para compensar las pérdidas
de neutrones que, por diversos fenómenos, tiende a reducirlos.
El reactor tiene que funcionar en condiciones de criticidad, lo que significa que el exceso de
reactividad tiene que mantenerse en un valor cero.
Para controlar la reactividad en los reactores nucleares de agua natural, se puede proceder
de varias formas, que pueden actuar de forma simultánea y no. La introducción de
absorbentes de neutrones en el núcleo por medio de barras de control, es un medio rápido y
eficaz de control. En determinadas circunstancias, puede disolverse en el moderador, cuando
éste es líquido, un absorbente de neutrones como el ácido bórico.
El diseño de las centrales nucleares es tal que un fallo en los equipos de la instalación siempre
actúa en el sentido de máxima seguridad del reactor, insertando todas las barras de control
en el núcleo, compensando instantáneamente la reactividad del mismo y parándose el
reactor.
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Otro tipo de control se realiza con materiales absorbentes o venenos combustibles que van
desapareciendo por captura neutrónica. Es frecuente que vayan incorporados en algunos de
los elementos combustibles.
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4.
TIPOS DE REACTORES NUCLEARES
Los tipos de reactores nucleares pueden clasificarse ateniéndose a diversos criterios, los más
comunes son los siguientes:
9 Según la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión: reactores
rápidos y reactores térmicos.
9 Según el combustible utilizado: reactores de uranio natural, en los que la proporción
de uranio 235 en el combustible es la misma que se encuentra en la Naturaleza, esto es,
aproximadamente 0,7%, reactores de uranio enriquecido en los que la proporción de
uranio 235 se ha aumentado hasta alcanzar un 3 ó 4%. Otros utilizan óxidos mixtos de U
y P, etc.
9 Según el moderador utilizado: los que utilizan agua ligera, agua pesada o grafito.
9 Según el material usado como refrigerante: los materiales más utilizados son el
agua (ligera o pesada) o un gas (anhídrido carbónico o helio), que a veces actúan
simultáneamente como refrigerante y moderador. Otros refrigerantes posibles son: aire,
vapor de agua, metales líquidos o sales fundidas.
Hay varios tipos de centrales nucleares en operación comercial. Sus diferencias estriban en
los distintos tipos de reactores que utilizan para producir energía, ya que una vez producido
el vapor, todas emplean los mismos sistemas convencionales. Con esta consideración,
algunos tipos de centrales o de reactores en operación comercial son:
a)
Reactor de agua a presión (PWR)
El reactor de agua a presión es el tipo de reactor más ampliamente utilizado en el mundo y
ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, R.F. Alemania, Francia y Japón.
En este reactor, el agua se utiliza como moderador y como refrigerante.
El combustible es uranio enriquecido, en forma de óxido. Las centrales españolas de Almaraz,
Ascó, Vandellós II y Trillo, todas en explotación, pertenecen a este tipo.
El agua de refrigeración que circula a gran presión, lleva la energía generada en el núcleo del
reactor a un intercambiador de calor, donde se produce el vapor que alimentará el turbogrupo.
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Esquema de una central nuclear de agua a presión (PWR)
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b)
Reactor de agua en ebullición (BWR)
El reactor de agua en ebullición, al igual que el anterior, es ampliamente utilizado y su
tecnología ha sido desarrollada, principalmente, en Estados Unidos, Suecia y la R.F. Alemana.
En este reactor, el agua se utiliza como moderador y como refrigerante.
El combustible es uranio enriquecido en forma de óxido. En España pertenecen a este tipo las
de Santa María de Garoña y Cofrentes, ambas en explotación.
Esquema de una central nuclear de agua en ebullición (BWR)
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c)
Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR)
Estos reactores, cuyo combustible es uranio natural en forma de metal, introducido en tubos
de una aleación de magnesio llamado magnox, emplean grafito como moderador y se
refrigeran por anhídrido carbónico.
