Formas de energía y centrales nucleares

Tema 1. Estructura de la materia y formas de energía.
1.6. Introducción a la mecánica relativista: equivalencia masa−energía y leyes de conservación.
1.6.1. Dinámica de una partícula material.
• magnitudes fundamentales:
♦ Cantidad de movimiento:
◊ Masa relativista:
◊ Fuerza:
♦ Energía total: si v < 0,2c implica que Ec = ½ m0v2 fórmula para el neutrón v = 1,383x106 v
en cm/s y Ec en eV Relación entre E y P:
1.6.2. Unidades de masa y energía: equivalencia entre ellas.
1.6.3. Dinámica de una partícula sin masa.
Por definición toda partícula que se mueva con velocidad c tiene masa cero.
1.6.4. Sistema aislado de partículas: leyes de conservación en colisiones y desintegraciones.
• Ley de conservación de la cantidad de movimiento:
• Ley de conservación de la energía:
1.6.5. Energía de enlace de un sistema.
• defecto de masa: diferencia de las masas de moléculas aisladas y formando componentes.
• Energía de enlace:
Tema 2. La naturaleza atómica y molecular de la materia.
• algunas características:
♦ número atómico (Z): es el número de protones.
♦ Número másico (A): es el número de nucleones (protones + neutrones).
♦ Número de neutrones (N): N = A−Z
♦ Isótopo: igual Z distinto A (difieren en los neutrones).
♦ Isótono: igual nº de neutrones.
♦ Abundancia natural:
♦ Unidad de masa atómica: 12 uma = m(C12) ;
♦ Densidad atómica (átomos/cc):
2.4. Energía del átomo y del núcleo: estados excitados y radiación.
• Energía de enlace = ELibre−ELig
• Estado fundamental: estado de menor energía.
• Estado mayor de energía = energía de enlace.
• La emisión de un fotón o radiación electromagnética se produce al pasar un electrón de un estado a
otro de menor energía. Esta tendrá una distribución o espectro determinado en función de la energía
emitida.
• En los núcleos, la energía emitida es mayor que las transiciones electrónica del átomo. Los fotones
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emitidos se denominan Rayos gamma.
• El núcleo también puede perder energía por transición interna.
2.5. Energía de enlace del núcleo y del átomo.
• Energía de enlace del núcleo: .
• Energía de enlace media por nucleón:
• En la gráfica en la que representamos la energía de enlace por nucleón en función del número másico
(A) se distingue los siguientes datos:
♦ La EL no aumenta con A a una tasa constante.
♦ Para A=60 hay un máximo en el que tenemos unos 9 MeV, siendo los menores de 60 una
pendiente mucho mayor que los mayores de 60.
♦ El estudio de la gráfica nos sugiere que existen dos procesos posibles: fusión y fisión.
♦ Energía de separación: energía necesaria para separar un nucleón del núcleo.
Tema 3. Radiactividad y reacciones nucleares.
3.1. Estabilidad nuclear y desintegración radiactiva.
• en la naturaleza se encuentran nucleidos estables e inestables (radiactivos).
• Representando en una gráfica Z (abcisa) y N(nº de neutrones en ordenada). Se verifica los siguientes
datos:
♦ La franja de estabilidad es estrecha con forma de plátano.
♦ Para nucleidos A<20 se cumple la relación N/Z=1. para valores de A>20 se cumple que N/Z
> 1.
♦ Las configuraciones más estables son las que tiene un nº par de protones y neutrones.
♦ Los más estables son los que tienen N o Z en los valores llamados números mágicos: 8, 20,
28, 50, 82 ó 126.
3.1.1. Procesos de desintegración radiactiva.
Otros procesos:
• Desintegración Gamma.
• Conversión interna.
• Transición isomérica.
3.1.2. Ley fundamental de la desintegración radiactiva: cálculos de radiactividad.
• Constante de desintegración:
• Ley de desintegración:
• Periodo de semidesintegración:
• Ley de desintegración en función de T:
• Vida media:
• Actividad: : unidad: becquerel(Bq) = 1 desintegración por segundo. Y el curie (ci) = 3,7x1010 Bq.
• Actividad específica:
♦ Para sólidos:
♦ Para gases y líquidos:
• Ramificación: fenómeno por el que un radionucleido puede desintegrarse de varios modos.
♦ Fracción de ramificación:
3.2. Reacciones nucleares.
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• Valor Q de la reacción:
♦ Si Q>0 es exoenergético.
♦ Si Q<0 es endoenergético es decir aumenta la masa.
• Energía umbral: mínima energía cinética que ha de poseer para que se produzca reacción.
• Tasa de reacciones nucleares: nº de reacciones que tienen lugar por unidad de volumen y tiempo en un
reactor.
• Sección eficaz microscópica: constante que determina la reacción entre un blanco y una partícula
incidente. Se mide en barnio: 1 b = 10−24 cm2
• Ecuación generalizada para la tasa de reacciones:
• Sección eficaz macroscópica: es el producto de la sección eficaz microscópica por la densidad del
blanco.
• Intensidad residual del haz:
• Recorrido libre medio: es el inverso de la sección macroscópica total:
• Espesor óptico: cociente del espesor geométrico entre el recorrido libre medio.
• Resonancia: se produce cuando hay una variación muy fuerte de la sección eficaz en un intervalo
estrecho de la energía cinética relativa proyectil−blanco.
• Modelo de reacción a través del núcleo compuesto: se produce en dos etapas, en la primera se forma
el núcleo compuesto (neutro−núcleo) y en la segunda se desintegra el núcleo compuesto.
Tema 4.
4.2.2. Atenuación y absorción de la radiación electromagnética.
• coeficiente de atenuación: es la sección eficaz microscópica para fotones ()
• Intensidad:
♦ Coeficiente másico de atenuación: m.
♦ Espesor másico o densidad superficial: xm = x
• Espesor de semireducción: espesor suficiente para reducir la intensidad a la mitad:
• Factor de acumulación: en la intensidad incide la parte de los fotones dispersados:
4.3. Interacción de los neutrones.
• Los neutrones reaccionan directamente con el núcleo (nunca con la corteza del átomo).
• Reacciones nucleares con neutrones:
♦ Dispersión elástica (n,n). Se conserva la energía inicial.
♦ Dispersión inelástica (n,n'). La energía final es menor que la inicial.
♦ Captura radiactiva (n, ). El neutrón es capturado por el núcleo emitiendo rayos gamma.
♦ Emisión de partículas cargadas (n,p) (n,): el núcleo formado por la captura de un neutrón
puede desintegrarse emitiendo una partícula cargada.
♦ Reacciones que producen neutrones (n,2n) (n,3n)
♦ Reacciones tipo cascada. (n,np), (n,2) y las anteriores.
♦ Fisión (n,f) fragmenta el núcleo en dos.
• Clasificación de reacciones y secciones eficaces.
♦ La interacción de los neutrones con el núcleo pueden ser
◊ Dispersiones
◊ Absorciones o capturas.
♦ La sección eficaz total se divide en dos.
◊ Sección eficaz de dispersión
◊ Sección eficaz de remoción del núcleo blanco.
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• Tasas de reacción con un flujo de neutrones polienergéticos.
♦ Tasa de reacciones por unidad de volumen.
♦ Flujo total:
♦ Sección eficaz media:
Tema 5. Fisión nuclear.
5.1. Fisión espontánea y fisión inducida.
• fisión espontánea: ocurre en la naturaleza aunque de forma muy lenta. Aunque el proceso
energéticamente posible, hay que superar la inercia al cambio o con unas barreras de activación. Para
superar esta barrera hay que suministrar cierta energía llamada energía crítica de fisión o energía de
activación.
• Fisión inducida: método por el que se aplica la energía de activación para que se produzca la fisión. El
más importante es la fisión inducida por neutrones.
• Núcleo fisionable: son los núcleos que si se bombardean con neutrones de energía menor de 18 MeV
se pueden fisionar.
5.2. Nucleidos fusionables por neutrones.
Nucleidos fisibles: nucleidos que necesitan que el neutrón que incida tenga sólo la energía de enlace o
separación.
Nucleidos fisionables pero no fisibles: estos nucleidos precisan para su fusión que el neutrón incidente tenga
energía cinética.
