Descargar el número 294 - Marzo de 2009

ENTREVISTA:
Germán
GARCÍA-CALDERÓN
Director Financiero y
de Aprovisionamiento
de Uranio de Enusa
EL APROVISIONAMIENTO
DE URANIO
Nº 294 marzo 2009
SOCIEDAD
NUCLEAR
ESPAÑOLA
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NÚMERO 294. MARZO 2009
SUMARIO
JUNTA DIRECTIVA
3 EDITORIAL
5 ENTREVISTA
Germán GARCÍA-CALDERÓN ROMEO.
Director Financiero y de Aprovisionamiento de Uranio de Enusa
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
8 ¿Hay suficiente uranio? Francisco Tarín.
11 La industria del uranio enriquecido en el mundo y su preparación para el posible
renacimiento nuclear. Ramón Almoguera y Jesús A. Antón.
15 Un vistazo al mercado del uranio: fundamentos del mercado y posición
de AREVA. Agnes d’Aleman y Daniel de Lorenzo.
18 Evolución de los mercados de uranio enriquecido. Unos mercados
en optimista transición. Lourdes Guzmán.
23 Reactores nucleares de hace 2000 millones de años y las constantes del universo.
Guillermo Sánchez.
28 MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL
28 Fusión: Desarrollo de herramientas para la simulación por elementos finitos del
transporte de tritio en el diseño de envolturas regeneradoras en ITER
Santiago Terrón, Franck Gabriel, Carlos Moreno, AlbertoAbánades y Luis Ángel Sedano
32 Póster: igración y retención de hidrógeno en la aleación de cobre “ITER-grade”
Glidcop Al-25.
G. A. Esteban, G. Alberro, I. Peñalva, A. Peña, F. Legarda y B. Riccardi.
36 Comunicación: Los cuentos de Jauja y España lOOxlOO renovable.
Miguel Millán
41 SECCIONES FIJAS
Esta publicación está asociada a la AEEPP, que a
su vez es miembro de FIPP, FAEP y CEOE.
Edita
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EPRI
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INGENIERIA IDOM INTERNACIONAL
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Vicepresidente: Lola MORALES DORADO.
Tesorero: Julio BLANCO ZURRO.
Secretario General: José Luis ELVIRO PEÑA.
Vocales: Javier BRIME GONZÁLEZ, Luis DEL VAL
HERNÁNDEZ, José GARCÍA AYCART, Enrique M.
GONZÁLEZ ROMERO, Carmelo PALACIOS ESTEBAN,
Jesús SÁNCHEZ ALVAREZ-CAMPANA, Carmen
VALLEJO DESVIAT y Alfío VIDAL ÁLVAREZ-OSSORIO.
COMISIÓN TÉCNICA
Presidente: Juan BROS TORRAS.
Vocales: Ángel BENITO RUBIO, Mariano CARRETER
ULECIA, Jorge JIMÉNEZ RODRÍGUEZ, Francisco
MARTÍN-FUERTES HERNÁNDEZ, Luis MARTÍNEZ
ANTÓN, Juan MUÑOZ BLASCO, Javier RIVEROLA
GURRUCHAGA, Luis ULLOA ALLONES, Sergio
VIDAECHEA MONTES y José VICENTE ZURIAGA
RODRÍGUEZ.
COMISIÓN AULA-CLUB / PROGRAMAS
Presidente: Alberto ABÁNADES VELASCO.
Vocales: Francisco DÍAZ DE LA CRUZ, José Luís
ELVIRO PEÑA, Ignacio FERNÁNDEZ HERRERO,
Jesús GÓMEZ SANTAMARÍA, Antonio GONZÁLEZ
JIMÉNEZ, Pablo T. LEÓN LÓPEZ, Enrique PASTOR
CALVO, José Luis PÉREZ RODRÍGUEZ, Manuel
PRIETO URBANO, Aurelio SALA CANDELA, Carmen
VALLEJO DESVIAT.
COMISIÓN DE PUBLICACIONES
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Vocales: José Luis BUTRAGUEÑO CASADO,
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José Luis MANSILLA LÓPEZ-SAMANIEGO,
Teresa PALACIO ALLER, Lucía ROUCES, Luis
PALACIOS SÚNICO, Matilde PELEGRÍ TORRES, y
Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ .
COMISIÓN JÓVENES NUCLEARES
Presidente: José Luis PÉREZ RODRÍGUEZ.
Vice-presidente: Miguel MILLÁN LÓPEZ.
Vocales: Francisco ÁLVAREZ VELARDE, Gonzalo
ARMENGOL GARCÍA, Gerardo DEL CAZ ESTESO,
Manuel FERNÁNDEZ ORDÓÑEZ, Rafael RUBIO
MONTAÑA y Miguel SÁNCHEZ LÓPEZ.
COMISIÓN DE TERMINOLOGÍA
Presidente: Luis PALACIOS SÚNICO.
Vocales: Agustín ALONSO SANTOS, Leopoldo
ANTOLÍN ÁLVAREZ, Eugeni BARANDALLA
CORRONS, Miguel BARRACHINA GÓMEZ, José
COBIÁN ROA y Ramón REVUELTA LAPIQUE.
COMISIÓN WIN
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INYPSA
LOGÍSTICA Y ACONDICIONAMIENTOS
INDUSTRIALES SAU
MAESSA
MONCOBRA, S.A.
NUCLENOR
PROINSA
PROSEGUR
PRYSMIAN CABLES Y SISTEMAS, S.L.
SENER INGENIERIA Y SISTEMAS
TECNASA
TECNATOM, S.A.
TECNICAS REUNIDAS S.A.
UNESA
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VECTOR & WELLHEADS ENGINEERING
WESTINGHOUSE ELECTRIC SWEDEN
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Ningún artículo puede ser reproducido sin autorización expresa del editor.
La fotografía de la portada corresponde a una mina de uranio canadiense propiedad de AREVA.© AREVA
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Vocales: Carolina AHNERT, Magdalena GÁLVEZ,
Isabel GÓMEZ, Ma Teresa LÓPEZ CARBONELL,
Aurora MARTÍNEZ ESPARZA, Matilde PELEGRÍ,
Trinidad PÉREZ ALCAÑIZ, Ma Luisa PÉREZ-GRIFFO,
Ma Luz TEJEDA y Concepción TOCA.
COMITÉ ORGANIZADOR
35 REUNIÓN ANUAL
Presidente: Luis DEL VAL HERNÁNDEZ.
Tesorero: José Luis PÉREZ RODRÍGUEZ.
Secretario: Julio BELINCHÓN VERGARA.
Presidenta Comité Técnico: Marina RODRÍGUEZ
ALCALÁ.
Vocales: Gonzalo ARMENGOL GARCÍA, Gustavo
BOLLINI MARAGGI, Francisco CULEBRAS
GARCÍA, SERGIO M. DÍAZ AGUADO, José Luis
ELVIRO PEÑA, Aurora Concepción ESPIGA SANZ,
Manuel FAJARDO JIMENA, Miguel ÁNGEL GALÁN
MONTALVO, María Isabel GÁLVEZ PALERO, Antonio
GONZÁLEZ JIMÉNEZ, Matilde PELEGRÍ TORRES y
Javier VILLAR VERA .
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 1
EDITORIAL
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ENTREVISTA:
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Nº 294 marzo 2009
a fortaleza de las centrales nucleares
frente a otros sistemas de generación
de energía eléctrica reside en las excepcionales características del uranio como
combustible. El uso masivo de este mineral, que suministra el 16 % de la electricidad
mundial y el 20 % de la española, es objeto
de análisis en un momento como el presente
en el que se vislumbra un renacimiento de la
energía nuclear de fisión a escala mundial.
Una mirada a la problemática del uranio
nos lleva a reconsiderar aspectos generales
que van desde su abundancia, costes, seguridad de suministro..., hasta finalmente su
carácter no contaminante. El conjunto de
ellos justifica el empleo de este combustible
y el papel esencial de la energía nuclear
en el mix energético de la mayoría de los
países industrializados del mundo, incluida
España.
Abundancia. De las tres fases de que consta este tipo de combustible (minería, enriquecimiento y fabricación), sólo la primera está
sujeta a disponibilidad del recurso natural,
las otras dos gozan de capacidad mundial
de producción suficientemente adaptada a
la posible demanda. Al ritmo de consumo
actual hay reservas de uranio para muchos
decenios. Aun en el caso de un rápido aumento del parque mundial de centrales nucleares, la mayor demanda de materia prima
estimularía la producción y no tardarían en
aparecer nuevas reservas a largo plazo, pues,
en última instancia, las reservas aseguradas
dependen del precio de mercado.
Y si a pesar de todo, imagináramos un
escenario lejano con riesgo de alcanzarse el
final de las reservas mundiales, quedaría la
opción del reprocesamiento del combustible,
lo que alargaría en varios órdenes de magnitud el plazo de disponibilidad debido a una
drástica reducción de la tasa de consumo;
eso sin hablar de los combustibles nucleares
alternativos. Desde hace muchos años la tecnología de reprocesamiento es una realidad
en varios países, y es probable que por razones distintas a la escasez de materia prima se
generalice en un futuro no lejano.
Competitividad. Incluso si se diera un
rapidísimo crecimiento del parque nuclear
mundial y por ello una presión sobre el precio del combustible, la repercusión de éste
sobre los costes de generación seguiría siendo pequeña, pues actualmente importa un
10-15% en términos de costes (excluyendo los
del capital) y un 5-7% en términos de precios
de venta de la energía. Si la presión sobre los
precios viniera causada por el alza general de
los precios de los combustibles alternativos
(petróleo, carbón, gas) y las materias primas,
como ha ocurrido en los dos últimos años,
la repercusión relativa en el precio de venta
de la energía podría incluso disminuir por
aumentar ésta en mayor proporción.
Mercado. Aunque con algunas restricciones,
los mercados mundiales de uranio, en sus tres
fases, son libres y competitivos, y son diversas
las empresas y países que actúan en las tres
áreas, la mayoría de ellos fiables desde el punto
de vista geopolítico, por lo que no hay que
temer por la seguridad de suministro. Además,
se da la circunstancia de que el combustible
nuclear es fácilmente almacenable en cantidades estratégicas (vg. cantidad suficiente para
operar el parque español durante varios años)
por su reducido volumen y coste financiero,
razón por la cual se ha llegado a considerar esta
tecnología como autóctona a pesar de no tener
autosuficiencia nacional total.
España tiene capacidades en minería,
abandonadas hace tiempo por su escasa rentabilidad a los actuales precios del uranio,
y en fabricación, con una instalación muy
competitiva en Salamanca, que abastece
casi todas las necesidades nacionales y es
capaz, además, de exportar una cuota muy
importante de su producción. Para cubrir las
necesidades nacionales de mineral y enriquecimiento, las empresas eléctricas españolas y
ENUSA constituyeron en 1999 la Comisión
de Aprovisionamiento de Uranio (CAU)
a modo de “central de compras”, en la que
ENUSA actúa como agente comercial por
su experiencia y su competencia en estas
materias. En la CAU se dictan las políticas
de abastecimiento y se decide la cobertura
de suministros para el medio y largo plazo
(actualmente al menos 5 años), mediante
contratos de suministro de mineral y enriquecimiento.
Sostenibilidad y Medio Ambiente. Digamos para terminar que aun no siendo el uranio un recurso natural renovable, en sentido
estricto, su uso optimizado en las futuras
plantas de IV Generación (y sus posibilidades de reutilización mediante reproceso),
nos permite afirmar que la energía nuclear
de fisión contribuirá durante muchas generaciones a la sostenibilidad como parte de
la cesta de generación. Otra ventaja esencial
es no producir emisiones de gases de efecto
invernadero.
Adicionalmente, los residuos resultantes
del combustible nuclear lo son en cantidades
muy pequeñas, y su manipulación y almacenamiento están técnicamente resueltos, de
forma que quizás podría afirmarse que éste
es el único tipo de residuo cuya gestión de
por vida está técnicamente resuelta. Asimismo, la financiación de su gestión de por vida
se sufraga mediante un fondo cuya dotación
se carga directamente a la producción, por
lo que no se traslada hipoteca alguna a las
generaciones futuras. En resumen, la energía
nuclear, por el combustible que usa, es no
sólo inocua para el medio ambiente sino muy
beneficiosa a efectos de la sostenibilidad y
ahorro de emisiones de CO2. ■
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 3
ENTREVISTA
Germán García-Calderón Romeo
Director Financiero y de Aprovisionamiento de Uranio de Enusa
El uranio es el combustible utilizado
por una central nuclear en su
proceso de producción eléctrica.
Esta es, sin duda, una afirmación
muy evidente.
Sin embargo, son muchos los
aspectos que resultan desconocidos
del proceso de abastecimiento y del
mercado del uranio.
Para abordar los detalles de
este tema, clave en el sector,
viene a las páginas de Nuclear
España el Director Financiero
y de Aprovisionamiento de
Enusa, Germán García-Calderón.
Analizamos el mercado del uranio
y sus reservas, sin dejar de lado el
posible efecto de la crisis en esta
materia prima y en el sector en su
conjunto.
La formación industrial de nuestro
entrevistado se complementa
claramente con su especialización
en el área económica, lo que le
permite plantear estos temas con un
enfoque especialmente interesante.
SITUACIÓN DE OLIGOPOLIO
Iniciamos la entrevista abordando un aspecto clave: el mercado del uranio. De la
misma forma que la producción de energía
de origen nuclear, el mercado del uranio es
mundial, como lo afirma Germán GarcíaCalderón. “Una de las características del
mercado del uranio es su globalidad, en
el que no existen mercados regionales, ni
siquiera por continentes.
Sin embargo, sí se divide en mercados
distintos, en función de las tres partes que
constituyen el proceso de elaboración:
concentrado de uranio, conversión y enriquecimiento. El número de productores y
fabricantes en estos tres mercados es muy
reducido, por lo que podemos hablar de
un oligopolio. Es un mercado poco transparente y poco líquido, ya que el número
de compradores también es limitado y, por
tanto, lo es el número de transacciones”.
EL URANIO
La materia prima como tal, el concentrado
del uranio, presenta en la actualidad una
situación que nuestro entrevistado califica
como ‘peculiar’. “Las transacciones a largo plazo se realizan con referencia a un
indicador de mercado, y este indicador de
mercado no funciona porque no se realizan
Germán García-Calderón Romeo complementa en su actividad profesional
las dos áreas de su formación. Ingeniero Industrial por la ETSII de la Universidad
Politécnica de Madrid, es también Master en Economía y Dirección de Empresas
por el IESE.
Su experiencia se enmarca en el área del combustible nuclear. Fue Director
Financiero y de Control de ENUSA, empresa en la que posteriormente ocupó el
cargo de Director Comercial, puesto que compaginó con el del Managing Director del European Fuel Group.
Ha sido también Director Financiero y Miembro del Directorio de EURODIF,
así como responsable financiero de la Agencia Espacial Europea.
Germán García-Calderón ha sido presidente del Consejo de EURODIF, Vicepresidente del World Nuclear Fuel Market Association, vocal de la Cámara de Comercio Franco-Española de París, y Consejero de la empresa minera COMINAK.
Desde 2001 es Director Financiero y de Aprovisionamiento de uranio de Enusa
Industrias Avanzadas. Además, es Vicepresidente del Consejo de EURODIF y
Miembro del Comité Consultivo de EURATOM.
transacciones a precios fijos. En este
momento existen iniciativas en este sentido en el sector, con objeto de resolver
esta anomalía.
“En cuanto al precio ‘spot’ del concentrado de uranio, su funcionamiento y
comportamiento es muy parecido al de
cualquier otra ‘commodity’ o producto
indiferenciado. Por ejemplo desde el
inicio de la crisis, los precios han ido
bajando notablemente porque los propietarios del uranio, en muchos casos
intermediarios financieros, se han visto
obligados a vender con objeto de obtener la liquidez que es tan preciada en las
empresas en estos tiempos”.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 5
ENTREVISTA
LA CONVERSIÓN Y EL
ENRIQUECIMIENTO
En los mercados de la conversión y del
enriquecimiento intervienen, fundamentalmente, los propietarios de las centrales nucleares y sus gestores. Por ello, no
siguen esta dinámica ya que no están
afectados por inversores financieros.
“En el caso del enriquecimiento –afirma el director financiero de Enusa– se
están produciendo últimamente unas
tensiones de precios al alza, ya que está
habiendo un cambio tecnológico importante. Se están sustituyendo las instalaciones de enriquecimiento por difusión
gaseosa, por otras de enriquecimiento
por centrifugación. Esta transición requiere importantes inversiones y plantea
alguna incertidumbre que tensiona los
precios.
“En este mercado, paradójicamente y
contrariamente a lo que pudiera parecer
razonable, el producto no está integrado, las transacciones se realizan por sus
tres componentes separadamente, y las
compras de uranio ya enriquecido no
representan más de un 3 por ciento del
total”.
En este número de la revista se publica un artículo, realizado por Lourdes
Guzmán, que aborda este mercado y
donde se muestra y explica la evolución
de los precios de los tres componentes.
En el coste total de
la energía producida
por las centrales
nucleares, el impacto
del incremento del
coste del combustible
es mínimo ■
6 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
LA VARIACIÓN EN EL PRECIO
En los últimos años, el precio final del
uranio enriquecido ha crecido notablemente. “Esto se debe especialmente a la
componente del concentrado de uranio,
cuyo precio se ha llegado a multiplicar
por 10. Sin embargo, considero especialmente relevante destacar que en el
conjunto del coste total de una central
nuclear, el impacto de este incremento
es mínimo ya que el coste del combustible representa del orden de un 10 por
ciento del coste total de la producción
eléctrica de origen nuclear”.
No podemos dejar de pedir al director financiero de Enusa una previsión
de precios a futuro. Sin embargo, su
respuesta es clara. “En este mundo en
el que cada vez es todo más inesperado, hacer predicciones no tiene mucho
sentido. Yo soy de los que piensa, como
Galbraith, que hay dos tipos de personas que predicen; por un lado están
las que no saben, y por otro las que no
saben que no saben”.
LAS RESERVAS
España, a través de Enusa, está integrada en diversas entidades relacionadas
con el uranio. “Enusa participa financieramente en una importante mina de
uranio en la República del Níger, que
abastece del orden de un 15 por ciento
de las necesidades de las centrales españolas. Además, también participa en el
Consorcio Europeo de Enriquecimiento de Uranio EURODIF con sede en
Paris, y cuya fábrica situada en Tricastin
en el sur de Francia tiene capacidad para
abastecer entre el 20 y el 25 por ciento de
las necesidades mundiales de servicios
de enriquecimiento”.
Uno de los aspectos que más preocupa a los países es la alta dependencia de
fuentes energéticas como el petróleo,
cuya producción está concentrada en
pocos países. Esta situación es distinta
cuando hablamos de la explotación de
las minas de uranio, que están presentes
en diversos países. “Los que cuentan con
mayores reservas, por orden de importancia, son Australia, Kazastán, Rusia,
Canadá, Sudáfrica y Estados Unidos”.
En un momento en el que se habla
claramente de un renacimiento de la
energía nuclear, y cuando algunos países tienen ya ambiciosos programas de
construcción de centrales, surge la duda
de si esas reservas serán suficientes. “En
el mundo existen reservas descubiertas
suficientes para abastecer de uranio el
parque actual de centrales, por un período de más de 80 años. Además, según
vaya materializándose el renacimiento
nuclear, y mostrando la necesidad de
mayores cantidades de uranio, el aumento de inversiones en exploración
obtendrá unos resultados positivos como se ha visto que es el caso de todas las
materias primas. Aquí podemos aplicar
el principio evangélico de “buscad y hallaréis, porque el que busca halla”.
“En relación con este tema de las
reservas, hay un artículo de Francisco
Tarín en esta revista que aclara sobradamente lo que estoy comentando. Las
posibles dificultades en el desarrollo del
renacimiento nuclear no vendrán por
escasez del uranio; sus dificultades estarán más relacionadas con la aceptación
pública, la estabilidad regulatoria y las
condiciones financieras”.
Con relación a la producción de uranio en España, nuestro país mantuvo
una importante actividad de explotación
de minas de uranio, que en la actualidad
es inexistente, fundamentalmente por razones económicas. “Aunque en cuestiones mineras nunca se puede estar seguro
al 100 por cien, dado que siempre hay
nuevos métodos de exploración cada vez
más sofisticados, por el conocimiento de
las reservas que tenemos se puede decir
que a los precios actuales de largo plazo
no se justifica una explotación económica en España. Hay en el mundo muchas
minas bastante más ricas y con condiciones de explotación muy superiores a las
de las reservas en España”.
LA CRISIS Y LA ENERGÍA
NUCLEAR
En una entrevista con un claro enfoque
económico, no podemos dejar de hacer
referencia a la actual crisis en la que estamos inmersos; una crisis que, como
afirma Germán García-Calderón, tiene
componentes muy diversos.
“La crisis que actualmente padecemos,
que empezó siendo inmobiliaria, luego
pasó a ser financiera que desembocó en
crisis económica, y que en estos momen-
tos es un compendio de las tres, como
todo el mundo sabe es, además de inesperada, grave, profunda y desconocida,
y sus efectos serán importantes aunque
no se sabe muy bien cómo van a afectar
a los distintos sectores de actividad.
“La energía nuclear es especialmente
competitiva para producir energía eléctrica. Sin embargo, es más vulnerable
que otras en cuanto a la inversión que
requiere, que es muy elevada y con un
amplio plazo de recuperación. Ambos
parámetros son especialmente importantes en esta situación de crisis, y actúan de
forma negativa para la energía nuclear.
Todavía es pronto para saber su impacto
real pero, aunque hay que ser siempre optimistas, tampoco debemos engañarnos”.
UN ENFOQUE DIFERENTE
Este análisis desde la perspectiva económica le lleva a nuestro entrevistado a
plantear un punto de vista distinto sobre
las razones que llevaron a una paralización de los programas nucleares en la
década de los años ochenta.
“Siempre se ha pensado que el drástico parón nuclear en el mundo, cuyo
punto de partida tuvo lugar a finales
de los setenta, fue debido al accidente
ocurrido en la central norteamericana
de Three Mile Island en 1979, ayudado
posteriormente por el accidente en la
central de Chernobil.
“Sin embargo, puede haber otra lectura en clave económica, y que yo en particular considero de mayor importancia.
Precisamente después del accidente de
1979, se entró en una crisis económica
mundial que duró varios años, en la que
el coste del dinero se disparó haciendo
poco interesantes las inversiones intensivas en capital. Los tipos de interés en
el mundo llegaron a alcanzar el 20 por
ciento, y durante muchos años se mantuvieron por encima del 7 por ciento. Esto
para las empresas eléctricas tuvo que ser
muy disuasorio a la hora de invertir en
proyectos nucleares. Además, también
influyeron agravando la situación un
incremento de costes con respecto a los
presupuestos iniciales y una regulación
crecientemente .
“Por otro lado, se hizo frente a la nueva demanda de energía con medidas
de ahorro energético. Curiosamente, el
El renacimiento de
la energía nuclear
ha coincidido con la
época del coste del
dinero más bajo de la
historia ■
renacimiento que tiene lugar de la energía nuclear en estos momentos, además
de coincidir con un alto crecimiento de
la demanda eléctrica y de una sensibilización por el cambio climático, ha coincidido con la época de coste del dinero
más bajo de la historia”.
UN MENSAJE DE OPTIMISMO
Los cambios empresariales que se producen por efecto de la crisis, especialmente
en el sector financiero, y que hace unos
meses eran inimaginables, van a continuar
siendo de gran envergadura en opinión
del García-Calderón, para quien “en el
sector nuclear tienen también un reflejo.
Las necesidades de liquidez de los ‘hedge
funds’ que intervinieron en compras de
concentrados en los años anteriores, haciendo llegar los precios del uranio a máximos históricos, les está forzando a vender,
lo que ha producido una bajada tan rápida
como la anterior subida.
“Por otro lado, el gran número de ‘empresas júnior’, más de 300, que habían iniciado la exploración de uranio y en algunos
casos incluso una incipiente explotación
minera como consecuencia de los altos
precios alcanzados, están actualmente fusionándose, desapareciendo o siendo adquiridas por los productores establecidos”.
La industria nuclear no es ajena a los
movimientos económicos y financieros.
“En la prensa leemos continuamente informaciones sobre nuevas operaciones
empresariales debidas a las bajadas de los
valores bursátiles de empresas, y animadas por ventas que se realizan con objeto
de obtener liquidez. Esto aplica a todo tipo de empresas y, por supuesto, incluye a
las de la industria nuclear internacional”.
“Aunque el Presidente de Estados
Unidos, Barak Obama, probablemente
hubiera ganado las elecciones en otras
circunstancias, el claro distanciamiento
en la intención de voto respecto de su
competidor McCain se produjo precisamente cuando la crisis se hizo evidente.
En mi opinión, su elección va a tener un
claro impacto en la energía nuclear, aunque también es importante reconocer
que los elogios que ha expresado acerca
de las energías renovables no deben ser
considerados como negativos para la industria nuclear ya que, sin duda, ambas
energías son complementarias”.
A pesar de un panorama que no parece
demasiado optimista, Germán GarcíaCalderón quiere dejar un mensaje positivo. “Es oportuno decir que hay expertos
que consideran que la construcción de
centrales nucleares puede ayudar a salir
de la crisis, porque incide muy positivamente en la creación y la mejora del empleo, así como en la competitividad de las
empresas y del país. Esta es una realidad
que debe tenerse en consideración”
“Además, en la situación actual lo
mejor que todos y cada uno podemos
hacer para ayudar a salir de la crisis es
desempeñar nuestro trabajo lo mejor
lo posible cada día, no abrumarnos por
las malas noticias -pues van a continuar
por un tiempo- y estar preparados para
cuando amaine el temporal”
Lo mejor que todos y
cada uno podemos
hacer para ayudar
a salir de la crisis es
desempeñar nuestro
trabajo lo mejor posible
cada día ■
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 7
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
¿Hay suficiente uranio?
F. Tarín
En la actualidad se apunta como talón de Aquiles de la energía nuclear las escasas
reservas de uranio existentes, si se quiere aumentar su contribución futura como energía
limpia para hacer frente al calentamiento global del planeta. Pero como hemos visto si nos
basamos en la información histórica existente esta es una afirmación falaz que no tiene
ningún soporte empírico.
Se puede concluir razonablemente que los suministros de uranio serán más que
adecuados para alimentar el previsible crecimiento del uso de la energía nuclear.
The uranium resource is sustainable, with adequate known resources being continuously
replenished at least as fast as they are being used.
The dynamic is the strength of market forces, the advances in human knowledge and the
technologies of exploration, mining, and resource utilisation.
It may be concluded that uranium supplies will be more than adequate to fuel foreseeable
expansion of nuclear power.
INTRODUCCIÓN
El uranio es ubicuo en la tierra. Es un
metal tan común como el estaño o el
zinc, y es un constituyente de la mayoría
de las rocas e incluso del mar. Algunas
concentraciones típicas son las que se
muestran en la tabla l.
Un depósito de uranio es, por definición, una mineralización del mismo de
la cual resulta económicamente rentable
extraer dicho uranio. Según los costes de
extracción y los precios de mercado vigentes en cada momento podremos decir
que tenemos un depósito de uranio o no.
En la actualidad ni las montañas de
granito ni el agua de mar son depósitos
de uranio, pero podrían convertirse en
fuentes rentables del mismo si los precios crecieran lo suficiente.
Las reservas conocidas en la actualidad del uranio, suponen una cantidad
que es económicamente recuperable, y
dependen pues de los costes de producción y de los precios de venta. También
dependen en gran medida de la intensidad del esfuerzo explorador previo,
Depósitos con alta ley (2% U)
Depósitos con baja ley (0.1 % U)
y son una indicación del uranio que se
conoce en lugar de ser del uranio que
realmente existe en la corteza terrestre.
Los cambios en los costes o los precios, o posibles esfuerzos de exploración
futuros, pueden alterar sustancialmente
dichas reservas. Si el precio actual se
multiplicara por 5 el agua del mar se
convertiría en una fuente rentable de
inmensas cantidades de uranio.