Este tipo de reactores, desarrollado principalmente en Francia y Reino Unido, genera el
vapor mediante un circuito cambiador de calor, exterior o interior a la vasija que contiene el
núcleo.
d)
Reactor avanzado de gas (AGR)
Ha sido desarrollado en el Reino Unido como sucesor del uranio natural-grafito-gas. Las
principales diferencias introducidas son que el combustible, en forma de óxido de uranio
enriquecido, está introducido en tubos de acero inoxidable y que la vasija, de hormigón
pretensado, contiene en su interior los cambiadores de calor.
e)
Reactor refrigerado por gas a temperatura elevada (HTGCR)
Este reactor representa la siguiente etapa en la serie de reactores refrigerados por gas. Se
viene desarrollando en R.F. Alemana, Reino Unido y Estados Unidos.
Difiere del anterior en tres aspectos principales: utilización del helio como refrigerante, en
lugar del anhídrido carbónico, combustible cerámico, en vez de metálico, y temperaturas del
gas mucho más elevadas.
f)
Reactor de agua pesada (HWR)
Este tipo de reactor ha sido desarrollado principalmente en Canadá.
Emplea como combustible uranio natural, en forma de óxido, introducido en tubos de
circonio aleado. Su principal característica es el uso de agua pesada como moderador y
refrigerante.
En su diseño más común, los tubos del combustible están introducidos en una vasija que
contiene el moderador, agua pesada. El refrigerante, también agua pesada, se mantiene a
presión para que no entre en ebullición, produciéndose el vapor en unos cambiadores de
calor por los que circula el agua ligera.
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g)
Reactor reproductor rápido (FBR)
Hay varios diseños, siendo el ruso y el francés los que se encuentran más avanzados. La
principal característica de los reactores rápidos es que no utilizan moderador y que, por
tanto, la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos. El núcleo del reactor
consta de una zona fisionable, rodeada de una zona fértil en la que el uranio 238 o uranio
natural se transforma en plutonio. También puede utilizarse el ciclo uranio 233-torio. El
refrigerante es sodio líquido, el vapor se produce en intercambiadores de calor. Su nombre
de “reproductor” alude a que en la zona fértil se produce mayor cantidad de material
fisionable que la que consume el reactor en su funcionamiento, es decir más combustible
nuevo que el que se gasta.
OLBURY
(UK)
PICKERING
(CANADÁ)
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5.
FUNCIONAMIENTO DE LAS CENTRALES NUCLEARES
Los reactores de agua ligera, en sus dos versiones de agua a presión y en ebullición,
representan el 90% de los reactores de potencia que existen en el mundo, por lo que nos
vamos a referir a ellos más detenidamente.
Las centrales nucleares se diferencian de las térmicas de carbón, petróleo o gas, solamente
en la forma de proporcionar el calor al agua para que se convierta en vapor y actúe sobre la
turbina. El resto de la instalación de una central nuclear es idéntica a una de carbón, como se
ilustra en el esquema adjunto.
CENTRAL
TÉRMICA
CENTRAL
NUCLEAR
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5.1 CENTRALES DE AGUA A PRESIÓN (PWR) – PRESSUARIZED WATER
REACTOR
Este tipo de centrales se denominan así porque el agua natural o ligera, que actúa como
refrigerante y moderador del reactor nuclear, está a una presión superior a la saturación con
el fin de impedir su ebullición. La presión media del refrigerante es de 157 at y su
temperatura de 327ºC a la potencia normal.
En este tipo de centrales hay tres circuitos bien diferenciados:
Circuito primario.- El circuito primario es el del agua que se hace circular por el reactor y
por el haz tubular de los generadores de vapor, cuyos elementos principales son:
9
9
9
9
Vasija del reactor.
Generador de vapor
Bomba del refrigerante del reactor
Presionador
Circuito secundario.- Es el del agua que se calienta y se vaporiza en el generador de vapor
y pasa en forma de vapor por la turbina y se condensa en el condensador.
