energía nuclear de fisión - Programas y Actividades de Educación

12
ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN
12.1. Datos básicos .............................................................................293
12.2. El proceso productivo ...................................................................296
12.3. Equipos y sistemas empleados en la explotación de la energía
de fisión ......................................................................................298
12.4. Producción de residuos e impactos medioambientales ......................304
12.5. Evolución previsible de los equipos y sistemas .................................308
12.6. Perspectivas para la corrección de los impactos ...............................311
12.7. Implantación de la tecnología en el mercado. Situación actual
y perspectivas ..............................................................................312
12.8. Los costes de la energía nuclear ...................................................313
LECTURA: CHERNOBIL .........................................................................313
291
292
12. ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN
12.1. Datos básicos
a) Origen:
La energía nuclear de fisión tiene su origen en la ruptura, por el bombardeo de
protones, del núcleo de ciertos elementos pesados (Uranio, Torio, Plutonio)
El Uranio es el único elemento presente en la naturaleza que puede utilizarse
como material fisionable (en un reactor nuclear)
El Uranio no se encuentra en la Naturaleza en estado puro. De hecho se
conocen más de 100 minerales portadores de Uranio, con mayor o menor
cantidad de este metal.
El mas destacado es la uraninita (pechblenda), con un contenido del 60-80%
de óxido de uranio, seguido de la carnotita, que es un polvo amarillo que
contiene óxidos de uranio, potasio y vanadio.
Menos corrientes son las torbenita, autunita y otros.
Para considerar rentable la explotación del uranio contenido en estas u otras
sustancias (incluida el agua de los océanos), este contenido debe sobrepasar
las 1.000ppm.
En estado puro es un metal de color blanco argentino, y muy difícil de obtener.
El Uranio tiene un peso atómico de 238,07 y su número atómico es de 92.
Posee ocho isótopos, que van del 233 al 240, siendo los más abundantes el
U-234, U-235 y U-238.
Cuando el núcleo de un átomo de U-235 es alcanzado por un neutrón (lento
o rápido) se rompe en dos átomos más ligeros (kriptón y bario) que salen
desplazados a gran velocidad.
La reacción que tiene lugar es la siguiente:
La cantidad de energía que se transfiere
a los nuevos núcleos
es aproximadamente
igual a la diferencia entre la masa del núcleo
del U-235 y la suma de
los dos nuevos núcleos
más la del neutrón capturado. El núcleo de U235, además de formar
dos nuevos átomos,
libera dos o más neutrones y una intensa
radiación γ.
Estos neutrones liberados pueden impactar con los núcleos de
92
36
Kr
Neutrón
235 U
92
141 Ba
56
Figura 12.1.Reacción de fisión en cadena
293
otros átomos U-235, rompiéndolos de nuevo. Se produce, así, una reacción
en cadena.
Para que se mantenga la reacción en cadena hay que disponer de una “masa
crítica” del elemento fisionable.
Y para que la reacción no sea “explosiva”, ha de disponerse de un “moderador”
que frene la velocidad de los neutrones liberados (como puede ser el agua
ligera –H2O- o pesada –H2O2-)
(En los reactores nucleares se emplean, además, unos absorbedores de
neutrones para parar la reacción, o para controlar la potencia del reactor:
varillas de control)
En la figura 12.2 se muestra un esquema del proceso básico en el seno de
un reactor nuclear.
NEUTRÓN
RAYOS
GAMMA
NOTA:
En los procesos de
fisión se producen
radiaciones “α”
(con carga positiva,
baja velocidad 20.000km/s y poco
penetrantes- una
hoja del papel
las detiene);
radiaciones “β” (con
carga negativa,
alta velocidad 200.000km/s,
medianamente
penetrantes- una
lámina delgada de
acero las detiene);
radiaciones “γ”
(similares a los
rayos X, de muy
alta velocidad 300.000Km/s,
muy penetrantes,
sólo las detienen
gruesos paneles
de plomo)
ÁTOMO EN
FISIÓN
ÁTOMOS MÁS
LIGEROS
ÁTOMOS MÁS
LIGEROS
NEUTRÓN
LIBERADO
NEUTRÓN
LIBERADO
MOLÉCULAS DE D2 O
MODERADOR
AGUA PESADA D2 O
RAYOS
GAMMA
ÁTOMOS DE
URANIO
NEUTRÓN
ESCAPANDO
DEL REACTOR
NEUTRÓN CAPTURADO
POR UNA VARILLA
DE CONTROL
NEUTRÓN
DISPONIBLE PARA
LA FISIÓN
Figura 12.2. Reacción de fisión en cadena, controlada
La energía cinética de estos fragmentos se transfiere (por colisión) a otros
átomos (agua, CO2, sodio, etc), originando un aumento de su temperatura
(energía calorífica)
294
b) Potencial energético:
1Tn U235 = 10.000Tn petróleo = 20.000Tn carbón.
Para producir 1Gwh/año se precisan 30Tn U235
c) Formas de aprovechamiento:
La forma de aprovechamiento de esta energía es, exclusivamente, la
producción de calor (energía calorífica), elevando la temperatura de una
sustancia (agua, CO2, sodio) hasta convertirla en vapor o gas a alta presión y
mover con esta una turbina, convirtiéndola en energía mecánica, y finalmente
en energía eléctrica.
d) Reservas:
Con independencia de las costes de extracción, las mayores reservas de
uranio natural se encuentran en Australia (716·103Tn), seguida de Kazakhtan
(598·103 Tn), Suráfrica, Namibia, Brasil, Estados Unidos (355·103Tn), Canada
(326,4·103Tn), Sudáfrica (222,8·103Tn), etc.
Como puede observarse, la mayor parte de las reservas de uranio se
encuentran en los denominados países desarrollados, “no conflictivos” (a
diferencia del petróleo y el gas), con lo cual quedan al margen de tensiones
derivadas de inestabilidades políticas u otros problemas similares.