Tenemos que pensar que en los últimos 5 años el precio del uranio se ha
multiplicado por 6 sin afectar de forma demasiado sensible a los costes de
generación nucleo-eléctrica debido al
pequeño porcentaje que supone el coste
del combustible (menos del l5%) frente
al coste total de generación. Menos de
la mitad de ese l5% está asociado al coste
del uranio, ya que los servicios de enriquecimiento y fabricación del combustible nuclear se llevan más de la mitad del
coste total del combustible. Estos servicios están sometidos a cambios mucho
menos bruscos que las materias primas.
Todo lo contrario le ocurre a los costes de generación cuando se usan com20.000 ppm U
1.000 ppm U
Granito
4 ppm U
Rocas sedimentarias
2 ppm U
Contenido medio en la corteza terrestre
Agua del mar
Tabla 1.
8 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
2.8 ppm U
0.003 ppm U
FRANCISCO TARÍN GARCÍA
es licenciado en Ciencias Físicas
(Especialidad Física Teórica) por la
Universidad de Valencia y diplomado
en Ingeniería Nuclear por el Instituto de
Estudios Nucleares.
Comenzó su actividad profesional en
el Departamento de Seguridad Nuclear
del CIEMAT. En 1984 se incorporó
a ENUSA y desde entonces prestó
sus servicios en el área de Diseño
Nuclear PWR en los Departamentos de
Diseño Nuclear, Proyectos Especiales
e Ingeniería del Núcleo. En 2003 se
incorpora a la Dirección Financiera y de
Aprovisionamiento de ENUSA donde
presta sus servicios en la actualidad
como responsable de la Gestión de
Aprovisionamiento de Uranio Enriquecido
y Logística. Es representante de España en
el Uranium Group de la NEA.
bustibles fósiles como el carbón, petróleo o gas natural, donde los costes del
combustible están por encima del 60%.
Las reservas actuales de uranio son
un indicador muy conservador de lo que
representarán estas reservas en el futuro
y son sólo útiles como una guía de las
capacidades disponibles para la producción en un futuro inmediato, que sólo
abarca unas cuantas décadas.
DISPONIBILIDAD DEL URANIO EN
LA ACTUALIDAD
De acuerdo con la última edición (2007)
del reconocido “Red Book” [l] publicado
conjuntamente por la Nuclear Energy
Agency de la OCDE y la Agencia Internacional de Energía Atómica de la
ONU, las reservas de uranio conocidas,
explotables a un coste inferior a los l30
$ por Kg (precio ligeramente inferior al
actual) son de 5,4 millones de toneladas.
La tabla 2 da una idea de cómo están distribuidas por el mundo dichas reservas.
Se puede ver que Australia tiene una
parte muy sustancial de las reservas de
uranio de bajo coste (23%), seguida por
Kazastán con un l5% y Rusia con un l0%.
Toneladas de U
Porcentaje
Australia
1.243.000
23%
Kazastán
817.300
15%
Rusia
545.600
10%
Canadá
423.200
8%
Sudáfrica
435.100
8%
EEUU
339.000
6%
Brasil
278.400
5%
Namibia
275.000
5%
Níger
274.000
5%
Ucrania
199.500
4%
Jordania
111.800
2%
Uzbequistán
111.000
2%
India
72.900
1%
China
67.900
1%
Otros
275.100
5%
TOTAL
5.468.800
100%
Tabla 2.
Las necesidades anuales de combustible de los reactores convencionales instalados actualmente en el mundo alcanzan
una cifra aproximada de 67.000 tU. Por
tanto las reservas actuales conocidas recuperables a un precio muy similar al de
este año 2008 son suficientes para alimentar el parque nuclear actual durante
82 años. Esta cifra de reservas es bastante
superior a la que es normal conocer con
antelación en la mayoría de los minerales.
Según el mencionado “Red Book” las
actuales estimaciones de todas las reservas esperadas, incluyendo aquellas no
suficientemente cuantificadas o no económicas en este momento, representan
una cantidad del orden de l0 millones de
toneladas adicionales, lo que representa
más de 200 años de suministro al ritmo
actual de consumo.
Estas reservas no incluyen los 22 millones de toneladas de uranio que podrían obtenerse como subproducto de la
explotación de los depósitos de fosfatos,
ni tampoco los 4.000 millones de toneladas de uranio contenidas en el mar.
MAYOR EFICIENCIA EN EL
USO DEL URANIO Y FUENTES
ALTERNATIVAS
El parque actual de reactores nucleares en el mundo supone una capacidad
combinada de 370 GWe. Estos reactores se operan de una forma cada vez
más productiva, con mayores factores
de capacidad y niveles de potencia superiores, y por tanto el consumo de uranio
requerido también aumenta pero no al
mismo ritmo que el aumento en la producción. Los factores que aumentan la
demanda de combustible se compensan
por la tendencia a mayores quemados de
descarga del combustible y otras eficiencias, y por ello la demanda se mantiene
bastante estable. En los l8 años siguientes a l 993 la generación eléctrica con
reactores nucleares se multiplicó por 5,5
mientras que el uranio consumido sólo
lo hizo por 3.
Reduciendo las colas en el proceso de
enriquecimiento también se reduce la
cantidad de uranio natural necesario para una misma cantidad de combustible.
El reprocesado del combustible nuclear de los reactores de agua ligera convencional aumenta un 30% la eficiencia
del uso de las reservas actuales.
Otras fuentes importantes de combustible nuclear son los stocks de cabezas nucleares almacenados en el mundo. Desde
l987 los Estados Unidos y los países que
formaban la antigua Unión Soviética han
firmado una serie de acuerdos de desarme que reducen un 80% los arsenales
nucleares de dichos países.
Dichas armas tienen un uranio enriquecido superior al 90% en U-235 (25
veces la proporción usada en los reactores convencionales), y por tanto son una
fuente extraordinaria de combustible.
Desde el año 2000 se han diluido unas
325 toneladas de uranio militar altamente
enriquecido (l3.000 cabezas nucleares) y
se ha fabricado combustible con ellas,
evitando el uso de unas 9.000 toneladas
de uranio por año, lo que representa un
l3% de las necesidades de los reactores a
escala mundial.
En la actualidad el uranio es el único
combustible extraído de la tierra que
se usa en los reactores nucleares. Sin
embargo el torio puede ser también utilizado en los reactores CANDU (de
agua pesada) o en reactores diseñados
para este fin. Los reactores de agua pesada tienen una eficiencia neutrónica
mucho mayor que los de agua ligera y
pueden operar un ciclo de combustible
con torio. Empiezan con un material
físil como el U-235 o Pu-239. Entonces
el torio (Th-232) captura un neutrón en
el reactor y se convierte en físil (U-233),
que continúa la reacción. El torio es tres
veces más abundante que el uranio en la
corteza terrestre.
Además si se llegara al uso generalizado de los reactores rápidos reproductores se multiplicaría por sesenta la utilización del uranio respecto a la tecnología
actual. Un reactor de este tipo comienza
su operación con plutonio obtenido del
reprocesado del combustible convencional y se opera junto con una planta de
reprocesado. Ese reactor, suministrado
con uranio natural en su “parte fértil”,
puede ser operado de tal forma que de
cada tonelada de uranio se obtenga 60
veces más energía que en un reactor
convencional.
SOSTENIBILIDAD DEL URANIO
COMO COMBUSTIBLE
Se dice a menudo que debido a que
las “reservas de la tierra son finitas” se
acabarán algún día y por tanto debemos
estar preparados para un “crecimiento
negativo”. Todo ello es debido a que
esas reservas se consumen a un ritmo
desaforado producido por la demanda
del estilo de vida de las naciones desarrolladas y la creciente demanda de los
países en vías de desarrollo.
Esta afirmación es una reedición del
argumento de “Límites del Crecimiento” (Club de Roma) que estuvo de moda en los años 70 y que se demostró
que falló estrepitosamente con el paso
de los años. Diez años después de su
publicación las reservas de bauxita se
incrementaron un 30%, las de cobre un
25%, las de níquel un 25%, las del uranio
y el carbón se duplicaron, las de gas se
incrementaron un 70% e incluso las de
petróleo subieron un 6%.
Estas a su vez ya eran una reedición
de las preocupaciones de los economistas de los años 30, e incluso las de Malthus de fin del siglo l8.
En los años pasados ha habido una
opinión generalizada de que el mundo
en la actualidad está en peligro de agotar muchas de sus reservas minerales.
Esta afirmación es fácilmente aceptada
si no se tiene en cuenta el tamaño de la
corteza terrestre, la capacidad increíble
de la mente humana para mejorar los
procesos tecnológicos y además no tiene
ningún soporte empírico si observamos
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 9
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
Figura 1: Evolución histórica de los precios y las reservas de uranio recuperables a un
coste inferior a 130 $ por kgU.
El uranio como materia prima tiene
una historia corta, ya que no tiene otro
uso directo que el suministro a la relativamente joven industria de la producción
energética nuclear.
El mercado del uranio no se diferencia
del de otros metales en el hecho de estar
sujeto a ciclos de exploración, descubrimiento y producción; el uranio ha experimentado hasta el momento un solo ciclo.
A partir del precio máximo alcanzado a final de los años 70 se produjo una explosión
significativa de la exploración y este único
ciclo ofreció considerable garantía para
cubrir las necesidades de los reactores durante estos 30 últimos años y además nos
ha legado unas reservas de 5.4 millones de
toneladas explotables a los precios actuales
y que son suficientes para alimentar el parque actual durante otros 82 años.
Como se ve en la figura 2 esta razón
entre Reservas y Consumo, que definimos como años de operación del parque
nuclear existente en cada momento haciendo uso de dichas reservas, se ha mantenido entre 40 y l00 años desde l982 y no
hay motivo para dudar que se siga comportando de un modo similar en el futuro.
CONCLUSIONES
Figura 2: Evolución histórica de las reservas de uranio recuperables a un coste inferior
a 130 $ por kgU, del consumo anual mundial y de los años de operación del parque
nuclear existente en cada momento.
la evolución de los precios y las reservas
en años pasados.
La figura l [l, 2] muestra la evolución histórica de los precios del uranio y de las reservas recuperables a precios inferiores a los
l30 $ por kg. Como se observa las reservas
no sólo no han disminuido debido al consumo de los reactores nucleares desde final de
los 60 sino que además aunque fluctuando,
en clara correlación con los precios, han
tenido una tendencia al alza. Los precios
han fluctuado continuamente e incluso han
disminuido respecto a los años 70 especialmente en términos de moneda constante.
La dinámica de la oferta y la demanda produce señales en los precios que,
cuando suben, ponen inevitablemente
en marcha los tres factores de la expansión de las reservas futuras que son
[3, 4]:
• Mejoras en el conocimiento de la tierra y en la capacidad para descubrir
nuevos yacimientos.
• Mejoras en la tecnología minera.
• Mejoras en la economía y uso de los
minerales.
10 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Para alcanzar la sostenibilidad, el
efecto combinado de la exploración minera y el desarrollo tecnológico deben
crear recursos, por lo menos al mismo
ritmo al que van siendo consumidos.
Los datos históricos muestran que
esto ha ocurrido regularmente así en el
pasado, y continúa ocurriendo con la
mayoría de los minerales.
No es razonable que sean conocidas
las reservas económicamente explotables con más de dos décadas de antelación ya que las compañías mineras sólo explorarán cuando tengan confianza
en obtener una mínima rentabilidad.
Las expectativas de la rentabilidad están normalmente dictadas por precios
altos provenientes de una percepción
inminente de escasez de suministro;
cuando esto ocurre, surge la fuerte
necesidad de realizar exploraciones
que dan lugar a importantes descubrimientos.
Esto es precisamente lo que está ocurriendo en estos momentos en el mercado del uranio.
En la actualidad se apunta como talón de
Aquiles de la energía nuclear las escasas
reservas de uranio existentes, si se quiere aumentar su contribución futura como
energía limpia para hacer frente al calentamiento global del planeta. Pero como hemos visto si nos basamos en la información
histórica existente esta es una afirmación
falaz que no tiene ningún soporte empírico.
Con el uranio, como con otros minerales, las cifras de reservas publicadas seguirán aumentando como resultado de nuevos esfuerzos de exploración, la dinámica
del mercado creará las señales de precio
que animarán a la exploración.
Se puede concluir razonablemente que
los suministros de uranio serán más que
adecuados para alimentar el previsible
crecimiento del uso de la energía nuclear.
REFERENCIAS
[1] Uranium 2007: resources,
production and demand. NEA
Uranium Group. 2008.
[2] Forty years of uranium resources,
production and demand in
perspective. NEA Uranium Group.
2006.
[3] Can Uranium Supplies Sustain
the Global Nuclear Renaissance?.
WNA Position Statement Paper.
September 2005.
[4] “La sostenibilidad del uranio
como combustible”. J.L. González
y F. Tarín. “Informe del Club ITM
de 2006”
La industria del uranio enriquecido
en el mundo y su preparación
para el posible renacimiento nuclear
R. Almoguera y J. A. Antón
En este artículo hemos intentado mostrar que la industria nuclear tiene en marcha planes
de mejora de las instalaciones actuales (minas, plantas de producción de concentrados,
plantas de conversión a UF6 y de enriquecimiento), de ampliación de las mismas e incluso
de instalación de nuevas plantas más eficientes, que aseguran un suministro de uranio
enriquecido que alimente el previsible crecimiento del uso de la energía nuclear.
The nuclear industry has many plans to renew the current installations (mines, mills, UF6
conversion and enrichment plants), expand their capacity and also plans to build new
ones, in order to be prepared to supply the enriched uranium needed for the foreseeable
expansion of nuclear power.
L
a industria nuclear satisface
aproximadamente el l7% de la demanda mundial de electricidad.
Esa energía es producida por unos 440
reactores con una potencia instalada de
385 GWe. Es una industria eminentemente tecnológica: el proceso por el que
los 200 MeV de energía térmica liberados en cada desintegración por fisión de
un núcleo de uranio se transforman en
electricidad es la consecuencia de un espectacular desarrollo científico y tecnológico conseguido, en relativamente pocos
años, a mediados del siglo pasado.
De las cuatro fases que podemos
distinguir en la primera parte del ciclo
nuclear, en este artículo nos vamos a
centrar en las tres primeras: Producción
de concentrados de uranio, Conversión
a UF6 y Enriquecimiento.
Un reactor de l 000 MWe consume
unas 19 tU enriquecido al 4,4% en el isótopo U235 por año, contenidas en el combustible fabricado. Para ello se necesita la producción previa de 224 t de concentrados
de uranio (U3O8 o yellow cake), realizar
el servicio de conversión del U3O8 a l90
tU en forma de hexafluoruro de U (UF6).
Después es necesario efectuar el servicio
de enriquecimiento de dicho UF6 natural (0,7ll% U235) a UF6 enriquecido (4,4%
U235). Este servicio se mide en Unidades
Técnicas de Separación (UTS), y se necesitan unas ll4.000 UTS.
Ampliando este análisis a las necesidades mundiales de uranio del parque nuclear mundial tenemos una cifra cercana
a 75.000 t de U3O8 (64.000 tU como concentrados de U), 60.000 tU como UF6
(conversión) y 46 millones de UTS (enriquecimiento) para obtener unas 7.000 tU
de uranio enriquecido (fabricado) para ser
introducido en los reactores. Alrededor
del 5% del parque mundial de reactores
funciona con uranio natural y no necesita
los procesos de conversión a UF6 ni de
enriquecimiento.
En España la capacidad instalada de
los 8 reactores nucleares es muy próxima
a los 8.000 MWe. Por ello las necesidades anuales de combustible del parque
nuclear español son cercanas a l800 t de
U3O8 (concentrados de uranio), l.500 tU
como UF6 (conversión), 900.000 UTS
(enriquecimiento) para obtener unas l50
tU de uranio enriquecido al 4,4% (fabricado) para ser introducido en los reactores
españoles.
PRODUCCIÓN DE CONCENTRADOS
Es un proceso minero de extracción del
mineral e industrial de producción del
concentrado de uranio (U3O8).
Las principales formas de extracción
del mineral son: minas a cielo abierto
(37%), minas subterráneas (26%), extracción “In-situ leaching” ISL (28%) y como
subproducto de la minería de otros metales como el cobre o el oro (9%) (figura l).
La minería ISL que consiste en inyectar un líquido de lixiviación (amonio,
carbonato o ácido sulfúrico) a través del
agujero del taladro mediante bombeado
y luego bombear en sentido inverso, hacia la superficie el líquido con el uranio,
está aumentando de forma incesante su
importancia, tiene un impacto ecológico
mucho menor y reduce el coste de extracción del uranio apreciablemente.
A lo largo de la Historia se han producido mejoras en la minería subterránea
pudiéndose explotar en la actualidad
RAMÓN ALMOGUERA es ingeniero
industrial del ICAI y graduado por el IESE en
Administración de Empresas.
Trabaja en Iberdrola en el negocio nuclear
desde 1982, habiendo participado en varios
proyectos: Valdecaballeros, Vandellós 2 y
Cofrentes.
Desde 2005 está al frente de la Dirección
Técnica en la Dirección de Generación
Nuclear de Iberdrola, con responsabilidades
en combustible, ingeniería, tecnología
y licenciamiento y seguridad nuclear
y es el presidente de la Comisión de
Aprovisionamiento de Uranio.
JESÚS A. ANTÓN es licenciado en
Ciencias Económicas y Empresariales por la
Universidad Autónoma de Madrid y M.B.A.
En 1985 se incorporó a ENUSA en la
Fábrica de Elementos Combustibles
de Juzbado (Salamanca) y en 1988 a
la Dirección de Aprovisionamiento,
siendo actualmente el jefe comercial
dentro de la Dirección Financiera y de
Aprovisionamiento; y es representante
de ENUSA en la Comisión de
Aprovisionamiento de Uranio, en la cual
ejerce de secretario.
yacimientos de uranio a 500 m de profundidad en terrenos prácticamente saturados de agua (mina de Mc Arthur
River, en Canadá).
Los principales países productores
de uranio son Canadá (23%) y Australia
(21%). Por lo tanto, dos de los países más
ricos, estables y democráticos del mundo
concentran año a año casi la mitad de la
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 11
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
Figura 1: Principales formas de extracción del uranio.
producción mundial. En los países de la
antigua Unión Soviética se concentra un
32% de la producción mundial, especialmente en Kazajistán, Rusia y Uzbekistán.
África produce un l6%, especialmente en
Sudáfrica, Namibia y Níger (figura 2).
Alrededor de 44.000 tU (como U3O8)
vienen directamente de la producción
de las minas (un 69%). El resto proviene de las llamadas fuentes secundarias,
especialmente del acuerdo entre Rusia
y EEUU para el desmantelamiento de
cabezas nucleares rusas (acuerdo HEU)
que proporciona unas 9.000 tU al año
(l4%). Del reprocesamiento de los combustibles nucleares gastados, se obtiene
uranio reprocesado (RepU) y plutonio
(MOX: óxido mixto de U y Pu) que se
vuelve a convertir en combustible y que
ahorra el uso de unas 3.000 tU natural
al año (5%). Otras 5.000 tU se obtienen
por el re-enriquecimiento del uranio empobrecido (“colas”) de los enriquecedores
europeos en Rusia.
Las mayores empresas productoras de
concentrados del mundo son: CAMECO
(empresa canadiense con minas en Canadá, Kazajistán, EEUU,...), RIO TINTO
(con minas en Australia y Namibia), el
grupo estatal francés AREVA (con minas
en Níger, Canadá, Kazajistán, ...), BHP
Billiton (con una gran mina de cobre y
uranio en Australia), el grupo estatal Ruso
Atomenergoprom (con minas en Rusia y
en los países de la antigua Unión Soviética), y la compañía estatal kazaja Kazatomprom con unos planes de expansión de
su capacidad de producción en su país muy
ambiciosos, y con proyectos conjuntos con
los grupos mencionados anteriormente.
Estas empresas poseen planes de expansión de sus centros productores actuales e
incluso de apertura de nuevas minas para hacer frente al previsible aumento de la demanda en los próximos años, debido al llamado
“renacimiento nuclear” que se encuentra en
marcha en todo el mundo, especialmente en
China, Rusia, India, Japón, Corea, EEUU,
Reino Unido, Francia, Finlandia y, en menor medida, en otros países.
La gestión del “Pool de compras” de
las empresas eléctricas propietarias de
reactores nucleares se ha adjudicado a la
empresa pública española ENUSA Industrias Avanzadas S.A.. La Comisión de
Aprovisionamiento de Uranio (CAU) es
el órgano de definición de las políticas de
aprovisionamiento del uranio enriquecido
así como del control de la gestión encomendada a ENUSA.
Esta gestión unificada aprovechando la experiencia y capacidad técnica de
ENUSA permite una mayor seguridad
del suministro, una gran flexibilidad ante los cambios, una mayor capacidad de
negociación ante los suministradores, un
ahorro de costes de gestión y, además, se
comparten riesgos y beneficios.
Los reactores nucleares españoles
a través de ENUSA son clientes de las
mayores empresas productoras de concentrados del mundo: CAMECO, BHP
Billiton, RIO TINTO, TENEX (del
grupo ruso Atomenergoprom), NUFCOR (Sudáfrica) y COMINAK (mina
de Níger con propiedad mayoritaria del
Figura 2: Principales países productores de uranio.
12 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
grupo francés AREVA). En esta última
empresa, ENUSA tiene una participación
accionarial del l0%.
En cuanto a las necesidades de concentrados de España, aproximadamente el
35% del mismo procede de los dos países
más importantes (Australia y Canadá), el
30% de Rusia o de los antiguos países de
la Unión Soviética y el 35% de algunos de
los países africanos más estables (Sudáfrica, Namibia) y de Níger; mina en la cual,
como se ha mencionado anteriormente,
ENUSA posee participación accionarial.
Este reparto permite hacer una gestión
diversificada y con una importante seguridad del suministro dado que se hace con
compañías muy solventes en el mercado
(figura 3).
Hasta el año 2000 hubo una producción
de concentrados de uranio en España, en
las instalaciones de ENUSA en Ciudad
Rodrigo. Dichas actividades cesaron por
razones económicas.
El coste del uranio supone alrededor del
43% del coste total del combustible nuclear.
En este coste total también se incluye la
fabricación del combustible, que es aproximadamente un ll% del mismo.
PROCESO DE CONVERSIÓN
DEL U3O8 A UF6
Es un proceso químico industrial sin gran
complejidad pero, sin embargo, es una
parte muy importante del proceso pues
es un eslabón imprescindible de la cadena
de suministro del combustible nuclear
puesto que el uranio esté en forma de
UF6 permite tanto el transporte como el
enriquecimiento.
Hay cuatro grandes empresas que suministran más del 99% de las necesidades
mundiales de dicho servicio:
COMURHEX del grupo AREVA,
en Francia con l2.000 tU de producción
(25%); CAMECO empresa canadiense
con ll.000 tU de producción en Canadá
(23%) y otras 2.300 tU con su acuerdo
de colaboración con la planta de Springfields, en el Reino Unido (5%); CONVERDYN, en EEUU con 12.000 tU
de producción (25%) y TENEX en Rusia con l0.000 tU de producción directa
(21%) (figura 4).
Debido a que desde el año 2003 los
precios se han duplicado, y además se ha
producido un incremento en la demanda
prevista en los próximos años, después de
muchos años de desincentivo, producida
por los bajos precios tanto en los años 80 y
90, todas ellas se han embarcado en planes
de mejora y ampliación de sus actuales instalaciones, o bien en lanzamiento de nuevos
proyectos; como COMURHEX II, en
Francia, un proyecto conjunto de Cameco
con Kazatomprom, en Kazajistán, posible
nuevo proyecto en Europa o en Australia
de CONVERDYN.
Todos estos planes aseguran que el previsible aumento de la demanda de estos
se denomina concentrado (yellow cake) y
que es un óxido estable (U3O8); luego este
compuesto debe ser convertido a hexafluoruro de uranio (UF6) antes de proceder al
enriquecimiento.
La trasformación a UF6 se realiza gracias a las propiedades del fluor, que es monoisotópico y que hace que el UF6 varíe de
estado a presiones y temperatura fácilmente alcanzables. Si se calienta se convierte
en gas y gracias a ello se puede usar en el
proceso de enriquecimiento. A temperaturas inferiores se convierte en líquido y
se introduce en contenedores especiales.
Enfriando dichos contenedores el UF6 se
solidifica y es transportado de esta forma.
Hay un número importante de procesos
de enriquecimiento que han sido desarrollados en laboratorio, sin embargo sólo dos,
el de difusión gaseosa y el de centrifugación
se usan en las plantas comerciales actuales.
En ambos procesos el UF6 en forma de
gas se usa como material de alimentación.
Las moléculas de UF6 con átomos de U235
son un l% más ligeras que el resto, y esta
pequeña diferencia de masas es la base de
ambos procesos.
Figura 3: Compras españolas de U3O8 en 2008.
Proceso de Difusión Gaseosa
Figura 4: Capacidad mundial de producción de servicios de conversión.
Compañía
Número
de
Plantas
Producción
2006
(millón kgU)
Producción
2007
(millón kgU)
Capacidad
2007
(millón kgU)
Capacidad
2020
(millón kgU)
Comurthex-AREVA NC
1
12.3
13.7
14.0
19.0
1+1
11.0+2.3
6.0+4.0
12.5+5.0
12.0+0
1
12.0
10.5
15.0
18.0
TENEX
3
9.0
10.0
25.0
25.0
Otros
--
0.5
0.5
1.3
6.3
Cameco
(+ Springfields)
Covendryn
Tabla 1: Compañías suministradoras.
servicios en un futuro será adecuadamente
cubierto (tabla l).
También ENUSA es cliente directo
o indirecto de las cuatro cubriendo las
necesidades de conversión de los reactores españoles de la siguiente manera:
aproximadamente el 25% con la empresa
europea, el 25% con la empresa rusa y el
50% con la americana y la canadiense.
Este proceso supone alrededor del 4%
del coste total del combustible nuclear.
PROCESO DE ENRIQUECIMIENTO
El uranio que se encuentra en la naturaleza está mayoritariamente en la forma de
dos isótopos, el U238 y el U235. La producción de energía en los reactores nucleares
procede de la “fisión” o rotura de los átomos de U235, un proceso que libera energía
en forma de calor.
El uranio natural contiene sólo un
0,7% de U235, mientras que el restante
99,3% es U238, que no contribuye directamente al proceso de fisión, aunque sí indirectamente ya que contribuye a la formación de isótopos fisionables del plutonio.
El U235 y el U238 son químicamente idénticos, pero difieren en sus propiedades
físicas, especialmente en su masa. Esta
diferencia de la masa de ambos isótopos
permite mediante un proceso con alto
contenido tecnológico y especialmente
sensible el incremento o “enriquecimiento”
del porcentaje de U235.
Sólo algunos de los reactores actuales
usan uranio natural, pero la mayoría de
ellos usan uranio enriquecido, en el cual
la proporción de U235 se ha incrementado
desde 0,7% hasta un máximo de un 5%.
Por comparación, el uranio usado en
las armas nucleares debe ser enriquecido
al menos hasta el 90% en U235, en plantas
especialmente diseñadas para ello.
Como hemos explicado el uranio sale
de la mina en forma de un producto que
En este proceso se fuerza al UF6 gaseoso a
pasar a través de una serie de membranas
porosas o diafragmas. Como las moléculas
con U235 son menos pesadas que las que
tienen U238, se mueven más rápido y tienen
una probabilidad algo más alta de atravesar
los poros de la membrana. Por ello, el UF6
que atraviesa cada membrana está ligeramente enriquecido en U235, mientras que
el que no pasa está algo empobrecido en
dicho isótopo (figura 5).
Este proceso se repite muchas veces en
series de etapas de difusión que se llaman
cascadas. El UF6 enriquecido se extrae
de un extremo de la cascada y el empobrecido (colas) del extremo opuesto. El
gas debe atravesar unas l.400 etapas para
obtener un producto enriquecido alrededor del 4% de U235.
En la actualidad alrededor del 40% de la
capacidad mundial de enriquecimiento usa
esta tecnología (plantas de USEC, en Estados Unidos y EURODIF, en Francia).