5.3. Secciones eficaces de fisión inducida por neutrones.
La fisión presenta generalmente valores de la sección eficaz mayores que la captura. Las secciones eficaces de
fisión para nucleidos fisionables pero no fisibles son marcadamente diferente a las de los nucleidos fisibles.
Si la energía de enlace o separación es superior a Ea (Se>Ea)diremos que el núcleo blanco no tiene umbral.
Si la Se<Ea hay un umbral práctico igual a su diferencia
• Con nucleidos fisibles a bajas energías neutrónicas sólo son posible tres tipos de interacciones:
♦ Dispersión elástica.
♦ Captura radiactiva.
♦ Fisión.
• Razón captura a fisión () cociente entre las secciones eficaces de captura radiactiva y fisión:
• Número de neutrones que aparecen en una fisión
• Número de neutrones liberados por cada neutrón que absorbe
5.5. Energía liberada en la fisión: energía total y energía útil.
No toda la energía liberada en la fisión es aprovechable ya que en la desintegración radiactiva de partículas ,
son acompañadas de neutrinos que tienen una nula interacción con la materia perdiéndose aproximadamente
un 7 % de la energía liberada. De modo aproximado se dice que la energía liberada por cada fisión es de 200
MeV.
Cuando un reactor opera a P Mw, el número de fisiones por segundo (tasa de fisiones) es de :
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Para convertir esta tasa a gramos se utiliza la tasa de quemado:
Como el consumo se realiza tanto por fisión como por captura radiactiva, la tasa de consumo será:
Tema 6. Concepto de reactor nuclear de fisión.
6.1. Concepto de ciclo neutrónico.
En la vida de un neutrón (10 millonésimas de segundo), recorre un ciclo en el interior del reactor.
Tiene fundamentalmente dos partes:
• la primera consiste en hacer perder energía cinética por medio de moderación.
• La segunda corresponde al proceso de difusión, interaccionando para producir energía.
6.2. Concepto de criticidad.
Un reactor funciona en régimen estacionario cuando se mantiene la población de neutrones. El concepto de
criticidad establece que la reacción en cadena se automantiene sin variación de la cantidad de neutrones.
• rango térmico:
• Efecto de fisión rápida:
• Probabilidad de escape a las resonancias (P):
• Factor de utilización térmica (f):
6.3. Factor de multiplicación de un medio infinito.
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Es en cociente entre el número de neutrones de una generación y el número de neutrones habidos en la
generación anterior.
6.4. Reactor finito. K efectiva.
La diferencia con el reactor infinito es el de las fugas.
• Probabilidad de no fuga neutrónica (p):
• Factor de multiplicación efectiva (k):
6.5. Evolución temporal de la población neutrónica.
• l: vida del neutrón libre.
• Ley de desintegración:
♦ Si k=1: la población neutrónica permanece constante (crítico).
♦ Si k<1: decrece exponencialmente (subcrítico).
♦ Si k>1: crece (supercrítico).
• Periodo del reactor (T):
• Reactividad: capacidad del reactor de multiplicar la población neutrónica.
6.6. Potencia del reactor.
• potencia térmica: es un medio para conseguir la potencia electrica. El 95% de la potencia se deposita
en el combustible, el 3% en el moderador y el resto en los demás materiales.
• Potencia residual. Es la que quedaría anulando la población neutrónica del reactor.
6.6.1. Potencia neutrónica.
• densidad de potencia:
6.6.2. Quemado. Consumo de combustible.
Es la energía extraída por unidad de masa de combustible inicialmente cargado en el reactor. Los 4 efectos
más importantes son:
• consumo de nucleidos fisibles.
• generación de nucleidos fisibles.
• acumulación de productos de fisión.
• disminución de nucleidos combustibles.
6.6.3. Potencia residual.
Es consecuencia de los productos radiactivos generados por las reacciones neutrónicas en el reactor. Esta
viene ser del orden del 6,5% de la potencia nominal. Los productos radiactivos más representativos son los
gases nobles y los halógenos.
Tema 7. Centrales nucleares.
7.1. Introducción.
Una central nuclear es un tipo de central térmica, cuya potencia térmica se extrae de reacciones nucleares en
lugar de energías convencionales como puede ser el carbón o petróleo. La existencia de radiación implica
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unas características constructivas singulares.
El circuito termodinámico consta de 4 grandes componentes: el generador de vapor, la turbina, el condensador
y las bombas de condensado.
7.2. Tipología de reactores.
7.2.1. Reactores de agua a presión (PWR).
La característica básica de este tipo es que existen dos circuitos; primario y secundario. El primario
permanece el agua líquida mediante presión y es el que transcurre por el reactor. El secundario es el que
debido a su menor presión cambia de estado pasando por turbina y condensador intercambiando el calor con
el circuito primario. En cuanto al reactor va embutido en una vasija que hay que abrir cada cierto tiempo (12 o
24 meses) para proceder al cambio del combustible. El combustible se fabrica en forma de pastillas de dióxido
de uranio enriquecido.
7.2.2. Reactores de agua en ebullición.
En este caso solo hay un circuito recorriendo todos los pasos como en un ciclo termodinámico normal.
7.2.3. Reactores de grafito−gas.
En estos reactores, el combustible es refrigerado por CO2. se utiliza como moderador el carbono, que permite
una economía neutrónica ya que ralentiza los neutrones rápidos de fisión. Son los primeros reactores y han
sido relegados . el combustible es uranio metálico aleado.
7.2.4. Reactores de agua pesada (HWR).
Llamados así porque utiliza como moderador agua pesada(deuterio). Tiene prácticamente la misma
configuración de los de agua ligera es decir tiene 2 circuitos independientes unidos por un intercambiador. La
reposición del combustible como en el caso de grafito−gas es continuo.
7.2.5. Reactores rápidos.
El principio de estos reactores es evitar la moderación de los neutrones de modo que éstos permanezcan
rápidos hasta su desaparición. Todavía no han sido comercializado. Por su configuración es necesario
refrigerar mediante metales líquidos (sodio). En este caso tienen tres circuitos de refrigeración encadenados.
7.2.6. Reactores híbridos.
La principal característica es que no se alcanza la masa crítica, necesitándose por tanto otra reacción para
producir los neutrones que alimente la multiplicación neutrónica subcrítica. Para esta 2ª reacción hay varias
opciones siendo una de ellas la fusión deuterio−tritio y otra la aceleración de protones. Estos reactores no se
encuentran siquiera ni en fase de investigación.
7.3. Magnitudes básicas de los reactores nucleares.
Definiciones:
• material combustible: dependiendo de la tasa de irradiación se suele utilizar aleación metálica en caso
de baja irradiación y dióxido de uranio en caso de alta.
• Enriquecimiento: se expresa generalmente en %, empleándose para definir el proceso industrial por el
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que se enrique el uranio natural (0,71%).
• Quemado o grado de quemado: cantidad de energía extraida de un combustible nuclear.
• Densidad de potencia: cociente entre al potencia térmica y el volumen ocupado por este.
• Potencia específica: cociente entre la potencia térmica y la masa de combustible empleado.
7.3.1. Criticidad y quemado.
Para mantener un reactor en estado estacionario (crítico) es necesario usar una masa crítica de combustible.
Dado que la potencia va disminuyendo en el tiempo es necesario introducir más masa que la crítica e ir
moderando los neutrones con un moderador (boro−10) según las necesidades energéticas.
7.3.2. Autoestabilidad del reactor.
La moderación no es la única forma de frenar los neutrones ya que existe la realimentación negativa que
también regula la multiplicidad neutrónica.
7.3.3. Conversión y reproducción en el combustible nuclear.
Conversión: es el cociente entre la tasa de capturas fértiles y la tasa de absorciones fisibles. Si la conversión es
mayor que 1 se denomina reproducción.
Los reactores con conversión alrededor de 0,5 se denominan quemadores.
7.4. Sistemas de seguridad.
La principal problemática es la radiactividad y reactividad.
7.4.1. Sistemas relativos a la radiactividad.
• Vigilancia de la radiactividad: ejecutado por diferentes sistemas y en lugares diferentes según un plan
de vigilancia radiológica ambiental.
• Blindajes: se debe de adoptar un sistema de blindajes en diversas áreas de especial peligro.
• Sistemas de tratamiento de residuos: es inevitable la obtención de unos desechos que son muy
peligrosos, por lo que se deben de tratar para hacerlos mucho menos peligroso.