Destacan, en todo caso, la escasez de reservas de la Unión Europea, que en
conjunto no superan las 80·103Tn, así como los escasos recursos de Japón
(menos de 6,6·103Tn)
Dentro de la Unión Europea, las reservas son: 27·103Tn en Dinamarca,
14,4·103Tn en Francia, 7,47·103Tn en Portugal, 6,72·103Tn en España,
4,0·103Tn en Suecia, etc.
e) Producción:
En el año 2.002, el producción de Uranio ascendió a 37.449Tn, siendo el
primer productor Canadá, con 13.115Tn, seguida de Australia con 7.730Tn,
Rusia con 3.050Tn, Níger con 2.920Tn, Namibia con 2.240Tn, Kazakhstan
con 2.200Tn, Uzbekistán con 2.000Tn, Ucrania con 1.000Tn, Sudáfrica con
885Tn, Estados Unidos con 730Tn, China con 654Tn y Chequia con 400Tn
(resto de países, 525Tn)
f) Duración prevista:
Al ritmo de producción actual, el uranio de bajo precio (<40$/kg) tendría una
duración de 27,8 años y el total de reservas 79 años.
g) Consumo:
Debido a los complejos procesos de elaboración del mineral de uranio hasta
que se convierte en material fisionable en la central, el consumo de uranio y
la producción no tienen una correlación tan alta como es el caso de las otras
fuentes de energía.
Por otro lado, existen serias expectativas de un aumento considerable de la
energía nuclear en el mundo, por lo que la Agencia de Energía Nuclear (NEA),
en URANIUM, 2.001, confeccionó un estudio de necesidades, en el cual se
preveía un consumo total de uranio en el año 2.005 de 65.923Tn, una banda
entre 64.918Tn/año y 71.789Tn/año en 2.010, otra entre 58.036Tn/año y
295
72.540Tn/año en 2.015 y finalmente, entre 58.010Tn/año y 80.249Tn/año
en el 2.020.
En estos casos, las reservas disminuirán drásticamente, en una banda que
iría desde los 51 años de máximo, incluyendo las reservas de alto precio,
hasta los 18 años y los 13 años, si sólo se consideran los de bajo coste.
En el gráfico 12.3 puede verse la evolución del consumo de uranio en los
últimos 25 años.
Consumo por área
Millones de Tep
700
600
500
400
300
200
100
0
78
79
80
Norte América
81
82
83
84
Europa y Eurásia
85
86
Asia Pacifico
87
88
89
90
91
92
93
94
95
96
97
98
99
00
01
02
03
Resto del Mundo
Figura 12.3. Evolución del consumo de Uranio en los últimos 25 años
12.2. El proceso productivo
El proceso de producción de electricidad a partir del uranio natural comprende
las fases siguientes: extracción del mineral en la mina (casi siempre a cielo
abierto), transporte de la materia prima, procesado de la materia prima hasta
convertirla en material fisionable, fabricación de las barras de material (para
introducirlas en el reactor), transporte y colocación de las barras (carga del
reactor), producción de calor por el proceso de fisión en el interior del reactor,
transferencia del calor a energía mecánica (en la turbina), transformación de
la energía mecánica en eléctrica (en el generador eléctrico), transporte de la
electricidad producida al exterior de la central, tratamiento de los residuos y
eliminación (almacenamiento de los residuos)
El primer paso de todo este largo proceso es la extracción del mineral bruto
que contiene uranio, bien a cielo abierto, bien del interior de la Tierra.
En ambos casos se emplean los sistemas tradicionales de laboreo de minas con
la única diferencia de ciertas precauciones sanitarias para los trabajadores.
El segundo paso consiste en concentrar el mineral de uranio, separando la
ganga de la mena. Por razones económicas (ahorro de transporte) suele
hacerse a pie de mina, y como resultado se obtiene un polvo amarillento rico
en óxidos de uranio.
(Normalmente se precisan tratar 1.000kg de mineral para obtener 1kg de
óxido de uranio)
296
Mineral
(mina)
Extracción
del mineral
Transporte
Fisión en el reactor
(producción de calor)
Procesado
Transporte y
colocación de
las barras
Fabricación
de barras
de material
fisionable
Vapor
Turbina
de vapor
Generador
Energía
eléctrica
Figura 12.4. Proceso de producción de energía eléctrica a partir del uranio
El tercer paso es la purificación del óxido, para extraer las impurezas que
contiene y no pudieron ser separadas en el proceso anterior.
Además, el óxido de uranio se somete a una serie de procesos para obtener
el material adecuado para su utilización como combustible en el reactor.
El más importante de todos ellos es el “enriquecimiento” que consiste en
aumentar la concentración del isótopo U-235 del uranio (este proceso se
realiza dependiendo del tipo de reactor puesto que hay algunos que utilizan
uranio natural, sin enriquecer)
El cuarto paso es la fabricación de los elementos “combustibles”, que
normalmente son pastillas cilíndricas, de 1cm de diámetro y 1cm de
altura, obtenidas sometiendo a presión el polvo de uranio (denominado
“bricación”)
(La energía que puede ceder una pastilla equivale al consumo de una vivienda
durante todo un año)
Las pastillas de uranio se introducen en tubos (normalmente de acero o
circonio), cada uno de los cuales puede contener hasta 200 pastillas)
A su vez, varios tubos se unen entre sí, formando lo que se denomina
“elemento combustible”.
(El cual tiene todos los elementos mecánicos precisos para colocarlo en el
reactor)
El quinto paso es la colocación de los elementos combustibles en el reactor
y aquí se dan dos diferencias esenciales: existen reactores que precisan ser
parados para colocar un nuevo grupo de elementos combustibles (recarga
del reactor) y otros en que esta separación puede hacerse en marcha.
En ambos casos, los reactores llevan complejos mecanismos para realizar
todas estas operaciones.
El sexto paso lo constituye el propio proceso de fisión, dentro del reactor, y la
transferencia de la energía liberada a la sustancia intercambiadora, proceso
que será tratado en detalle en otro punto.