Proceso de Centrifugación
En este proceso se fuerza al UF6 gaseoso a
pasar a través de una serie de tubos de vacío. Cada uno de estos cilindros tienen un
rotor. Cuando se hacen girar estos rotores
(entre 50.000 y 70.000 rpm), las moléculas
más pesadas con U238 tienden a concentrarse en la periferia de los mismos y las
más ligeras en el centro. El gas enriquecido
alimenta las siguientes etapas y el empobrecido se envía a las anteriores (figura 7).
Hay importantes plantas de enriquecimiento por centrifugación en Rusia (TENEX) y la
Unión Europea (en Reino Unido, Alemania
y Holanda de la empresa URENCO).
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 13
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
Figura 5: Proceso de enriquecimiento por difusión.
Tanto Japón como China operan pequeñas plantas de centrifugación. Brasil
ha desarrollado recientemente una tecnología de centrifugación propia.
Pakistán también consiguió una tecnología de centrifugación que podría
haber transferido a Corea del Norte.
En la actualidad Irán está desarrollando
una tecnología sofisticada de centrifugación.
SUMINISTRO MUNDIAL
Hay cuatro grandes empresas que suministran casi el 95% de las necesidades mundiales de dicho servicio: dos en la UE,
EURODIF (cuyo mayor accionista es
el grupo francés AREVA) y URENCO
(Holanda, Reino Unido y Alemania);
USEC, en EEUU y otra en Rusia llamada TENEX.
TENEX tiene unas capacidades de
unos 23 millones de UTS y suministra
directamente (27%) o indirectamente (l2%
mediante el acuerdo HEU) casi el 40% de
las necesidades mundiales (l8 MUTS).
URENCO tiene unas capacidades instaladas en sus 3 plantas de producción
actuales de 9 MUTS y suministra el 20%
de dichas necesidades.
EURODIF tiene una capacidad instalada en su planta GB de ll MUTS y produce otro 20% (alrededor de 9 MUTS).
Figura 6: Proceso de centrifugación.
El grupo americano USEC tiene una
capacidad instalada de 8 MUTS pero sólo produce el l2% de las necesidades mundiales (5.5 MUTS), aunque comercializa
además el otro l2% que proviene del acuerdo HEU (otras 5.5 MUTS) (figura 8).
SUMINISTRO EN ESPAÑA
Las empresas eléctricas españolas por medio de ENUSA tal vez sean las que mayor
diversificación del suministro de servicios
de enriquecimiento tengan en el mundo,
ya que son clientes de las cuatro empresas
mencionadas. Además, ENUSA tiene
una participación accionarial del ll% en
EURODIF, que posee la mayor planta
de enriquecimiento del mundo.
Aproximadamente el 60% de las necesidades de enriquecimiento de las centrales
españolas se cubren con las 2 empresas de
la Unión Europea, el 25% con la empresa
rusa y el l5% con la americana.
El enriquecimiento supone el 42% del
coste del combustible nuclear y alrededor
del 5% del coste total de la electricidad
generada en las centrales nucleares.
FUTURO DE LA TECNOLOGÍA DE
ENRIQUECIMIENTO
El hecho de que el consumo energético de
los procesos de centrifugación sea mucho
menor que los de difusión (menos de un
l0%), ha llevado a las
grandes plantas de
difusión de Estados
Unidos y Francia a
iniciar un proceso
de sustitución de dicha tecnología por
la de centrifugación.
En unos l0 años se
espera que prácticamente la totalidad
de las plantas de enriquecimiento usen
esta tecnología.
La planta de
centrifugación de
Figura 8: Principales empresas suministradoras.
14 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
USEC (proyecto ACP) tiene prevista una capacidad en el año 20l2 de 3,8
MUTS.
La planta de centrifugación europea
de AREVA (GB II) tiene prevista una
capacidad de 4 MUTS en el año 20l4 y
de 7.5 MUTS, en el 20l8.
Además están previstas dos nuevas
plantas de centrifugación en EEUU; una
de URENCO (proyecto NEF) con 3.2
MUTS en 20l3 y 5.9 MUTS en 20l5 y
otra de AREVA, con otros 3 MUTS
alrededor de 20l9.
Existen otros procesos de enriquecimiento por LASER en estado de desarrollo, que si alcanzaran una escala comercial, podrían ser la base de una nueva
generación de plantas de enriquecimiento con menor coste de capital y menor
consumo energético.
La más avanzada es el proyecto SILEX
del grupo GE-Hitachi, que está en la
actualidad en proyecto de lazo inicial de
pruebas y que espera tener una planta comercial de alrededor de l MUTS en el año
20l3. Recientemente se ha incorporado al
proyecto el grupo canadiense CAMECO.
Todos estos nuevos proyectos, aseguran que el posible aumento de la demanda de estos servicios en un futuro
próximo se cubrirá adecuadamente, con
plantas más eficientes y con un menor
consumo energético
CONCLUSIONES
En este artículo hemos intentado mostrar que la industria tiene en marcha
planes de mejora de las instalaciones
actuales, de ampliación de las mismas e
incluso de instalación de nuevas plantas
más eficientes, que aseguran un suministro de uranio enriquecido que alimente
el previsible crecimiento del uso de la
energía nuclear.
En otro artículo de esta misma revista
sobre reservas de uranio se muestra que
hay uranio suficiente y a costes competitivos que aseguran el renacimiento de la
energía nuclear.
Un vistazo al mercado del uranio:
fundamentos del mercado y
posición de AREVA
A. d’Aleman y D. de Lorenzo
Aunque supone una parte pequeña de los costes de producción de electricidad con recursos
nucleares, el uranio es un suministro clave para el combustible de los reactores nucleares.
Por tanto, la minería del uranio, que es el primer paso en el ciclo del combustible, y el
mercado conexo desempeñan un papel importante en la industria nuclear. Aunque en el
caso de la energía nuclear no alcance niveles de coste por MWh comparables a los de otros
combustibles como el gas o el petróleo, el suministro del uranio representa para todas las
plantas nucleares de producción de energía un coste externo en forma de compra. Por este
motivo, los operadores de las centrales nucleares tienden a observar muy de cerca lo que
sucede en este mercado. No obstante, hay que tener en cuenta que la cuestión principal es
la seguridad del suministro. Este artículo comienza ofreciendo una perspectiva general de
los fundamentos del mercado del uranio en su momento actual. Después se centrará en el
compromiso de AREVA por hacer frente a las necesidades futuras de sus clientes mediante
un amplio conjunto de proyectos de minería.
While representing a small share of nuclear electricity production costs, uranium is a key
supply to fuel nuclear reactors. Therefore, uranium mining, the first step of the fuel cycle,
and its related market play a very important role in the nuclear industry. Even if in the
case of nuclear power, the uranium component procurement does not reach costs levels
per MWh comparable to other fuels such as gas or petroleum, it nevertheless represents
for all the nuclear power plants an external cost as a purchase. For this reason, nuclear
power plants operators tend to closely monitor what is going on in this market. However
one has to keep in mind that the prime issue must remain security of supply. This article
starts with providing a broad overview of the uranium market fundamentals as currently
observed. It will then focus on AREVA’s commitment to address its customers’ future
needs through a wide range of mining projects.
EL MERCADO DEL URANIO
¿Es el uranio un producto básico
distinto de los otros?
El uranio natural es un producto básico
atípico. En primer lugar, el uranio sólo
tiene una utilización industrial. Mientras
que otros productos básicos tienen distintas aplicaciones, el uranio sólo puede
utilizarse como combustible de las centrales nucleares de producción de energía. El uranio es, desde luego, connatural
a la industria nuclear, ya que no existe
ningún sustituto que sirva de combustible para las centrales nucleares.
A diferencia de lo que sucede con la
mayoría de los productos básicos, no se
comercia con él en mercados como la
New York Mercantile Exchange (Bolsa
Mercantil de Nueva York; NYMEX)
o la London Metal Exchange (LME;
Bolsa de Metales de Londres). Las
transacciones anuales son muy limitadas
(bastante menos de l0.000 millones de
dólares). Dado que no existe un mercado
formal del uranio, una gran parte de las
transacciones se realiza “de forma privada” (transacciones fuera del mercado),
generalmente entre productores de uranio y empresas de eléctricas. Aunque se
realicen a través de una solicitud de oferta
abierta, los resultados y las condiciones,
por lo general, no se hacen públicos.
Además de esta parte principal de
contratos directos a largo plazo, existe
un mercado spot del uranio, que supone
generalmente entre un l0 y un 20%, como máximo, del total. Paradójicamente,
esta porción es la cara más visible del
mercado, ampliamente divulgada por
los indicadores publicados.
Estos indicadores publicados (al principio con periodicidad mensual, luego
semanal y ahora diaria, a pesar el número tan limitado de transacciones) se
basan en un sistema de “determinación
de precios” que no siempre es muy transparente.
Hasta hace poco tiempo, este mercado al contado lo utilizaban principalmente los vendedores para obtener
dinero por las existencias acumuladas,
oportunidad que aprovechaban los com-
AGNÈS D’ALEMAN es licenciada
en Negocios Internacionales por la
Paris Dauphine University de París.
Actualmente es directora de Ventas
Internacionales y Marketing de la Unidad
de Negocio de Minería de AREVA NC.
DANIEL DE LORENZO es ingeniero
industrial por la Escuela Técnica
Superior de Ingenieros Industriales de
la Universidad Politécnica de Madrid.
En la actualidad trabaja en AREVA NP
España como ingeniero de marketing y
entre sus funciones figuran el desarrollo
del negocio, el soporte operativo y la
representación corporativa de AREVA en
el mercado español.
pradores para satisfacer sus necesidades
de precios de saldo.
En los últimos años, las existencias
han sido menos abundantes, y los fondos de cobertura (hedge funds) han utilizado el mercado spot para acumular
existencias especulativas. Con la crisis
financiera, los fondos de cobertura han
empezado a vender este material y continúan haciéndolo en la actualidad. En
ese ámbito, se puede observar una especulación con el uranio semejante a
la realizada con otros productos básicos. Ciertamente no se trata del tipo de
“volatilidad apalancada” que necesitan
las empresas dedicadas a la minería del
uranio ni, lo que es más importante, los
operadores de plantas nucleares para
prepararse para el futuro.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 15
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
Fundamentos del mercado del uranio
Política de ventas de productores e
intermediarios
Las principales empresas productoras
de uranio, que cubren el suministro a
escala mundial, generalmente venden
uranio mediante contratos a largo plazo
mientras que algunos pequeños productores, intermediarios y agentes financieros, optan por transacciones del
mercado a más corto plazo en el mercado spot. En los tratos a largo plazo,
la compraventa de uranio se realiza con
más frecuencia directamente entre productores y usuarios finales (empresas
de producción de energía eléctrica con
instalaciones nucleares), y hay menos
intermediarios.
Los grandes productores, generalmente, comercializan ellos mismos su
producción, a veces a través de una empresa filial dedicada a este fin. Son pocas las empresas dedicadas al comercio
del uranio que no están conectadas con
los agentes participantes en el ciclo industrial del combustible. A todo ello
hay que añadir un pequeño grupo de
sociedades de participación y fondos de
cobertura cuya razón de ser no es el suministro de uranio a los usuarios finales.
Otros proveedores de uranio natural
son algunos gobiernos y organismos gubernamentales. El uranio natural procedente del desmantelamiento de las cabezas nucleares rusas aún satisface una parte
importante de la demanda estadounidense de uranio, mientras que, por su parte,
el Departamento de Energía de Estados
Unidos se está deshaciendo de arsenales
antiguos. Estas reservas han tenido, y todavía tienen, una influencia importante en
el mercado del uranio natural, pero estos
agentes están a años luz del mercado spot
y sus motivos y mecanismos de determinación de precios son diferentes de los de los
productores de uranio ordinarios.
Política de compra de las empresas
eléctricas
La política de compra de las empresas
eléctricas puede variar mucho de unas a
otras en función de su posición geográfica.
Por un lado, las empresas eléctricas
europeas y japonesas optan más por
contratos a largo plazo (más de cinco
años), dando la máxima importancia a
la seguridad del suministro, y mayores
niveles de existencias.
Por otra parte, Estados Unidos, que
es el principal consumidor de combustible nuclear con aproximadamente un
tercio del consumo mundial de uranio,
realiza operaciones con frecuencia en el
mercado spot. Sin embargo, las políticas
de compra de sus más de 20 empresas
generadoras de electricidad con recursos nucleares puede ser muy distintas;
16 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
las empresas controladas por el Estado
generalmente buscan más transparencia
en materia de precios que las empresas
eléctricas sin control estatal.
Las empresas eléctricas con recursos
nucleares tienen su propia estrategia de
suministro de combustible, pero el aspecto clave es generalmente la diversificación de riesgos, que las lleva a recurrir
a distintas áreas de producción de uranio
o a distintos productores, para tener garantizada la seguridad del suministro a
largo plazo. Por regla general, cuanto
mayor es la empresa, mayor es el número
de proveedores, entre los que se incluyen
empresas mineras pequeñas, mientras
que los operadores nucleares pequeños
prefieren optar por un grupo muy reducido de productores importantes.
Segmentación de la
producción del uranio
Los países productores de uranio
La producción mundial total de uranio
en 2008 fue de aproximadamente 44.800
toneladas. Supone sólo un pequeño aumento respecto al nivel de 2007 (5% más
a escala mundial, cifra de la que más de la
mitad corresponde a Kazajistán).
Al realizar un análisis por países (figura
l), la producción de 2007 indica que Canadá sigue siendo el principal productor,
ahora casi igualado por Australia). Mientras tanto, Kazajistán está avanzando con
rapidez y es probable que alcance pronto
a los otros dos líderes. Estos tres países
acumulan el 59% de la producción mundial. Por detrás del grupo de vanguardia,
encontramos los países productores “de
segunda fila”, es decir, Rusia, Níger, Namibia y Uzbekistán, con niveles bastante
equiparados.
Al margen de este grupo, se está produciendo una serie de cambios, entre los
que destaca un aumento notable de la
producción en Estados Unidos.
Se trata de un mercado bastante concentrado en el que hay seis participantes
principales que representan el 75% de la
producción mundial.
En 2008, Río Tinto se convirtió en el
productor líder (figura 2), mientras que
Camedo y AREVA compiten por esa posición. Kazatomprom sigue reduciendo a
ritmo constante la distancia que le separa
de los líderes. No se espera que los otros
proveedores, como por ejemplo BHP-Billiton, puedan optar por los primeros puestos
antes de 20l5, salvo mediante adquisiciones.
AREVA PRODUCTOR SOSTENIBLE
DE URANIO
Actividades actuales de AREVA
AREVA cubre cuatro actividades principales en el negocio de la minería del
uranio:
China
2%
Otros
2%
EEUU
3%
Uzbekistán
5%
Canadá
21%
Kazajistán
19%
Ucrania
2%
Rusia
8%
Australia
19%
Níger
7%
Namibia
10%
Sudáfrica
2%
Figura 1. Países productores de uranio.
CAMECO
14%
OTROS
27%
RÍO TINTO
17%
KAZATOMPROM
13%
ROSATON
8%
AREVA
14%
BHP
7%
Figura 2. Empresas productoras de uranio
en 2008.
- Investigación minera: exploración,
identificación y calificación de depósitos explotables.
- Explotación: extracción del mineral
de uranio mediante diversas técnicas
mineras.
- Procesamiento del mineral: concentración química del uranio natural.
- La recuperación y la supervisión de yacimientos mineros cerrados en Francia
y en otros países.
Los clientes de uranio de AREVA
ya se benefician actualmente de los recursos de uranio mundiales del grupo
AREVA, uno de los tres principales
productores mundiales de uranio, y el
que posee la cartera de minería más diversificada, creada a lo largo de los más
de 50 años de funcionamiento.
AREVA comercializa actualmente
uranio procedente de seis (6) emplazamientos de producción: McClean y
McArthur River, en Canadá; Somair y
Cominak, en Níger; y Muyunkum y Tortkuduk, en Kazajistán. Además, AREVA
opera cuatro (4) instalaciones de trituración, y ha obtenido una experiencia
importante de sus actividades anteriores
en minas de uranio con distintas técnicas y en entornos geográficos y geológicos muy distintos (operaciones pasadas
en Francia, Gabón y Estados Unidos,
además de las operaciones actuales). La
capacidad de adaptación permanente a
FINLAND
CANADA
AB C E
GERMANY
500.000 toneladas), AREVA también
está empeñada en aumentar y renovar
su conjunto de yacimientos a largo
plazo mediante asociaciones selectas y
una política de exploración centrada en
las zonas más prometedoras. AREVA
dedica más de l00 millones de dólares
anuales a proyectos de exploración diversificada en los cinco continentes.
RUSIA
C
C
D
FRANCE
DE
SENEGAL
C
MONGOLIA
USA
C
D E
KAZAKHISTAN
NIGER
AC
AB C
JORDAN
C
NIGERIA
A-Active mines
B-Mining projects
C-Exploration
D-Plants/Offices
E-Restructured mines
C
GABON
CE
NAMIBIA
BC
CENTRAL AFRICAN
REPUBLIC
B C
SOUTH AFRICA
B C
AUSTRALIA
C
Figura 3. AREVA incluye la minería del uranio dentro de sus actividades en el ámbito
nuclear.
yacimientos y entornos muy concretos y
distintos obviamente es un factor clave
para ampliar la producción y desarrollar
los emplazamientos futuros necesarios.
Proyectos estratégicos de minería de
AREVA ante el renacimiento nuclear
Para garantizar el nivel de producción
ampliado y renovar los yacimientos en
los que AREVA opera actualmente, se
han planificado unos desarrollos notables a medio plazo:
• En Somair (Níger) empezarán a explotarse nuevos yacimientos y se utilizará el procedimiento de lixiviación
en montones (hasta alcanzar más del
70% de la producción en 20ll-20l2).
• En Kazajistán, donde la producción
aumentará hasta 4.000 toneladas por
año hasta 2039.
• En nuevos yacimientos, donde se tiene
previsto iniciar en breve la producción
en tres (3) emplazamientos importantes suplementarios: Cigar Lake (Canadá), Imouraren (Níger), y Trekkopje
(Namibia), tal como se describe con
más detalle a continuación:
El yacimiento de Trekkopje se descubrió inicialmente a principios de los
años setenta y se recuperó como proyecto activo en 2005.
Es el mayor yacimiento mundial de
tipo caliche, con unos recursos que supe-
ran las 50.000 toneladas, y será la primera explotación industrial con lixiviación
alcalina en montones a escala mundial.
Está previsto que inicie su producción
en 20l0. La producción anual alcanzará posteriormente las 3.000 toneladas
anuales.
Cigar Lake es, por tamaño, la segunda acumulación de mineral de alto grado conocida del mundo, con un grado
medio de 20.8% U3O8, y se espera que
produzca unas 7.000 toneladas anuales.
Imouraren es uno de los mayores depósitos de uranio del mundo y constituye
el proyecto minero más grande de AREVA. El 5 de enero de 2009, el gobierno de
Níger y AREVA firmaron un contrato
de minería que concede al grupo el permiso para iniciar actividades mineras en
el yacimiento de Imouraren. Con una
producción anual final de 5.000 toneladas
durante más de 35 años, una inversión inicial de más de l.200 millones de euros y la
creación de casi l.400 puestos de trabajo
directos, la actividad minera en Imouraren es el mayor proyecto industrial que
haya conocido nunca Níger. Imouraren
es la mayor mina de uranio de África y la
segunda del mundo. Las labores mineras
empezarán en 20l2 y permitirán a Níger
doblar su producción actual.
Además de los proyectos ya identificados (con unos recursos totales de
Trekkopje : Depósitos de lixiviación para minería. Trekkopje : Planta de desalinización.
CONCLUSIÓN
Los fundamentos del mercado de
uranio se presentan fuertes de cara al
futuro. A pesar de la crisis financiera,
las centrales existentes continuarán produciendo electricidad y la producción
de uranio deberá estar a la altura de
la demanda, puesto que la mayoría de
las reservas comerciales suplementarias
han desaparecido.
Además, aún en el caso de que por
efectos de la crisis se retardaran o pospusieran algunos de los pedidos de nuevas centrales nucleares, seguirán siendo
necesarias muchas otras. Esto hará que
sea aún mayor la necesidad de producir
más uranio.
Al mismo tiempo, la crisis financiera
tiene un efecto pasajero en los precios
spot del uranio. Tras una subida muy
pronunciada del precio spot a mediados
de 2007, el mercado spot del uranio ha
vuelto a niveles demasiado bajos para
justificar muchos de los proyectos anunciados en 2006-2007. Es de esperar que
el indicador a largo plazo, que muestra
menos volatilidad, resista la tendencia
descendente mundial.
Aquellos que quieren actuar y especular en el mercado del uranio deben darse
cuenta de cuál es el problema real: las
plantas productoras de energía con combustible nuclear, atendiendo a criterios
financieros, no pueden permitirse dejar
de operar debido a la falta de liquidez en
el mercado. Esto no ha sucedido nunca
en el pasado, y es posible que esa sea
una ventaja de la energía nuclear que no
se ha resaltado lo suficiente y que todos
tenemos que tratar de fomentar.
Nuestro principal objetivo es garantizar nuestros compromisos y prepararnos para satisfacer las necesidades
futuras. Sin duda la presentación del
desarrollo de los proyectos de AREVA
tranquilizará a nuestros clientes.
Kazajistán.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 17
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
Evolución de los mercados de
uranio enriquecido. Unos mercados
en optimista transición
L. Guzmán
En este artículo se comenta la evolución de los mercados de componentes de uranio
enriquecido (concentrado, conversión y enriquecimiento) partiendo de la situación que se
describió en la Revista de la SNE en febrero de 2004.
Se analiza cómo se ha llegado a la situación de principios de 2009, con los precios de
concentrados en descenso aunque a valores 4 veces superiores a los del año 2004, los de la
conversión estables aunque el doble que en aquel momento y los del enriquecimiento en un
suave ascenso.
Finalmente se comenta el efecto de la Crisis Financiera en el mercado de los concentrados
así como la transición tecnológica en que está inmersa la industria del enriquecimiento.
This paper deals with the evolution of the enriched uranium component markets (uranium
concentrates, conversion and enrichment), starting with the situation described on this
same SNE Magazine on February 2004.
The situation that has been reached as on beginning 2009 is analysed, when the
concentrates prices decreasing, even at values 4 times higher than those in 2004; the
conversion prices in a stable situation even at double price than in that moment, and the
enrichment ones living a soft increasing process.
Finally, it is commented the effect of the Financing Crisis on the concentrates market and
also the technological transition that is currently living the enrichment industry.
INTRODUCCIÓN
Este artículo revisa la evolución reciente
de los mercados de uranio enriquecido
desde el año 2004 hasta el presente. Trata asimismo de sacar alguna conclusión
sobre cómo podrá ser la situación futura.
Tomamos como punto de partida el
artículo “Evolución de los Mercados de
Uranio Enriquecido. El “Caso Peor”,
¿Una Posibilidad Real?”, publicado en
la revista de la SNE en el número de
febrero de 2004. En dicho artículo se
analizaban los mercados del uranio enriquecido durante el periodo 2000-2003,
llegando a las siguientes conclusiones
sobre el estado del mercado en aquel
momento:
• La situación de la oferta de concentrados y conversión era preocupante por la dependencia en unos pocos
productores, sometidos durante un
largo periodo a precios muy ajustados
e incluso por debajo de los costes. La
brusca subida de precios de mercado
fue una consecuencia lógica de esta
situación y se desató con una serie de
incidentes serios ocurridos durante
2003, que confirmaron el problema.
En ese momento el precio del U3O8
estaba en el orden de los 15 $/lb y la
18 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
conversión alrededor de los 7 $/kg
U(UF6).
• El caso del mercado de enriquecimiento se puede considerar algo distinto ya que se encontraba en una fase
más madura. Se había invertido en el
mantenimiento de la producción, al
mismo tiempo que en el desarrollo de
las instalaciones, que próximamente
sustituirán a las actuales plantas. Así,
tras un repunte anterior, el precio en
aquel momento se encontraba estable
entorno a los l08 $/UTS.
Vamos a ver a continuación cómo las
circunstancias de los mercados que se
presentaban en el mencionado artículo
han determinado su desarrollo posterior. No se puede considerar una mera
extrapolación ya que, especialmente en
el caso de los concentrados y la conversión, lo ocurrido posteriormente ha
alcanzado unas dimensiones que han
superado las expectativas.
EL URANIO ENRIQUECIDO
El material que se irradia en los reactores es óxido de uranio (UO2), normalmente enriquecido en el isótopo fisible
U-235 desde su contenido natural de
0,7ll% hasta un enriquecimiento variable
LOURDES GUZMÁN es licenciada
en Ciencias Físicas por la Universidad
Autónoma de Madrid y Plan de Desarrollo
Directivo por la Escuela de Organización
Industrial.
Se incorporó a ENUSA en 1995 en
el Departamento de Ingeniería del
Núcleo como responsable de Diseño
Nuclear de Reactores BWR para pasar
en 2006 a la Dirección Financiera
y de Aprovisionamiento, siendo
actualmente responsable de la Gestión de
Aprovisionamiento de Uranio Natural.
entre un 3,0 y un 4,95% de U-235. Se
parte del uranio natural obtenido en
explotación minera (U3O8) que es preciso convertir a UF6 natural, ya que es
en esta forma en la que posteriormente
se enriquece. El proceso final es su conversión a UO2 y posterior fabricación de
elementos combustibles para su carga
en el reactor.
Cada uno de estos procesos es independiente, dando lugar a tres mercados
distintos: concentrados, conversión y
enriquecimiento. La última conversión
a UO2 es un proceso integrado en la
fabricación. Cada uno de estas etapas
supone un proceso industrial diferente,
de forma que los mercados, aunque relacionados entre sí, siguen evoluciones sin
relación entre sí y se analizan de forma
separada.
Al ser industrias tan distintas, su contribución al precio final del kg de U enriquecido lo es también. Como se puede
ver en la figura l, a los precios actuales la
mayor contribución se la disputan el enriquecimiento y los concentrados. Estos
valores contrastan con los del año 2007,
cuando el precio de los concentrados alcanzó un máximo histórico, y en el lado
opuesto, con los del año 2000, donde
que los suministradores eran productores primarios o intermediarios reconocidos, y los consumidores eran propietarios de centrales nucleares que adquirían
el uranio para quemarlo en sus reactores. Alrededor del año 2005 hicieron su
aparición los inversores financieros que
compraban el uranio para almacenarlo
y crear fondos de inversión que aumentaban su valor cuanto más alto fuera el
precio del uranio, con lo que no tenían
ningún escrúpulo en favorecer dicha subida sin límite, como así sucedió.
Aparece nueva oferta
Figura 1. Evolución de la contribución de los precios al coste total del combustible.
el precio de los concentrados marcó el
mínimo histórico
EVOLUCIÓN DE LOS MERCADOS
ENTRE 2003 Y 2008
Concentrados
Si algo ha marcado el mercado spot de
los concentrados en el periodo 20042008 ha sido la volatilidad del precio
del uranio, con una subida espectacular
que le ha llevado a alcanzar en el año
2007 un valor máximo absoluto, para
desplomarse a continuación, aunque sin
llegar a valores tan bajos como los de la
época anterior.
El catalizador inicial de la subida de
los precios fue una serie de interrupciones del suministro que tuvieron lugar
durante el año 2003, debido a la falta
de inversión en la industria desde l980
que supuso que la producción primaria
no evolucionara desde entonces. Esto
aumentó significativamente la tensión
en el suministro y el temor sobre la fragilidad del mismo.
Sube la demanda
Tras la reducción de los stocks que tuvo
lugar en los años 80, las reiteradas interrupciones de suministro ya mencionadas llevaron a las empresas eléctricas a
plantearse la necesidad de reconstruirlos, lo cual aumentó la demanda inesperadamente y en un momento nada
propicio.
Muchos de los productores se vieron
obligados a acudir al mercado spot para
comprar material con el que abastecer
los contratos comprometidos, contribuyendo así también al aumento de la demanda. En este punto cabría preguntarse: ¿tenían esta necesidad real o algunos
de ellos intervinieron en el mercado con
doble intención? No hay que olvidar el
hecho de que comprando caro fomentaban la subida del precio y con ello favorecían indirectamente sus ventas.
Para acabar de desequilibrar la demanda, la comunidad financiera decidió
volver sus ojos al mercado del uranio,
que hasta entonces había estado funcionando con un sistema tradicional en el
Figura 2. Evolución reciente de los precios de concentrado.