• Sistemas de refrigeración del calor residual: se refiere a la extracción de calor procedentes de
desintegraciones radiactivas, resolviendo de distinta forma en diferentes reactores.
7.4.2. Sistema de protección del reactor contra la reactividad.
Consiste en proteger al reactor de su propia capacidad de multiplicación de potencia. Los sistemas que
desarrollan esta protección se componen generalmente de 3 partes:
• subsistemas de medición de variables energéticas y neutrónicas.
• Subsistemas de lógica de seguridad : ordenar la parada.
• Subsistemas capaz de efectuar dicha parada: absorbentes muy potentes.
Tema 8. El ciclo del combustible nuclear.
8.1. El ciclo del combustible nuclear y su gestión.
8.1.1. Descripción básica del ciclo del combustible.
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• materias primas y concentrados: los elementos más empleados son el torio y el uranio siendo los elementos
con número atómico par los que mejores condiciones presenta. En torno al uranio se ha generado una
industria para su concentrado siendo básicamente el U3O5.
• Conversión: hay tres alternativas:
• Pasarlo a estado metálico: destinado a reactores de bajo grado de quemado.
• Pasarlo a UO2: para usarlo sin enriquecer.
• Pasarlo a UF6: para enriquecer.
• Enriquecimiento: el UF6 es tratado para enriquecerlo al 3% generando un subproducto al 0,2 o 0,3%
llamado cola. Las plantas de enriquecimiento precisan un fuerte consumo energético por lo que pocos
países disponen de estas plantas.
• Reconversión: se transforma el UF6 en UO2 que es lo utilizado en los reactores. Esta conversión genera
residuos de ácido fluorhídrico.
• Fabricación: se fabrica de forma adecuada el UO2 para su consumo por los reactores (en forma de pastilla).
• Quemado en el reactor: dentro del reactor ocurre las reacciones nucleares que libera energía por el defecto
de masa.
• Almacenamiento de combustible irradiado: los elementos descargados se enfrían primeramente en una
piscina y posteriormente al aire.
• Reelaboración: otra alternativa consiste en reelaborar para separar sus constituyentes, siendo algunos de
ellos utilizados en otros campos.
• Refabricación: con la reelaboración pueden quedar constituyentes que podamos convertir y concentrar para
reutilizarlo en los reactores. Este apartado es muy peligroso por la alta radiactividad que presenta el
plutonio.
• Gestión de residuos: los más importantes son los elementos combustibles irradiados con varias alternativas
a elegir como son la reelaboración, almacenamiento, etc.
8.1.2. Alternativas en el ciclo del combustible.
• materias primas: se utiliza el uranio ya que el torio tiene una reelaboración muy complicada además de no
tener isótopos fisibles.
• Reactores: se pueden clasificar en:
• De enseñanza, investigación, de desarrollo, de potencia, de irradiación.
• Otros criterios de clasificación:
• Conjunto de características nucleares:
• espectro neutrónico (rápidos y térmicos)
• razón de conversión: (reproductores, convertidores y quemadores).
• Tipo de combustible: aleaciones metálicas, UO2, uranio enriquecido y uranio natural.
• Características no nucleares:
• refrigerante usado:(gas, agua ligera, agua pesada).
• material moderador: (térmicos, epitérmicos).
• movilidad: estático o móvil.
• Otras alternativas: prácticamente cada fase del ciclo del combustible admite diversas formas de ejecución.
Tema 9. Aceleradores de partículas.
9.3. Esquemas prácticos de aceleración de partículas.
9.3.1. Acelerador electrostático Van de Graaff.
El sistema consta de una correa aislante que se mueve accionada por dos poleas. Este sistema consigue una
diferencia de potencial encasaría para acelerar partículas cargadas. En todo el proceso hay cargas negativas
que entran en contacto con el electrodo positivo por lo que es necesario inyectar nuevamente cargas positivas
para mantener la diferencia de potencial.
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Características:
• Gran uniformidad en energía de las partículas aceleradas.
• Operación continua, corriente de cargas con gran estabilidad.
• En contra se consigue valores de corrientes bajos.
9.3.2. Betatrón.
Es a grandes rasgos un transformador eléctrico en el que el secundario se ha sustituido por un canal en el que
se ha hecho el vacío y por el que discurren las partículas cargadas. En este acelerador tiene lugar dos campos,
el magnético que cumple la misión de guía de la trayectoria (circular) y eléctrico que lleva a cabo la
transferencia de energía y por tanto de la aceleración. La energía centrípeta debido a la trayectoria curva,
limita la aceleración de electrones de gran energía.
9.3.3. Ciclotrón.
Es un acelerador también circular con los campos magnéticos y eléctricos pero con diferente disposición. Está
formado por dos D al que se le aplica una diferencia de potencial de modo oscilante, de modo que en el hueco
se produzca el campo eléctrico con dirección constante y sentido oscilante. Las trayectorias empiezan en el
centro de una de las D y se va acelerando a su paso por el hueco, incrementando su radio de curvatura. Una de
sus limitaciones es el efecto relativista de algunas partículas (electrón) que se ha solucionado con el
sincrociclotrón ya que tiene campo eléctrico con frecuencia de oscilación variable de modo que se tiene en
cuenta los efectos relativistas. El modelo más avanzado es el sincrotrón con los dos campos (eléctrico y
magnético) oscilando en modo resonante. Pero también tiene el límite del radio de curvatura.
9.3.4. Aceleradores lineales.
Es un sistema en el que el canal de aceleración es una línea recta. Se pueden clasificar en dos tipos:
• aceleración lineal por inducción: basados en la generación de campos magnéticos variables para
inducir un campo eléctrico.
• Aceleración por radiofrecuencia: basado en la absorción de radiación electromagnética generada
previamente en cavidades resonantes. Es el tipo que más se utiliza.
Tema 10. Aplicaciones médicas de los radionucleidos y radiaciones ionizantes.
10.3. Aplicaciones médicas de diagnóstico.
10.3.1. Rayos X.
Los R−X son una radiación electromagnética de unos 300 eV. En adelante. Es una consecuencia de una
transición electrónica, así pues no es una radiación nuclear. La transición puede ocurrir por los siguientes
motivos:
• materia a muy alta temperatura (estrellas, plasma cósmico).
• Estimulación externa de los electrones atómicos.
• Radiación de sincrotrón y de frenado.
• Captura electrónica por parte del núcleo.
En el campo médico, el modo de obtener R−X es mediante descargas eléctricas entre electrodos. Los dos
parámetros fundamentales de funcionamiento de un tubo de R−X es:
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• tensión de aceleración (debe ser función del cuerpo a atravesar).
• Intensidad de corriente de electrones.
Actualmente se viene sustituyendo la placa radiográfica por cámaras digitales especiales.
10.3.2. Tomografía axial computerizada (TAC).
Su funcionamiento se basa en el estudio de una sección transversal (rebanada). También funciona por R−X
pero tiene en vez de placas un sistema de detección digital. El sistema gira en torno al paciente tomando varias
perspectivas. Como anteriormente con los R−X sus parámetros fundamentales son los mismos. El tiempo de
exploración era un problema que se ha ido solventando con la mejora de la técnica.
10.3.3. Resonancia magnética nuclear (RMN).
Esta técnica no utiliza radiaciones ionizantes, sino radiofrecuencia (ondas de baja energía y un fuerte campo
magnético) y se basa en la excitación y posterior relajamiento de los núcleos de los átomos. Este relajamiento
produce diferentes frecuencias para diferentes materiales. En no emplear radiaciones ionizantes es una ventaja
frente al TAC.
10.3.4. Tomografía por emisión de positrones (PET).
Es la única que utiliza material radiactivo como componente principal de funcionamiento. Se basa en la
propiedad de algunos isótopos de desintegrarse espontáneamente emitiendo un positrón. La técnica médica se
basa en inyectar al paciente un compuesto que tenga átomos marcados isotópicamente de modo que emitan
positrones. Se trata de estudiar como se distribuye ese compuesto dentro del cuerpo. Este compuesto debe
cumplir unos requisitos:
• tolerable por el cuerpo.
• Resultado de desintegración no tóxico.
• Periodo de semidesintegración corto (1 hora).
Los principales isótopos que se utilizan son el F18, C11, N13 y el O15. la máquina es similar a las anteriores,
es decir, un anillo que envuelve al cuerpo ya que debe detectar ambos fotones emitidos en sentido opuesto.