El séptimo paso es la retirada del material una vez utilizado, lo que ocurre
normalmente en un plazo de tres años.
297
Este material es altamente radioactivo, y contiene aún una cierta cantidad
del material original (U-235), Plutonio y los demás materiales productos de
la fisión.
Este proceso también se efectúa mediante los mecanismos apropiados
colocados en cada reactor, y se someten primero a un proceso de separación en
la misma central y posteriormente, a su reprocesado y/o almacenamiento.
12.3. Equipos y sistemas empleados en la
explotación de la energía de fisión
Aparte de los equipos marginales empleados en el laboreo de las minas,
transporte de materias primas y productos de desecho, etc., los principales
elementos de esta transformación del uranio en energía eléctrica son el
propio reactor, los intercambiadores de calor, la turbina de vapor, el generador
eléctrico y los equipos de transformación de la electricidad.
Todo este conjunto es lo que conoce como “central nuclear”.
En la figura 12.5 se presenta un esquema de todos estos componentes.
Reactor
Intercambiador
de calor
Generador
de vapor
Turbina
de vapor
Red
Generador
eléctrico
Estación
Transformadora
Figura 12.5. Esquema básico de una central nuclear
Reactor:
El reactor de una central nuclear está formado por las barras de material
fisionable, los “componentes moderadores” de la reacción, la sustancia a la
que se transfiere el calor, los sistemas mecánicos (para el control del reactor,
carga y descarga) y la coraza o blindaje del conjunto. (Figura 12.6)
Atendiendo al tipo de sustancia a la que se transmite el calor, los reactores
pueden ser de de “agua ligera” (H2 O), de agua pesada (óxido de D2 O
deuterio), de gas (CO2) y de sodio fundido.
A su vez, los reactores de agua ligera pueden se de “agua en ebullición” y de
“agua a presión”, según que el agua hierva o no en el interior del reactor.
Atendiendo a donde se produce el vapor, los reactores pueden ser de ciclo
directo (el vapor se produce en el interior del propio reactor) y de ciclo
indirecto (el vapor se produce en un intercambiador de calor exterior al
reactor, conocido como “generador de vapor”)
Según el tipo de material fisionable empleado, los reactores pueden ser uranio
natural (óxidos de uranio enriquecidos al 3% con U-235), uranio enriquecido
y de plutonio (en realidad, una mezcla de U-235 y Pt)
298
Barras de
control
Todos los reactores llevan un
elemento para controlar la “reacción en cadena”, denominado
“moderador”, y otros para controlar la potencia, denominados
“varillas de control”.
En algunos el moderador es
simplemente el agua que se calienta (o evapora). En otros es
el agua pesada y en algunos, el
moderador son barras de grafito
(fuertemente absorbedoras de
los neutrones liberados). Para el
control de la potencia del reactor, y producir las paradas y los
arranques, se disponen de varillas de grafito, de manera que
introduciendo más o menos las
barras de grafito entre las barras fisionables, la reacción en
cadena puede ser controlada.
Vasija del
reactor
Vapor
CO2
Sodio Líquido
Coraza
Barras de
material
Agua
CO2
Sodio Líquido
Material
fisionable
Residuos
radioactivos
Figura 12.6. Esquema básico de un reactor nuclear
El núcleo del reactor está compuesto por las barras fisionables, el moderador, las varillas de control y parte de los sistemas de accionamiento de estas
y los sistemas de carga y descarga. Todos estos componentes se encuentran
encerrados en una carcaza de acero. (Vasija del reactor)
A su vez, el núcleo, los elementos mecánicos de control (varillas), de carga y
descarga de barras de material fisionable, bombas de refrigerantes, etc., se
encuentran contenidos en la cámara del reactor, construida también de acero
soldado y recubierta de una gruesa capa de hormigón armado, que actúa
como un último blindaje contra la fuga de radiaciones.
(Las paredes de acero tienen un espesor de 2,5 cm y las de hormigón armado un espesor de 3 m)
Partiendo de estas ideas generales puede abordarse las principales diferencias entre los reactores actualmente en uso.
Reactor de agua a presión:
Son conocidos internacionalmente como reactores PWR (Presion Water Reactor), siendo los más comunes.
Utilizan uranio natural (óxido de uranio) enriquecido en U-235 (al 3%), colocados en barras recubiertas con circonio (más caro que el acero, pero menos
absorbedoras de los neutrones que este)
Tanto el moderador como el refrigerante es agua ligera, utilizándose las varillas de grafito sólo para controlar la potencia del reactor y para provocar
su parada.
Para el reabastecimiento de combustible ha de ser parado.
La vida del combustible es de 21.300MWe · días por tonelada de Uranio.
En este reactor el agua se encuentra a una presión de 160 bares, y a pesar
de que se eleva su temperatura por encima de los 100ºC, no hierve.
El agua caliente se lleva a un intercambiador agua-agua, donde el agua
a presión (primario del intercambiador) se enfría, mientras que el agua
del secundario se calienta y convierte en vapor, que es el que mueve la
turbina.
299
Como se ve en el esquema, el intercambiador se aloja normalmente en el
interior de la cúpula del reactor. (Figura 12.7)
Generador
de vapor
Intercambiador
agua - agua
Vapor
Presionador
Turbina
Alternador
Condensador
Núcleo
Bomba de
recirculación
de agua
Circuito primario
(agua bajo presión)
Edificio de contención de hormigón
Agua de
refrigeración
Agua
Bomba de
condensado
Figura 12.7. Esquema básico del reactor de agua a presión, PWR
Reactores de agua en ebullición:
También conocidas como BWR (Boiler Water Reactor) (figura 12.8) son los más
parecidos a las centrales de carbón, pero su uso no está muy extendido.