Ante la subida de los precios, en estos
años aparecieron nuevos suministradores, en muchos casos pequeños productores (“junior”) con unos costes de
producción ligeramente superiores a los
grandes y que encontraron un mercado
perfecto para conseguir una alta rentabilidad inmediata. Subastaban su producción al mejor postor, con los inversores
financieros y las empresas eléctricas pujando para conseguir el uranio.
Asimismo, aparece en el mercado
una nueva figura: el “broker de commodities” . Presentes en otros mercados de materias primas e incluso de la
electricidad, el interés que suscita en la
comunidad financiera el mercado del
uranio hace que empresas dedicadas a
esta tarea inicien una actividad frenética
también en él, trayendo sus prácticas de
venta muy activas e incluso, en ocasiones, agresivas. Esto convulsiona un mercado acostumbrado a hacer los negocios
a otro ritmo, además de otorgarle más
transparencia, aunque también más volatilidad.
El mercado cambia
El mercado del uranio cambió entonces
de ser un mercado de compradores, en
el cual el cliente dominaba, a un mercado de suministradores. El proveedor
tradicional imponía condiciones en algunos casos abusivas, aprovechándose
de las condiciones creadas por los junior
y sus subastas, los brokers y sus prácticas comerciales y los inversores financieros comprando compulsivamente.
Las empresas eléctricas admitían esta
circunstancia por la necesidad de recargar sus reactores y la percepción general
de escasez de material.
Se alcanzó el punto culminante en el
año 2007, cuando el precio casi se duplicó de 72 $/lb en enero hasta el máximo
de l35 $/lb en junio.
Entonces la demanda prácticamente
desapareció del mercado. Algunos suministradores se vieron en la necesidad de
vender el material para conseguir cierta
liquidez y no tuvieron problema en aceptar precios más bajos. Esto provocó un
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 19
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
brusco descenso del precio que a finales
de septiembre de 2007 se situó al mismo
nivel que en enero.
A partir de entonces el precio se movió
dentro de esta volatilidad, bajando según
los suministradores necesitaban ingresos,
y repuntando cuando la demanda reaparecía tímidamente, aunque siempre con
una tendencia general a la baja.
Estos precios del mercado spot (entre
70 y 90 $/lb) quedaban muy por encima de los costes de producción de la
mayoría de las minas conocidas, que se
estima que no superaría los 30-40 $/lb.
De forma que esta subida espectacular
de los precios tuvo su cara positiva en el
comienzo de nuevos proyectos de producción y de exploración que auguraban
un aumento de la oferta en el medio
plazo que favorecería un reajuste futuro
de los precios.
Y llega la crisis
El año 2008 comenzó para los concentrados de uranio en la situación descrita, con
la demanda prácticamente inexistente y
provocando que los precios continuaran
en una lenta bajada, hasta el momento en
que estalló la crisis financiera, mediado
el año. Cuando esto ocurrió, los inversores financieros se vieron en la necesidad
de liquidar sus inventarios con el fin de
conseguir liquidez (entre ellos, Lehman
Brothers, que acumulaba un importante
stock de uranio). Así, de la misma forma
que en años anteriores no tuvieron ningún problema en subir artificialmente
el precio del uranio, ahora sacaban al
mercado su uranio a precio de saldo, con
el único fin de recuperar solvencia y provocando un desplome en el precio del
mercado sport.
Durante la última parte del año 2008
los compradores (empresas eléctricas,
intermediarios, pero también productores consolidados) se aprovecharon
de este derrumbe de los precios. Sin
embargo, al comenzar el nuevo año la
situación crediticia ha ido a peor dando
lugar a que las empresas, a pesar de los
precios sumamente atractivos en que se
encuentran ahora mismo los concentrados, tienen dificultades para financiar
estas compras o, al menos, no quieren
correr el riesgo teniendo en cuenta además que la mayoría de la necesidades de
los reactores están cubiertas en el corto plazo. La demanda ha desaparecido
prácticamente del mercado spot y el precio sigue, por lo tanto, bajando aunque
ahora ya de forma muy lenta y con unos
indicadores basados en especulaciones,
ya que apenas existen transacciones.
Figura 3. Evolución reciente de los precios de la conversión.
tos de nuevos reactores que se estaban
poniendo en marcha por todo el mundo,
muchos de ellos han quedado cancelados o, al menos, retrasados. Asimismo,
muchas de las nuevas minas que estaba
previsto que entraran en producción
en los próximos años han quedado en
suspenso ante la falta de financiación y
el desplome de los precios. Incluso algunas de las grandes compañías mineras
están teniendo que hacer frente a graves
dificultades financieras.
Qué deparará el futuro depende principalmente de los efectos que deje esta
crisis. Algunos nuevos proyectos mineros están en entredicho; los consolidados
tienen que hacer frente a problemas de
financiación; las necesidades a corto plazo
de concentrados de las empresas eléctricas
están cubiertas. Parece que entraremos en
un periodo de estancamiento hasta que la
economía vuelva a reflotar y entonces será
vital relanzar el desarrollo de las nuevas
minas ya que, adicionalmente, el uranio
proveniente del acuerdo HEU entre Rusia y EEUU de desmantelamiento de las
cabezas nucleares finaliza en el año 20l3
y será necesario cubrir ese material con
producción primaria. Lo que desde luego
parece lógico es que el precio del uranio
recupere unos niveles de precios más relacionados con los costes de producción,
que desde luego no son los precios extremos de l0 $/lb en los años 90 pero tampoco los l35 $ en el año 2007. Todo esto con
el permiso de la comunidad financiera.
CONVERSIÓN
Si la característica del mercado spot
del uranio durante los últimos años ha
sido la volatilidad, la del mercado de la
conversión ha sido la estabilidad, como
se puede ver en la figura 3.
El problema de la conversión
La industria de la conversión tiene el
problema de tener la producción occidental (dejando aparte a la producción
Rusa) concentrada en tan sólo 3 plantas. Otra fuente importante de UF6 es
el acuerdo del HEU que se ha mencionado anteriormente. Así, cualquier dificultad que surja en el funcionamiento
de estas plantas tiene un efecto grande
e inmediato en el suministro y, como
consecuencia, en el precio.
¿Y el futuro?
La crisis financiera ha afectado a todos
los ámbitos. De los numerosos proyec20 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Figura 4. Situación de las plantas de conversión y de enriquecimiento.
Además, dos de estos centros de producción están en EEUU, a la inversa
que el enriquecimiento, el siguiente eslabón de la cadena, que tiene la mayor
producción en Europa. Esto obliga a un
traslado constante entre EEUU y Europa de UF6 natural para ser enriquecido.
Consecuencias
En los primeros años, entre 2004-2005
el precio del mercado spot subió desde
los 4-5 $/kg U hasta los ll-l2 $/kg U debido a problemas de producción en las
plantas de EEUU, lo cual provocó una
tensión en el suministro aún mayor que
en el caso de los concentrados.
En el año 2005 se recuperó la producción normal, proporcionando una
estabilidad al mercado spot que se ha
mantenido hasta hoy, con unos precios
localizados entre los l0 y los l2 $/kg U
e incluso en el caso de Norte América,
bajando hasta los 9$/kg U.
Lo sorprendente de esta situación es
que las fábricas de conversión no se han
visto eximidas de problemas durante este
periodo, siendo el caso más llamativo el
de la planta de Cameco, en Canadá, que
ha estado parada durante la mayor parte
del año 2008 y se prevé que continúe cerrada durante la primera mitad del 2009.
Contradicciones
Las razones por las que el mercado spot
de conversión parece no verse afectado
por esta disminución en el suministro
pueden encontrarse en:
• Tras los problemas de los años 20032004 tanto productores como consumidores habían hecho acopio de
importantes stocks de UF6 que han
permitido su uso durante los años
2007-2008 cubriendo así la falta de
producción.
• Cameco es una de las empresas encargadas de comercializar el UF6 proveniente del acuerdo HEU, contribuyendo así mismo a paliar la carencia
de conversión.
No obstante esta es una situación que
se acerca a su fin. Cameco no acaba de
solucionar sus problemas de suministro
y todo parece indicar que está acabando
con sus stocks. Se espera, por lo tanto,
que este periodo de estabilidad esté tocando a su fin y que el precio comience a
subir por la escasez de suministro.
¿Y el futuro?
No hay mejores perspectivas en el medio-largo plazo. El acuerdo del HEU
finaliza en el año 20l3 y a los efectos es
como si desapareciera una de las plantas
de producción. Además, el desequilibrio
geográfico que presenta la conversión
no se acaba de solucionar.
Con el fin de paliar estos problemas se
ha comenzado a trabajar en nuevas posibles instalaciones, como la de Comurhex II, en Francia. Un rumor sitúa una
nueva planta potencial en Gran Bretaña
según un acuerdo entre las empresas
Converdyn y Urenco, y un acuerdo entre
Cameco y Kazatomprom para construir
otra planta en Kazajistán.
Aunque la conversión en la actualidad
es el eslabón más débil de la cadena de
suministro, la industria ha comenzado ha
poner las soluciones necesarias para cambiar esta situación en los próximos años.
ENRIQUECIMIENTO DE URANIO
Desde el comienzo del año 2006 el precio de la Unidad Técnica de Separación
Figura 5. Evolución reciente de los precios del enriquecimiento.
(UTS, unidad de medida de los servicios de enriquecimiento de uranio), ha
subido constantemente en el mercado
spot, aunque a un ritmo más lento que
el mostrado por el mercado del uranio,
como se puede ver en la figura 5.
Dos son principalmente las causas de
dicha subida:
• El aumento del precio de la electricidad que ha llevado a que los costes de
producción de las plantas de difusión
(USEC y EURODIF) se haya incrementado. Los productores con plantas de centrifugación (URENCO),
que consumen menos energía, simplemente han aprovechado la situación.
• El aumento del precio del uranio, que
ha hecho necesario reducir las colas
de enriquecimiento para optimizar el
consumo de uranio natural y obtener
así el coste óptimo del uranio enriquecido. Esta reducción permite ahorrar
uranio, que está a un precio muy elevado, utilizando más UTS, elevando
por tanto la demanda de UTS.
Esta subida del precio se ha visto compensada en Europa por la fortaleza que ha
mantenido el euro en los últimos años. Así,
como se puede ver en la figura 6, el precio
de la UTS se ha mantenido prácticamente
constante en euros, beneficiando con ello a
los compradores de la zona euro.
Cambios de escenario en el
enriquecimiento de uranio
El mercado del enriquecimiento se ve
ahora mismo influido por una serie de
situaciones con gran impacto sobre el
mismo y de las que dependerá su evolución futura.
• Rusia ha igualado el precio de sus
UTS a las del mercado occidental.
Históricamente, TENEX (la empresa enriquecedora rusa) vendía sus
UTS a un precio notablemente más
bajo que el del mercado spot y esta
circunstancia ha ido desapareciendo
paulatinamente hasta el momento actual en que no hay distinción alguna
entre unos precios y otros.
• Rusia podrá comercializar una parte
de su producción de UTS en EEUU
a partir del año 20 l4, mercado que
hasta entonces tiene vetado (Suspension Agreement).
• La Corte Suprema de los EEUU ha
atribuido a la UTS la calidad de producto. Esta sentencia es muy importante
puesto que permite aplicar leyes antidumping a la importación de uranio enriquecido a los EEUU. Da así la razón
a USEC que demandó a EURODIF
por aplicar unos precios por debajo de
costes en EEUU (el llamado “Trade
Case”). La consecuencia directa será que
las UTS importadas desde EURODIF
a EEUU tendrán un sobreprecio.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 21
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
lia y, posteriormente, en EEUU por
USEC aunque la descartó a finales de
los 90. General Electric adquirió los
derechos y, actualmente, está tratando de desarrollarla dentro del proyecto
Global Laser Enrichment (GLE). Por
el momento está realizando las pruebas
iniciales antes de tomar una decisión
sobre la viabilidad del proyecto a nivel
comercial. Si este sistema tuviera éxito
sin duda sería una revolución por su alta eficacia con una utilización muy baja
de energía frente a sus competidores,
lo que redundaría en una reducción de
los costes de producción de la UTS,
además de mantener una interesante
flexibilidad.
¿Y el futuro?
Figura 6. Evolución reciente de los precios del enriquecimiento en $ vs €.
• Al igual que en la conversión, existe un
desequilibrio geográfico de la producción, con la mayoría del enriquecimiento en Europa. En este caso la industria
ha reaccionado y está desarrollando
nuevos proyectos en EEUU que vendrán a equilibrar la situación.
Un mundo de centrifugadoras
La industria del enriquecimiento se ve
inmersa en una transición tecnológica
desde la difusión, tecnología altamente
consumidora de energía, poco rentable
en estos momentos de altos precios de
la electricidad pero muy flexible, hacia la
centrifugación, mucho más efectiva pero
también sin ninguna flexibilidad.
AREVA iniciará la producción de
su planta de centrifugación en Francia a lo largo del año 2009, llegando
a la plena producción en el año 20 l 5.
En el año 20l0 tienen previsto cesar la
comercialización de las UTS de la planta actual de EURODIF. Tiene también
previsto construir una planta de centrifugación en EEUU, ahora mismo en
proceso de licencia.
URENCO por su parte está construyendo una planta en EEUU basada en
su tecnología de centrifugación que ya
funciona en Europa, y tiene previsto que
comience la producción también en 2009,
alcanzando la plena capacidad en el 20l3.
Adicionalmente ha anunciado que para el
año 20l5 duplicará su capacidad.
USEC opera en EEUU la otra planta de difusión ahora mismo operativa,
aunque está previsto sustituirla por una
planta de centrifugación para la que está
desarrollando una tecnología propia.
Este proyecto está rodeado de grandes
incertidumbres, tanto técnicas al ser una
tecnología no probada, como financieras
ya que USEC no dispone de financiación propia para este proyecto y en estos
días es muy difícil que la consiga ajena.
SILEX es la tecnología desarrollada
para enriquecer uranio mediante láser.
Se desarrolló inicialmente en Austra-
Figura 7. Evolución del suministro desde 1996 hasta 2016.
22 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Cómo evolucionen estos proyectos además de las relaciones comerciales de
EEUU con Rusia (Suspension Agreement) y con los enriquecedores europeos (Trade Case), además del impacto
de la desaparición del acuerdo HEU,
será lo que marque el futuro a medio y
largo plazo del mercado del enriquecimiento.
CONCLUSIONES
Como se ha descrito a lo largo de este
artículo, la situación del mercado que se
mostró en el artículo “Evolución de los
Mercados de Uranio Enriquecido. El
“Caso Peor”, ¿Una Posibilidad Real?”,
se ha constatado posteriormente con un
mercado del enriquecimiento más estable por haber sufrido antes la subida
de precios que favoreció las inversiones
en producción y el mercado de la conversión y los concentrados alcanzados
por esta situación más tarde, como ya
vaticinaba el mencionado artículo.
Sin embargo, como se ha expuesto
a lo largo de este artículo, el mercado
del uranio enriquecido está reaccionando al común denominador que es la
necesidad de nueva producción para
equilibrar el balance oferta/demanda,
ahora mismo muy ajustado. En el caso
del enriquecimiento ya es una realidad;
en el del concentrado ya se ha iniciado
aunque la crisis financiera haya venido
a ralentizarlo, y en el de la conversión,
el eslabón más débil en la cadena de
suministro, se están llevando a cabo las
medidas necesarias para lanzarlo en un
futuro próximo.
En todo caso el efecto de estas situaciones se puede atenuar realizando una
política optimizada de compras y suministros como la que ENUSA, en nombre
de la Comisión de Aprovisionamiento
(CAU), realiza para los reactores españoles y que se comenta en otro artículo
incluido en esta publicación.
Reactores nucleares de hace 2000 millones
de años y las constantes del universo
G. Sánchez
En 1942 Enrico Fermí puso en marcha la primera pila nuclear construida por los seres
humanos. Sin embargo, en la Tierra ya habían funcionado reactores nucleares hace miles
de millones de años. Así se ha podido comprobar en los yacimientos de uranio de Oklo.
Análisis recientes de muestras de xenón allí encontradas nos descubren detalles de aquel
fenómeno. Los resultados pueden ser útiles en diseño de almacenes subterráneos de
residuos radiactivos. Además la medida del samario en Oklo puede tener implicaciones en
el desarrollo de nuevas teorías físicas.
Enrico Fermi in Chicago in 1942 made a nuclear reactor. However it had a natural
predecessor, the fossil reactor found in 1972 in OKLO. About 2 billion years ago a
uranium deposit spontaneously underwent nuclear fission. Xenon samples from this site
are now becoming clear how this phenomenon happened. Scientists are learning from the
natural reactors the long term behavior of the disposal of nuclear waste. The Oklo reactors
may also teach us about the fundamental physical theories.
UN DESCUBRIMIENTO
INESPERADO
En la planta francesa de enriquecimiento de Pierrelatte, en mayo de l972, el
analista quedó extrañado al comprobar
que el espectrómetro de masas indicaba un contenido de 0,7 l 7% átomos
de U-235 en el uranio de la muestra de
UF6 natural. Los resultados de miles
de análisis en uranio natural en todas
las partes del mundo mostraban que
la fracción de átomos de U-235 en el
total de uranio era siempre 0,720% (expresado en porcentaje en peso equivale
a 0,7ll%). Incluso los análisis de las rocas
lunares y de meteoritos daban siempre
ese contenido del isótopo U-235. La discrepancia era pequeña, pero Pierrelatte era una instalación militar donde se contabilizaba rigurosamente el
material nuclear. El Comisariado de
Energía Atómica francés inició una investigación. Se descartó que la causa
fuese una contaminación de la muestra
con uranio empobrecido (uranio de un
contenido de U-235 menor de 0,72%
que se produce como subproducto del
proceso de enriquecimiento). Se comprobó [l] que se trataba de uranio que
provenía de una mina de Oklo, situada en el sudeste de Gabón (África).
Análisis de muestras del mismo lugar
mostraron incluso una concentración
de U-235 menor. En una de ellas el contenido de U-235 era de sólo el 0,44%.
La cuestión que se planteaba era cómo
podía explicarse semejante anomalía.
Tras descartar distintas hipótesis se
llegó a una explicación aparentemente descabellada: en los yacimientos de
Oklo, uno o varios reactores nucleares
naturales habían funcionado hacía casi
dos mil millones de años.
REACTORES NUCLEARES
NATURALES
La posibilidad de que hubiera reactores
naturales hace miles de millones de años
en yacimientos de uranio había sido predicha por G. Wetherill y M. Inghram
en l953. En l956, el químico P. Kuroda
[2] había calculado las condiciones que
deberían darse para que esto ocurriese y
eran las siguientes:
a) La concentración de U-235 en el uranio debería ser al menos del 3%. Esta
situación en la actualidad sólo puede
conseguirse a través del proceso de
enriquecimiento. Sin embargo, hace miles de millones de años todo
el uranio que existía en el Sistema
Solar cumplía esta condición. Es así
porque de los dos isótopos padre que
forman el uranio natural, el U-238 y
GUILLERMO SÁNCHEZ trabaja desde
1983 en ENUSA Industrias Avanzadas S.A.
Enseña matemáticas en la Universidad
de Salamanca desde 1992. Ha publicado
más de 100 artículos y ponencias, la
mayoría sobre temas científicos.
el U-235, el U-235 (periodo de desintegración: 704 millones de años) se
desintegra a un ritmo casi siete veces
más rápido que el U-238 (periodo
de desintegración: 4468 millones de
años). De esto se deduce (figura l )
que cuando se formó la Tierra [3],
hace unos 4,5 mil millones de años, el
uranio natural tenía un l7% de U-235
y hace dos mil millones de años el 3%,
similar al del enriquecimiento utilizado por los reactores nucleares civiles.
(Con uranio natural aún hoy en día
se puede hacer un reactor nuclear.
Sin embargo, se requieren condiciones tan especiales que no es creíble
que puedan darse de forma natural.
Por ejemplo, los reactores CANDU
lo consiguen utilizando agua rica en
deuterio).
b) La veta que contenga el uranio
debería ser de al menos 70 cm de
espesor. Con ello se garantiza que
tras iniciarse las reacciones de fisión la gran mayoría de los neutrones interaccionan con otros núcleos
de uranio. Con espesores menores una proporción importante de
los neutrones se fugarían sin fisionar a otros núcleos. Asimismo, la
concentración de la veta debe ser
muy alta y contener pocos venenos
(absorbentes) neutrónicos; en otro
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 23
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
caso los neutrones serán absorbidos
por átomos no fisionables.
c) Deberá existir un moderador. Del
mismo modo, en los reactores actuales se requiere la presencia de una
sustancia que frene los neutrones
favoreciendo la fisión de los átomos
de U-235. El moderador universal es
el agua, concretamente el hidrógeno que la forma. Aunque hay otros
moderadores, como el deuterio o el
carbono, la posibilidad de que en un
yacimiento se acumulase una concentración suficiente no es creíble.
Estas condiciones se daban hace mil
setecientos millones de años en varias
de las vetas del yacimiento de Oklo (figura 2). En total, se ha encontrado una
veintena de reactores naturales de fisión
en Oklo y en dos yacimientos próximos.
Además de la anomalía isotópica en la relación U-235/U-238, la presencia de otros
isótopos estables resultantes de la desintegración de productos de fisión (figura
3). y transuránidos ratificaban, sin lugar a
dudas, que allí se habían producido reacciones automantenidas de fisión.
Todo lo anterior se conoce desde los
años setenta del siglo pasado [4]. En
esta misma revista se ha citado el hecho
en algunas ocasiones [5]. Sin embargo,
nuevas investigaciones con sistemas de
medida altamente sensibles nos informan de los detalles de cómo debió ser
aquel fenómeno. Los resultados pueden
ser útiles en diseño de almacenes subterráneos de residuos radiactivos. Pero
hay otros aspectos de gran alcance por
sus implicaciones en la física fundamental y la cosmología.
¿CÓMO SE FORMARON Y
FUNCIONARON LOS REACTORES
DE OKLO?
Una primera cuestión que se plantea
es cómo se formó un yacimiento con
una concentración de uranio tan alta.
Como todos los elementos pesados, los
isótopos del uranio se habían formado
en supernovas. Durante el proceso de
formación de la Tierra habrían acabado
altamente diluidos en la corteza terrestre. La intensa actividad orogénica en
Oklo fue depositando accidentalmente
uranio en una capa de arenisca de hasta
l km de anchura, que estaba situada
sobre capas de granito inclinadas 45o,
lo que favorecía la escorrentía del agua
hacia el subsuelo profundo. Hace dos
mil millones de años la aparición de
los primeros seres vivos –las algas azulverdosas– que utilizaban el proceso
de fotosíntesis fue reduciendo el alto
contenido de CO2 que hasta entonces
tenía la atmósfera, e incrementando
el de oxígeno. Éste alcanzó una concentración comparable a la actual. El
24 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
U-235
30%
25%
20%
Formación de la Tierra
15%
10%
5%
Oklo
0%
9
5x10
9
4x10
9
3x10
2x10
9
1x10
9
0
Años hasta el presente
Figura 1- Evolución del contenido de U-235 en el uranio natural.
Figura 2.- Esquema geológico de los yacimientos de Oklo: (1) Zona donde ocurrieron las
reacciones de fisión. (2) Arenisca. (3). Veta de uranio. (4) Granito (Procedencia: http://
www.ocrwm.doe.gov/factsheets/doeymp0010.shtml).
oxígeno atrapado en el agua infiltrada
favorecía la oxidación de los depósitos
de uranio que de esta manera se hacían
algo solubles y eran arrastrados hacia la
superficie concentrándose en algunas
zonas donde la ley del mineral llegó
a alcanzar el l 0%. En estas zonas las
fisiones espontáneas de los isótopos de
uranio proporcionaban los neutrones
necesarios para inducir las reacciones
de fisión. La presencia de corrientes
de agua subterránea favorecía que las
reacciones en cadena persistiesen un
tiempo hasta que el calor producido
hacía hervir el agua. El vapor resultante
se filtraba hacia fuera del mineral. Sin
apenas agua y con el envenenamiento
producido por los productos de fisión,
las reacciones se paraban hasta el enfriamiento. La fuga de los productos de
fisión y la presencia de nuevo de agua
líquida reiniciaban el proceso. En cierto sentido el fenómeno es parecido al
de los géiseres.
A. Meshik y su equipo, a partir del
análisis de los isótopos del xenón en
un reciente estudio [6], concluyen que
las reacciones se repetían en ciclos de
media hora de funcionamiento y dos
horas de parada. Para ello se basan en
lo siguiente:
Entre los productos de fisión algunos se desintegran en isótopos estables
de xenón que son los que aún se conservan en el yacimiento. Las mayores
concentraciones de xenón se han medido en las capas de fosfato de aluminio que rodean al mineral de uranio.
Dentro del mineral la concentración
de uranio es baja. La explicación más
sencilla sería la de suponer que los gases de xenón, al ser calentados en el
mineral de uranio, fluyeron hacia el
exterior de la zona caliente. Sin embargo, la anómala composición isotópica
del xenón encontrado (comparados
con un reactor convencional, las cantidades de xenón l3l y l32 son más altas y
30
Percentage
25
20
Fission
Natural
15
10
5
0
142
142
144
145
146
147
148
149
150
151
Neodynium isotope
Figura 3.- Se muestra la composición isotópica del neodimio en las muestras de Oklo y se
compara con las habituales en la naturaleza. La composición del Nd de Oklo responde a
la esperada en productos de fisión (PF) de U-235 (Por ejemplo: el Nd 142 no se genera
como PF, y eso casa con las muestras de Oklo).
las de xenón l34 y l38 más bajas que lo
habitual) sugiere que parte del xenón
corresponde a la desintegración de
isótopos de iodo. El iodo es fácilmente
soluble en el agua. El agua (figura 4),
al calentarse por la presencia de reacciones de fisión, se desplaza hacia fuera
del mineral de uranio, donde los isótopos de iodo se desintegran en xenón.
A partir de la composición isotópica
del xenón encontrado se han podido
determinar cuáles eran los isótopos de
iodo precursores. La explicación de la
composición isotópica se adapta bien
a un ciclo de funcionamiento donde las
reacciones de fisión se automantienen
durante media hora. En las dos horas
siguientes, estas reacciones dejaban
de producirse hasta que de nuevo el
agua penetraba en el mineral, repitiendo el ciclo. La potencia liberada era
pequeña, del orden de l00 kilowatios,
pero el ciclo se mantuvo durante varios
centenares de miles de años. Se calcula
que en este periodo la energía total
liberada fue de unos l 30 millones de
megawatios-hora.
RESIDUOS NUCLEARES
ALMACENADOS DURANTE
MILLONES DE AÑOS
Otro hecho sorprendente es la extraordinaria capacidad del yacimiento para
retener sustancias radiactivas por tiempo suficiente para que se conviertan
en productos estables. Por ejemplo, el
fosfato de aluminio que rodea algunas
de las vetas de uranio, trascurridos dos
mil millones de años aún mantiene atrapado un gas noble como es el xenón.
Esto puede ser de gran utilidad para
el diseño de almacenamientos geológicos profundos donde almacenar los
residuos de alta actividad de las centrales nucleares hasta que estos pierdan
su radiactividad. Ello demuestra que
la capacidad de retención de algunas
formaciones geológicas permitiría perfectamente mantener confinados los
productos de fisión y los transuránidos,
como el plutonio 239, durante millones
de años, hasta que se desintegren prácticamente todos esos residuos radiactivos [7].
Los yacimientos de Oklo permanecieron aislados durante cientos de
millones de años a gran profundidad.
Sólo durante los últimos dos millones
de años los movimientos orogénicos
aproximaron al mineral de uranio lo
suficiente a la superficie para permitir
su explotación.
robusto puente puede hacerse añicos
al vibrar con una frecuencia determinada). Afortunadamente son infrecuentes;
de otro modo viviríamos en un mundo
completamente inestable. En el caso de
una reacción nuclear, una resonancia se
produce cuando la suma de las energías
de los componentes que intervienen es
próxima a un estado estable del isótopo
resultante.