Existen dos modos de medida el tomográfico y el tridimensional. Actualmente se está extendiendo las
máquinas que combina el PET con el TAC.
10.4. Aplicaciones médicas de terapia.
Las aplicaciones de terapia sirven para destruir el cáncer utilizando valores de radiación 1000 veces más altas
que en diagnóstico. Las técnicas se dividen en dos clases teleterapia (lejos) y braquiterapia (cerca).
10.4.1. Irradiadores de cobalto 60.
Se basa en la exposición controlada de un paciente a una fuente radiactiva intensa de Co60. emite radiaciones
beta y gamma. Estas máquinas están siendo sustituidas por los aceleradores de electrones por las siguientes
razones.
• El material radiactivo es peligroso.
• El cobalto debe ser renovado.
• La energía de la radiación del cobalto es invariable.
10.4.2. Aceleradores de partículas.
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Se utilizan en teleterapia con buenos resultados. Los aceleradores son de los siguientes tipos:
• de R−X: se aceleran electrones que produce R−X al colisionar con el ánodo. Se utiliza para cáncer de
piel por su poca profundidad.
• Lineales de electrones: como en los R−X se hace incidir el haz de electrones sobre una lámina de alto
Z. No sirve para tratar tumores profundos.
• Aceleradores de protones. Es del tipo ciclotrón y presenta más profundidad.
La metodología consiste en aplicar donde se necesita utilizándose varias técnicas:
• control de la energía del haz (penetración).
• Control de la dirección del haz: con un brazo rotativo.
• Delimitación de la extensión del haz: mediante unas mandíbulas que cierran y abren el haz.
• Colimación con multiláminas: al estilo de dientes que se ponen o quitan en función de la forma del
haz.
• Tratamiento de la intensidad modulada: mediante un programa de ordenador específico que calcula el
modo óptimo.
• Sistema de radioterapia guiada por imagen: precisión completa del sitio a tratar.
• Radioterapia intraoperatoria: poder aplicar a un paciente abierto mediante sistemas portátiles.
10.4.3. Sistemas de braquiterapia.
Consiste en la radiación a corta distancia de la zona a tratar preservando las demás. Hay dos clases de
métodos:
• Irradiación temporal: son sistemas que se aplican sobre la zona afectada por diferentes métodos y con
una radiación débil utilizando isótopos radiactivos con vida corta. El iridio 192 es el más utilizado.
• Irradiación permanente: se trata de fuentes encapsuladas de pequeño tamaño que son introducidas en
el cuerpo de modo permanente. Se utiliza energía de radiación muy baja. El más utilizado es el yodo
125.
Tema 11. Usos y producción industrial de radionuclidos y radiaciones ionizantes.
11.1. Introducción.
Teniendo presente la corta o media vida de los radioisótopos que interesan, es necesaria su producción
artificial. A diferencia del empleo médico, el empleo industrial tiene limitaciones en cuanto a potencia.
11.2. Producción de radioisótopos.
Existen dos medios fundamentales.
11.2.1. Mediante aceleradores de partículas.
El acelerador produce un haz de partículas cargadas que cuando inciden sobre el blanco lo hacen reaccionar
transformándolo en isótopo. Se suele utilizar los ciclotrones. Sirven para abastecer a los hospitales para las
máquinas PET o para los elementos encapsulados.
11.2.2. Mediante reactores nucleares.
Es el método más utilizado para la producción en masa. Hay dos modos para su obtención:
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• recuperación de los productos de fisión: no sirven para la producción de isótopos de vida corta.
Presenta una gran complejidad por su posible desvío para aplicaciones armamentísticas.
• Activación de muestras por absorción de neutrones: la mayoría de los isótopos se consigue por este
método, siendo el más conocido el Co−60.
11.3. Esterilización.
Mediante este proceso se pretende la eliminación o la inactivación de los microorganismos. Los
microorganismos presentan mayor resistencia a las radiaciones que los humanos debido a la simpleza de su
organismo. Los principales materiales sujetos a esterilización por radiaciones son:
• instrumental médico (sólo superficialmente).
• Alimentos.
• Sangre (se trata de reducir la actividad de los linfocitos para disminuir su rechazo).
• Servicio postal (contra ataques bioterroristas).
En función de la profundidad de la esterilización se puede utilizar los siguientes tipos de radiación:
• Rayos ultravioleta: muy superficiales.
• Rayos X : con poca profundidad.
• Rayos gamma: para grandes profundidades utilizando Co−60.
• Electrones: presenta una gran flexibilidad de emisión de electrones o R−X que permite un gran
control de emisión de radiación.
La irradiación de alimentos presenta una gran controversia en la actualidad ya que un tanto por ciento
importante de los alimentos se pierde por contaminación de microorganismos e insectos.
11.4. Ensayos no destructivos.
Se clasifican en: Ópticos, electromagnéticos, ultrasónicos, líquidos penetrantes y radiográficas.
Cabe resaltar aquí que en el caso de las radiográficas es útil diferenciar la exposición de la dosis recibida ya
que es función de la capacidad de absorción del cuerpo que se expone. La calidad de la radiografía se
manifiesta en el contraste.
11.4.1. Neutrografía.
Es la radiografía donde se utilizan neutrones como partículas incidentes. Los neutrones al no presentar carga
eléctrica les otorga un gran poder de penetración. Los principales características de este método son:
• superior discriminación de materiales respecto a R−X o gamma.
• Regulación de la energía de los electrones según material a examinar.
• Posible activación del material para hacerlo radiactivo, dando problemas de protección radiológica.
11.5. Generación de energía.
11.5.1. Generación de energía a partir de radioisótopos.
Generalmente eléctrica es la energía generada, teniendo la ventaja del poco mantenimiento (campo espacial).
La emisión continua de partículas lleva asociada una energía cinética aprovechable por otros sistemas.
Las principales aplicaciones son aquellas que requieren una cantidad de energía moderada de un modo
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continuo como puede ser satélites, boyas marinas, estaciones polares, naves espaciales.
11.5.2 Motor iónico.
Es un sistema de propulsión mediante la aceleración de iones en un acelerador electrostático. Se encuentra en
su estado experimental. El elemento con el que la NASA ha experimentado ha sido el Xenon que por el
momento ha tenido unos resultados pobres pero que abre la vía a una revolucionaria forma de utilización de
fuentes alternativas a los combustibles fósiles.
11.6. Otras aplicaciones industriales de las radiaciones ionizantes.
• control de niveles y espesores: estudiando las radiaciones tanto las que atraviesan como las que se
refractan en función de la incidente.
• Tratamientos de materiales: importante en la polimerización de plásticos y como especie de
catalizador para endurecimiento de composites en odontología.
• Datación del C14: En la atmósfera se crea tanto C14 como se destruye por lo que los seres vivos,
mientras están vivos van incorporando este C14, pero cuando mueren dejan de incorporarlo y en que
está en el cuerpo se va desintegrando. El cálculo de esa desintegración puede datar aproximadamente
el tiempo desde que murió.
• Coloramiento de piedras preciosas.
Tema 12. Sistemas de detección y medida de la radiación.
12.1. Introducción.
El concepto de medición entraña una problemática por lo que queramos medir ya que para un flujo
determinado habrá cuerpos que absorban una u otra cantidad en función del material del que se compone.
12.2. Detectores de ionización gaseosa.
Se basa en la detección de las partículas cargadas que se producen al incidir radiación ionizante en un recinto
llego de gas. Utilizando para ello campos eléctricos generado entre los electrodos. Existen diferentes
regímenes de funcionamiento en función de la tensión aplicada. En función de estos regímenes los detectores
se denominan : cámaras de ionización, contadores proporcionales, contador Geiger−Müller. Se pueden utilizar
filtros para discriminar diferentes tipos de radiación.
12.2.1. Cámara de ionización para detección de neutrones.
Como los neutrones no interaccionan con los electrones, la ionización que producen éstos es mínima. Es por
esto que los detectores tratan de detectar partículas cargadas resultantes de procesos inducidos por neutrones
siendo éstos:
• reacción con Boro−10: esta reacción produce partículas alfa que son detectados por generar iones.
• Detectores de fisión. Se utiliza uranio en los electrodos, siendo los productos de su fisión núcleos
ionizados detectados.
• Detectores de helio−3 : éste reacciona con neutrones para dar como productos H−1 o H−3 que son
detectados.