Turbina
Vapor
Alternador
Separador
secador
Núcleo
Condensador
Agua de
refrigeración
Barras de control
Bombas de recirculación
Edificio de contención de hormigón
Bomba de
condensado
Figura 12.8. Esquema básico del reactor de agua en ebullición, BWR
300
En estos reactores el agua
ligera es el
elemento moderador y a su
vez el que se
calienta por la
fisión del uranio. La baja
presión en la
cámara
del
reactor
hace
que el agua
hierva,
convirtiéndose en
vapor, el cual
se envía directamente a
la turbina. La
alimentación
continua
de
agua fría actúa
como refrigerante del reac-
tor, impidiendo que se alcancen temperaturas elevadas en su interior.
El tipo de combustible y los sistemas de control son idénticos a los BWR.
Su diferencia esencial es que pueden ser recargados sin necesidad de parar
el reactor.
Reactor de agua pesada:
Conocidos comercialmente como reactores CANDU (figura 12.9), son conceptualmente iguales a los de agua ligera, sólo que emplean como elemento
moderador, y de transferencia de calor el agua pesada (óxido de deuterio,
isótopo del hidrógeno y más pesado que este)
El interés de usar el deuterio reside en su bajo índice de absorción de los
neutrones, pero el reactor es más complejo que los de agua ligera, de ahí
que no sean muy usados en la práctica.
Vapor para la turbina
Generador de vapor
2
Bomba de agua
refrigerada
Agua pesada
a presión
Turbina
Alternador
Calandria
Agua de
alimentación
Blindaje
Condensador
Agua de
refrigeración
Máquina para recarga
de combustible en
operación
Tanque para agua
pesada (D2O)
Bomba de
condensado
Figura 12.9. Eaquema básico del reactor de agua pesada, CANDU
Reactor refrigerado por gas:
Este tipo de reactores carecen de sustancias en estado líquido en su interior,
y por tanto, de bombas y otros mecanismos.
El combustible es uranio natural (sin enriquecer) y el moderador es grafito
(en barras)
El refrigerante es anhídrido carbónico (CO2), introducido en el reactor con
un soplante, y que circula por canalizaciones practicadas en el interior de las
barras de grafito.
El CO2 recalentado forma el primario de un intercambiador gas-agua.
El agua que se hace pasar por el secundario se calienta y evapora, pasando
a mover la turbina.
301
Los reactores comerciales de este tipo se denominan AGR (Advanced Gas
Reactor) y utiliza cápsulas de uranio enriquecido introducidas en tubos de
acero inoxidable.
Intercambiador
gas-agua
Barras de control
Gas caliente
Vapor
Núcleo
Turbina
vapor
Intercambiador
Generador
eléctrico
Agua
Condensador
Soplante
Vasija
Gas frio
Bomba
de agua
Agua de
refrigeración
Figura 12.10. Esquema básico del reactor refrigerado por gas, AGR
La cámara de presión (160 bares), que actúa también como blindaje frente
a la radiación, es de hormigón pretensado de 5m de espesor.
Este tipo de reactores pueden ser recargados en marcha.
Funcionamiento de los reactores de fisión:
Para iniciar la reacción en cadena, todos los reactores necesitan instalar una
masa crítica de combustible (que es menor que la masa total a instalar)
Una vez que se tiene la masa crítica, se comienza a producir energía, no de
una forma constante, sino acelerada.
En ese momento es preciso colocar “varillas de control” (de cadmio, boro,
hafnio, etc.) que absorban los neutrones y frenen la reacción en cadena,
manteniendo el reactor en estado subcrítico.
De esta forma, introduciendo combustible y varillas de control (muy próximas
a este) se carga completamente el reactor.
Luego, al ir retirando las varillas de control, el reactor entra en estado
supercrítico y la reacción en cadena tiene lugar. Introduciendo más o
menos las varillas de control se consigue mantener un reactor a “potencia
constante”.
A medida que el material fisionable se va gastando, se van retirando las
varillas para reducir el número de neutrones absorbidos por ellas, hasta que
llega un momento en es imposible retirar más las varillas.
En este momento, el reactor entraría en estado subcrítico y la reacción en
cadena se pararía.
Para evitarlo, se procede a una nueva recarga.
Otro aspecto importante del funcionamiento de los reactores lo constituye
el moderador (agua ligera, agua pesada o grafito), encargada de frenar los
neutrones despedidos a gran velocidad para facilitar la ruptura de los átomos
pesados.
En efecto, los neutrones más rápidos tienen menos probabilidades de chocar
con otros núcleos y romperlos que si van más lentos, y además, tendrían
mayor posibilidad incluso de escapar del reactor.
302
La regulación de potencia en los reactores nucleares implica una variación
coordinada y controlada de tres variables: el flujo de neutrones, el flujo del
refrigerante (agua o gas) y el flujo de vapor.
El primero se consigue actuando sobre las varillas de control, el segundo
sobre las bombas y sopladores y el tercero sobre las correspondientes
válvulas de vapor.
Normalmente, todas estas operaciones en donde intervienen mecanismos
(mecánicos y eléctricos) de diversa índole se realizan de manera automática,
aunque también pueden realizarse de forma manual.
Los procesos de parada, recarga y puesta en potencia se realizan de forma
manual, siguiendo unos procedimientos muy estrictos.
En un reactor normal, para pasar de una potencia del 100% a otra del 33%,
se precisan entre 30 y 45 minutos.
Una central nuclear típica de 1.000 MW consume 75kg de combustible cada
día (100kg/día a plena carga), lo que hace un total de 27,2Tn al año (la
carga de 3 ó 4 camiones)
Ocupa una superficie de 200Ha.
Genera 3,75m3 de residuos de alta actividad y 500m3 de baja y media
actividad.
En la figura 12.11 puede verse un esquema completo de un central nuclear
para la producción de energía eléctrica.
Edificio de turbinas
Edificio de contención primaria
Sala de control
Edificio de contención secundaria
Turbina de alta presión
Turbina de baja presión
Generador
eléctrico
Descarga de agua
de refrigeración
Tuberías de
agua a presión
Generador de vapor
Agua de
refrigeración
Presionado
Foso de
descontaminación
Transformadores
Condensador
Almacenamiento
de combustible nuevo
Reactor
Almacenamiento
de combustible gastado
Bomba de
refrigeración del reactor
Figura 12.11. Esquema básico de una central nuclear.