Existe una conocida y milagrosa reacción de resonancia que explica por
qué el carbono es tan abundante en el
universo, gracias a lo cual existe el que
ésto escribe, al igual que el lector y el
resto de los seres vivos. La explicación
la encontró el famoso cosmólogo Fred
Hoyle estudiando el proceso de formación de los elementos en las estrellas.
Las estrellas emiten energía gracias a
las reacciones de fusión que en ellas se
van produciendo. En estrellas jóvenes la
mayor parte del “combustible” lo aportan la fusión de átomos de hidrogeno
y helio, productos remanentes, especialmente el hidrógeno, del Big Bang.
Para que se produzca el carbono se requiere la participación de tres átomos
de helio. Primero dos núcleos de helio
se fusionan formando el berilio. A continuación el berilio se fusiona con otro
núcleo de helio y forma el carbono. Esto
es posible porque el carbono posee un
nivel energético de 7,667 MeV, que está
ligeramente por encima de la suma de
REACCIONES SORPRENDENTES
Conocer con detalle cómo funcionaron los reactores de Oklo puede tener
implicaciones inesperadas en la búsqueda de una gran teoría física que
nos explique cómo funciona nuestro
universo.
Los diseñadores nucleares y los operadores de los reactores nucleares ponen
especial cuidado en controlar el contenido de samario l49. Este isótopo estable
se produce a partir de la desintegración
del producto de fisión neodimio l 49.
El samario l 49 se comporta como un
veneno neutrónico, es decir, posee una
alta probabilidad de capturar neutrones de cierta energía (sección eficaz de
captura neutrónica elevada). El samario
l49 al capturar un neutrón se trasforma
en samario l50, que es estable tras una
emisión gamma. En l976 el físico ruso
A. Shlyakhter [8] se dio cuenta de que
la reacción de captura de un neutrón
por el samario l 49 se produce debido
a una rara resonancia del núcleo. Las
resonancias ocurren en fenómenos naturales (de todos es conocido cómo un
En Oklo se han localizado 16 reactores y
uno, a 20 km, en Bangombe.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 25
EL APROVISIONAMIENTO DE URANIO
el oxígeno presentase una resonancia
similar al carbono, el carbono se habría
trasformado en oxígeno. Las características químicas del oxígeno no permiten
que se formen grandes moléculas y,
por tanto, no existiría la vida como la
conocemos. Una situación similar a la
formación de carbono se da en la reacción de interacción del samario l49 con
un neutrón. La energía resultante es
casi exactamente la correspondiente al
samario l50. De no haber sido así, el samario l49 raramente capturaría al neutrón, y de hacerlo sería transformándose en un isótopo inestable. Shlyakhter
se preguntó si estas condiciones también se daban hace 2000 millones de
años. Esta reflexión es más profunda
de lo que a primera vista pudiera parecer, como se verá.
Interior del yacimiento de Oklo donde se observa el alto contenido de rocas de uranio.
EL SAMARIO Y LA CONSTANTE
DE ESTRUCTURA FINA
las energías de helio más berilio, que es
de 7,367 MeV. Cuando la energía térmica del interior de la estrella se añade
a la del helio más berilio se alcanza justamente la necesaria para formar carbono.
Esta reacción es resonante, produciendo ingentes cantidades de carbono. Sin
embargo, la reacción siguiente, carbono
Las reacciones nucleares como las descritas y la estructura de la materia en
general las explica la Teoría del Modelo Estándar (TME) al que nos hemos
referido en un artículo anterior [9]. La
TME, conjuntamente con la teoría general de la relatividad (TGR), que explica la gravedad, utilizan unas veinte
más helio para formar oxígeno, afortunadamente es muy improbable al no darse
las condiciones de resonancia, y como
consecuencia el carbono sobrevive en
la estrella. Más adelante los átomos de
carbono emitidos al espacio permiten
que se origine la vida por su particular
avidez en formar macromoléculas. Si
130
Xe-134
o
Xe-136
T=200 C
I-131
110
I-132
RZ10 149Sm Cross Section (Rb)
U-235
U-235
I-131
o
I-132
T=300 C
90
70
50
30
10
-150
Figura 4.- Esquema conceptual de funcionamiento.- En aquellas zonas
con alta concentración de uranio en las que penetra el agua (parte
superior de la figura) subterránea se inicia las reacciones de fisión en
cadena, que persisten unos 30 minutos, generándose productos de
fisión (isótopos de xenón,. entre otro). Los isótopos de xenón se desintegran en iodos. El agua hirviendo se fuga arrastrando consigo los iodos,
las reacciones de fisión cesan durante un par de horas, hasta que de
nuevo penetra el agua fría reanudándose el proceso.
26 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
-100
-50
Energy Shift (meV)
0
50
Figura 5.- Sección eficaz de captura neutrónica del Samario
149 (Sm 149 + n = Sm 150) para T = 200oC y T = 300oC. Si
la constante de estructura fina � hubiese variado en el pasado
las curvas anteriores se verían desplazadas, entonces la relación isotópica Sm 149/Sm150 debería ser diferente de la que
se produce en los reactores térmicos actuales, sin embargo las
incertidumbres, entre otras, en determinar la temperatura a la
que funcionó Oklo no permiten llegar a una conclusión.
constantes fundamentales, como son
la velocidad de la luz (c), la constante
de Planck (ħ), la carga del electrón (e),
o la constante de gravitación universal
(G). Estas teorías utilizan las constantes fundamentales como postulados,
es decir, no las explican simplemente,
sino que las toman como datos cuyos
valores han sido determinados experimentalmente. Las predicciones de
ambas teorías se ven reiteradamente
confirmadas por los datos empíricos.
Si estas constantes tuviesen otros valores, el universo nada tendría que ver
con el que conocemos; por ejemplo:
pequeñas modificaciones en alguna de
estas constantes no permitirían que se
formasen átomos estables. El sueño de
muchos físicos teóricos es encontrar
una gran teoría de unificación (TGU)
que abarque a la TME y la TGR, donde estas constantes resulten del propio
modelo, y no tengan que tomarse como datos de partida, y además permitan explicar hechos no predichos por
ninguna teoría (por ejemplo, la energía
y la masa oscura).
Un aspecto fundamental para construir esa TGU sería saber si estas
constantes fundamentales son realmente constantes [l0] o si son parámetros que van variando muy lentamente con el tiempo. En este sentido los
restos de las reacciones nucleares de
Oklo pueden ser un laboratorio excepcional. Para entenderlo, retomemos la
reacción que permite la formación del
Sm l50. Como decíamos, ésta es posible gracias a la presencia de la elevada
sección eficaz que presenta el Sm l49
para la captura de los neutrones de
determinadas energías. En la TME,
en el cálculo de las secciones eficaces
aparece la denominada constante de
estructura fina (α). Esta constante es
adimensional y se obtiene a partir de las
constantes fundamentales e, ħ y c (en
las unidades apropiadas α = e2/(ħ c)).
Es decir, la sección eficaz de captura
del Sm l49, y por consiguiente la tasa
de captura neutrónica, dependen del
valor de α. El valor de la constante de
estructura fina es conocido con una
precisión y exactitud extraordinaria
[l/α = l37,035999070 (98)]. Si su valor
en el pasado hubiese sido diferente del
actual, la tasa de producción de Sm
l 50 a partir del Sm l 49 sería distinta
de la que se produce en los reactores
actuales. Medidas de gran precisión
de la relación Sm l 50/Sm l 49 en las
muestras de Oklo deberían permitir
determinar el valor de hace casi dos
mil millones de años. Sin embargo,
hay un problema añadido: la sección
eficaz del Sm l 49 depende también
de la temperatura (figura 5) a la que
se produjeron las reacciones de fisión.
Para ello es necesario simular y acertar
con las características reales de las reacciones que se dieron en Oklo. Varios
artículos [ll] se han publicado recientemente sobre el tema sin un acuerdo
unánime. La mayoría ratifican que el
valor de α no ha variado, al menos durante los últimos dos mil millones de
años, pero algunos discrepan. En resumen, sigue siendo un tema abierto.
LA EXTRAÑA COINCIDENCIA
Como α = e2/(ħ c), un cambio en el valor
de α tendría profundas consecuencias en
el destino del universo, pues realmente
significaría un cambio en al menos una
de las tres constantes fundamentales
(e, ħ y c). Si el valor de α fuera apreciablemente mayor, los núcleos atómicos pequeños no podrían existir, pues
la repulsión eléctrica de los protones
superaría la fuerza de atracción fuerte
que los mantiene unidos en el núcleo.
Si, por el contrario, el valor de α fuese
ligeramente menor que en la actualidad,
la densidad de la materia sólida disminuiría, los enlaces moleculares serían
menos robustos y los destruirían temperaturas menores que las que aguantan
hoy en día. Pero la mayor consecuencia
probablemente sería que la reacción que
origina el carbono en las estrellas, a la
que antes nos hemos referido, no se produciría con un cambio en el valor de α
de sólo el 4%, como consecuencia de
lo cual la vida basada en el carbono no
existiría en nuestro universo. Por tanto,
si α varía con el tiempo, el cambio debe
ser minúsculo. Una buena modelización
de las condiciones en las que se dieron
las reacciones nucleares en Oklo y unas
determinaciones precisas del samario en
el yacimiento, a un nivel abordable por
la tecnología actual, permitirían detectar
un cambio en α del l%, incluso menor,
en los últimos dos mil millones de años.
El descubrimiento de otros reactores
fósiles podría ser de gran ayuda.
No deja de maravillarnos que vivamos en un universo que puede ser
descrito por un reducido número de
leyes matemáticas y veinte constantes
fundamentales, que si tuviesen valores
ligeramente distintos darían lugar a un
mundo completamente diferente. El
reto para las mentes con más capacidad
de razonamiento abstracto es encontrar
una teoría que permita explicar por qué
las constantes fundamentales tienen justamente los valores que nos permiten
existir. La mejor explicación que por
ahora podemos encontrar es recurrir al
principio antrópico, según el cual, de la
enorme variedad de universos posibles
(la teoría de la supercuerdas lo fija en
l 0 500 ) estamos en aquel en el que las
constantes fundamentales toman los
valores que nos permiten existir, y por
eso somos conscientes de ello. La búsqueda de una teoría final recuerda a la
paradoja de Zenón sobre Aquiles y la
tortuga. En cada paso, Aquiles estaba
a la mitad de la distancia de la tortuga que en el paso anterior, cada vez
más cerca, pero nunca la alcanzaría.
En cualquier caso, hay que seguir buscando esa gran teoría final. Aunque no
se llegue a ella, el camino nos seguirá
deparando sorpresas. Oklo ya nos ha
dado alguna y aún promete más.
REFERENCIAS
[1] Neuvilly M., et al . C.R. Acad.
Sci. Paris 275. 1972.
[2] Kuroda, P.K. J. Chem. Phys. 25.
1956.
[3] Sánchez, G.. Los isótopos
radiactivos y nuestro pasado.
Mundo Científico. Mayo 1994
[4] G.A. Cowan. A Natural Fission
Reactor. Sci Am, July 1976
[5] G. Sánchez. El uranio un
elemento poco conocido.
Nuclear España, julio 2005.
[6] A.P Meshik. The Workings of
an Ancient Nuclear Reactor.
Sci Am. Noviembre, 2005 (En
español: Investigación y Ciencia,
enero 2006)).
[7] F. Gauthier-Lafaye. 2 billion
year old natural analogs for
nuclear waste disposal: the
natural nuclear fission reactors
in Gabon (Africa). Appl. Phys. 3.
2002.
[8] A. I. Shlyakhter. Direct test of
the constancy of fundamental
nuclear constants,, Nature (264)
November 25. 1976.
[9] G. Sánchez. El gran acelerador
de hadrones y la búsqueda de
la partícula divina. Nuclear
España, octubre 2008.
[10] John D. Barrow and John K.
Webb Inconstant Constants Sci
Am. Mayo, 2005. (En español:
Investigación y Ciencia, agosto
2005).
[11] Petrov, Yu. V., Nazarov, A. I.,
Onegin, M. S., Petrov, V. Yu.,
Sakhnovsky, E. G. Natural
nuclear reactor at Oklo and
variation of fundamental
constants: Computation of
neutronics of a fresh core.
Physical Review C (74) 6. 2006.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 27
GESTIÓN DE SEGURIDAD
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
A partir de este número de NUCLEAR ESPAÑA y durante los siguientes meses abrimos una nueva sección de la revista. En
ella, se publicarán las ponencias que han sido elegidas por el Comité Técnico de la Sociedad Nuclear Española, como las
mejores dentro de su temática, entre las presentadas en el Programa Técnico de la 34 Reunión Anual celebrada en Murcia
durante el pasado año 2008 y que, por su interés, merecen ser divulgadas a modo de artículo.
En esta primera entrega publicamos la mejor ponencia de FUSIÓN y la mejor de las presentadas en la SESIÓN POSTER.
Mejor ponencia FUSIÓN
Desarrollo de herramientas para la simulación
por elementos finitos del transporte de tritio en
el diseño de envolturas regeneradoras en ITER
S. Terrón, F. Gabriel, C. Moreno, A. Abánades y
L. A. Sedano
Uno de los principales desafíos para la tecnología de fusión nuclear es el suministro
del combustible, ya que la reacción prevista para la primera generación de reactores
consume tritio (T). La solución propuesta ha sido producirlo dentro del propio reactor,
en un dispositivo llamado envoltura regeneradora. No obstante, el control del T no es
una tarea sencilla. Las propiedades difusivas de los isótopos del H son enormes, lo cual
les permite permear masas sólidas. Hoy en día sólo hay una herramienta validada y
aceptada por ITER para simular el complejo fenómeno que representa esta permeación
pero, desafortunadamente, está limitada a geometrías 1D. Esto le hace poco adecuada
para simular la permeación en las intrincadas geometrías presentes en las envolturas
regeneradoras. El desarrollo de una herramienta capaz de simular este fenómeno
en geometrías 2D/3D es una necesidad real para el diseño y dimensionamiento de
numerosos sistemas en un reactor de fusión. Este artículo presenta los esfuerzos hechos
por desarrollar la primera piedra de una herramienta capaz de satisfacer esta necesidad.
One of the most important challenges for fusion technology is the fuel supply, since the
foreseen reaction for the first generation of fusion reactors consumes tritium (T). The
solution proposed is to produce T inside the fusion reactor facility in a device called
breeding blanket. However, T control is not an easy task. Diffusive properties of H isotopes
are huge, making them able to permeate solid bulks. Nowadays, there is only one
validated and ITER QA pedigree qualified tool for simulate this complex phenomenon; but
unfortunately, it is a 1D code. This feature makes it inadequate for the intricate geometries
present in the breeding blanket concepts. The development of a tool able to simulate
this phenomenon in 2D/3D geometries is a real need for the design and sizing of many
systems in a fusion reactor. This paper presents the efforts made to develop the first step
of a tool able to satisfy this need.
INTRODUCCIÓN
Uno de los mayores desafíos para la tecnología de fusión es el suministro del
combustible. La reacción prevista para
la primera generación de reactores de
fusión requiere tritio (T) y deuterio (D)
como combustibles, pero el consumo
anual de T de un reactor de l000 MWe
sobrepasa ampliamente el inventario
disponible y las capacidades de producción actuales. La solución propuesta en
el ámbito de la fusión por confinamiento
28 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
magnético es producir el T dentro del
propio reactor en un dispositivo conocido como envoltura regeneradora (breeding blanket). Diferentes conceptos de
envoltura han sido propuestos y “maquetas” de los mismos, los Test Blanket
Modules (TBM), van a ser probadas en
el futuro reactor experimental ITER.
Dos conceptos de TMB han sido desarrollados por Euratom. El Helium
Cooled Lithium Lead (HCLL), en el
que el T es producido en un flujo fundido de la aleación eutéctica de Li y
Los autores de esta ponencias trabajan en
las siguientes empresas:
SANTIAGO TERRÓN FRAILE y
FRANCK GABRIEL
EURATOM-CEA Saclay, Francia.
CARLOS MORENO TEJERA y
LUIS ÁNGEL SEDANO MIGUEL
EURATOM-CIEMAT, Madrid.
ALBERTO ABÁNADES VELASCO
Escuela Técnica Superior de Ingenieros
Industriales de la Universidad Politécnica
de Madrid.
Pb, y el Helium Cooled Pebble Bed
(HCPB) en el que el T es producido
en cerámicas litiadas. Ambos refrigerados por He y fabricados en Eurofer,
un acero ferrítico-martensítico de baja
activación.
Desafortunadamente el control del T
no es una tarea sencilla. La capacidad
difusiva de los isótopos del H es enorme comparada con la de otros elementos, lo que les hace capaces de atravesar
sólidos. Siendo el T un isótopo radiactivo capaz de sustituir al H en cualquier
molécula, el conocimiento de su inventario en las estructuras sólidas y la evaluación de los flujos de permeación que
las atraviesan, son aspectos claves para
el diseño de los sistemas de gestión del
combustible en un futuro reactor.
Para evaluar estas magnitudes es
necesario disponer de herramientas
de simulación. Hoy en día, la herramienta de referencia para la simulación
del transporte difusivo en ITER es
TMAP7, un código desarrollado por
el Idaho National Laboratory (INL).
Gracias a un largo proceso de desarrollo y a un extenso programa de validación experimental, TMAP7 es un
código robusto capaz de simular un
gran número de fenómenos involucrados
en el proceso de la permeción. Lamentablemente tiene una importante desventaja: TMAP7 únicamente es capaz
de simular la permeación en geometrías
lD; resolviendo las ecuaciones que rigen
el proceso por diferencias finitas. Esto
supone una importante limitación dadas
las complejas geometrías presentes en un
TBM, por lo que es necesario desarrollar
la capacidad de simulación 2D/3D de
este fenómeno. El objetivo del trabajo
presentado en este artículo ha sido establecer la primera piedra de un código
capaz de satisfacer esta necesidad.
Para ello la herramienta utilizada ha
sido Cast3M, un “solver” multifísica de
elementos finitos desarrollado por el
Département de Modélisation des Systèmes et Structures (DM2S) del Comisariato de la Energía Atómica francés
(CEA), capaz de resolver problemas termomecánicos y de mecánica de fluidos
en geometrías 3D.
PROCESO DE DESARROLLO
La idea básica seguida en el desarrollo de
esta nueva herramienta ha sido la siguiente: Desarrollar en Cast3M nuevos operadores, es decir, porciones de código,
con capacidad de cálculo multi-D que
implementen los términos específicos de
las ecuaciones que rigen le proceso de
permeación y compararlos con TMAP7
en geometrías lD. Si la comparación en
este dominio de cálculo común a ambos códigos es satisfactoria, podemos
garantizar que la física del problema está
bien implementada y que, por tanto, la
aplicación directa de estos operadores a
geometrías 2D/3D es fiable.
El proceso del seguimiento de esta
idea se ha plasmado en los siguientes
pasos:
– Estudio de la física de la permeación
implementada en TMAP7.
– Implementación de los operadores
Cast3M que describen los distintos
fenómenos.
– Comparación TMAP7 – Cast3M en
geometrías lD
– Aplicación de la nueva herramienta a
ejemplos de cálculo 2D.
Física de la permeación
implementada en TMAP7
El proceso de permeación de los isótopos
del H a través de medios sólidos es un
proceso complejo en el que intervienen
distintos sub-fenómenos. En líneas generales, dentro del material la ecuación
que rige el movimiento de los átomos a
través de una red metálica, y por ende, la
evolución temporal de la concentración de
estos, es la clásica ecuación de la difusión.
No obstante los distintos sub-fenómenos
antes mencionados introducen nuevos
términos o condiciones de contorno que
deben ser modelizados e implementados
mediante operadores Cast3M.
Primeramente, el flujo de átomos que
interviene en la ecuación de difusión no
sólo está inducido por el gradiente de concentración de átomos (Ley de Fick) si no
que además está influenciado por el gradiente de temperaturas. Es decir, la distribución de temperaturas en el material
metálico en el que los átomos se mueven
afecta al movimiento de los mismos. Este
fenómeno es conocido como termodifusión o Efecto Soret y supone un acople entre las ecuaciones de transferencia de calor
y las ecuaciones de transferencia de masa.
Por otro lado, una vez que los átomos
se encuentran en migración, estos pueden encontrar defectos en la estructura de
la red metálica (dislocaciones, bordes de
grano, etc.) que constituyen ubicaciones
más estables que los espacios intersticiales
de la red entre los que normalmente se
mueven, quedando atrapado en ellos. Este
fenómeno es conocido como trapping. El
aumento de la concentración de átomos
atrapados conlleva la disminución de átomos en migración, y viceversa, lo que implica la inclusión de un nuevo término en
la ecuación de difusión y la necesidad de
una ecuación de balance entre de átomos
entrantes y salientes de los defectos que lo
modelize.
Finalmente, una vez que los átomos en
migración alcanzan una superficie libre
del material pueden salir de este recombinándose y formando una molécula gaseosa. Este fenómeno, al que llamaremos
simplemente recombinación, constituye
una condición de contorno para la ecuación de difusión. El flujo de moléculas que
abandona el material es proporcional a
las concentraciones en la superficie de las
especies que la componen.
La descripción detallada de estos tres
fenómenos, termodifusión, trapping y recombinación, y del modelo matemático
subyacente puede encontrarse en [l]; así
como la descripción de otros sub-fenómenos implicados en el proceso de la permeación que no han sido incluidos en esta
primera fase de desarrollo.
Implementación de los operadores
Cast3M
La implementación de los operadores
Cast3M para incluir estos tres fenómenos entre las capacidades de simulación
del código, ha consistido básicamente
en la adaptación de operadores preexistentes que Cast3M utiliza para resolver
la ecuación de la difusión clásica. En
concreto, los operadores Cast3M que
modelizan términos fuente y la condiciones de contorno convectivas.
Comparación TMAP7 – Cast3M en
geometrías 1D
Para comprobar la bondad de la implementación de estos fenómenos procedemos a comparar ambos códigos
en su dominio de actuación común, las
geometrías lD. En concreto tomamos
un dominio representativo de una placa
infinita de EUROFER de l0 mm de
espesor, con una distribución de temperaturas lineal y constante en el tiempo
entre dos temperaturas, 500 oC y 300 oC,
representativas de las alcanzables en los
TBM. En él resolvemos la ecuación de
la difusión con ambos códigos para dos
especies en migración, D y T, teniendo
en cuenta termodifusión y trapping. Como condiciones de contorno aplicamos
una concentración impuesta y constante
en el tiempo en X = 0 mm y la condición
de contorno de recombinación en X =
l0 mm. Como condición inicial imponemos concentración inicial de ambas
especies nula en el interior de todo el
dominio. Introduciendo estas condiciones en ambos códigos procedemos a
calcular el transitorio.
Nótese que las ecuaciones de difusión que rigen la evolución de ambas
especies están acopladas. En concreto,
en la condición de contorno de recombinación, ya que las moléculas que se pueden formar por recombinación de los
átomos en migración son D2, T2 y DT;
y también en los balances de átomos de
D y T atrapados en los defectos, ya que
el número de átomos atrapados de una
especie afecta al número de defectos
disponibles para la otra.
A modo de ejemplo, parte de los resultados obtenidos se muestran en las
figuras l y 2.
Las graficas presentes en las figuras
l y 2 representan la evolución de la concentración de dos de las especies en estudio, D móvil y T en los defectos, en
3 instantes distintos, 0.2 τ, 0.4 τ y 3 τ,
siendo τ el tiempo característico de difusión en el sólido (≈ 2·l04 s). Consideramos que a 3 τ el problema se encuentra
en régimen estacionario. La coincidencia entre ambos códigos es muy buena,
desviándose entre si unos pocos puntos
porcentuales durante el transitorio, posiblemente debidos a las diferencias en
los esquemas de resolución numérica.
La coincidencia de los códigos es similar para las otras dos especies, D en los
defectos y T móvil.
Dos observaciones han de ser hechas:
Por un lado indicar que durante el proceso de desarrollo los operadores han
sido chequeados uno a uno, estudiando
la influencia de cada uno de los fenómenos y comprobando por separado que
se generan los resultados calculados por
TMAP7. Y por otro, indicar también
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 29
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
Figura 1. Perfil de concentración de D móvil en tres instantes de
tiempo.
que en el proceso de permeación hay
diversas cinéticas implicadas por lo que
la cinética global y la llegada al estado
estacionario están regidas por el tiempo
característico mayor de los distintos fenómenos. Más precisamente, la cinética
del fenómeno de recombinación molecular puede ser muy lenta, gobernando, incluso bloqueando la permeación.
En el caso concreto que nos ocupa, los
tiempos característicos de la difusión en
el sólido y de la recombinación son del
mismo orden, por lo que se ha optado
por tomar el primero.
Ejemplo de cálculo 2D
Como ejemplo de las nuevas capacidades de cálculo que el código basado
en Cast3M podría representar vamos a
mostrar su aplicación a una geometría
2D. La geometría 2D seleccionada es
una simplificación de un componente
del TBM europeo HCLL, una placa
de refrigeración (cooling plate). Estas
placas son las encargadas de extraer la
potencia térmica del TBM y a su vez
de guiar el flujo de Pb-Li que circula en
el interior de este. Su espesor es de 6,5
mm y en su interior se encuentran unos
canales de sección rectangular de 4 x
4,5 mm2 por los que circula el He refrigerante. Con el objetivo de simplificar
la geometría de estas placas a una geometría 2D y dado el carácter puramente
divulgativo de este caso, podemos suponer que estas placas son infinitamente
largas en comparación con su sección
y que las condiciones de contorno son
constantes en toda su longitud, por lo
que no habría migración de isótopos
en sentido perpendicular a la sección.
Con el objetivo de disminuir el tiempo
de cálculo, podemos considerar que el
problema es simétrico. Esto permite
resolver el problema únicamente en un
cuarto de un canal y suponer los resultados simétricamente idénticos en los
otros tres cuartos (véase figura 3).
Sobre esta geometría vamos a simular la difusión de los átomos de T que,
30 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Figura 2. Perfil de concentración de T en los defectos en tres instantes
de tiempo.
tras generarse en el Pb-Li y alcanzar la
superficie de las placas de refrigeración,
migran a través de estas para finalmente
salir en forma de T2 molecular a la corriente de He del canal interno. Por su
ubicación dentro del TMB, en primera
aproximación, podemos no esperar una
presencia significativa de átomos de D
en este sistema, por lo que la permeación de este isótopo no se incluye en este
ejemplo de simulación.
Las condiciones de contorno a aplicar
en este dominio son las siguientes: En la
frontera que representa el canal de He
se imponen la condición de contorno
de combinación que permite la salida
de los átomos de T en forma de T2.
En las fronteras en las que se considera
que existe simetría, se impone flujo de
átomos nulo. Por último, con respecto a
la condición límite en la frontera que representa la superficie de contacto entre
la placa de refrigeración y la aleación de
Pb-Li, una concentración dependiente
del tiempo ha sido impuesta. Esta concentración de T evoluciona temporalmente un ± 20% alrededor de un valor
medio esperable (≈ l0l8 m-3) durante el
transcurso de un ciclo de funcionamiento de ITER. Estos ciclos tienen una
duración de l800 segundos, en los que
durante los 450 primeros se producen
fusiones y en los restantes no. Esta variación de ± 20% ha sido escogida de forma
arbitraria con el objetivo de observar
claramente la evolución de los flujos de
permeación hacia el He y la evolución
dinámica del inventario de átomos de T
en la placa. Como condición inicial se toma concentración nula de átomos de T,
tanto móviles como en los defectos.
Por último, respecto a la distribución
de temperaturas en el dominio, se ha
efectuado un cálculo térmico estacionario con las capacidades de simulación
clásicas de Cast3M, para lo que se han
tomando valores realistas del flujo de
calor extraído por una placa de refrigeración y del coeficiente de convección
esperable en el He. La distribución de
temperaturas resultantes (≈ 470 o C)
se ha impuesto como constante en la
placa, por lo que el cálculo térmico y
el cálculo del transporte de T no están
acoplados en este ejemplo. Esta decisión se ha tomado porque los tiempos
característicos de ambos fenómenos son
muy diferentes y su acoplamiento ralentizaría mucho el cálculo del ejemplo.
No obstante, el código desarrollado
es capaz de resolver las ecuaciones de
ambos fenómenos de manera acoplada
cuando sea necesario.