12.3. Detectores de semiconductor.
Se basa en la excitación de electrones para ser recogidos por unos electrodos específicamente situados. En el
semiconductor en estado natural no conduce electricidad pero cuando la radiación incide, aparecen multitud
14
de pares electrón−hueco. Una vez producidas las cargas móviles, se aceleran hacia unos electrodos por medio
de un campo eléctrico.
12.4. Detectores de centelleo y termoluminiscencia.
Se basa en los defectos que producen en la red cristalina las radiaciones ionizantes en sustancias cristalinas
llamadas luminiscentes. Se provoca un cambio de energía que al volver a su estado de equilibrio emite
fotones. Esta vuelta puede ser espontánea (centelleo) o lenta (termoluminiscencia). El detector amplifica y
mide los fotones recogidos para efectuar su medida. Los detectores de centelleo se utilizan para la realización
de espectrografías y como medidores de dosis.
Tema 13. Protección radiológica.
13.1. Introducción.
Puesta en práctica al principio del siglo XX a consecuencia de los primeros síntomas producidos por los R−X
y el radio.
Creación del Comité Internacional de Protección contra los R−X y el Radio. Posteriormente reestructurado
con el nombre de Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR). Éste elaboró un sistema de
limitación de dosis anuales.
13.2. Fuentes naturales y artificiales de radiaciones y radiactividad.
Las radiaciones ionizantes más importantes son alfa, beta, gamma y R−X. Los neutrones son indirectamente
ionizantes.
Las radiaciones pueden ser naturales o artificiales. Entre las naturales destaca la llamada radiación cósmica
procedente del espacio exterior que amortigua la atmósfera, la radiación del gas radón procedente del metal
radio contenido en algunas rocas. La mayor parte procede de la tierra debido a elementos del subsuelo como
el uranio, torio y otros. Con los alimentos y bebidas también ingerimos radionucleicos naturales como el
uranio (aguas minerales y marisco).
Entre las artificiales destaca las de utilización médica, y además de las aplicaciones en la industria y vida
cotidiana. Incluso la energía eléctrica libera radiactividad al medio ambiente.
13.3. Unidades de dosis de radiación.
• Dosis absorbida (D): cantidad de energía por unidad de masa: Gray (Gy)= 1 J/kg; 1 rad = 0,01 J/kg.
• Dosis equivalente (H): depende del factor de calidad (QF) : H = D x QF; se mide en sieverts (Sv) o
rems ( si D se mide en Gy ó rad, respectivamente).
• Tasa de dosis: medida de dosis recibida por tiempo: rads/hora , milirems/año.
13.4. El objetivo y los principios básicos de la protección radiológica. El establecimiento de los límites de
dosis.
Doble objetivo: evitar la aparición de los efectos deterministas, y limitar la probabilidad de incidencia de los
efectos probabilistas.
Tres principios básicos:
• justificación: suficiente beneficio para compensar el perjuicio.
15
• Optimización: mantener las dosis lo más baja posible.
• Limitación de dosis y riesgos individuales: control de la dosis y del riesgo de los individuos más expuestos.
13.5. El cálculo de la dosis.
13.6. Exposición interna.
Pueden introducirse por inhalación, ingestión o absorción por la piel. Depende de los siguientes factores:
cantidad, naturaleza química de la sustancia, tamaño de la partícula, periodo de semidesintegración,
sensibilidad del tejido.
El cálculo ha de hacerse teniendo en cuenta el efecto global en todo el cuerpo.
13.7. Medios físicos para la protección frente a las radiaciones ionizantes.
• evitar la generación de radioisótopos.
• Interponer barreras múltiples (almacenamiento y confinamiento).
• Restringir el acceso.
• Diluir la sustancia radiactiva.
• Limitar el tiempo de exposición.
Los materiales radiactivos pueden ser tratados de tres modos: retención, confinamiento y dispersión.
La exposición a la radiación se limita mediante métodos que implican: distancia, blindaje y tiempo.
13.8. El estudio del impacto radiológico.
Cualquier planta lo necesita. Los factores para calcular la liberación/dosis de radiación hace falta:
• cantidad de radioisótopo.
• Modo de transferencia (ingesta, aire, etc).
• Distancia fuente−persona.
• Tiempo de transporte (tener en cuenta T).
• Edad del grupo de riesgo (la sensibilidad varía mucho con la edad).
• Factor de dosis (milirems de dosis por picocurio de actividad mrems/pCi.).
13.9. Los nuevos estándares de protección radiológica.
Modificaciones en el nuevo reglamento:
• uso de métodos computacionales para el cálculo de la dosis.
• Límites de dosis basado en el cuerpo entero.
• Suma de radiación externa e interna para el calculo de la total.
• Añadir los efectos a largo plazo.
Nuevos conceptos como:
• dosis efectiva comprometida equivalente: que tiene en cuenta la exposición futura.
• Hay dos tipos de dosis:
♦ Estocástica o probabilista: los efectos son proporcionales a la dosis.
♦ Determinista: dosis umbral para ciertos tejidos.
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13.10. Protección contra radiaciones no ionizantes.
En la actualidad hay mucha preocupación por sus efectos los tipos de radiaciones no ionizantes son:
electromagnéticas, láseres, radiofrecuencia, ultrasonidos.
Tema 14. Seguridad de instalaciones nucleares y radiactivas.
14.1. Introducción.
Una central es segura si los daños producidos son tolerables. La cuantificación de los riesgos supone el
conocimiento de los escenarios catastróficos que puede dar lugar y su frecuencia.
Para el diseño de las primeras centrales se utilizó la llamada aproximación determinista que posteriormente se
ha adoptado el método probabilistico, en la actualidad se complementan.
Los productos peligrosos están confinados por varias barreras en el interior de una base. La seguridad tiene
por objeto analizar las circunstancias en las que fallaría dicho confinamiento. Así pues en una central lo
peligroso no son los riesgos potenciales sino los residuales.
14.2. La defensa en profundidad como principio de seguridad nuclear.
Para prevenir los accidentes, primero hace falta identificar los fallos que pueden conducir al accidente y
estudiar cómo defenderse de esos fallos o acontecimientos exteriores. Una central es segura si para todo fallo
o agresión, dispone de líneas de defensa suficientemente fuertes.
Así pues tanto en la fase de diseño, construcción y explotación de una central se deben de tomar las medidas
tendentes a minimizar los riesgos.
14.3. La seguridad en el diseño.
Para mantener confinados los productos radiactivos se diseña una protección de tres barreras: la vaina, el
circuito de refrigeración y el recinto de contención. El objetivo del diseño consiste en mantener la integridad
de las barreras en todas las circunstancias. Podemos clasificar tres niveles de defensa en profundidad:
• prevención de incidentes.
• Vigilancia y los medios para actuar.
• La reducción de las consecuencias.
Las funciones vitales para la seguridad y protección son:
• el control de potencia del reactor (mediante barras de control moderador) para regular la población de
neutrones.
• La capacidad de refrigeración.
• Los sistemas de seguridad: tanto para controlar la potencia como para mantener la refrigeración y para
limitar las consecuencias de un eventual accidente se utiliza 3 tipos de seguridad: intrínsecas (basado
en las leyes de la naturaleza), sistemas pasivos (como es el recinto o el moderador) y sistemas activos
(a partir de ciertos sensores).
Los sistemas de seguridad deben ser: redundantes, diversos, con separación física y puesta en avería segura.
14.4. La calidad de la construcción.
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La construcción debe respetar las especificaciones del diseñador. Hay en que cuidar la calidad de los
elementos de construcción y su disposición, realizando pruebas y evaluando sus características por un equipo
independiente.
El principal responsable será el explotador, por lo que cuidará y verificará los trabajos de construcción para
posteriormente responder de ellos.
14.5. La explotación segura.
La manipulación acertada de todos los sistemas por su personal garantiza la seguridad. Este personal debe
estar preparado y formado y tener claro sus funciones y responsabilidades.
14.6. La seguridad de las otras instalaciones nucleares.
Los riesgos más importantes se encuentran en las centrales de energía nuclear, pero existen otros riesgos:
• las plantas de reelaboración: cuyo objetivo es separar los componentes recuperables. Para mantener
confinada la radiación se utiliza el método de las barreras y el concepto de defensa en profundidad.
• Los residuos radiactivos: el objetivo sigue siendo confinar la radiactividad y para ello se sigue el
método de las barreras y el de la defensa en profundidad.