Este circuito comprende los elementos:
9 Generador de vapor
9 Turbina-generador eléctrico
9 Condensador
Esquema de una central nuclear equipada con un reactor tipo PWR (agua a presión)
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Circuito terciario.- Es el del agua de refrigeración del condensador y puede ser en circuito
cerrado o abierto.
CIRCUITO PRIMARIO
La vasija del reactor para una central de unos 1.000 MWe de potencia es un recipiente de
acero especial de unas 400 t de peso. En ella está el núcleo del reactor compuesto por
pastillas de dióxido de uranio ligeramente enriquecido (2-4%) en U-235, confinados en vainas
de zircaloy (aleación de Zr), los cuales se agrupan en forma cuadrangular, formando los
elementos combustibles. La fisión nuclear produce una gran cantidad de calor que pasa del
combustible al agua de refrigeración incrementando su temperatura en unos 350ºC. El agua
de refrigeración actúa también como moderador de la energía de los neutrones en la
reacción nuclear de fisión en cadena.
Vasija de un reactor PWR
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El reactor se controla por medio de las barras de control y por ácido bórico disuelto en el
refrigerante. Tanto las barras de control como el boro son buenos absorbentes de neutrones
y tienden a hacer menos reactivo el núcleo, de forma que ajustando cada barra de control
que se inserta en el núcleo puede variarse el nivel de potencia de reactor e incluso pararlo.
El agua a presión calentada en la vasija circula al generador de vapor, o cambiador de calor,
donde pasa por el haz de tubos e intercambia su calor con el agua que los rodea
transformándola en vapor.
Los generadores de vapor aseguran una separación física entre el agua del refrigerante del
reactor del circuito primario y el ciclo del vapor secundario. El haz tubular está formado por
un número elevado de tubos de pared delgada para conseguir una superficie de intercambios
adecuada y una buena transmisión de calor de acuerdo al diseño termohidráulico.
El agua enfriada que sale del generador por la zona fría del circuito es impulsada hacia el
reactor por una bomba, cerrando así el circuito primario.
En todo el sistema del refrigerante del reactor, circuito primario, se controla la presión,
mediante un elemento denominado “presionador” que está conectado a uno de los lazos de
refrigeración. Es un cilindro de acero que en funcionamietno normal de la central, un 60% de
su volumen está ocupado por agua y un 40% de vapor. Interiormente lleva unas resistencias
eléctricas para mantener el agua a temperatura de saturación. La existencia de las fases
líquido-vapor permite atenuar el cambio de volumen del agua, debido a una variación de la
temperatura del refrigerante, mediante la creación de más vapor o disminución de éste y
corregir de esta forma la variación de presión en el primario.
Todo el circuito primario va dentro del edificio de contención. Este edificio de pared
cilíndrica va rematado de una cúpula semiesférica o semielíptica. La estructura de la obra
puede ser de hormigón armado o pretensado e incluso de acero. Las paredes interiores van
recubiertas de chapas de acero soldadas, que aseguran la más completa estanqueidad. La
estructura de la contención puede ser de tipo simple o doble. Este edificio tiene que estar
diseñado para cargas normales y para cargas debidas a accidentes, tanto internos como
externos, así como las cargas de servicio (de construcción, de ensayo, terremoto básico de
diseño) y las cargas factoriales que incluyen las cargas de presión y temperatura como
consecuencia del accidente máximo de diseño, terremoto con parada segura, etc.
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Julio 2008
La finalidad de este edificio de contención es impedir la salida de los productos de fisión,
tanto en condiciones normales como de accidente, así como actuar de barrera biológica.
CIRCUITO SECUNDARIO
La separación física de los circuitos primario y secundario se realiza a través del generador de
vapor que, en su parte del secundario, está formado por una carcasa que actúa de barrera de
presión alrededor del haz de tubos (primario) y de una parte superior donde se aloja el
separador de humedad del vapor.