En las figuras 4 y 5 se presentan algunos de los resultados obtenidos.
Estas gráficas representan respectivamente la distribución de concentración de átomos de T móviles y en los
Figura 3. Sección transversal simplifica de una placa de refrigeración y mallado de un
cuarto de canal.
Figura 4. Distribuciones de concentración de átomos de T móviles en Figura 5. Distribuciones de concentración de átomos de T en los
cuatro instantes de tiempo.
defectos en cuatro instantes de tiempo.
defectos en cuatro instantes distintos
de tiempo. Al margen de los valores absolutos de estas concentraciones, que
se ven fuertemente influenciados por
las suposiciones hechas, es importante
destacar como efectivamente el código
simula correctamente la influencia de la
presencia del canal de He sobre la distribución de concentración en esta sencilla
configuración 2D.
Además de calcular la evolución temporal de la concentración en el sólido,
el código ha sido dotado de un módulo
de post proceso que permite obtener el
valor de magnitudes importantes para la
radioprotección y el dimensionamiento
de sistemas de detritiación como por
ejemplo, la concentración media de átomos o el flujo molecular que sale al He.
Las siguientes figuras muestran el valor
de estas magnitudes en el ejemplo que
nos ocupa.
LÍNEAS DE DESARROLLO Y
CONCLUSIÓN
Las principales líneas de actuación que
es interesante seguir para el desarrollo
de esta herramienta son:
– Extensión de capacidades: La extensión de el número de especies cuya
migración la herramienta es capaz de
simular podría ser ampliada más allá
del D y el T. En concreto, especialmente interesante es el estudio del
comportamiento del He en los materiales. Este se produce por la acción
del flujo neutrónico sobre el acero y
por el decaimiento radiactivo del T.
Este elemento, mucho menos difusivo
que los isótopos de H, tiende a formar
burbujas y a fragilizar los materiales,
por lo que su estudio es importante.
– Mejora de la descripción de las interfases: Con el objetivo de controlar la
permeación del T hacia los canales de
refrigerante, se prevé la inclusión de
otras especies minoritarias en la corriente de He. Por ejemplo, el uso de
pequeñas cantidades de vapor de agua
buscando generar finas capas de óxido
que actúen como barreras de permeación. La química de estos procesos y su
efecto sobre la permeación es también
un punto importante a tener en cuanta.
– Acople con el transporte de T en el PbLi: Dado que el T se genera en la aleación de Pb-Li fundida, y que su concen-
Figura 6. Evolución temporal de la concentración de T media en la
placa de refrigeración.
tración en el metal liquido cercano a la
superficie de las estructuras constituye la
condición de contorno para el problema
de la difusión en el sólido, la resolución
acoplada de la difusión en el liquido y en
el sólido parece necesaria. No obstante,
el movimiento de los átomos en el metal líquido no solo responde a procesos
difusivos si no también a la distribución
de velocidades en el seno de este, que
a su vez obedece a las ecuaciones de la
magneto-hidrodinámica. La resolución
acoplada es, por tanto, un gran desafío.
A modo de conclusión, podemos
afirmar que el camino a recorrer hasta
conseguir un código tan fiable y extenso
como TMAP7 aún es largo, pero que no
obstante, una parte de sus capacidades
de simulación en lo referente a la termodifusión, el trapping y la recombinación,
ha sido reproducida y ampliada con éxito
a 2D durante este trabajo. Por todo ello
creemos que un paso más, se ha dado.
REFERENCIAS
[l] G.R.Longhurst, “TMAP7 User Manual” INEEL/EXT-04-02352, Idaho
National Laboratory, 2006.
Figura 7. Evolución temporal del flujo molecular de T2 saliente hacia
el canal de refrigeración.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 31
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
Mejor ponencia PÓSTER
Migración y retención de hidrógeno
en la aleación de cobre “ITER-grade”
Glidcop Al-25
G. A. Esteban, G. Alberro, I. Peñalva, A. Peña,
F. Legarda y B. Riccardi
Referencia de autores:
G.A. ESTEBAN, G. ALBERRO,
I. PEÑALAR, A. PEÑA y F. LEGARDA
UPV-EHU, Dpt. Ingeniería Nuclear y
Mecánica de Fluidos, Bilbao.
La Aleación GlidCop-Al25 es una aleación de cobre reforzada por dispersión de óxido
para la construcción de componentes de alto flujo como el divertor o primera pared
del blanket en ITER, debido a su alta conductividad térmica y buenas propiedades
mecánicas bajo condiciones de irradiación. En el presente trabajo las propiedades de
interacción de hidrógeno: permeabilidad, difusividad y constante de Sieverts, han sido
obtenidas experimentalmente para el material GlidCop-Al25 utilizando la técnica de
Permeación. Estas propiedades son de interés general obligado ya que afectan aspectos
importantes del reactor de fusión como la economía de combustible, estabilidad del
plasma y seguridad radiológica.
B. RICCARDI
Fusion for Energy, Barcelona
GlidCop-Al25 is an oxide dispersion strengthened copper alloy that is considered for the
construction of high heat flux components such as the divertor or the blanket first wall in
ITER because of its adequate thermo-mechanical properties and ability to operate up to
high temperatures under irradiation. In this work the hydrogen properties of permeability,
diffusivity and Sieverts’ constant in the material have been experimentally evaluated by
using the Permeation technique. These properties are of primary importance in a fusion
reactor because they affect to the tritium cycle operation, the breeding blanket design, the
radiological security of the installation and the plasma stability.
INTRODUCCIÓN
Dentro del programa internacional de
investigación sobre materiales de tecnología de fusión se ha demostrado la
idoneidad de las aleaciones de cobre
de alta resistencia para ser aplicadas en
componentes sometidos a alto flujo como pueden ser la primera pared de los
módulos de “blanket” que recubren la cámara de vacío del reactor, o bien, en dispositivos de control de impurezas como
el divertor. Entre este tipo de material
se encuentra la aleación de cobre “ODS”
(reforzada por dispersión de óxido) CuAl2O3 de nombre comercial Glidcop Al25, donde una distribución homogénea
de nanopartículas de alúmina confieren
a la aleación propiedades mejoradas en
resistencia mecánica, resistencia a fenómenos de degradación por exposición a
irradiación como el “swelling”, respecto
al cobre puro sin alear; todo ello añadido a una interesante elevada conductividad térmica para cumplir con su función
de sumidero y evacuación de elevados
flujos de calor. Estas propiedades per32 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Además de las propiedades mecánicas y térmicas, unido a resistencia a
irradiación, en el desarrollo y validación
de materiales de tecnología de fusión
es imprescindible la caracterización de
la interacción con los isótopos del hidrógeno. Las propiedades de transporte de hidrógeno son las variables que
controlan aspectos trascendentales del
reactor concernientes a su seguridad,
economía de combustible y estabilidad
del plasma, como son: la permeación
de tritio al circuito de refrigeración, el
inventario de tritio retenido en el material estructural y el reciclaje de deuterio
y tritio al plasma.
El objeto del presente trabajo es la
caracterización experimental del transporte de hidrógeno en la aleación de cobre Glidcop-Al25, y observar si las leves
variaciones debidas principalmente a la
inclusión de nanopartículas de alúmina
miten a este material cumplir con su funcionalidad termo-mecánica en rangos de
temperatura elevados (hasta 500oC).
Por todo ello la aleación CuAl25, Glidcop Al-25, es un material de tecnología
de fusión considerado “ITER grade”.
Los últimos desarrollos de primera pared de ITER se basan en módulos fabricados en capas Be/CuAl25 mediante
compresión isostática caliente, así como
algunos componentes del dispositivo
Divertor (figura l).
a)
b)
Figura 1. Aplicaciones de Glidcop-Al25 en ITER: a) módulo blanket, b) módulo divertor.
puede dar lugar a cambios significativos en el transporte respecto al cobre puro conocido y debidamente referenciado.
Se realizará una comparación de los resultados obtenidos aquí con el material base,
Cu, junto con otra aleación de cobre CuCrZr de alta resistencia y de tecnología de
fusión (ELBRODUR HF). Así mismo se dará una interpretación a los valores de los
parámetros de transporte obtenidos.
FUNDAMENTOS TEÓRICOS
Los parámetros que describen la interacción del hidrógeno con materiales metálicos
son la difusividad D(m2s-l), constante de Sieverts Ks(mol.m-3Pa-l/2) y permeabilidad
Φ(mol.m-lPa-l/2s-l). Esto en ausencia de efectos superficiales como la adsorción, disociación, desorción y recombinación que podrían ser fenómenos limitadores en caso de
superficies contaminadas o con presencia de óxido.
r
La difusividad D relaciona el flujo de gas en el seno de
ur la red metálica, J , con el gradiente de concentración de gas disuelto que lo induce,∇c , mediante la primera ley de
Fick,
ur r
ur r ;
( )
( )
J r,t = D∇c r,t
caracteriza la velocidad con la que se alcanza el régimen permanente en el flujo de
gas. La constante de Sieverts Ks, relaciona la concentración máxima de gas disuelto
en el material (solubilidad) con la presión parcial externa de hidrógeno, según la ley
de Sieverts:
K =c / p;
s
sat
i.e., caracteriza la cantidad de gas que puede absorber en disolución un determinado
tipo de material bajo unas determinadas condiciones de presión y temperatura.
La permeabilidad, Φ=D.Ks, relaciona el flujo de gas en régimen permanente J a través de una lámina de material de espesor “d”, con la descompensación en las presiones
de gas presentadas en sus superficies opuestas (ley de Richardson):
J=
Φ
( p1 −
d
p2 ) (l)
Los parámetros permeabilidad, difusividad y constante de Sieverts manifiestan una
dependencia respecto a la temperatura absoluta T(K) de tipo Arrhenius:
− EΦ
− Ed
− Es
Φ (T ) = Φ 0 e RT ; D (T ) = D0 e RT ; K s (T ) = K s 0 e RT (2)
siendo Ed (kJ/mol) y Es (kJ/mol) las energías de difusión y disolución respectivamente, EΦ (kJ/mol) = Ed + Es es la energía de activación que afecta al proceso de permeación.
Los átomos de gas disuelto en los intersticios de la red cristalina, a bajas temperaturas, pueden quedar atrapados en los diferentes defectos micro-estructurales del
material como dislocaciones, átomos intersticiales, substitucionales, límites de grano
o precipitados. El efecto de este fenómeno denominado “trapping” sobre los parámetros de transporte es un descenso efectivo de la difusividad y un aumento efectivo de
la solubilidad y la constante de Sieverts:
−1

N Et 

N Et 
Deff = D  1 + t e RT  ; K s , eff = K s  1 + t e RT  (3)
Nl


Nl


Con el subíndice “eff” se indican los parámetros afectados por el fenómeno de trapping. “D” y “Ks” son la difusividad y constante de Sieverts características de la red
cristalina del material, Nt(m-3) es la densidad de defectos del material, Nl(m-3)=8.5 l028
(fcc) densidad de posiciones intersticiales de disolución, Et (kJ/mol) es la energía de
trapping (pozo de potencial) con la que quedan “atrapados” los átomos de hidrógeno
en el defecto del material. La propiedad permeabilidad, Φ=D.Ks, no se ve afectado
por el trapping por tratarse de una propiedad característica del régimen permanente
donde el llenado de los núcleos de trapping ha llegado al equilibrio o estado estacionario.
MÉTODO EXPERIMENTAL
La técnica de permeación es un método de evolución de gas de larga tradición ampliamente utilizado por diferentes grupos de investigación internacionales en el estudio de la interacción de isótopos de hidrógeno con materiales de uso en fusión. En la
actualidad, tecnológicamente renovado y actualizado, esta técnica se utiliza en la Uni-
versidad del País Vasco para el ensayo
de nuevos materiales de uso en fusión.
El experimento se basa en la detección del flujo de gas hidrógeno que
atraviesa una membrana del material de
interés que separa una cámara de vacío
respecto de otra cámara de alta presión
de gas.
La figura 2 presenta un esquema simplificado de la instalación de permeación. La instalación comprende componentes estándar de ultra alto. El alto
vacío previo a la realización de las medidas se obtiene mediante dos unidades
de bombeo (UHVl y UHV2) similares
a las ya descritas anteriormente. Varias
cámaras Penning (PG) junto con un
espectrómetro de masas cuadrupolar
(QMS) controlan la calidad del vacío alcanzado. Una muestra laminar en forma
de disco se sitúa entre dos bridas que
son calentadas por un horno de resistencia. Este horno permite alcanzar la temperatura experimental deseada (hasta
823 K); un termopar de Ni/Cr-Ni (Tl)
solidario con una de las bridas controla
la temperatura alcanzada en la muestra.
Dos anillos de oro aseguran la estanquidad del montaje en todo momento.
Una medida singular consiste en
mantener una de las superficies de la
muestra a cierto nivel de alta presión
de gas, forzando el flujo del mismo a
través de la muestra hacia la región de
baja presión. El estudio de la evolución
de la presión de gas en la región de baja
presión medida mediante el manómetro
capacitivo Baratron Pl permite obtener
las propiedades de transporte del gas
en el seno del material comentadas en el
apartado anterior.
RESULTADOS Y DISCUSIÓN
Se han realizado 29 pruebas individuales de medida a diversas temperaturas
(573-793 K) y presiones de carga (l03-l.5
l05 Pa) con dos muestras diferentes de
Glidcop Al-25 del mismo espesor (0.8
mm). En todas las experiencias ha sido
posible asegurar el transporte de hidrógeno en régimen puramente difusivo en
todo el rango experimental. Los resultados provenientes de las dos muestras se
han solapado por lo que el total de datos
experimentales ha sido tratado como un
conjunto característico del material estudiado, evidenciando además la independencia respecto del estado superficial de
cada muestra.
De las curvas de permeación resultantes en cada test a cada temperatura y
presión de carga, se obtienen los valores
individuales de permeabilidad Φ y difusividad D. La constante de Sieverts
Ks se deduce como cociente de las dos
anteriores. El estudio de la dependencia
de estos parámetros con la temperatura
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 33
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
Existe una marcada diferencia entre
los parámetros obtenidos para el material Glidcop Al-25 y el material base
referenciado Cu.
En cuanto a la permeabilidad se refiere (figura 3) los valores correspondientes a Glidcop Al-25 sí que se aproximan
a las tendencias Arrhenius correspondientes al cobre puro y a la aleación
CuCrZr (Elbrodur). Tanto los valores
preexponenciales y energía de activación son muy similares (tabla l).
Sin embargo, las particularidades del
material Glidcop Al-25 quedan reflejadas marcadamente en las propiedades
difusividad y solubilidad (constante de
Sieverts). Se puede observar (figura 4)
cómo la difusividad del hidrógeno en
Glidcop Al-25 es muy baja en comparación con el cobre puro; exhibiendo una
elevadísima energía de difusión (76.8
kJ/mol) y una acentuada influencia del
fenómeno de “trapping” con elevados valores de enegía de trapping 75.4 kJ/mol
y densidad de núcleos trampa 3.l·l022 m-3.
En cuanto a la constante de Sieverts
(figura 5) se detecta un gran incremento, cifrado en dos órdenes de magnitud
respecto al material base a las temperaturas más bajas. Se conserva el carácter endotérmico (Es>0) del proceso de
disolución de gas hidrógeno en el material (en el proceso de disolución se
manifiesta una absorción de energía y
un aumento de temperatura en el acero
provoca un aumento de la solubilidad).
Sin embargo, la energía de disolución
Es es muy baja ( 3.7 kJ/mol ); este hecho
junto con el fenómeno de trapping hace
que la solubilidad de hidrógeno en el
material aumente de forma ostensible a
bajas temperaturas.
La explicación de estas tendencias
puede encontrarse en la presencia de
multitud de nanopartículas de alúmina
(Al2O3) que colaboran en el atrapado
masivo de H a bajas temperaturas, aumentando la solubilidad del material
y dificultando a su vez su transporte a
lo largo de la red cristalina del material base. Por tanto, este efecto provoca
una disminución de la difusividad. Este
fenómeno de trapping aunque está presente en todo el rango de temperaturas
de medición, se hace más notable en el
rango de bajas temperaturas. El “trapping” no es observable en la propiedad
permeabilidad porque es una propiedad característica del régimen permanente donde los procesos de entrada y
PG: cámara Penning.
F: Horno.
PC: Controlador de presión.
HPT: Transductor de alta presión.
QMS: Espectrómetro de masas
cuadrupolar.
S: muestra.
T1, T2: termopares de Ni/Cr-Ni.
P1: Manómetro capacitivo.
UHV: Unidades de bombeo de
ultra-alto vacío.
V1: Volumen calibrado.
Figura 2. Esquema y fotografía de la instalación de permeación.
da lugar a las expresiones Arrhenius (2) y (3) (incluido fenómeno de trapping):
D (m2s-l) = 5.70 l0-5 exp(-76.8 (kJ mol-l) /RT)
Φ (mol m-lPa-l/2s-l) = 5.87 l0-7 exp(-80.6 (kJ mol-l)/RT)
Ks (mol m-3Pa-l/2) = 6.0l l0-3 exp(-3.7 (kJ mol-l)/RT)
Nt= 3.lxl022 m-3; Et= 75.4 kJ mol-l
Los resultados se exponen en la tabla l y figuras 3-5 junto con otros resultados
obtenidos en materiales similares de referencia, la aleación de cobre de tecnología de
fusión CuCrZr (Elbrodur HF) [l] y el material base Cu [2], para su comparación.
Tras realizar todo el conjunto de medidas se han realizado 8 ensayos individuales
a la misma temperatura (475oC) y diferentes presiones de carga l03-l,5 l05 Pa. En la
figura 6 se observan las curvas de permeación experimentales (l-8) obtenidas con
orden creciente de presión de carga. Los valores del flujo de permeación en régimen
permanente J se representan en la figura 7 donde queda demostrada la pertenencia de
las medidas al régimen difusivo por exhibir una relación potencial entre la presión de
carga ph y el flujo J con exponente de n = 0.53 (cercano al valor de referencia difusivo
de 0.5 y alejado del valor de referencia superficial de l.0).
MATERIAL
Φ0
EΦ
D0
Glidcop Al-25
-7
5.87·10
ELBRODUR HF
5.13·10-7
Cu
6.60·10
-6
Ed
Ks0
Es
80.6
-5
5.70·10
76.8
0.006
3.7
79.8
5.70·10-7
41.2
0.90
38.6
-
92.6
6.60·10
37.4
5.19
55.2
-
-7
Tabla 1. Parámetros de transporte experimentales para aleaciones de cobre.
34 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Nt
3.1·10
22
Et
T(K)
Ref.
Fig
75.4
573-793
Este trabajo
(1)
-
553-773
[1]
(2)
-
470-1200
[2]
(3)
Figura 3. Permeabilidad en ODS-EUROFER y otros aceros de
referencia (Tabla 1).
Figura 4. Difusividad en ODS-EUROFER y otros aceros de referencia
(Tabla 1).
salida de hidrógeno al núcleo trampa se encuentran en equilibrio
dinámico; debido a esto, la propiedad permeabilidad manifiesta
una tendencia exponencial Arrhenius en todo el rango de temperaturas (figura 3). Adicionalmente se observa una convergencia o
solapamiento de las tendencias para los 3 materiales Cu, CuZrCr y
CuAl25, por basarse en el mismo tipo de red cristalina característica
del cobre (cúbica centrada en las caras) y parámetro de red, a pesar
de tener diferentes características de trapping fruto de la microestructura particular de cada material.
Todas estos resultados siguen un paralelismo claro con aquellos
obtenidos para el acero ODS-EUROFER en un trabajo previo [3],
de lo que se puede deducir que la particularidad microestructural
de las inclusiones nanométricas de óxido en los materiales estructurales desde el punto de vista de la migración y disolución de tritio
provoca un aumento masivo de la capacidad de retención a bajas
temperaturas en forma de trapping y una ralentización de la cinética
de migración. En conjunto resulta un aspecto negativo desde el
punto de vista de la economía de combustible tritio y gestión de los
materiales desde el punto de vista radiológico.
Figura 5. Constante de Sieverts en Glidcop Al-25 (1),
ELBRODUR HF (2) y cobre (3).
CONCLUSIONES
Se ha utilizado la técnica experimental de evolución de gas de
Permeación para determinar las propiedades de transporte de hidrógeno en el material de alto flujo de tecnología de fusión Glidcop
Al-25. La influencia de la distribución de nano-partículas de alúmina Al2O3 en el transporte de hidrógeno se ha observado en todo el
rango de temperaturas de medición. Los aumentos de solubilidad y
descenso de difusividad detectados en comparación con el material
base Cu han sido atribuidas al fenómeno de atrapado de hidrógeno
en las interfases óxido – matriz de esas nanopartículas.
AGRADECIMIENTOS
Figura 6. Curvas de permeación a idéntica temperatura
(475ºC) y diferentes presiones de carga ph.
Este proyecto ha sido realizado en el marco del proyecto ENE2005_
038ll titulado “Caracterización y desarrollo de 4 materiales nuevos:
Glidcop Al25, NIFS-HEAT-2, ODS-EUROFER y Elbrodur, para su uso en tecnología de fusión desde la perspectiva de su interacción con los isótopos del hidrógeno” (GLISTEN-FUS) financiado
por el Ministerio de Educación y Ciencia.
REFERENCIAS
[l] F. Reiter, K. S. Forcey, G. Gervasini, “A Compilation of Tritium-Material Interaction Parameters in Fusion Reactor Materials”, EUR l52l7 EN (l993).
[2] E. Serra, A. Perujo, J. Nucl. Mater. 258-263 (l998) l028-l032.
[3] G.A. Esteban, A. Peña, F. Legarda, R. Lindau, Fusion Eng.
Des. 82 (2007) 2634-2640.
Figura 7. Relación del flujo permanente J con la presión de
carga ph.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 35
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
Mejor ponencia COMUNICACIÓN
Los cuentos de Jauja y España
lOOxlOO renovable
M. Millán
En julio de 2005, la organización ecologista Greenpeace publicó un documento
titulado “Renovables 2050. Un informe sobre el potencial de las energías renovables
en la España peninsular” [1]. Durante los últimos tres años, hemos podido asistir al
constante bombardeo, por parte de esta organización, de afirmaciones tales como:
“Hemos demostrado que España es autosuficiente con energías renovables”.
En el siglo XVI, Lope De Rueda plasmó la tierra de Jauja en uno de sus pasos. La
tierra de Jauja era un lugar fantasioso donde los fértiles campos eran surcados por
arroyos de leche y miel, y de los árboles brotaba tocino.
Jauja existe, es un pueblo de Córdoba, pero se encuentra muy lejos de la
descripción de Lope de Rueda. De la misma forma, el informe de Greenpeace existe,
pero los postulados, escenarios e hipótesis que Greenpeace presenta quedan lejos
de demostrar que la España peninsular será 100x100 renovable en 2050.
En el presente artículo se muestran los escenarios en los que se basan los análisis
de Greenpeace, y cómo imaginación, utopía e ingeniería numérica se unen para
conseguir que el castillo de naipes del ecologismo radical pueda ser construido.
In July 2005, Greenpeace issued a report entitled: “Renovables 2050. Un informe
sobre el potencial de las energías renovables en la España peninsular” (Ref.[1]).
(100% Renewable by 2050. A report about the potential of the renewable energies
in Spanish Peninsular” (ref [1]). During the last three years, this organization has
bombarded us with affirmations such as:” We have demonstrated Spain is selfsufficient with renewable energies”.
Writer Lope De Rueda, 16th century, idealized the Land of Jauja in one of his works.
The Land of Jauja was a wonderful place where the fertile fields were irrigated with
streams of milk and honey, even trees sprouted bacon. Jauja actually exists, it is a
village near Cordova (Spain). Nevertheless, this countryside village is very far from
the description of Lope de Rueda. The report of Greenpeace also exists, but the
postulates, scenarios and hypotheses that Greenpeace presents are very far from
demonstrating that Spanish Peninsular will be 100% renewable by 2050.
This article includes some of the scenarios which Greenpeace report is based on,
and shows how the imagination, the utopia and numerical engineering can be
suitably combined to build the radical ecologist house of cards.
HIPÓTESIS Y DATOS DE PARTIDA
UTILIZADOS POR GREENPEACE
Población peninsular utilizada como
dato de partida en el estudio ([1])
En este apartado se presentan las hipótesis y datos de partida utilizados en el
documento Renovables looxloo (Ref.[l])
y que posteriormente, en este artículo,
serán utilizados o comparados con otros
datos, propios y de otras fuentes.
Uno de los principales datos de partida utilizado por Greenpeace en su documento es la población española peninsular. Para este dato, en el citado
documento, se utiliza el valor de población española del año 2003. Este dato
se presenta a continuación tal y como se
recoge en la Ref.[l].
“Población peninsular en el 2050:
38,32 millones de habitantes”. (Pag. 42
Ref. [l])
Techos de generación eléctrica
La tabla l presenta los techos de generación mostrados en la (Ref.[l]):
36 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
MIGUEL MILLÁN es licenciado en Física
Fundamental por la Universidad de
Granada y posee el diploma de Estudios
Avanzados (DEA) por el Departamento de
Ingeniería Nuclear de la ESTII Universidad
Politécnica de Madrid. Desde 2002
pertenece al Departamento de Seguridad
y Licenciamiento de WESTINGHOUSEINITEC NUCLEAR, donde ha participado
en proyectos de desmantelamiento,
gestión de residuos y apoyo a las plantas
nucleares españolas, sudafricanas y norteamericanas. Además, es vicepresidente de
Jóvenes Nucleares.
TECHO
POTENCIA
(GWP)
Demanda total
TECHO
GENERACIÓN
(TWh/año)
DEMANDA
ELÉCTRICA
(%)
DEMANDA
TOTAL (%)
OCUPACIÓN
TERRITORIO
(%)
4,3%
1525
Demanda eléctrica
Minihidráulica (P >10 MW)**
5,9%
16.6
30.7
11.0
2.0
2.2
6.9
2.5
0.5
915.1
1902
679.3
124.7
56.64
Eólica terrestre (CF Weibull)***
915.1
2285
56.64
Eólica marina
164.8
Fotovoltaica integrada
Fotovultaica azimutal
816.1
149.8
334.0
119.3
21.9
494.5
569.3
203.3
37.3
708.5
1382.0
493.6
90.6
Biomasa residual y biogas
7.3
50.9
18.2
3.3
Cultivos energéticos
4.7
35.2
12.6
2.3
Cultivos forestales de rotación rápida (p < 3%)****
1.9
14.4
5.1
0.92
Cultivos forestales de rotación rápida (p < 10%)
5.1
38.2
13.6
2.5
5.73
Monte bajo (p < 4%)****
1.3
9.4
3.4
0.6
5.42
Monte bajo (p < 10%)
2.3
17.2
6.1
1.1
9.43
15.2
109.8
39.2
7.2
14.09
Biomasa total (mayor pendiente)
Chimenea solar
50.5
9.3
21.50
649.0
13.26
84.4
296.0
105.7
19.4
2.5
19.5
7.0
1.3
Geotérmica HDR******
Termosolar (1)
Eólica terrestre (2)
Hidroeléctrica (3)
Eólica marina (4)
Olas (5)
33.0
3534.6
54.8
(3)
6.34
141.5
298.6
(1)
32,5%
9897.0
836.0
(4)
14,7%
16,57 GW
(2)
19.5
324.3
E=291,8 TW.h/a
Biomasa (6)
FV edificios (7)
Minihidráulica (8)
FV seguimiento (9)
Geotérmica (10)
1,8%
1,6%
1,0%
2,4%
9,0%
0.0002
(6)(7)
(4) (5) (8)
14,4%
(3)
Con el propósito de presentar los datos
de partida del estudio (Ref. [l]), a continuación se reproduce literalmente el
párrafo donde se presentan los valores
de consumo diario y demanda eléctrica
en el año 2050:
“Adoptaremos para el desarrollo del
proyecto un valor del consumo eléctrico medio peninsular per cápita efectivo
(descontadas las contribuciones renovables en origen) en el año 2050 de 20
kW.h/hab-día, que junto a la población
peninsular prevista para este año (38,32
Mhab), nos conducen a una demanda
eléctrica peninsular en el 2050 de 280
TW.h/año” (Pag. 53 Ref. [l]).