La dificultad reside en el tiempo: se debe conseguir el confinamiento durante el tiempo que dure la
radiactividad.
14.7. La garantía de la seguridad.
Para determinar y garantizar el nivel de seguridad es necesario recurrir al control independiente de los
organismos reguladores, la evaluación de seguridad efectuada por expertos y una emisión de informes de
seguridad de forma periódica en función de la etapa en la que se encuentre al instalación.
14.8. La escala internacional de eventos nucleares.
Para evaluar la gravedad de los sucesos se ha adoptado un sistema común de eventos nucleares clasificada en
7 categorías formando una pirámide:
• desviación.
• incidente.
• incidente grave
• accidente sin riesgo fuera.
• accidente con riesgo fuera.
• accidente grave.
• accidente muy grave.
Tema 15. Gestión de residuos radiactivos.
15.1. Introducción.
Residuo radiactivo: producto de desecho, contaminado con radionucleidos en concentraciones importantes.
La radiotoxicidad es función de la constante de desintegración, la energía y naturaleza de la radiación emitida
y el tiempo de exposición que puede afectar a tejidos.
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15.2. Origen de los residuos radiactivos.
Las dos fuentes mas importantes son:
• por la producción de energía eléctrica de origen nuclear.
• Por la clausura de instalaciones nucleares y radiactivas.
15.3. Clasificación de los residuos radiactivos.
Actualmente se clasifica en función del tipo de tratamiento y almacenamiento, considerando su periodo de
desintegración y la actividad específica:
• baja y media actividad: T< 30 años y emite partículas beta y gamma.
• Alta actividad: T>30 años y emite partículas alfa.
15.4. la generación de residuos radiactivos en el ciclo del combustible nuclear.
• en la fábrica de concentrado, donde la mena se transforma en U3O8 se genera cantidad de residuos
que contienen fundamentalmente radio−22, radón−222 e isótopos de polonio. Su tratamiento consiste
en el enterramiento.
• En la planta de enriquecimiento donde tiene lugar la conversión del U3O8 a UF6 donde se genera
cantidades de uranio empobrecido.
• Para la fabricación del combustible, previa conversión del UF6 a UO2 en la que se genera también
muchos residuos.
• En el reactor se genera residuos líquidos y sólidos por la activación neutrónica y por el escape de
productos de fisión.
• El combustible gastado es el residuo más importante, ya que requiere de un delicado manejo para
minimizar la exposición del personal a la radiación. El tratamiento del combustible gastado tiene dos
vías; su almacenamiento o su reprocesamiento.
15.5. El transporte de los residuos radiactivos.
Se realiza de acuerdo a la legislación vigente como es el Acuerdo Europeo para el transporte de mercancías
peligrosas por carretera.
15.6. Gestión de los residuos de media y baja actividad.
Las dos opciones que se presentan son:
• almacenamiento subterráneo: en minas o galerías que se sellan cuando se completan.
• Almacenamiento superficial con barreras de ingeniería: que tendría 3 barreras: el bidón, obras y
terreno. Presenta dos fases: almacenamiento y vigilancia. Esta opción es la elegida por España en el
Cabril (Córdoba).
15.7. Gestión de residuos de alta actividad.
Se trata de combustible gastado en el caso del circuito abierto y los residuos de reproceso en el caso del ciclo
cerrado.
Respecto al combustible gastado:
• se deposita en la piscina de la central.
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• Almacenamiento temporal (húmedo y seco).
• Para el tratamiento definitivo se plantea dos opciones:
♦ Almacenamiento geológico profundo.
♦ Separación y transmutación (en desarrollo).
Respecto al reproceso:
• disolución de las pastillas en ácido nítrico.
• Extracción del uranio y el plutonio mediante disolventes.
• Se forma dos tipos de residuos: el líquido resultante de la extracción y las vainas que se trituran y
prensan. Ambas se depositan en contenedores metálicos.
En general existen tres opciones de gestión:
• dilución y dispersión (con muchas reticencias y precaución).
• Almacenamiento y vigilancia (compromiso de estabilidad social).
• Almacenamiento definitivo por contención y aislamiento. (almacenamiento geológico profundo).
Tema 16. Diferenciación entre los usos civiles y militares de los procesos nucleares. La no proliferación
y las salvaguardias.
16.1. Diferenciación entre los usos civiles y militares de los procesos nucleares.
A menudo se confunde los reactores nucleares con bombas, lo que lleva a determinados grupos sociales al
alarmismo, exigiendo su desmantelamiento. No hay dudas del riesgo que una central tiene pero nada
comparable a los riesgos de la bomba nuclear.
16.2. Explosivos nucleares.
Se han usado dos tipos:
• el explosivo de fisión (bomba atómica) que utiliza plutonio y uranio de alto enriquecimiento. Hay dos
posibles procedimientos: la técnica de disparo o por implosión. En los dos procedimientos consiste en
llegar a una masa supercrítica que crea un exceso de reactividad y como consecuencia de la energía
acumulada hace estallar el material.
• El explosivo de fusión o termonuclear (bomba de hidrógeno) que utiliza hidrógeno pesado como el deuterio
y el tritio. Consiste en la liberación de energía al unir núcleos ligeros para formar núcleos más pesados.
• Otra alternativa es el caso de la bomba de neutrones.
Las consecuencias de las bombas nucleares sobre la tierra podría ser el enfriamiento debido al oscurecimiento
debido a las nubes de polvo y humo.
16.3. La cooperación internacional en materia de proliferación.
La agencia internacional de energía atómica (AIEA) fundada por Naciones Unidas, cuida de que no se desvíe
el material fisible a otros usos como el armamentístico. También se creó el Tratado de no proliferación de
armas nucleares en el que existen dos grupos: los que ya tenían armas nucleares a los que se le aplica un
programa de desarme y los que no tienen, que aceptan la no fabricación de dichas armas a cambio de
cooperación e intercambio comercial de tecnología nuclear para usos energéticos.
Las salvaguardias: consiste si el material nuclear se utiliza sólo en la generación de energía y usos pacíficos.
20
Existen otros acuerdos entre determinados países, que es extienden a la explotación de reactores,
investigación, etc.
La preocupación se fija en los países no firmantes de las salvaguardas como Corea del Norte e Irak y en los
países que no han firmado el NPT como Israel, Pakistán e India.
Recientemente se ha presentado un paquete de medidas más duras conocidas como salvaguardias integradas.
Estas medidas pretenden investigar no sólo en los sitios declarados como nucleares sino en cualquier lugar
donde halla sospecha.
16.5. Materiales fisibles y su uso militar.
Para uso militar se requiere el Pu−239 con pequeño porcentaje de isótopos. El comercial presenta gran
cantidad de isótopos pesados y es peligrosos utilizarlos para la fabricación de armamento por su gran
inestabilidad y poca fiabilidad.
El reproceso es puesto en duda por algunos países por la posibilidad de separar el Pu−239 para su uso militar.
Sin embargo el enriquecimiento por láser del Pu−comercial lo puede convertir en Pu−militar.
Los otros dos materiales fisibles utilizables en armas nucleares son isótopos del uranio (el U−235 y U−233)
pero son menos accesibles.
16.6. El reciclaje del U y Pu de origen militar en centrales eléctricas.
Los esfuerzos para el desarme han creado algunos problemas de seguridad graves, sobre todo en la antigua
Unión Soviética donde el control de esta clase de material está por debajo de lo normal.
Los materiales fisibles de origen militar se mezclan con los comerciales procedente del reprocesamiento para
su utilización en las centrales nucleares.
Tema 17. Normativa sobre instalaciones nucleares y radiactivas.
Para mantener la licencia es necesario el cumplimiento de toda normativa nacional que en España el
organismo regulador es el Consejo de Seguridad Nuclear.
En España la reglamentación se estructura en una pirámide normativa, en la que la base la compone una serie
de guías y normas que no son vinculantes y la mitad superior son normas, disposiciones, leyes y tratados que
sí lo son.
17.1. Organismos reguladores de la energía nuclear.
Los países que utilizan la energía nuclear se han provisto de organismos Reguladores que controlan,
inspeccionan y verifican toda acción referente a la energía nuclear. Estos organismos ceben ser independientes
de cualquier organización u organismo público.