303
12.4. Producción de residuos e impactos
medioambientales
En las plantas nucleares los residuos (figura 12.12) se generan en la fase
de extracción, transporte y procesado de la materia prima, en el proceso de
operación de la planta y en la fase de desmantelamiento de la central.
A su vez, los residuos pueden clasificarse en tres grupos, atendiendo a su
nivel de radiactividad: residuos exentos (no necesitan ningún tratamiento,
al no ser radiactivos), de baja y media actividad (RBMA) y residuos de alta
actividad (RAA)
También, los residuos del uso de la energía de fisión pueden ser gaseosos,
líquidos y sólidos.
Cuantitativamente, 1GWh producido en una central nuclear produce 20Tn de
residuos sólidos con diferentes niveles de radiactividad (plutonio 5%, uranio
94% y otros), residuos gaseosos lanzados al aire (pequeñas cantidades de
yodo, tritio, etc.) e incluso, posibles fugas de agua de refrigeración de las
centrales.
Los residuos de baja y media actividad tienen un período de decaimiento
(decrecimiento del nivel de radioactividad hasta considerarlos exentos, no
peligrosos) de 200 a 300 años, mientras que lo de alta actividad (plutonio, por
ejemplo) tienen un período de decaimiento superior a los 100.000 años.
TIPO
FASE
NIVEL DE RADIOACTIVIDAD
Sólidos
Extracción
Excentos
Líquidos
Procesado
Media radioactividad
200-300 años
Gaseosos
Transporte
Alta radioactividad
>100.000 años
Desmantelamiento
Figura 12.12. Residuos de las centrales nucleares
En el pasado, parte de estos residuos fueron arrojados al mar (figura 12.13),
en fosas submarinas introducidos en bidones de acero. Esta práctica,
extremadamente peligrosa (dada la presumible erosión del material y la
probable contaminación de las aguas del océano) está perseguida y penalizada
en la actualidad (gran parte del mérito de acabar con este método se debe a
las intensas campañas de Green Peace)
En la actualidad, los residuos de baja y media actividad se compactan
y solidifican con hormigón, tras lo cual se introducen en bidones de 200
litros.
Estos bidones son transportados a grandes depósitos al aire libre (figura
12.14), que se cubren con tierra, y donde deben permanecer entre 200 y
300 años hasta considerarlos exentos.
Los residuos de alta actividad requieren tres fases para su eliminación (en
realidad, su eliminación es imposible, se trata, mas bien, de colocarlos
en un lugar donde no representen un peligro). La primera fase es la de
304
decaimiento, donde su nivel de radiactividad y
temperatura desciende hasta el punto de poder
ser manipulados (transportados). Se efectúa (por
ahora) sumergiéndolos en piscinas (refrigeradas
o no), a pie de central, por un período de 10 a
15 años. La segunda fase es el almacenamiento
intermedio, en piscinas refrigeradas y blindadas
o en contenedores especialmente diseñados
que garanticen una alta protección contra las
radiaciones y una correcta refrigeración por medio
de una circulación natural del aire (esta segunda
opción es la más aplicada actualmente, con los
depósitos en las proximidades de las centrales)
El período de estancia, bajo estricta vigilancia, de
estos residuos es de 40 a 70 años.
La tercera fase es el almacenamiento definitivo,
donde se produzca su total enfriamiento y
descienda su actividad a límites tolerables. El
período de tiempo para que esto ocurra es de
20.000 a 100.000 años, dependiendo de si el
material es uranio o plutonio.
Figura 12.13. Depósito de residuos en el mar
El almacenamiento ideal sería en cavernas
subterráneas (figura 12.15) profundas, situadas
en estructuras geológicas estables, libres
de cualquier posibilidad de intrusión acuosa
(perfectamente estancas), y con posibilidad de
eliminación del calor y libre de actos vandálicos
(fácilmente vigilables)
Todas
estas
condiciones
han
dificultado
hasta el momento actual la disponibilidad
de almacenamientos para estos residuos,
habiéndose seleccionado la zona de Yuca
Mountain, en Estados Unidos (roca volcánica)
y la mina de sal de Gorleben, en Alemania. En
Francia se continúan analizando (en laboratorios
subterráneos) la posibilidad de almacenamiento
en minas de sal, cavernas de granito y lechos
de arcilla, pero aún no se han decidido ningún
emplazamiento.
Figura 12.14. Depósito de residuos en tierra
Otra posibilidad de tratamiento de los residuos
se encuentra en el procesamiento del mismo en
ciclo cerrado, consistente en reprocesar el uranio no generado y el plutonio, para convertirlos
en un combustible mixto, denominado MOX, que
puede ser utilizado en nuevas centrales.
Los residuos no utilizables de este reprocesamiento requieren un nivel de almacenamiento
similar a los de alta actividad, pero son menos
voluminosos.
Otra fuente potencialmente peligrosa de contaminación radiactiva se encuentra en el transporte
de estos materiales, tanto por tierra como por
mar.
Figura 12.15. Futuro depósito de residuos de alta
radioactividad de cavernas
305
Los residuos radioactivos hay que transportarlos
en pequeñas cantidades (para evitar la masa
crítica que origina la reacción en cadena),
mezclados con absorbentes neutrónicos, con
fuertes blindajes de plomo y con diseños y
elementos específicos para la disipación del
calor, lo cual convierte a estos recipientes en
caros y escasos.
Finalmente, la otra gran fuente de contaminación,
y quizás de las más importantes, se tiene en
la eliminación de la propia central cuando esta
alcance su vida útil.