El agua de alimentación entra en el generador por la tobera correspondiente y el agua baja a
través del espacio anular entre la carcasa y la camisa del haz tubular y sube entre los tubos
del haz donde absorbe el calor que le transfiere el agua que circula por el interior de los
tubos hasta convertirse en vapor. Este vapor va mezclado con agua, por lo que debe
eliminarse ésta en el separador de humedad ya que la turbina requiere vapor con un nivel
reducido de humedad.
El vapor “seco” llega a la turbina, acciona los álabes de la misma y hace girar el generador
eléctrico acoplado a ella produciendo energía eléctrica.
La turbina tiene una sección de alta presión y varias de baja presión. El vapor, al salir de la
turbina de alta presión, tiene una cantidad de humedad, de nuevo, que hay que quitar para
mejorar el rendimiento de la turbina. Esto se consigue pasando el vapor por un recalentador
de humedad. El vapor recalentado se transfiere a las turbinas de baja presión, cuyo número
depende de la potencia eléctrica de la central.
El vapor, una vez que ha pasado por la turbina, se enfría en el condensador que es un
cambiador de calor de grandes dimensiones. El agua condensada se recoge en una cámara
llamada “pozo caliente”, desde donde es impulsada por las bombas correspondientes a un
sistema de precalentamiento y, de ahí, a los generadores de vapor, cerrándose el ciclo.
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CIRCUITO TERCIARIO
Para enfriar el vapor en el condensador se requiere una gran cantidad de agua. Esta agua
puede provenir del mar, lagos o ríos, devolviendo el agua a su origen pero algo más caliente.
A este sistema de refrigeración se le denomina de “ciclo abierto”.
En un sistema de “ciclo cerrado”, el agua pasa a una torre de refrigeración donde se evapora
una pequeña parte, se refrigera el resto y vuelve a entrar en el ciclo.
La Administración ha impuesto unas limitaciones en el calentamiento del agua vertida después
de ser utilizada en la refrigeración del condensador, de forma que una vez mezclada esta agua
con la del caudal del medio se mantengan las condiciones ambientales requeridas.
5.2
CENTRALES DE AGUA A EBULLICIÓN (BWR) – BOILING WATER
REACTOR
En estas centrales el agua natural o ligera actúa como refrigerante y moderador del reactor
nuclear. El agua, mantenida a una presión de unas 70 atmósferas, entra en ebullición y el
vapor producido va directamente a la turbina. Por esta razón, a diferencia de las PWR, no
tienen generador de vapor.
El combustible nuclear está encerrado dentro de la gran vasija llena de agua, donde se
produce la ebullición de la misma. El vapor pasa por un sistema de separación y secado del
vapor, situado en el interior de la vasija del reactor, antes de ser enviado a la turbina. El
vapor, una vez que ha pasado por los álabes de la turbina para mover el generador eléctrico,
se condensa en el condensador y se envía directamente a la vasija. El agua de refrigeración se
recircula en la vasija para controlar el nivel de ebullición y, en último término, la potencia del
reactor. También, en este tipo de reactores se utilizan recalentadores de humedad.
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Secado
Separador
Vasija de un reactor BWR
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La característica principal de estos reactores, además de la ya expresada de la ebullición
directa del refrigerante, es el sistema de contención que consta de un edificio de hormigón
que constituye el blindaje biológico y dentro de él, la contención propiamente dicha , que es
una construcción de acero de forma cilíndrica.
Esquema de una central nuclear equipada con un reactor tipo BWR (agua en ebullición)
Dentro de este edificio metálico está albergada la vasija, la piscina de relajación, bombas de
recirculación, válvulas de seguridad, y otros equipos y su función es retener a los posibles
productos de fisión, en caso de accidente.
La piscina de relajación es un gran depósito de condensación para las descargas de vapor, que
proviene de las válvulas de seguridad, durante los transitorios. Es también un sumidero de
calor y una fuente de agua para la refrigeración del núcleo en caso de accidente de pérdida de
refrigerante del reactor.