Escenarios y mixes de energía para
cubrir la demanda del año 2050
Aunque en el presente artículo se presentan las hipótesis y datos de partida
del documento (Ref. [l]), se considera
oportuno recoger resultados del documento pagado por la misma organización: “loo% Renovables. Un sistema eléctrico renovable para la España
peninsular y su viabilidad económica”
(Ref.[2]) . En este documento se presentan diferentes escenarios de producción
eléctrica para cubrir la demanda eléctrica del año 2050 presentada en la (Ref.[l])
(ver figuras l, 2 y 3).
(1)
OCUPACIÓN DEL TERRITORIO
El primer resultado sorprendente respecto a la ocupación del territorio planteada en el documento (Ref.[l]) se deriva
de la observación de la columna de la
derecha de la tabla l. Si se realiza la suma total de la ocupación del territorio, el
valor resultante es el l56% (tabla 2) del territorio peninsular. Si bien es cierto que
en algún valor pudiera existir un error
tipográfico, tal sería el caso del valor
mostrado para la generación de energía
mediante el uso de cultivos de rotación
rápida con pendiente ‹ 3%.
En la tabla 2 se muestra el porcentaje de ocupación por las distintas tecnologías, así como la suma total de la
ocupación de las distintas tecnologías.
Se muestran dos casos, caso l: en este
caso se muestra la reproducción de los
valores de la tabla l, en el segundo caso
se omite lo que se ha presupuesto como
error tipográfico caso 2.
Greenpeace, en el documento referenciado (Ref[l]), admite el hecho de que la
suma del territorio ocupado por las distintas tecnologías ocupen una superficie
mayor que la superficie peninsular.
“La ocupación del terreno mostrada
se corresponde con la de los parques eólicos. Sin embargo debe tenerse en cuenta que un parque eólico con las densidades de potencia y el tamaño de máquina
considerados, permite simultaneidad de
usos de el terreno del parque con otras
aplicaciones.” (Pag. l3 Ref. [l])
36,60 GW
Figura 1. Mix diversidad de tecnologías, 390 TW.h/a.
(pag.11 Ref.[2]).
14.60
Tabla 1: Techos de generación y techos de potencia en la Península (Pag. 13. [1]).
Consumo eléctrico diario de la
población y generación eléctrica en
el año 2050
38,00 GW
6,59 GW
8.82
2738.8
Olas
4,85 GW
2,0% 2,23 GW
1,9% 2,13 GW
0,7% 0,74 GW
(8)(9)(10)
(6)(7)
(5)
Eólica terrestre (CF datos CNE)***
Bioamasa total (menor pendiente)
2,47 GW
2,49 GW
33,7%
280
Hidroeléctrica (P >10 MW)*
Solar termoeléctrica
2,2%
2,2%
41,2%
(2)
28,7%
Minihidráulica (5)
Bombeo hidráulico existente (6)
Eólica terreno llano (1)
Termosolar (2)
Biomasa en centrales termosolares (3)
Hidráulica regulada (4)
Hidráulica fluyente (7)
Bombeo hidráulico nuevo (8)
Figura 2. Mix optimización económica, 292 TW.h/a.
(pag.14 Ref.[2]).
E=303,9 TW.h/a
2,8%
2,7%
2,3%
1,5%
7,4%
(4)
8,6%
(5) (6)(7)(8)
(3)
(1)
21,1%
53,6%
(2)
Eólica terreno llano (1)
Termosolar (2)
Hidráulica regulada (3)
Biomasa en centrales termosolares (4)
Bombeo hidráulico existente (5)
Bombeo hidráulico nuevo (6)
Minihidráulica (6)
Hidráulica fluyente (7)
Figura 3. Mix aprovechamiento de la gestión de la
demanda, 304 TW.h/a. (pag.17 Ref.[2]).
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 37
LAS MEJORES PONENCIAS DE LA 34 REUNIÓN ANUAL DE LA SNE
CASO 1
OCUPACIÓN
%
CASO 2
OCUPACIÓN
%
Eólica
56,64
56,64
Fotovoltaica azimutal
8,82
8,82
Cult energéticos
6,34
6,34
TECNOLOGÍA
Cult forest rot rap p<3
33
Cult forest rot rap p<10
5,73
5,73
Monte bajo p<4%
5,42
5,42
Monte bajo p<10%
9,43
9,43
Solar termoeléctrica
13,26
13,26
Chimenea solar
TOTAL
14,6
14,6
153,24
120,24
Tabla 2: Ocupación del territorio por las
distintas tecnologías.
Además hace la siguiente consideración:
“Debemos recalcar que en la determinación de los techos de potencia y
generación se han excluido ya todas las
zonas con algún carácter de protección
de espacio natural (28% del territorio
peninsular),y los usos del terreno incompatibles con la implementación de las
tecnologías en cuestión”. (Pag. l4 Ref. [l])
La primera objeción que se puede exponer a la tabla l se deriva de la columna
central de la tabla 2. Si se realiza la suma
del porcentaje de ocupación del territorio el resultado es l56% del territorio
peninsular, caso l. Si no se consideran
los cultivos forestales de rotación rápida
p ‹ 3%, caso 2, la ocupación sería del
l 20% del territorio peninsular. Por lo
tanto, Greenpeace afirma que haciendo
uso de los techos de potencia instalada
se ocuparía más superficie de la actual
Península, l2o-l56%.
Ocupación territorial de la tecnología
eólica
Continuando con la ocupación del terreno, se toman las hipótesis consideradas
en el caso de la energía eólica, densidad
de potencia que se instalará: 3,84 MW/
km2 para llano y 3,o4 MW/km2 para terreno no llano (Pag. l4 Ref. [l]). Usando
el techo de potencia instalada y ambas
densidades se obtienen la ocupación del
territorio considerando ambos terrenos,
y tres escenarios para el territorio total:
lo España peninsular (493.5oo km2[3]),
2o suprimiendo terrenos protegidos
(493.5oo km2-46.ooo km2 [3]), 3o restando el 28% considerado por Greenpeace,
355.3oo km2 (tabla 3).
Utilizando los datos presentados por
Greenpeace sobre densidad de potencia
y potencia instalada, antes expuestos,
y aplicando las sencillas y elementales
reglas de la multiplicación nos ha sido
totalmente imposible llegar a los mismos resultados. Además, utilizando las
mismas hipótesis presentadas en su documento (Ref.[l]) se llega a la conclusión
que la ocupación del territorio sería mucho mayor de lo propuesto por Greenpeace, 67-85%, lejos del 56% mostrado en
la (Ref.[l]).
Ocupación territorial de la tecnología
solar termoeléctrica
Respecto a esta tecnología, en el presente artículo se han comparado los datos
presentados por Greenpeace con los
datos de las nueve plantas termosolares de Colectores Cilindros Parabólicos (CCP) que se encuentra en
el estado de California (USA). Estas
plantas son referidas en la ponencia
“ENERGÍA SOLAR TERMOELÉCTRICA” del Dr. Manuel Romero Álvarez [4]. En esta ponencia se
presentan la potencia y la superficie
ocupada en California por las nueve
plantas termosolares
“Las nueve plantas SEGS (Solar Electricity Generating Systems) actualmente
en operación en California, con sus más
de 2,5 millones de metros cuadrados de
CCP, son el mejor ejemplo del estado
del arte de esta tecnología. Con una
TERRENO
DENSIDAD DE
PONTENCIA
(MW/km2)
OCUPACIÓN
(km2)
ESCENARIO 1
(493.5OO km2)
%
ESCENARIO 2
(447.5OO km2)
%
ESCENARIO 3
(355.3OO km2)
%
Llano
3,84
238.281
48
52
67
No llano
3,04
300.987
61
66
85
Tabla 3: Resultados de ocupación del territorio por la tecnología eólica.
UNIDAD
CALIFORNIA [4]
ESPAÑA
Superficie CCP
km2
2,5
1,93E+04
Potencia
MW
354
2,74E+06
Tabla 4: Superficie de CCP necesaria para alcanzar el techo de potencia.
POBLACIÓN SEGÚN INE [3]
Año
Española
Canarias
Baleares
Peninsular
2003
42.717.064
1.894.868
947.361
39.874.835
2007
45.200.737
2.019.299
1.028.361
42.153.077
2050
53.159.991
Tabla 5: Datos históricos de población española y predicción para el año 2050.
38 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
capacidad de producción en régimen
comercial de 354 MWe...” [4]
Considerando estos datos y el techo
de generación de esta tenología expuesto en la tabla l, se puede obtener
la superficie de colectores necesaria
para alcanzar la potencia establecida
(tabla 4).
El resultado obtenido muestra que
con los datos que se disponen a día
de hoy, habría que cubrir la superficie
ocupada por la provincia de Cáceres, l 9.ooo km 2 mediante colectores
cilíndricos parabólicos para conseguir
la potencia instalada propuesta por
Greenpeace en su documento (Ref.[l])
DATOS DE POBLACIÓN
PENINSULAR
Uno de los pilares sobre los que se sustentan los resultados y conclusiones
del documento (Ref.[l]) es la población
española en el año 2050. Greenpeace,
considera que en dicho año la población
peninsular será de 38,3 millones de habitantes.
En la tabla 5 se recogen datos de población peninsular extraídos del Instituto Nacional de Estadística [3].
No ha sido posible encontrar en el
Instituto Nacional de Estadística datos de población de las comunidades
autónomas de Canarias y Baleares
para el año 2050, sólo se ha encontrado las estimaciones para la población
española para el año 2050. Por consiguiente, se ha obtenido el dato haciendo uso de una relación lineal entre
los valores de la población española
en los años 2007 y 2050, y la población
peninsular del año 2007. Hallándose
el resultado de 49,6 millones de habitantes.
Como se puede observar en la tabla 5,
tanto las predicciones de población para
España como la interpolación realizada
para la población peninsular para el año
2050, están muy distanciadas de la hipótesis propuesta de 38,3 millones de
habitantes propuesta por Greenpeace
para el año 2050.
DATOS DE CONSUMO DE
ELECTRICIDAD EN EL AÑO 2050
Para realizar un estudio alternativo a
los datos propuestos por Greenpeace se
han usado los datos disponibles de los
últimos diez años de producción eléctrica y población. Así pues, se distribuye la
producción de la electricidad producida
en España (Ref.[5]) entre la población
española (Ref.[3]) (ver figura 4).
Usando la tendencia mostrada en la
figura 4, se obtiene el siguiente consumo para el año 2050.
Consumo año 2050 = 44 KW·h/d·persona
Kw.h/día.persona
Consumo últimos 10 años día persona
20
19
18
17
16
15
14
13
12
11
10
1996
1998
2000
2002
2004
2006
2008
año
Figura 4. Tendencia del consumo (1998-2007).
Al igual que ocurría con la población
los resultados obtenidos están muy alejados de las hipótesis propuestas por
Greenpeace de 20 KW h/dia·persona
(Ref.[l]). De hecho, la hipótesis mostrada por Greenpeace es prácticamente
alcanzada en el año 2007.
NECESIDAD DE PRODUCCIÓN
ELÉCTRICA EN EL AÑO 2050
Siguiendo la metodología propuesta en
el documento (Ref.[l]), la necesidad de
producción eléctrica se deriva del consumo diario por persona y la población
peninsular.
En este cálculo se han mostrado datos
y cálculos alternativos a los mostrados
por Greenpeace. Para obtener la necesidad de producción eléctrica, en nuestro
caso se usará el dato de población previsto para el año 2050: 49,6 millones, y
el cálculo de consumo eléctrico diario
obtenido anteriormente (5,44 KW·h/d
por persona).
Necesidad de electricidad en el año
2050= 797 TWh/a
Este dato, al igual que ocurría con la
población y el consumo diario, está lejos
de los expuesto por Greenpeace como
sus hipótesis, que recordemos eran 28o
TW·h/a.
Si el resultado obtenido se compara
con los presentados en el documento [2],
ocurre exactamente lo mismo, los mixes
energéticos propuesto por Greenpeace
no conseguirían, de ninguna manera,
cubrir la demanda de electricidad.
• Mix diversidad de tecnologías:
390 TW·h/a
• Mix optimización económica:
292 TW·h/a
• Mix aprovechamiento de la gestión
de la demanda: 304 TW·h/a.
CONCLUSIONES
Derivado de las comparaciones y resultados alternativos presentados en este
artículo se pueden enumerar las siguientes conclusiones.
l) Considerando los techos de generación presentados por Greenpeace se
alcanzaría una ocupación entre el l20l56% del territorio peninsular, sumando
las contribuciones de cada una de las
diferentes tecnologías.
Además se pueden hacer las siguientes observaciones particulares respecto a
energía eólica terrestre y termo-solar:
a) Reproduciendo el cálculo de
ocupación del territorio con las
hipótesis presentadas por Greenpeace en cuanto a energía eólica
se ocuparía entre 67-85% del territorio peninsular, lejos del 56%
propuesto por Greenpeace.
b) Respecto a energía termo-solar,
intentando reproducir los cálculos de Greenpeace y utilizando
los datos a día de hoy disponibles
de centrales termo-solares de colectores cilíndricos parabólicos,
se necesitaría una superficie de
colectores de l9.ooo km2 (equivalente a la provincia de Cáceres).
2) Las hipótesis de partida del estudio
presentado por Greenpeace (Ref.[l]) son
la población y el consumo de electricidad diario por persona en el año 2050:
38,3 millones de personas, y 20 KW·h/d
por persona, respectivamente. Estos datos están lejos de los presentados en
este artículo 49,6 millones de habitantes (INE Ref.[3]) y 44 KW·h/d·persona
resultado de cálculos realizados en el
presente artículo.
3) El dato de demanda de electricidad
propuesto por Greenpeace –280 TW·h/
año– (considerado un valor conserva-
dor) es la base para el estudio de viabilidad económica de España renovable en
2050 (Ref.[2]). Este documento presenta
varios escenarios de mixes energéticos
para cubrir esta demanda, utilizando los
mejores emplazamientos para cada una
de las tecnologías:
• Mix diversidad de tecnologías:
390 TW·h/año
• Mix optimización económica:
292 TW·h/año
• Mix aprovechamiento de la gestión
de la demanda: 304 Tw·h/año
En el presente artículo y derivado de
las hipótesis de población 49,6 millones
de habitantes y 44 kW·h/d·persona, se
estima una demanda de electricidad de
797 TW·h/año.
4) A la vista de esta discusión, como
argumentación final, se puede afirmar
que los postulados y posteriores conclusiones obtenidas en el documento
de Greenpeace parecen distar mucho
de lo que los datos reales indican. Por lo
tanto, cualquier extrapolación al futuro
del caso español carece de ninguna base
con significación estadística.
REFERENCIAS
[1] “Renovables 2050. Un informe
sobre el potencial de las
energías renovables en la España
peninsular”. Greenpeace, julio
2005.
[2] “l00% Renovables. Un sistema
eléctrico renovable para la
España peninsular y su viabilidad
económica”. Resumen de
conclusiones. Greenpeace, abril
2007
[3] Instituto Nacional de Estadística.
www.ine.es
[4] Ponencia:“ENERGÍA SOLAR
TERMOELÉCTRICA” Sistemes
Energètics Avançats i les seves
Aplicacions. Universitat de les
Illes Balears. Noviembre de 2003.
Dr. Manuel Romero Álvarez.
Director adjunto de IMDEA
Energía.
[5] “Energía, 2005, 2006, 2007”.
Foro Nuclear.
AGRADECIMIENTOS
A José, Manolo y Paco, por hacer posible este artículo.
A la Junta Directiva de la SNE, por
permitir que Jóvenes Nucleares sigamos
creciendo.
A todos los Jóvenes Nucleares, porque entre todos estamos consiguiendo
desmitificar los miedos y las falsas informaciones que rodean a la Energía
Nuclear.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 39
DATOS
CENTRALES NUCLEARES
ESPAÑOLAS
Datos revisados según la Guía UNESA para IMEX
COFRENTES
IBERDROLA G. 100%
1.095 MW
ENDESA G. 36%,
IBERDROLA G. 53%, UFG 11%
ALMARAZ
Almaraz I
977 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
664.485,00
641.026,00
672,00
101,21
100,00
0
0
0
0
1.400.769,00
1.351.575,00
1.416,00
101,25
100,00
0
0
0
0
188.604.148,00
181.225.576,00
209.995,00
81,35
86,07
86
6
18
36
ENDESA G. 36%, IBERDROLA G. 53%, UFG 11%
Almaraz II
980 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
665.400,00
643.896,00
672,00
101,04
100,00
0
0
0
0
1.401.565,00
1.356.226,00
1.416,00
101,00
100,00
0
0
0
0
184.428.967,00
177.822.313,00
200.554,0
86,84
90,09
65
6
19
29
ENDESA G. 100%
ASCÓ
Ascó I
1.032,5 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
689.650,00
665.089,00
672,0
99,40
100,00
0
0
0
0
1.451.980,00
1.397.625,00
1.416,00
99,31
100,00
0
0
0
0
180.854.682,00
173.536.947,00
193.569,64
83,11
86,43
87
5
16
24
ENDESA G. 85%, IBERDROLA G. 15%
Ascó II
1.027,2 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
40 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
549.070
525.831
551,03
79,54
82,00
0
0
0
1
1.305.110
1.253.095
1.295,03
89,73
91,46
0
0
0
1
172.414.280,00
165.646.123,00
182.670,24
86,50
89,23
57
4
10
24
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
Sta. Mª DE GAROÑA
466 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
737.355,00
709.930,00
672,00
100,48
100,00
0
0
0
0
1.539.057,00
1.481.359,00
1.416,00
99,53
100,00
0
0
0
0
186.768.682,00
179.906.547,00
189.705,39
85,95
88,35
95
7
11
28
NUCLENOR (ENDESA G. 50%,
IBERDROLA G. 50%)
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
280.006,00
265.802,00
672,00
89,42
100,00
0
0
0
0
624.899,00
594.378,00
1.416,00
94,70
100,00
0
0
0
0
118.916.223,00
113.211.144,00
270.994,50
77,32
81,36
147
9
60
53
UFG 34,5%, IBERDROLA G. 48%,
HC G. 15,5%, NUCLENOR 2%
TRILLO I
1.066 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
VANDELLÓS II
febrero
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
247.256,00
226.392,00
236,80
34,52
35,23
0
0
1
0
1.035.236,00
964.650,00
980,8,00
68,58
69,26
0
0
1
0
165.432.724,00
154.900.084
158.955,00
85,59
87,31
11
18
25
27
ENDESA G. 72%, IBERDROLA G. 28%
1.087,14 MW
Producción bruta
MWh
Producción neta
MWh
Horas acoplado
h
Factor de carga o utilización %
Factor de operación
%
Paradas automáticas no programadas
Paradas automáticas programadas
Paradas no programadas
Paradas programadas
febrero
Acumulado
en el año
Acumulado
a origen
676.158,00
648.766,40
672,00
92,56
100,00
0
0
0
0
1.424.468,00
1.366.174,70
1.416,00
92,54
100,00
0
0
0
0
158.084.164,00
151.089.866,48
157.714,00
81,78
84,79
44
0
21
23
Secciones FIJAS
JÓVENES NUCLEARES
JÓVENES NUCLEARES EN LOS
DEBATES DE JUVENTUDES
SOCIALISTAS Y SETEM
El sábado 14 de marzo Jóvenes Nucleares participó en
la primera “Jornada sobre
Medio Ambiente organizada
por Juventudes Socialistas de
Madrid”, que tuvo lugar en el
Salón de Actos del Edificio de
Alumnos de la Universidad
Complutense de Madrid.
Durante la jornada se presentó a los asistentes el documento elaborado por la
Secretaria de Medio Ambiente del PSOE en la región
Madrid y se debatió sobre la
situación actual del estado
medioambiental de la Comunidad de Madrid, así como
los retos a afrontar en el futuro de la energía.
Por parte de Jóvenes Nucleares, Jose Luis Pérez participó en un debate a dos con
Miguel Aguado Arnáez, Secretario de Medio Ambiente del
PSM-PSOE, que permitió analizar y acercar posturas entre
las estrategias gubernamentales de desarrollo de las energías renovables y la consideración de la Energía Nuclear
como parte del mix energético
con el fin de evitar el aumento
de las emisiones de gases de
efecto invernadero manteniendo la seguridad de suministro
necesaria y unos costes de generación aceptables por la sociedad y la industria.
Posteriormente, el 18 de
abril, Miguel Millán participó
Momento de las Jornadas.
en el Ciclo de Educación para el Desarrollo de SETEM
en un debate junto a Ecologistas en Acción. El debate
se centró en torno al panorama energético, y en el papel
que juega la Energía Nuclear
en él. Por parte de Ecologistas en Acción estuvo presente Paco Castejón, quien
argumentó que la Energía
Nuclear es una energía inmadura, que tiene considerables problemas por resolver y muy cara, e incapaz de
sustituir al petróleo.
En su papel, Miguel Millán
explicó el panorama eléctrico español y europeo señalando que el grado de dependencia energética en Europa
y en España es alarmante,
así como las emisiones de
CO2, incidiendo además,
en que los países con mayor porcentaje de electricidad de origen nuclear como
Suecia o Francia tienen una
tasa de emisiones de CO2/
kw·h muy baja en comparación con otros países que no
disponen de esta tecnología
como Dinamarca. Finalmente Miguel Millán mostró las
soluciones definitivas para
los residuos radiactivos y el
futuro de la energía nuclear,
la transmutación y los nuevos reactores, y concluyó
que la energía nuclear debe
ser un factor importante para
alcanzar un desarrollo sostenible, junto con las energías
renovables, el ahorro y la eficiencia energética.
JUEVES NUCLEARES
“COMUNICACIÓN EN TIEMPOS
DE CRISIS” Piluca Nuñez
El pasado 2 de abril, Jóvenes Nucleres organizó, dentro del ciclo de conferencias
de los Jueves Nucleares de
la SNE, una conferencia-debate de la mano de Piluca
Nuñez, responsable de Comunicación del Foro de la
Industria Nuclear Española,
donde coordina el Comité
de Comunicación Nuclear.
La conferencia giró en
torno a la importancia de
comunicar en tiempos de
crisis, entendiendo que
cualquier situación que
afecta a la imagen de una
empresa positiva o negativamente, puede desencadenar una crisis de comunicación.
Piluca Nuñez expusó la
relevancia de la buena comunicación en nuestro sector, ya que no sólo hay que
dar importancia a la excelencia técnica y operacional, sino también saber cómo lidiar con el mundo de
la comunicación, una tarea
pendiente. Por el gran interés mediático que suscita
la industria nuclear, es importante saber conectar positivamente con los medios
masivos, televisión, prensa
y radio.
Durante la conferencia se
destacaron varios ejemplos
representativos, tanto de la
industria nuclear como fuera de ella, sobre cómo hay
que realizar la comunicación
en tiempos de crisis. Así, se
pudo comprobar cómo, ante
una situación a priori de crisis, el estar preparado permite manejar la crisis sin
gran repercusión mediática.
Además, se dieron algunas
claves interesantes para saber cómo enfrentarse a una
situación así, y lo más importante, cómo ante una situación nueva e inesperada,
poder tener unas pautas comunes de actuación.
La charla suscitó un gran
interes y diversidad de opiniones entre los asistentes,
lo que ayudó a crear un debate en el que se pudieron
ver los diferentes puntos de
vista. Esta situación dió pie
a que Piluca pudiera explicar las diferentes tendencias de comunicación y el
éxito o fracaso de las mismas.
Por último, desde Jóvenes
Nucleares, agradecer a Piluca Nuñez su colaboración y
la oportunidad de compartir
su gran experiencia en el tema, así como darnos un enfoque fuera del mundo exclusivamente técnico de la
energía nuclear.
Piluca Nuñez durante la presentación.
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 41
SECCIONES FIJAS
Noticias de ESPAÑA
UN ESTUDIO
INTERNACIONAL SITÚA
A DOS CENTRALES
NUCLEARES ESPAÑOLAS
ENTRE LAS 50 MEJORES DEL
MUNDO
España ocupa el undécimo
puesto mundial por el comportamiento de sus reactores
nucleares en 2008, según la
estadística anual de la publicación Nuclenics Week.
El factor de capacidad del
conjunto del parque nuclear
en 2008 ha sido de 87,76,
siendo el parque nuclear suizo con un 93,76, el que ocupa el primer puesto.
La revista publica además
una estadística de centrales
nucleares a nivel mundial
por su factor de producción.
Dos reactores españoles están entre los 50 mejores de
los 439 del mundo por su
comportamiento en 2008.
Se trata del reactor II de la
central nuclear de Almaraz
(Cáceres), que ocupa el lugar
número 13, y el reactor Santa María de Garoña, que está
en el puesto número 31.
Para la presidenta de Foro de la Industria Nuclear
Española, María Teresa Domínguez, “el esfuerzo constante, las inversiones en
mejoras y la experiencia
acumulada hacen que el
parque nuclear español destaque entre los mejores del
mundo. Es una satisfacción
comprobar que España es
un país puntero en tecnología nuclear y que así es reconocido a nivel mundial”.
ANTONI GURGUÍ I FERRER,
CONSEJERO DEL CSN
El nuevo consejero es
Doctor Ingeniero Industrial,
especialidad en Técnicas
Energéticas, por la ETSI Industriales de Barcelona, y
Master of Science in Engineering por la Universidad
Ann Arbor de Michigan.
Ha desarrollado su carrera
profesional en la industria,
42 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
Antoni Gurguí I Ferrer durante su nombramiento en presencia de Miguel Sebastián,
ministro de Industria, Turismo y Comercio y Carmen Martínez Ten, presidenta del CSN .
la Universidad y la Generalitat de Cataluña, en la que
fue director general de Industria entre 2000 y 2003.
Ha presidido o formado
parte de diferentes consejos
de Administración y entidades profesionales y científicas, nacionales e internacionales.
Es autor de libros y publicaciones sobre fusión, energía, transporte y ordenación
territorial, entre otros temas.
FELIPE GONZÁLEZ PIDE
UNA VEZ MÁS ABRIR UN
DEBATE EUROPEO SOBRE LA
ENERGÍA NUCLEAR
El presidente del grupo
de reflexión sobre el futuro
de la Unión Europea, Felipe González, ha reclamado
abrir un debate europeo sobre el tema en el marco de
la política energética comunitaria y la lucha contra el
cambio climático. “Se me
interpretará que defiendo la
energía nuclear. Se puede
pensar que creo que es más
razonable que otros usos,
pero ese no es el problema.
No estoy diciendo que se
use, sino que se discuta”,
ha argumentado González
durante su intervención en
la conferencia de presidentes de Parlamentos europeos celebrada en la Asamblea Nacional francesa.
“Es un error dramático
que no se quiera debatir de
la energía nuclear, a favor
o en contra, pero lo esencial es tener un debate”,
ha añadido. En su opinión,
la Unión Europea no puede
estar “aislada” ni “excluirse” del debate de la energía
nuclear, sobre todo cuando
cada vez habrá más países
que recurran a este tipo de
fuente energética. Además,
ha alertado de que hay países en Europa que retrasarán 25 años sus programas
de lucha contra el cambio
climático debido a esta ausencia de debate.
El ex presidente del Gobierno ha advertido igualmente de que sería un error
“apearse” del objetivo fijado
por la Unión Europea de lograr el llamado triple 20 en
2020 (reducción del 20%
de emisiones, 20% de aho-
Felipe González.
rro energético y 20% de uso
de renovables) ahora que
el petróleo está más barato
porque, a su juicio, cuando
la economía mundial vuelva a crecer de nuevo al 3%
nos encontraremos con otra
crisis de oferta en materia
energética.
En definitiva, aunque ha
admitido que él es partidario de aplicar el principio de
subsidiaridad y descargar
a la UE de algunas de las
competencias que podrían
volver a los Estados, ha considerado “imprescindible”
que los 27 se encaminen
hacia una política energética común.
LA OPERACIÓN A LARGO
PLAZO DE LAS CENTRALES
NUCLEARES TIENE SENTIDO,
SEGÚN REE
El presidente de Red Eléctrica de España (REE), Luis
Atienza, ha asegurado que
“tiene sentido industrial”
operar a largo plazo las centrales nucleares, ya que se
debe “sacar el máximo partido” a esta tecnología.