La gran cantidad de problemas que supone
el desmantelamiento de una central nuclear
aún no están resueltos (trabajándose en estos
momentos en los procedimientos y normativas
que deben seguirse para este fin)
(En los próximos 15 años habrán de
desmantelarse cerca de 300 centrales nucleares
en todo el mundo)
Estos procedimientos actualmente en estudio
comprenden tres etapas o “niveles”:
Figura 12.16. Bidón para el transporte de residuos
El nivel 1 se refieres a la parada y clausura de la
planta, y la extracción del combustible residual
de la misma.
El nivel 2 se refiere a la eliminación de los elementos radioactivos exteriores
al edifico del reactor.
El nivel 3 se refiere a la demolición de todas las estructuras, su retirada segura y al uso sin restricciones del emplazamiento.
Por último, también puede considerarse como impactos negativos el calentamiento de las aguas de refrigeración (especialmente perjudicial si se trata de
ríos) y la “contaminación térmica” (calentamiento del agua
circundante)
Sin embargo, las
centrales nucleares
de fisión también
presentan impactos
positivos entre los que
cabe mencionar:
Figura 12.17. Transporte de los residuos
306
 Nula contribución
al efecto invernadero
y la lluvia ácida.
 Constituir
una
fuente
energética
vital para mantener
la calidad de vida
de los países más
desarrollados.
 Alargar la vida
de los combustibles
fósiles.
PLUTONIO
URANIO
PRODUCTOS FUSIÓN
TRANSPORTE
ALMACENAMIENTO
INTERMEDIO DE
LOS ELEMENTOS
COMBUSTIBLES
CENTRAL
NUCLEAR
PLANTA DE
REPROCESAMIENTO
FABRICACIÓN
DE ELEMENTOS
COMBUSTIBLES
REFABRICACIÓN
ENRIQUECIMIENTO
DE URANIO
ALMACENAMIENTO
TEMPORAL
DE RESIDUOS
PROCESAMIENTO
DEL MINERAL
ACONDICIONAMIENTO
DE LOS ELEMENTOS
COMBUSTIBLES
VITRIFICACIÓN
ALMACENAMIENTO
DE URANIO
AGOTADO
MINA
DE URANIO
DEPÓSITO
DEFINITIVO EN
MINAS DE SAL
Figura 12.18. El ciclo del uranio como combustible
Central
U Natural
1000 MW
Fabricación
combustible
Minas
Piscina de
desactivación
175 t.U. metal
Desechos (3%)
175 t.U. barras
Concentrado
Fábrica de
concentrados
Reciclado de 23 t. U. enriquecido
Conversión
155 t. U. - U.F. natural
Enriquecimiento
Reconversión
24 t. U. - U.F.
enriquecido
Fabricación
elementos
combustibles
U.O.
enriquecido
3
VTS 105·10
175 t.U. barras
irradiadas
22 t. U.
Reprocesamiento
térmico-rápido
Central
Agua Ligera
1000 MW
180 Kg. Pu. PWR
410 Kg. Pu. UNGG
24 t. U. - U.F.
enriquecido en
elementos al 3,25%
Almacén de
Plutonio
22 t. U. Pu.
20 t. U. empobrecido
Fabricación
elementos para
reactores rápidos
Central
Neutrónes Rápidos
1000 MW
Figura 12.19. Perspectivas del ciclo del uranio como combustible
307
12.5. Evolución previsible de los equipos y
sistemas
Dos son las grandes líneas en las que se mueve la investigación y el desarrollo
en este tipo de energía:
El alargamiento de la vida útil y la repotenciación de las centrales y el
desarrollo de una nueva generación de centrales nucleares basadas en la
estandarización, el diseño de reactores avanzados y el relanzamiento de los
reactores rápidos.
Evolución de los equipos
Extensión de
la vida útil
Reactores
avanzados
Aumento de
potencia
Evolucionados
Estandarización
Pasivos
Reactores
reproductores
(RRR)
Figura 12.20. Evolución de los equipos
Extensión de vida útil:
Normalmente, en la fase de diseño de la central se establecen los requisitos
aplicables a los distintos sistemas y estructuras para mantener su capacidad
funcional durante 40 años bajo determinadas hipótesis de funcionamiento.
Sin embargo, la constatación de que los criterios de diseño son muy
conservadores, ha llevado a establecer “programas de extensión de vida”
que tienen como objetivo prolongar la operación de la central si es posible
hasta los 60 años.
Esto ha llevado a un seguimiento exhaustivo del comportamiento de estas
centrales en todo el mundo y a importantes desarrollos tecnológicos de
monitorización y evaluación del comportamiento de los materiales.
La extensión de la vida útil de las centrales nucleares en operación no sólo
comporta un beneficio económico directo, sino que también suponen ventajas
sobre su seguridad (derivadas de la monitorización, a través del análisis de
los componentes) así como por la posibilidad de retrasar la instalación de
nuevas centrales y permitir escalonar los procesos de desmantelamiento de
las ya obsoletas.
Aumento de potencia:
La otra forma de desarrollo que se sigue con las centrales nucleares actuales
la constituye el aumento de potencia de las mismas (la repotenciación)
Un aumento de potencia implica actuaciones en tres áreas: la optimización
del ciclo termodinámico del circuito secundario, la mejora del rendimiento
308
térmico de los equipos más significativos, y el aumento de la potencia térmica
generada en el combustible (potencia nominal)
La primera de las áreas consiste en modelizar el ciclo termodinámico de la
central (con los sistemas informáticos avanzados hoy disponibles) y analizar
como pueden afectar al balance térmico pequeñas modificaciones en los
posicionamientos de válvulas de control, pérdidas en tuberías y equipos,
variaciones de caudal, etc.
La mejora del rendimiento térmico de grandes componentes, como
generadores de vapor, turbina y condensador, se basa en introducir
modificaciones de diseño tales como cambio de materiales, modificaciones
de toberas y álabes en las turbinas, incremento de superficie de intercambio,
incremento de presión de operación, etc., de manera que se incremente la
eficiencia en la capacidad de transferencia de calor o directamente en la
generación de potencia.
El incremento de la potencia nominal del reactor y por tanto la transferencia
al secundario de la mayor potencia térmica generada en el núcleo es una
solución viable tanto en PWRs como en BWRs.