Al igual que los reactores a presión existen sistemas de seguridad cuya función es
salvaguardar las barreras que impiden que los productos salgan fuera de ellas.
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6.
NUEVAS GENERACIONES DE REACTORES
En la industria nuclear, conocimiento científico y tecnología avanzan continuamente. Los
requisitos y normas sobre seguridad evolucionan en base a los nuevos conocimientos y a la
experiencia adquirida.
Dentro del alto ritmo de investigación, desarrollo e innovación que siempre ha caracterizado
al mundo nuclear frente a otras industrias, se han preparado “Documentos de
Requisitos” en varios países, entre ellos EE.UU., Japón y Comunidad Europea.
En la elaboración de estos requisitos y su revisión han participado empresas eléctricas,
fabricantes de reactores nucleares, organismos reguladores, etc. En ellos se establecen las
condiciones que deben cumplir los reactores de próxima construcción, tanto desde el punto
de vista de la seguridad como del diseño, impacto ambiental, economía, etc.
Entre sus objetivos se encuentra el de reducir incertidumbres en la planificación, diseño y
operación de las futuras centrales nucleares. Comparaciones sistemáticas entre estos
documentos han demostrado una clara coherencia en sus requisitos. Entre otros, pueden
destacarse:
9 60 años de funcionamiento.
9 Operación segura y flexible con un alto grado de disponibilidad global.
9 Aumento de la automatización y la mejora de los factores humanos proporcionando al
operador mayor tiempo para la toma de decisiones y reduciendo las probabilidades de
errores.
9 Reducción de la frecuencia de daños al núcleo a menos de 1 en 100.000 veces por
reactor y año y la frecuencia acumulada de emisiones después de un daño en el núcleo a
menos de 1 en un millón de veces por reactor y año.
9 Incorporación de diseños para hacer frente a accidentes severos.
9 Limitación de las acciones de protección necesarias en el entorno, en el caso hipotético
de una emergencia mediante medidas adicionales incorporadas en el diseño de las plantas.
Los reactores en funcionamiento han incorporado, o están en curso de hacerlo,
estos requisitos, como lo demuestra el elevado número de reactores que ya han
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Introducción a los reactores nucleares. Actualización:
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obtenido licencias de explotación para 60 años después de largos procesos de
revisión, actualización y sustitución de equipos y materiales. Las frecuencias de
daños al núcleo han experimentado, igualmente, una mejora en la línea marcada
por los documentos de requisitos.
6.1
INVESTIGACIÓN E INNOVACIÓN MUNDIAL SOBRE REACTORES
DEL FUTURO (MEDIO Y LARGO PLAZO)
Los requisitos que se establecen en las distintas organizaciones internacionales que trabajan
en el diseño de los futuros reactores cubren, entre otros, los siguientes temas:
9 Optimizar la seguridad.
9 Mantener y maximizar la competitividad con otras fuentes de energía.
9 Evitar la proliferación de materiales radiactivos mediante el desarrollo y mejora de las
medidas de no proliferación existentes actualmente.
9 Reducir los tiempos de construcción a valores inferiores a tres años.
9 Simplificar las instalaciones.
9 Desarrollar el estudio y aplicación de factores humanos.
9 Tener en cuenta, desde el principio, en las etapas de diseño, el desmantelamiento final de
la planta y el manejo del combustible gastado.
9 Reducción de residuos.
9 No serán necesarios planes de emergencia en el entorno de las plantas por eliminación
de las posibilidades de emisiones.
Para alcanzar estos objetivos, la comunidad nuclear internacional trabaja intensamente, y de
manera coordinada, a través de multitud de proyectos. A continuación, destacamos algunos
de los más significativos.
PROGRAMA MARCO DE I+D DE LA UNIÓN EUROPEA
Entre sus campos prioritarios destacan:
9 Estudios de conceptos innovadores para nuevos métodos más seguros del uso de la
energía nuclear, como son: seguridad de las instalaciones, educación y formación,
protección radiológica, explotación de las instalaciones.