17.2. El papel del Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).
Es el organismo regulador en España, cuyas funciones son:
• vigila el medio ambiente.
• Concede licencias.
• Informa de proyectos.
21
• Controla el funcionamiento.
• Actua en caso de emergencia.
• Controla las dosis de los trabajadores.
• Realiza investigación.
• Propone reglamentación y normativa.
• Informa a la opinión pública y al gobierno por medio de informes periódicos.
17.3. El papel de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP).
Establece la protección radiológica fundamentada en las investigaciones y conocimientos científicos. Sus
conclusiones se dan a conocer mediante recomendaciones y asesoramiento. Su recomendación más importante
fue la de los tres principios: justificación, optimización y limitación de dosis.
17.4. El organismo internacional de la energía atómica (OIEA).
Sus dos cometidos básicos son: la cooperación internacional en investigación nuclear con fines pacíficos y el
control de instalaciones y materiales nucleares evitando su desviación a usos militares. Su sede está en Viena
y sus actividades se puede clasificar en:
• formulación de recomendaciones.
• Fomento de los usos pacíficos.
• Asistencia técnica y suministro.
• Investigación.
• Normativa e inspección de salvaguardias.
• Colaboración con otros organismos.
17.5. La agencia de la OCDE para la energia nuclear (NEA).
Es una organización de fundación europea pero que actualmente forma parte estados no europeos. Está
dirigido a desarrollar base científica para la utilización de la energía nuclear, respetando el medio ambiente.
Esta agencia actua de foro de intercambio de información siendo sus principales actividades:
• seguridad y regulación de actividades nucleares.
• Gestión de residuos.
• Protección radiológica.
• Normativa y legislación.
• Investigación y desarrollo.
17.6. Efectos sobre el medio ambiente y otros seres vivos.
Las antiguas recomendaciones decían que si el hombre estaba protegido, los animales también lo estarían. En
las actuales recomendaciones se pone más énfasis en la protección de las especies animales. Desde luego esta
protección no está exenta de complejidad dado el gran número de especies y el diferente impacto para cada
una de ellas. De todas formas se está produciendo avances en normalizar las evaluzciones de impacto
ecológico.
Tema 18. La energía nuclear en la planificación energética: aspectos económicos, medioambientales y
estratégicos.
18.1. Introducción.
De las fuentes de energía existentes las de mayor uso son las de los combustibles fósiles (80%), la energía
22
nuclear (10%), la energía hidráulica y resto de energías renovables.
Estos porcentajes varían en función del grado de desarrollo del país en cuestión.
Para un desarrollo sostenible, parece que la solución podría venir de la energía nuclear ya que la de los fósiles,
además de que se está agotando, crean efectos secundarios muy perjudiciales.
La energía renovable también se está desarrollando en gran medida pero parece que no podría cubrir las
exigencias energéticas por sí misma.
18.2. Aspecto económico.
18.2.1. Costes internos o directos.
Son los costes de cogeneración y son los que se refleja en el precio de mercado. Para la energía nuclear los
costes más importantes son los de fabricación de la central ya que el precio del combustible no influye mucho.
Para la energía de combustible fósil, la fabricación de la central sería de menor coste pero por el contrario el
precio del combustible sí influye en el precio de la electricidad.
18.2.2. Costes externos o externalidades.
Son los costes derivados de la contaminación o efectos indeseables al medio ambiente.
En las centrales térmicas estos costes nos están incluidos en el precio, por lo que sale un precio relativamente
bajo. Aunque si se pudiera cuantificar estos costes teniendo en cuenta esos efectos (cambio climático,
contaminación, calentamiento del planeta, lluvia ácida, etc) veríamos como ese precio que en definitiva
pagamos todos subiría muchísimo.
Sin embargo en la energía nuclear si se contempla gran cantidad de estos costes en el precio de la electricidad,
aunque en caso de accidente severo los costes aumentarían.
18.3. Aspecto estratégico.
Dada la relativa concentración de los combustibles fósiles, podrían darse situaciones de inestabilidad política
que limitar su acceso por otros países. En el caso de la energía nuclear supone una garantía de suministro,
producción y mayor eficacia.
18.4. Aspecto medioambiental.
Los riesgos medioambientales de la energía nuclear se debe a la radiactividad. En este sentido se ha realizado
un gran esfuerzo para minimizar sus efectos.
18.4.1. Protección radiológica.
Su objetivo es proporcionar un estandar apropiado a la protección sin menoscabar su rendimiento. Se siguen
tres principios: justificación, optimización y limitación de la dosis.
18.4.2. Seguridad nuclear.
Su objetivo es reducir los riesgos a lo mínimo. Para este fin se establece una serie de barreras físicas,
redundancia de sistemas de control y seguridad, junto con una legislación y regulación.
23
18.4.3. Gestión de residuos radiactivos.
Tiene por objeto el confinamiento y eliminación de materiales residuales radiactivos. Los residuos pueden ser
de corta y media actividad ó de larga actividad, siguiendo cada uno una gestión diferente explicada en15.6 y
15.7.
Tema 19. Reactores avanzados de fisión nuclear: objetivos de 3ª y 4ª generación de centrales nucleares.
19.1. Introducción.
Los reactores han experimentado continuas mejoras:
• 1ª generación: son los construidos entre los años 50 y 70. están influenciados por la necesidad de los
países de dotarse de armas nucleares. Estaba limitado por el poco desarrollo del ciclo del combustible
ya que no se disponía del enriquecimiento. Presentaban grandes inconvenientes tanto económicos
como de seguridad.
• 2ª generación: son los construidos entre el 70 y 2000, siendo los más representativos los reactores
PWR Y BWR (reactor de agua a presión y en ebullición resp.) que son simples, económicos y fiables.
• 3ª generación: basados en la experiencia anterior, corrigiendo y redundando en los sistemas de
seguridad para minimizar aún más el riesgo de accidente.
• 4ª generación: son reactores del futuro. Debido al rápido desarrollo de nuevas técnicas, se fabricarán
con más economía, fiabilidad y rendimiento. Además de electricidad podrá utilizarse para la
producción de hidrógeno y desalinización del agua de mar.
19.2. Reactores de tercera generación.
Ya ha empezado su construcción en algunos sitios por ejemplo en Corea del Sur.
19.2.1. Objetivos.
• aumento de la seguridad.
• Disminución del impacto medio ambiental.
• Mejorar la fiabilidad y rentabilidad.
• Mejorar la percepción por parte de la opinión pública.
19.2.2. Plan estratégico.
Tanto en EEUU como en la UE se ha trazado unos planes para la estandarización de los reactores y centrales
nucleares con el fin de facilitar su puesta en funcionamiento, seguridad y rendimiento.
19.2.3. Concepto de reactores avanzados.
Existen varios proyectos siendo los principales los de agua ligera. Tienen unas características comunes como:
• duración de vida de 60 años.
• Factor de carga del 90%.
• Tiempo de construcción de unos 5 años.
• Ciclos de recarga de 24 meses.
• Tasa de quemado de UO2 ó MOX de unos 60 GWd/t
19.3. Reactores de cuarta generación.
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Se construirán alrededor del 2035. la diferencia fundamental con los anteriores estará en su diseño novedoso.
Objetivos:
• englobarse entro del desarrollo sostenible.
• Seguridad y fiabilidad.
• Económico y rentable.
Existen diferentes diseños cuyas características dependen del refrigerante utilizado (agua, gas helio, sodio,
plomo líquido, sales fundidas) así como de su potencia, espectro neutrónico y ciclo del combustible.
Tema 20. Sistemas transmutadores de residuos nucleares.
20.1. Introducción.
Una alternativa al almacenamiento de los residuos de alta actividad es el tratamiento llamado transmutación
que consiste en bombardear los núcleos blanco con partículas elementales para descomponerlos en elementos
más estables. Para esta tarea sirve los reactores subcríticos asistidos por acelerador.
20.2. El papel de la transmutación en la gestión de residuos.
20.2.1. Residuos de larga vida del combustible irradiado.
El combustible irradiado presenta diversos elementos que presentan una alta radiotoxicidad. Esta
radiotoxicidad decrece con el tiempo siendo el plutonio(Pu) y los actínidos minoritarios (AM) los que más
toxicidad presentan.