Estandarización:
Esta es una de las principales líneas de desarrollo de las nuevas centrales
nucleares, pues entienden los fabricantes que es la mejor vía para conseguir
centrales nucleares seguras, fiables y económicas.
La estandarización lleva a construir centrales con idéntica ingeniería básica y
de detalle y seguir procedimientos constructivos normalizados de la planta,
los equipos y los componentes.
Ello llevaría a la construcción de centrales nucleares “llave en mano”, a cargo
de consorcios empresariales muy especializados y con extensa experiencia,
que también se encargarían de su explotación y mantenimiento.
Reactores avanzados:
La investigación y el desarrollo de los nuevos reactores (reactores avanzados)
se mueve en dos direcciones: el desarrollo de reactores “evolucionados” y el
desarrollo de reactores “pasivos”.
Los reactores evolucionados derivan de los actuales, fuertemente optimizados
para cumplir las normas de la Utility Requeriments Document (URD) y de la
European Utility Requirements (EUR), y se mueven en una gama de potencias
entre los 1.000 y los 1.500MWe.
Los reactores pasivos responden a un nuevo concepto de seguridad, cuya
característica principal es que la refrigeración del núcleo en caso de emergencia
se produce por la circulación natural del refrigerante, sin que tengan que
actuar partes móviles, como bombas, válvulas, etc., (en realidad, se trata
de grandes depósitos de refrigerante –agua- en altura, que en caso de fallos
producen la inundación del reactor. La gama de potencia de estos rectores
va desde los 400 a los 1200MWe.
Hasta el momento no se ha construido ningún reactor avanzado, aún cuando
están proyectados en todos sus detalles, se han “certificado” y existen las
ingenierías listas para su construcción y operación.
Reactores rápidos:
Conocidos también Reactores Reproductores Rápidos (RRR: Rapyd
Reproductor Reactor), su característica principal es que carecen de moderador,
de manera que la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos
(no frenados)
309
El núcleo de un reactor rápido está formado por una zona fisionable que
contiene una mezcla de óxido de uranio (U-235) y plutonio (Pt-239) y una
“zona fértil”, que rodea a la anterior, y en la cual el uranio U-238 se transforma
en plutonio Pt-239.
En estos reactores se produce una aparente paradoja, ya que producen más
“combustible” del que se consumen (al tramutarse el “combustible” original,
U-238, en un nuevo “combustible”, Pt-239 (normalmente habrían de pasar
10 años para que el plutonio generado sea suficiente para la recarga del
reactor)
Esto permite multiplicar por 50 la cantidad de energía que puede extraerse
del uranio en una central convencional, lo que supone que las actuales
reservas de uranio, cifradas en un 60% de las de petróleo y gas, pasarían a
triplicarse.
Para la moderación de los neutrones se usa el sodio fundido, y también como
medio de evacuar el calor producido en el reactor.
Este sodio, el ser directamente irradiado, es muy radiactivo.
Por ello se utiliza un intercambiador de calor sodio-sodio, de manera que
el sodio del secundario se encuentra menos irradiado. Un intercambiador
posterior sodio-agua transfiere el calor del sodio al agua, produciendo la
evaporación de ésta, enviándose finalmente este vapor a la turbina. (Figura
12.21)
Sodio líquido del
circuito secundario
Vapor
Turbina
Generador
Condensador
Sodio líquido
Núcleo
Bomba de recirculación
del sodio
Bomba de sodio del
circuito secundario
Bomba
de agua
Figura 12.21. Esquema básico de un reactor reproductor rápido
Al contrario que los reactores avanzados, que no han sido construidos aún,
la experimentación con reactores rápidos data de los años 1962 en Francia
y 1969 en Japón.
El primer reactor experimental se denominó Phoenix, tenía 133MWe y se
construyó en Francia en 1974.
Como resultado de los numerosos experimentos se construyó el Superphoenix,
de 1.200MWe, con participación de Francia, Italia y Alemania. En 1985 fue
310
conectado a la red, pero hubo de pararse de inmediato y nunca más volvió
a arrancarse.
En la actualidad se están evaluando los requisitos que habrán de cumplir
los futuros reactores rápidos (incluyendo las criticidades de operación y los
problemas de eliminación de los residuos de plutonio), pero no es previsible
que su uso se extienda, a nivel comercial, en un futuro próximo.
12.6. Perspectivas para la corrección de los
impactos
Además de la continuidad en la búsqueda de lugares apropiados para el
almacenamiento del material de media y alta actividad (especialmente
el plutonio), las investigaciones recientes se centran en el procedimiento
conocido por “incineración de los residuos radiactivos” de alta actividad.
Este proceso consiste en acelerar la desintegración de los productos de fisión
de larga vida, hasta convertirlos en residuos de baja y media actividad.
Esta transmutación puede conseguirse bombardeando los átomos de plutonio
con partículas de alta energía (neutrones o protones)
Para conseguir la alta energía que se precisa se emplean aceleradores de
partículas (protones) las cuales aceleradas en un estrecho haz se lanzan
sobre el “blanco de espalación” (conformado por plutonio)
En este proceso de “espalación” se producen neutrones, los cuales pueden
fisionar nuevos núcleos de plutonio y transmutarlos en otros de menor actividad (Uranio)
(Estos neutrones, convenientemente moderados, pueden producir energía
como en una planta convencional. Además la transmutación del plutonio en
uranio fisionable hace que este proceso tenga la misma capacidad “reproductora” que los reactores rápidos. Estos reactores serían muy seguros, puesto
que podrían operar en régimen subcrítico, de manera
Haz de protones
que se pararían rápidamente tan pronto cesara el haz
Ciclotrón
de protones acelerados)
Ep = 200 Me V
En la figura 12.22 puede
verse un esquema de una
instalación de este tipo
(dual, para la transmutación del plutonio y para la
producción de energía)
El calor de fisión en el núcleo
del amplificador es transportado por un refrigerante metálico –plomo fundido- en circulación natural, a
unos cambiadores de calor.