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PROYECTO INPRO DEL ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA
Auspiciado por los estados miembros del Organismo (más de 100), INPRO (International
Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles), fue iniciado a finales del año 2000 y
tiene como objetivo principal la utilización segura, sostenible, económica y no proliferante de
la tecnología nuclear para satisfacer las necesidades energéticas globales a lo largo del siglo
XXI.
Los países miembros involucrados en el mismo son: Argentina, Brasil, Bulgaria, Canadá,
Corea, China, Alemania, India, Indonesia, la Federación Rusa, España, Pakistán, Sudáfrica,
Suiza, Holanda, Turquía y Comisión Europea.
GENERACIÓN IV DE CENTRALES NUCLEARES
El Foro Internacional de la Generación IV (GIF) es un grupo internacional de
organismos gubernamentales, cuyo objetivo es facilitar la cooperación bilateral y multilateral
para el desarrollo de nuevos reactores nucleares de futuro, conocidos como la Generación
IV.
En su reunión de septiembre de 2002, en Tokio, se anunció un acuerdo entre los 10 países
miembros (Argentina, Brasil, Canadá, Francia, Japón, Sudáfrica, Corea, Suiza, Reino Unido y
Estados Unidos), por el cual se han escogido seis tecnologías de nuevos reactores y sus ciclos
de combustible, que representan el futuro de la energía nuclear, para que sean desarrollados
conjuntamente antes del año 2030.
Estas seis tecnologías incluyen los reactores rápidos refrigerados por gas, los
reactores rápidos refrigerados por plomo, los reactores de sales fundidas, los
reactores rápidos refrigerados por sodio, los reactores supercríticos refrigerados
por agua y los reactores de muy alta temperatura.
CASO ESPAÑOL
La industria nuclear española mantiene y mejora cada año sus capacidades y su tecnología,
mediante el apoyo al mantenimiento de las centrales nucleares en operación, la introducción
de mejoras relativas a los aspectos funcionales y de seguridad, los programas de operación a
largo plazo de las centrales nucleares existentes, y la participación en los programas de
diseño de la próxima generación de centrales nucleares necesarias en el futuro.
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En este contexto, el apoyo a la operación de las centrales nucleares españolas, la
colaboración en programas internacionales para el desarrollo de las nuevas centrales
nucleares avanzadas, y la participación en distintos proyectos a nivel internacional, como el
proyecto ITER o el proyecto Lungmen en Taiwan, permiten que la industria nuclear española
mantenga un alto nivel de actividad, tanto en el campo nacional como en el campo
internacional.
El sector eléctrico ha participado en más de 180 proyectos de I+D+I nucleares en
el periodo 1998-2003, con una inversión media anual del orden de 9 millones de
euros. El presupuesto total de los proyectos en los que se ha participado, considerando las
aportaciones de otras entidades tanto nacionales como extranjeras a estos proyectos, es del
orden de 48 millones de euros anuales, lo que da un efecto multiplicador de más de 5
respecto a la inversión realizada.
La participación en programas internacionales presenta la ventaja de compartir una
importante capacidad técnica para la resolución de los problemas por la colaboración de
personal de las centrales, investigadores y expertos de múltiples procedencias. Además, tiene
un efecto multiplicador de la inversión mucho mayor que en proyectos exclusivamente
nacionales, permitiendo a su vez la actualización y mejora de los centros tecnológicos de
nuestro país.
6.2
ALGUNOS OBJETIVOS DE FUTURO
No se trata en este documento de ofrecer detalles técnicos de estas nuevas tecnologías,
pero sí se considera procedente presentar algunas de las mejoras que estos nuevos diseños
incorporan y que son de particular interés para el público y la sociedad en general.
Los métodos de reprocesamiento del combustible para la extracción de los isótopos de Pu
están completamente desarrollados a nivel comercial. Este Pu se utiliza para la fabricación de
combustible junto con combustible convencional de Uranio, obteniéndose los denominados
Óxidos Mixtos.