Atienza, que ha participado en unas jornadas sobre
energía organizadas por el
IESE, ha calificado además
de “estratégico” que España participe en el desarrollo
industrial de esta fuente de
generación. En su opinión,
“desde el punto de vista industrial, puede ser de interés estratégico no quedarnos
fuera de una opción industrial europea que está tomando cuerpo en estos momentos”.
El presidente de REE ha
afirmado que, en la actual
coyuntura, conviene contar
con una infraestructura que,
en el caso de las ocho centrales españolas, está amortizada y tiene “costes hundidos”.
En todo caso, ha mostrado
su cautela al pronunciarse
acerca de la construcción de
nuevas plantas en España.
“Vamos a ver cómo termina
la planta de Finlandia y cómo se desarrolla la tecnología solar”, ha señalado.
LA ASOCIACIÓN DE
MUNICIPIOS EN ÁREAS DE
CENTRALES NUCLEARES
PIDE UN CALENDARIO PARA
LA CONSTRUCCIÓN DEL ATC
En la reunión ordinaria
mantenida por la Comisión
Directiva de la Asociación
de Municipios en Áreas de
Centrales Nucleares (AMAC)
se ha debatido acerca del
alarmante inmovilismo que
el Gobierno de España ha
demostrado en la puesta en
marcha del proceso de selección para la ubicación del
Almacén Temporal Centralizado (ATC) de residuos radiactivos, tal y como recoge
el VI Plan General de Resi-
duos Radiactivos, aprobado
en junio de 2006. Este Plan
General, en ningún momento
contempla Almacenes Temporales Individuales (ATI)
como alternativa al ATC.
La convocatoria pública
para albergar el ATC, permitiría una solución participativa al problema de la gestión
de los residuos radiactivos.
En cambio, la realidad es
que a día de hoy, en España
hay dos Almacenes de Residuos Radiactivos de alta actividad (Trillo y Zorita) y se
pretende construir un tercero (Ascó) sin haber abierto
ningún proceso de participación pública, practicando
así una política de hechos
consumados en la gestión de
residuos radiactivos que de
ningún modo estamos dispuestos a tolerar, señalan
desde AMAC.
Según el comunicado
de AMAC, los ATI sólo son
aceptables como un paso
previo al ATC, y durante un
periodo de tiempo lo más
breve posible. En ningún caso pueden suponer una alternativa al ATC. El VI Plan
General de Residuos Radiactivos únicamente prevé una
ATC para el almacenamiento del combustible gastado.
Sin embargo, la pasividad
del Gobierno durante estos
dos últimos años nos lleva a
temer lo contrario, máxime,
cuando la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos
(ENRESA) publicó en el BOE
91, de 15 de abril de 2008
y bajo resolución con carácter de urgente, las bases del
concurso para el diseño de
contenedores que permitan
almacenar el combustible
gastado de Ascó I y II (Tarra-
gona) por un periodo de como mínimo 50 años.
La construcción de un ATI
implicaría necesariamente
un cambio de estrategia en
el Plan General de Residuos
Radiactivos. En este sentido,
AMAC recuerda que previamente a cualquier modificación del Plan General, es
necesario cumplimentar los
procedimientos de Evaluación Estratégica Ambiental
contemplados en las directivas europeas y la normativa
medioambiental española.
Por todo ello, la Comisión
Directiva de AMAC ha decidido personarse como parte
interesada en cualquier proceso de licenciamiento de
ATI que inicie, y requerir al
Gobierno de España que fije un calendario transparente para la construcción del
ATC.
Noticias del MUNDO
REINO UNIDO
HSE PUBLICA LA NUEVA
ESTRATEGIA PARA
LA COLABORACIÓN
EXTRANJERA
El Comité Ejecutivo de Salud y Seguridad (HSE) británico ha publicado su nueva
estrategia para trabajar con
los organismos reguladores
extranjeros durante la evaluación de nuevos diseños
de central nuclear para el
Reino Unido.
Según el HSE, cuyo Cuerpo
de Inspectores de Instalaciones Nucleares está trabajando con la Agencia Medioambiental para evaluar nuevos
diseños de central nuclear,
el diseño y construcción de
reactores es “una actividad
global”, por lo que es probable que las unidades nucleares construidas en el Reino
Unido sean similares a las
que se están planteando o
construyendo en otros muchos países.
En un documento que resume su estrategia para la
colaboración con organismos reguladores extranjeros, el HSE dice que va a
seguir colaborando porque
de esta forma se garantiza
el acceso a toda la información disponible. El HSE
también afirma que piensa utilizar la información
procedente de los organismos reguladores extranjeros para intentar evitar los
análisis independientes innecesarios, así como para
definir las áreas problemáticas.
En el documento, se resumen los avances conseguidos por los organismos
reguladores extranjeros en
la evaluación de los tres tipos de reactores que posiblemente se utilicen en el
Reino Unido, que son: UK
EPR de Areva y Electricité
de France, ESBWR de GEHitachi Nuclear Energy y
AP1000 de Westinghouse
Electric Company.
Se puede disponer de
más información sobre el
programa de colaboración
internacional del HSE en
su web www.hse.gov.uk/
newreactors.
Fuente: NucNet
ESTADOS UNIDOS
EL ACCIDENTE DE THREE
MILE ISLAND DIO LUGAR
A CAMBIOS “RADICALES Y
PERMANENTES”
El accidente que se produjo en el año 1979 en la unidad 2 de la central nuclear
de Three Mile Island (TMI),
situada en Harrisburg (Pennsylvania), ha sido el suceso
que mayor impacto ha tenido en la reglamentación nuclear en toda la historia. ha
dec la Nuclear Regulatory
Commission (NRC). Según
la Nuclear Regulatory Commission (NRC), este suceso
dio lugar a “cambios radicales y permanentes” en el
modo de regular las centrales en los Estados Unidos.
En un documento informativo publicado para coincidir con el 30o aniversario
del accidente el día 28 de
marzo de 2009, la NRC afirma que, desde el accidente,
se han producido cambios
reguladores sustanciales y
otras mejoras que han contribuido a hacer más seguras y a mejorar las centrales
nucleares.
Entre los cambios importantes que han reforzado el papel regulador de la
NRC, cabe destacar la notificación inmediata de sucesos graves a la NRC por
las centrales, así como la
ampliación de los planes de
emergencia, incluyendo un
centro de operaciones de la
NRC atendido las 24 horas
del día.
Las autoridades de seguridad nuclear fuera de los
Estados Unidos no estuvieron ajenas a las lecciones
aprendidas. El accidente
de TMI aceleró el plazo del
lanzamiento del sistema de
Misiones de Revisión de Seguridad Operativa (OSART)
del Organismo Internacional
de Energía Atómica, puesto
en marcha oficialmente en
el año 1982. En Francia, se
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 43
SECCIONES FIJAS
afirma que el accidente dio
lugar a mejoras en la instrumentación, en la ergonomía
de las salas de control y en
la formación, así como a la
introducción de instrucciones “más allá del accidente de diseño base” para el
equipo de operadores de la
sala de control y de simulacros de emergencia realizados con regularidad.
El accidente de TMI ha
conducido al establecimiento del Institute of Nuclear
Power Operations (INPO),
con sede en Atlanta, que es
el propio grupo de vigilancia y control de la industria,
así como a la formación del
actual Nuclear Energy Institute para establecer un
planteamiento unificado de
la industria de los asuntos
genéricos de la reglamentación nuclear e interacción
con la NRC y otros organismos gubernamentales.
Según la NRC, el accidente de TMI también dio lugar
a un aumento de la identificación, análisis y publicación de información sobre
el rendimiento de las centrales, reconociendo el comportamiento humano como
“componente crítico de la
seguridad de la central”.
Fuente: NucNet
ASIA
VARIOS PAÍSES
PROMOCIONAN LA
ENERGÍA NUCLEAR
COMO “MECANISMO DE
DESARROLLO LIMPIO”
Varios países asiáticos están elaborando estudios con
la intención de conseguir el
reconocimiento global de la
energía nuclear como mecanismo de desarrollo limpio
(MDL) que se podría aprovechar para combatir el cambio climático.
El Foro Industrial Atómico de Japón (JAIF) ha dicho
que los países van a preparar estudios monográficos
para apoyar el impulso de la
energía nuclear como MDL
en la XV reunión (COP15)
de la Conferencia de las
Partes que se celebrará en
Dinamarca en diciembre de
2009, dentro del marco de
la Convención sobre el Cambio Climático de las Naciones Unidas.
El Foro para la Cooperación Nuclear en Asia (FNCA) ha decidido que aquellos países interesados en
introducir la energía nuclear deben realizar estudios monográficos, los
cuales abordarán distintos
aspectos como los efectos
económicos o las reducciones de las emisiones de
gases de efecto invernadero conseguidas con el uso
de la energía nuclear. Está previsto presentar los resultados de los estudios en
una reunión del FNCA a nivel ministerial, que se celebrará a finales del presente
año, así como promocionarlos en la COP15 y posteriores reuniones sobre el cambio climático.
Entre los países participantes en el FNCA, se encuentran Australia, Bangladesh, China, Indonesia,
Japón, Corea del Sur, Malasia, Filipinas, Tailandia y
Vietnam.
Fuente: NucNet
EMPRESAS
SÁNCHEZ GALÁN DEFIENDE EL
MANTENIMIENTO DE GAROÑA
El presidente de Iberdrola, Ignacio Sánchez Galán,
ha defendido la ampliación
de la vida útil de la central
nuclear de Santa María de
Garoña (Burgos), pendiente de una decisión del Consejo de Seguridad Nuclear
(CSN) que debe llegar antes
de julio, al considerar que
la planta ha sido auditada
de forma sistemática, y con
éxito, por la Agencia Europea de la Energía Atómica y
el CSN.
La central de Garoña, de
la que Iberdrola es copropietaria junto con Endesa,
entró en servicio en 1971
y es la más antigua de las
ocho que hay en España.
Para Sánchez Galán los excelentes resultados de la
planta burgalesa y la calidad
de sus instalaciones son un
indicativo de que la planta
debe continuar en marcha,
y ha asegurado que cerrarla
44 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
sería un lujo en tiempos de
crisis. “Me costaría mucho
trabajo entender –ha argumentado el presidente de
Iberdrola– que en una situación de crisis y con la
que está cayendo, los españoles nos consideráramos
tan ricos como para permitirnos el lujo de cerrar lo
que otros mantienen”.
En este sentido, el máximo responsable de la eléctrica española ha recordado
que plantas similares siguen funcionando en otros
países, con total normalidad y con todas las garantías de seguridad, y ha matizado que “si no estuviera
en condiciones de seguridad total, yo sería el primero en pedir su cierre”. Asimismo, Sánchez Galán ha
citado el caso de países industrializados como Japón,
Suiza, Holanda o Estados
Unidos, donde el permiso
para operar de las centrales
es de 60 años.
Respecto a la posibilidad
de que se construyan nue-
vas centrales, poniendo así
fin a la moratoria nuclear,
ha afirmado que la política
energética la deben hacer
los gobiernos y no los empresarios.
AREVA FIRMA UN
CONTRATO PARA
EL SUMINISTRO DE
COMBUSTIBLE MOX CON
DESTINO A LA ELÉCTRICA
JAPONESA ELECTRIC
POWER DEVELOPMENT
AREVA ha firmado un
contrato para suministrar
elementos de combustible
MOX con destino a la futura central nuclear de Ohma,
en Japón. Esta central, cuya puesta en servicio está
prevista para el 2014, será operada por la empresa
eléctrica japonesa Electric
Power Development. Los
combustibles MOX que se
fabricarán en la fábrica de
MELOX (Francia), provienen de combustible usado
japonés reciclado en la fá-
brica de AREVA en la Hague.
“Este éxito comercial reconforta a AREVA en su
posición de líder mundial
como productor de combustible MOX y atesta la
confianza de las eléctricas
japonesas en nuestra tecnología y nuestro saber hacer, para el primer reactor
de agua en ebullición japonés 100% “moxable”,
ha declarado Jean-Pierre
Gros, director de la Unidad
de Negocio de Reciclaje.
Este contrato se inscribe
en el programa japonés de
reciclaje de combustibles
usados y sigue a los contratos firmados por AREVA
en el 2006 y 2008, con las
empresas eléctricas japonesas CHUBU, KYUSHU,
SHIKOKU y KANSAI.
Por otro lado, con el fin
de valorizar y fortalecer sus
relaciones con numerosos
subcontratistas, el grupo
AREVA ha reunido a 120
empresas francesas que
la acompañan en su creci-
SECCIONES FIJAS
tivamente poco en el precio
del kilovatio hora nuclear.
3. Es posible utilizar torio, del que existen reservas
cinco veces más abundantes que de uranio.
4. Es posible reprocesar el combustible nuclear
en reactores regeneradores que permitan “quemar”
también el uranio 238 y,
por lo tanto, multiplicar las
reservas por 100.
¿Tiene sentido la contraposición “Renovables o nuclear” o, por el contrario,
son complementarias?
de no emitir CO2 proporciona
un suministro fiable de energía y con perspectivas a largo
plazo. Esto es así por varias
razones:
1. El uranio es abundante y
está bastante distribuido, en
este caso en países poco conflictivos (Australia, Canadá).
2.Es posible prolongar las
reservas de uranio a un precio más elevado que el actual
extrayéndolo del mar. Pero no
intolerable, ya que el precio
del combustible influye rela-
La contraposición entre renovables y nuclear es un disparate. El problema clave es
reducir el consumo de carbón, petróleo y gas natural.
Toda fuente de energía que
ayude a este objetivo (junto
con el ahorro y la eficiencia
energética) es buena.
La decisión sobre la gestión de los residuos, ¿es un
problema técnico o una falta de decisión política?
El problema técnico está resuelto desde hace décadas. Hay que tener en
cuenta que los residuos
producidos por las centrales nucleares ocupan un
volumen relativamente pequeño y fácil de almacenar en depósitos geológicos
apropiados. Estos depósitos pueden ser naturales (el
caso de Yucca Mountain en
Estados Unidos) o perforados (con taladros similares
a los que se usan para extraer petróleo) en roca basáltica. En este último caso
pueden enterrarse a 1 o 2
kilómetros de profundidad,
totalmente aislados de la
cadena trófica y rodeados
de roca cristalina (además
de estar vitrificados y enlatados en bidones metálicos
a prueba de corrosión). Sin
embargo, no son pocos los
científicos que opinan que
los residuos deben permanecer accesibles (en depósitos situados a unos 300
metros de profundidad), ya
que pueden ser reaprovechados en el futuro, repro-
cesándolos para extraer mucha más energía de la que se
obtiene en la actualidad.
Según el título, un ecologista puede –incluso debe–
estar a favor de la energía
nuclear. ¿Cómo convencería
a un ecologista tradicional?
De la única manera posible. Exponiéndole mis argumentos, escuchando los suyos, tratando de rebatir los
datos o ideas que considera
incorrectos y estando atento
a sus críticas por lo que puedan tener de fundadas. Hablando se entiende la gente.
más inforamción:
http://gomezcadenas.blogspot.com/
http://www.gomezcadenas.
com/
ÍNDICE DE ANUNCIANTES
4 ASOCIACIÓN
NUCLEAR
ASCÓ-VANDELLÓS
4ªC EMPESARIOS
AGRUPADOS
2 ENUSA
2ªC WESTINGHOUSE
SOLICITUD DE PONENCIAS
35
Reunión Anual
Sociedad Nuclear Española
SEVILLA
28-30 de octubre de 2009
IMPORTANTE
Documento
Sinopsis
Ponencia
Fecha Límite
30 de abril de 2009
15 de julio de 2009
Presentación
300 palabras (sólo texto)
4 - 8 páginas
MENCIONES
El Comité Técnico establecerá un sistema para reacabar la opinión de los asistentes a las reuniones
técnicas y elegir una ponencia por cada una de las áreas temáticas.
Las ponencias elegidas serán mencionadas en la sesión de clausura y recibirán diploma acreditativo
en la Asamblea General de la SNE en 2010.
Así mismo, las ponencias serán publicadas en la Revista de la SNE
SECRETARÍA TÉCNICA. 35 Reunión Anual de la SNE
Senda Editorial • Isla de Saipán, 47 • 28035 Madrid • Tel.: +34 91 373 47 50 • Fax: +34 91 316 91 77
miento diario para entregarles el Certificado de “Suministrador de AREVA”.
El objetivo de esta iniciativa es dar más visibilidad a
la calidad de las relaciones
de AREVA con sus socios financieros. La atribución de
este certificado se apoya en
casi 25 criterios de calidad,
respeto de los valores de desarrollo sostenido y de competitividad. “Mantener relaciones de confianza a largo
plazo con nuestros subcontratistas es una de las claves del éxito de AREVA. Por
ello, entregándoles el Certificado de “Suministrador de
AREVA”, les estamos dando las gracias y renovando
nuestra confianza en ellos”,
ha afirmado Anne Lauvergeon, presidenta de AREVA.
IBERDROLA INGENIERÍA Y
CONSTRUCCIÓN RECIBE
EL SELLO EUROPEO DE
BRONCE A LA EXCELENCIA
EMPRESARIAL
Iberdrola Ingeniería y
Construcción ha recibido en
Madrid el Sello de Bronce a
la Excelencia Empresarial
o Sello de Excelencia Europea nivel 300+, según el
modelo de la EFQM (European Foundation for Quality Management), que otorga el Club de la Excelencia.
El premio ha sido recogido por el consejero delegado de Iberdrola Ingeniería y
Construcción, Alberto Sicre,
de manos del presidente de
SGS, Ramón Robles, en representación del Club de la
Excelencia.
Al acto de entrega también han asistido la directora Internacional de Iberdrola, Amparo Moraleda, y el
director de Medio Ambiente
y Calidad del grupo, Carlos
Fernández Briones, además
de numerosos representantes de la matriz y de su filial.
Iberdrola Ingeniería y
Construcción ha obtenido
este galardón tras la elaboración de una Memoria de
Excelencia en la Gestión,
do escalar posiciones hasta
convertirse en 2008 en el
primer grupo energético nacional, la tercera mayor empresa española del Ibex 35
por capitalización, el líder
mundial eólico y una de las
cinco mayores eléctricas del
mundo.
Esta salto dado por el grupo ha sido posible gracias a
las fuertes inversiones, más
de 50.000 millones euros,
realizadas en los últimos
ocho años y a una visión estratégica que le ha permitido adelantarse a los movimientos realizados en el
sector energético.
En el ejercicio pasado y al
comienzo de este año, IBERDROLA ha empezado a sentar las bases de crecimiento de la próxima década. En
la actualidad, desarrolla 18
proyectos hidráulicos en España, Portugal y Brasil por
más de 3.000 MW; cuenta
con una cartera de proyectos renovables, fundamentalmente eólicos, de más
de 55.000 MW; ha firmado
realizada de acuerdo con
los criterios del modelo
EFQM, en la que la compañía ha recogido, entre otros
datos, aquellos relacionados con la organización y el
entorno en el que desarrolla
su actividad.
Este nuevo certificado ratifica la calidad de la gestión de la filial de Iberdrola,
que ha sido avalada tanto
por sus resultados económicos y estrategias como
por el grado de satisfacción
de sus diferentes grupos de
interés, entre los que figuran sus clientes, empleados
y proveedores, así como la
sociedad en general.
IBERDROLA AFIANZA SU
LIDERAZGO EN ESPAÑA Y
SE CONSOLIDA COMO UNA
DE LAS CINCO MAYORES
ELÉCTRICAS DEL MUNDO
IBERDROLA ha experimentado en los últimos
años una fuerte transformación que le ha permiti-
acuerdos con GDF Suez y
Scottish and Southern Energy para la puesta en marcha
de nuevas nucleares; y se ha
adjudicado diferentes concursos para el desarrollo de
infraestructuras energéticas
y redes.
Por lo que respecta a los
resultados de 2008, cabe
destacar, además, que más
de la mitad de la capacidad
instalada del grupo (43.100
MW) se encuentra libre de
emisiones y que IBERDROLA cuenta con un mix flexible y de bajo coste variable.
Basta señalar que el Ebitda
de la Compañía alcanzó el
ejercicio pasado los 6.412
millones de euros (+15,8%)
y que un 99% del crecimiento del mismo vino de
las áreas renovables e internacional.
El beneficio neto del
ejercicio 2008 alcanzó los
2.860,6 millones de euros,
lo que supone un 21,3%
más que el año anterior.
PUBLICACIONES
JUAN JOSÉ GÓMEZ CÁRDENAS
Físico y escritor, Juan José Gómez Cadenas (Cartagena, 1960) es profesor de
Investigación del CSIC, catedrático excedente de Física Atómica y Nuclear y
director del grupo de Física de Neutrinos del Instituto de Física Corpuscular de
Valencia.
Formado en Estados Unidos, trabajó durante ocho
años en el CERN y ha sido
profesor visitante en diversas universidades e instituciones científicas de todo el
mundo.
Además de desarrollar su
trabajo en el mundo de la
ciencia, Juan José Gómez
Cadenas dedica a la novela una parte de su tiempo.
En 2007 publicó “Materia
Extraña” (Espasa), un relato situado en el CERN, don-
de se mezcla acción, trama
policial y afectos personales.
Recientemente ha publicado el libro “El ecologista
nuclear”, en el que aborda
el que, según él, es el problema más importante al
que se enfrenta la humanidad este siglo, el cambio
climático. Asimismo, Gómez Cadenas explica que la
única alternativa a los combustibles fósiles es un mix
eléctrico basado en la energía nuclear.
¿Es el cambio climático
la razón fundamental para
apostar por la energía nuclear?
A la larga, los combustibles fósiles van a agotarse (el gas natural y el petróleo mucho antes que el
carbón). En el caso de España, tenemos una fuerte
dependencia energética, ya
que importamos el 80% del
carbón y el 100% del petróleo y el gas natural que
consumimos. El gas natural
supone un 35% de nuestro
mix y las reservas están en
manos de unos pocos países, particularmente no
amistosos. En este sentido,
la energía nuclear, además
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 45
CONVOCATORIAS 2009
Congresos y Reuniones
19-23 MAYO
ENYGF 09: EUROPEAN NUCLEAR YOUNG GENERATION FORUM
CÓRDOBA, ESPAÑA ENS Young Generation Network, Jóvenes Nucleares JJNN
Contacto: [email protected]
Info: http://enygf09.org
7-10 JUNIO
MARSELLA, FRANCIA
ANIMMA 2009, ADVANCEMENTS IN NUCLEAR INSTRUMENTATION, MEASUREMENT METHODS AND
THEIR APPLICATIONS
info: www.animma.com
14-18 JUNIO ANS ANNUAL MEETING
ATLANTA, EEUU American Nuclear Society ANS
info: www.new.ans.org
12-16 JULIO ICONE 17
BRUSELAS, BÉLGICA INTERNATIONAL CONFERENCE ON NUCLEAR ENGINEERING
ASME
info: www.asmeconferences.org/icone17/
THE FITH ANNUAL WNU SUMMER INSTITUTE
World Nuclear University (WNU)
OXFORD, REINO UNIDO
info: www.euronuclear.org/pdf/SIAnnouncement09.pdf
5 JULIO - 15 AGOSTO
ICONE 17 International Conference on Nuclear Engineering
ASME
BRUSELAS, BÉLGICA
Info: http://www.asmeconferences.org/icone17/
12-16 JULIO
TOP FUEL 2009
SFEN
PARÍS, FRANCIA
https://www.sfen.fr/index.php/plain_site/water_reactor_fuel_performance_meeting_wrfpm_2009_top_fuel
6-10 SEPTIEMBRE
6-11 SEPTIEMBRE
PARÍS, FRANCIA
GLOBAL 2009
SFEN
https://www.sfen.fr/index.php/plain_site/global_2009
34TH ANNUAL SYMPOSIUM
9-11 SEPTIEMBRE World Nuclear Association
LONDRES, REINO UNIDO Info:
http://www.wna-symposium.org/email/Symposium2009_OnlineRegistration.html
CONVOCATORIAS 2009
NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009 47
35
REUNIÓN ANUAL
sevilla 2009
SNE
Sevilla será la sede de la 35 Reunión Anual de la Sociedad Nuclear Española
Entre los días 28 y 30 de octubre, los profesionales y las empresas del sector tendrán en la capital
andaluza su punto de encuentro
El logotipo
El logotipo de la 35 Reunión Anual de la SNE busca representar de forma dinámica una imagen moderna de la Sociedad Nuclear Española, además de representar a la ciudad de Sevilla.
Para ello, se ha diseñado un logotipo en el que predominan dos colores
característicos de la tierra andaluza: el rojo “sangre” y el amarillo “albero”. Además, se ha incluido el verde que identifica a la SNE y el azul del
cielo y el agua, que tan presentes están en la cultura andaluza.
Para identificar a la ciudad se ha diseñado una “S” que domina la composición y que, además es una interpretación del famoso lema de la ciudad
“NO MADEJA DO”, otorgado a la capital andaluza por el rey Alfonso X, El
Sabio, en roconocimiento a su fidelidad.
El rey Alfonso X había arruinado a la hacienda nacional y empobrecido al
pueblo. Ante el descontento se formaron bandos y su propio hijo Don Sancho,
se alzó en armas para restablecer la ley y el orden; sin usar la fuerza, atrajo a
sus partidarios y evitó el combate directo con su padre. Con un poderoso ejército fue reconocido como rey, siendo jurado y acatado en todas las ciudades
menos en Sevilla, donde el rey Alfonso X se había refugiado.
Don Sancho dejó que la ciudad siguiera fiel a Don Alfonso hasta sus últimos
días sirviéndole, y como muestra de su gratitud a Sevilla, concedió al Ayuntamiento que en su escudo pusiera el lema con las sílabas NO y
DO, y entre ellas una madeja.
Su lectura es: NO-MADEJA-DO, que es la expresión fonética
sevillana con que se pronuncia la frase NO ME HA DEJADO.
La sede
El hotel Barceló Renacimiento, situado en la isla de La Cartuja, pondrá a disposición de todos los asistentes sus instalaciones para la celebración de la 35 Reunión Anual de la
SNE.
Programa técnico
Los actos de apertura y clausura serán los puntos de referencia institucional de esta Reunión Anual. Por su parte, las sesiones plenarias analizarán temas de especial relevancia, como la
“Prospectiva energética en el horizonte de 2030”.
Como es ya tradicional, el programa técnico de la 35 Reunión
Anual incluye la celebración de las sesiones técnicas, en las
que se expondrán los más de 200 trabajos que el Comité
Técnico tiene previsto recibir.
Este programa se completa con las sesiones monográficas
y con los cursos “Aprende más de...”, en los que se actualizará el conocimiento de aspectos relevantes para los profesionales.
48 NUCLEAR ESPAÑA marzo 2009
28-30 octubre 2009
Programa social
La ciudad de Sevilla constituye un marco
de excepcional belleza y atractivo. A lo largo
de los siglos, muchas y diferentes culturas
han estado presentes en la historia de la ciudad, dejando a su paso un rico patrimonio
cultural, monumental y artístico que podemos admirar en sus calles y en sus museos.
Un medio muy típico y bonito para visitar Sevilla es dar un paseo en coche de caballos
por los lugares más representativos de la capital hispalense, como son la Giralda, la Torre del Oro, el Archivo de Indias, el Palacio
de San Telmo o la Plaza de Toros de la Real
Maestranza, entre otros.
El tradicional concierto de la Reunión
Anual tendrá lugar en Los Reales Alcázares,
un conjunto de edificios palaciegos declarado Patrimonio de la Humanidad, que ha sido el escenario de diversos acontecimientos
relacionados con la Corona. Con más de mil
años de historia –su construcción se inició
en el año 913–, este monumento es una verdadera joya arquitectónica en la que se superponen diversos estilos artísticos.
El Rancho El Rocío, de los hermanos Peralta, será el lugar de celebración de la cena oficial. Además de degustar los productos
de la zona, entre los que destacan el jamón
ibérico y las tortas de calamares, los asistentes a la cena disfrutarán de un espectáculo
ecuestre de especial belleza.
Programa de acompañantes
Sevilla y Jerez serán los lugares que visitarán los acompañantes de la 35 Reunión
Anual. En próximos números de Nuclear España ampliaremos información sobre estas
actividades.
Te esperamos