20.2.2. La transmutación dentro del ciclo del combustible.
Dadas las dos alternativas de gestión de residuos que existen: ciclo abierto (almacenado en formación
geológica profunda) ciclo cerrado( reprocesado y almacenado), está claro que el final de los residuos es el
almacenamiento. La opinión pública está en contra del almacenamiento de residuos por lo que se ha abierto
nuevas líneas de investigación para la eliminación de los residuos de larga vida para lo cual se procede a
estrategias de separación y transmutación.
Este proceso se incluiría en el ciclo del combustible llamándose ciclo cerrado de doble estrata. En este ciclo se
aprovecharía mucho mejor el combustible reduciendo los residuos y con ello los requisitos del
almacenamiento.
20.3. Principios de transmutación.
La partícula que podría servir para bombardear los núcleos blancos podrían ser fotones, protones o neutrones,
pero sólo estos últimos cumplen una serie de requisitos. Los altos flujos de neutrones se pueden obtener
mediante una reacción llamada espalación.
Las dos reacciones de transmutación más apropiadas son la fisión inducida por neutrones y la captura
neutrónica.
20.4. Sistemas transmutadores.
Como se requiere fuertes flujos de neutrones, los sistemas serán los reactores de fisión, térmicos o rápidos y
los reactores subcríticos asistidos por acelerador.
25
20.4.1. La reacción de espalación:
Es una reacción nuclear en la que la partícula incidente (generalmente un protón) incide sobre un núcleo
pesado que se excita y cuando se desexcita emite partículas (generalmente neutrones) con suficiente energía
para inducir nuevas reacciones.
20.4.2. Reactores subcríticos asistidos por acelerador.
Consiste en asociar un acelerador de partículas a un reactor nuclear subcrítico. De esta forma se complementa
el flujo neutrónico deficiente del reactor. Este aporte de neutrones permite mantener el funcionamiento
estacionario. Este sistema tiene varias ventajas:
• puede fisionar Pu y AM procedentes de combustible gastado.
• El espectro neutrónico es rápido, lo que facilita la fisión respecto a la captura.
• Son seguros.
Pero junto a las ventajas presenta desafíos tecnológicos importantes.
Tema 21. Aprovechamiento de la fusión nuclear. Conceptos de reactores de fusión.
21.1. Introducción.
La fusión es la reacción que ocurre en el sol y las estrellas y la energía liberada llega a la tierra en forma de
radiación electromagnética.
La fusión ocurre cuando:
• la temperatura de los elementos es muy alta.
• Su confinamiento es suficiente para que los elementos puedan reaccionar.
Esto ocurre en las estrellas de forma natural pero en un reactor de fusión es imposible confinar a las partículas
por la fuerza gravitacional por lo que se han desarrollado dos modos: magnético e inercial.
21.2. Principios de la fusión nuclear.
21.2.1. Reacción de fusión nuclear.
Es la formación de núcleos más pesados por medio de la fusión de núcleos más ligeros. En esta formación se
produce un defecto de masa que genera energía que es liberada. Para que se produzca es necesario que los
núcleos se acerquen lo suficiente superando las fuerzas de repulsión (la llamada barrera de Coulomb). Esto se
consigue aumentando la temperatura, formándose plasma.
Para aumentar la probabilidad de fusión hay que aumentar el número de colisiones y esto lo conseguimos
confinando las partículas el tiempo necesario (tiempo de confinamiento) para que reaccionen. El modo de
conseguir este confinamiento es de modo gravitacional (estrellas), magnético o inercial.
21.2.2. Balance energético.
En estado estacionario, el balance debe ser nulo ya que la potencia producida debe compensar las pérdidas. La
potencia de fusión D−T se reparte entre los productos de la reacción (partículas alfa y neutrones) siendo estas
partículas las que calientan el plasma, utilizándose como foco caliente para generar energía eléctrica.
26
Si la energía de fusión no es suficiente, es necesario aplicar una exterior (Pext) siendo el factor de
amplificación Q: .
break even Q=1
ignición Palfa= Pperd
21.2.3. Temperatura de ignición.
Es la temperatura mínima del plasma para que la fusión se pueda automantener.
21.2.4. Criterio de Lawson.
Establece la relación entre distintas variables como temperatura, densidad y tiempo de confinamiento que
debe tener el plasma para que la reacción de fusión sea energéticamente rentable.
21.3. El ciclo de combustible de fusión.
21.3.1. Reacciones de fusión.
21.3.2. Combustible.
D−T: es más fácil su reacción ya que su temperatura de ignición es más baja que la del D−D pero tiene el
inconveniente de que el T es radiactivo y hay que producirlo, además los neutrones pueden activar el material
del recipiente.
D−D: se más difícil su reacción pero suele doparse con algo de T para facilitar la reacción.
21.3.3. Recursos energéticos.
D: se puede conseguir por electrolisis del agua de mar donde su concentración es suficiente para el
abastecimiento hasta el final del planeta. Su poder energético en comparación con los combustibles fósiles es
muy superior.
T: es radiactivo y no se encuentra de forma natural aunque se puede conseguir en el mismo reactor de fusión
por captura del flujo neutrónico con el litio.
21.4. Fusión por confinamiento magnético (FCM).
21.4.1. Confinamiento del plasma.
El confinamiento se consigue mediante campos magnéticos helicoidales provocados por bobinas (toroidal y
poloidal) evitando así la deriva de las partículas cargadas.
Para la creación de estos campos helicoidales se han creado dos tipos de instalaciones:
El tokamak donde es una corriente eléctrica la que provoca el campo poloidal. Y el stellerator donde el campo
poloidal es creado por corrientes que circulan por bobinas externas. Las líneas de campo crean una presión
que impiden al plasma expandirse.
21.4.2. Calentamiento del plasma.
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• calentamiento óhmico. Se realiza en el tokamak como consecuencia del paso de la corriente por el
plasma.
• Inyección de partícula neutra. Dichas partículas calientan el plasma por colisión.
• Calentamiento por ondas electromagnéticas. Emitida por antenas situadas en el interior donde
calentará el plasma por que los iones y electrones absorben dicha energía en función de la frecuencia.
• Calentamiento por partículas alfa. Una vez iniciada la reacción, las partículas alfa creadas en la
reacción calentarán el plasma por colisión.
21.4.3. Reactor de fusión por confinamiento magnético.
El combustible (D−T) es inyectado en una cámara donde, debido a confinamiento y calentamiento se
transforma en plasma. La reacción que se produce en el plasma crean residuos y energía en forma de radiación
y partículas cargadas, estas partículas cargadas transfiere su energía a la pared que se calienta y por medio de
un sistema de extracción, el calor es extraído para utilizarlo en un sistema convencional termodinámico.
21.5. Fusión por confinamiento inercial (FCI).
Tiene un periodo de funcionamiento discontinuo, siendo las etapas de un ciclo las siguientes:
• se introduce en el reactor la cápsula de combustible D−T. La cápsula se comprime y calienta mediante
haces de partículas (fotones, R−X, iones) o rayos láser.
• El combustible reaccionará produciendo neutrones y partículas alfa con una gran energía que se
utilizará para elevar la temperatura en un ciclo convencional termodinámico.
• Por ultimo se limpia el reactor y se vuelve a empezar.
21.5.1. Principales fases del proceso de (FCI).
• absorción de radiación.
• Compresión de la cápsula.
• Ignición del combustible
• Quemado termonuclear.
21.5.2. Método de irradiación.
La irradiación de la microesfera se puede efectuar de dos formas:
• directa: el haz de iones incide directamente sobre la capsula.
• Indirecta: los haces inciden en una cavidad de gran número atómico que irradian un plasma caliente
que provoca la implosión de la cápsula.
21.5.3. Cápsula de combustible.
Está formada por una cáscara sólida que tiene dos partes: la externa formada por una especie de plástico de
gran opacidad y la interna, constituida por el combustible sólido. En el interior se encuentra el combustible
D−T en estado gaseoso.
21.5.4. El láser.
Los haces de iones se han sustituido por láser ya que son más fáciles de enfocar aunque sean menos eficientes.
21.5.5. Reactor de fusión por confinamiento inercial.
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Se va inyectando las cápsulas en el interior de una cámara de vacío y se irradia con haces de láser para
implosionarla. El calor producido por su reacción se comunica a las paredes de donde es absorbida para
utilizarla en un sistema convencional termodinámico.
El problema que se presenta es la fabricación de las paredes del reactor para que soporte esa continua e
intensa irradiación neutrónica sin fundirse.
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