De esta forma, se utiliza un combustible que ha sido generado en el propio reactor,
produciéndose un importante ahorro de combustible convencional. Es por ello que se han
estado investigando reactores que puedan producir mayores cantidades de Plutonio durante
su funcionamiento. Este tipo de reactores, ya citados, se denominan Reactores
Reproductores, que permiten la generación del combustible nuclear durante operación,
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Julio 2008
incrementando la duración de las reservas del combustible de Uranio actuales. Países como
Francia (con los reactores Phenix y Superphenix, este último actualmente en
desmantelamiento), USA, Gran Bretaña, Alemania, la antigua Unión Soviética y Japón (Joyo y
Monju) tienen reactores rápidos experimentales. Otros, como China, tienen alguno en
construcción.
En el caso del Phenix, que se refrigera por sodio, el funcionamiento durante 20 años
permitiría alimentar otro reactor nuclear de similares características. Se puede llegar, en
estos modelos, a la utilización del 75% de la energía total contenida en el Uranio natural.
Otros reactores reproductores, en este caso refrigerados por gas, tienen aún mayor
capacidad de reproducción de combustible que los anteriores y pueden alcanzar muy altos
grados de quemado, es decir, una muy alta utilización del combustible, lo que propicia
estrategias de particular interés en la generación de energía nuclear.
Se trabaja actualmente en los reactores de transmutación en los que, mediante
reacciones nucleares de fisión, los elementos residuales de larga vida se convierten en
productos de fisión de vida media mucho más corta. En este campo existen diseños de
distinto tipo, aunque la mayoría se basan en reactores subcríticos.
La ventaja fundamental de este proceso es que permitirá reducir significativamente el tiempo
de almacenamiento de los residuos radiactivos.
Los reactores de muy alta temperatura, en desarrollo en varios países, están
orientados a formar parte de un complejo industrial en el que el calor generado se utiliza
para otros fines industriales. La producción de hidrógeno, una de las fuentes de energía del
futuro, es una de estas aplicaciones para la que este tipo de reactores es particularmente
adecuado.
Entre estos reactores, es de mencionar el PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) o Reactor
Modular de Lecho de Bolas. Está refrigerado por helio, es de pequeño tamaño (165 MWe) y
su característica principal es que las bolas en que se aloja el combustible mantienen su
integridad bajo las condiciones más severas posibles. Esto elimina, en principio, la necesidad
de edificios de contención como barrera última para evitar emisiones.
Otros modelos incorporan dentro de la vasija todos los elementos del ciclo primario, con lo
que eliminan riesgos de pérdidas de refrigerantes. Hay otros modelos de menor tamaño, de
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carácter modular, con largos periodos de funcionamiento sin necesidad de parada, o bien
otros diseños que se pueden construir y operar en bases flotantes, etc.
La actividad de la industria nuclear, reflejada en el número de proyectos de todo tipo en
curso, prácticamente asegura la disponibilidad de nuevos modelos de reactores, en
relativamente cortos periodos de tiempo. Las centrales avanzadas ya disponibles y las que
están en operación en la actualidad, cubrirán adecuadamente el espacio de tiempo necesario
para disponer de los reactores de muy última generación.
7.
CONCLUSIONES
El esfuerzo innovador de la industria nuclear a través de la colaboración de multitud de países
y organizaciones internacionales es una realidad que conducirá a la disponibilidad de nuevos
modelos acordes con las exigencias de competitividad, medio ambiente y sostenibilidad
declaradas condicionantes para las energías a utilizar en el futuro. Para ello, esta industria
dispone de un proceso bien establecido desde hace muchos años, que evoluciona sobre las
bases conjuntas de la experiencia y la investigación asegurando así la consecución de sus
objetivos, en cada momento, ahora y en el futuro.
Para más información:
FORO NUCLEAR
Boix y Morer, 6
28003 MADRID
Teléfono: 91 553 63 03
Fax: 91 535 08 82
E-mail: [email protected]
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