Desde estos cambiadores, y
a través de un circuito cerrado intermedio que utiliza
plomo-bismuto vaporizado,
el calor se transporta hasta
unos generadores de vapor
exteriores al recinto de con-
Cúpula de
contención
Soporte antisísmico
Vasija principal
Vasija de contención
Subida de aire caliente
Bajada de aire frío
Silo principal
Entrada de aire
Salida de aire
Cuba
Intercambiador
de calor
Nivel normal
del refrigerante
Cambiador de calor
Pared de
aislamiento térmico
Tubo de haz
de protones
Región de
espalación
Figura 12.22. Esquema básico de un “incinerador” de residuos de alta
radiactividad
311
tención, en donde se produce vapor que alimenta un ciclo térmico convencional.
Teóricamente este reactor tiene importantes ventajas. La primera, evidente,
eliminar residuos de larga vida media y aprovechar más el combustible de los
reactores actuales. Además, se trata de un reactor con seguridad intrínseca
al operar en configuración subcrítica que permite interrumpir la reacción
cuando el haz procedente del acelerador cesa.
Sin embargo, junto con estas ventajas, como en todo desarrollo de carácter
industrial, existen aspectos tecnológicos nuevos, los cuales requieren una
investigación paralela considerable. Por ejemplo: la ventana de acoplamiento
del acelerador a la vasija del reactor; el tratamiento selectivo de los residuos
con diferente actividad producidos durante todo el proceso de espalación e
incineración; el sistema de líquido de refrigeración, etc. para cuyos problemas
no existen tecnologías suficientemente probadas.
Todos estos aspectos de desarrollo tecnológico requieren altos costes y
plazos para llevar estos proyectos a cabo, lo cual ha llevado a la industria
nuclear a tomar posiciones muy críticas sobre los mismos y aconsejar
que sean reorientados hacia prototipos de laboratorio, que comprueben el
funcionamiento del concepto físico a una escala suficiente representativa
y que sean introducidos dentro de las líneas de investigación a largo plazo
y financiados dentro de los programas internacionales a nivel e gobierno
(Comisión de la UE, Departamento de Energía de EE.UU., Comisión de Energía
Atómica de Japón, etc.)
Se trata de una línea de investigación a largo plazo y asociada a la resolución
de problemas tecnológicos difíciles (nuevos métodos de reprocesamiento
de materiales, componentes industriales...), lo cual va a requerir un gran
esfuerzo tecnológico, un presupuesto considerable, muchos años de trabajo
y una decidida colaboración internacional.
12.7. Implantación de la tecnología en el
mercado. Situación actual y perspectivas
En este momento hay instalados en todo el mundo 441 reactores, con una
potencia de 380.261MW (104 en USA, 59 en Francia, 54 en Japón, 31 en
Reino Unido, 30 en Rusia, 19 en Alemania, etc. En España hay 9, con una
potencia de 7.574MW)
Se encuentran en construcción 33 nuevos reactores, con una potencia de
27.112MW.
(La mayor cantidad se encuentra en India, con 8, seguido de China con 4,
Japón y Rusia con 3)
La mayoría de los reactores en funcionamiento tienen una antigüedad
comprendida entre 16 y 30 años, aunque aún están operativos dos pequeños
reactores (50 MW) de 47 años.
De cara al futuro la opinión más extendida (en el contexto del suministro
energético global) es que la energía nuclear debe tomar el relevo del gas
natural (y petróleo) en Occidente, de una forma gradual, en un plazo no
superior a 20 años.
En esta tesitura, tanto Estados Unidos como la Unión Europea y Japón,
mantienen programas para el mantenimiento y el relanzamiento de la opción
nuclear como fuente energética del futuro (a pesar del “parón nuclear” en
USA y la UE, no en Japón y otros países menos desarrollados)
312
Esta posición se basa en la mayor seguridad de aprovisionamiento de esta
fuente energética, la necesidad de reducir las emisiones de CO2, NOx y SOx
(efecto invernadero y lluvia ácida), el mantenimiento del know-how adquirido
y de puestos de trabajo de muy alta cualificación, etc.
Como consecuencia de esta posición, se han formado consorcios de empresas
en USA y UE que tienen desarrollados proyectos completos de centrales
nucleares de nueva generación (estandarizadas y reactores avanzados), con
el personal humano de fabricación, montaje y operación entrenado e incluso
certificadas por los organismos de control.
(En Europa, la EUA: European Utility Requirements, y en USA la URD, de
manera que tan pronto se de vía libre, las centrales podrán instalarse)
12.8. Los costes de la energía nuclear
Para los defensores de la energía nuclear, ésta es la fuente más barata,
estimando en 0,012€ el coste del KWh de energía eléctrica producida (el
más bajo de todas las energías), correspondiendo 0,0038€ a operación y
mantenimiento; y 0,0092€ a combustible.
Obviamente, en estos costes no se incluyen los costes externos, como
son: Investigación y Desarrollo (que suponen grandes cantidades que los
estados destinan a este fin y no se imputan en el coste del KWh), seguridad
(planes de emergencia y evacuación, vigilancia, etc.), posibles accidentes
(contaminación radiactiva y enfermedades) y desmontaje de las centrales
(que algunos valoran en una cantidad de euros mayor que la construcción
de la propia central)
Si todos estos costes se incluyesen, el coste de la energía nuclear podría ser
más elevado que cualquier otra.
LECTURA: CHERNOBIL
La central nuclear de Chernobil se encuentra situada en Ucrania, a 16Km al noreste de Kiev. La
unidad número 4, puesta en funcionamiento en diciembre de 1983, está formada por un reactor
de tipo RBMK-1.000, de 3.200MW de potencia térmica y 1.000MW de potencia eléctrica.
Figura 12.23 Vista aérea de la Central de Chernobil, después del accidente
313
El reactor, de agua en ebullición está alimentado con uranio poco enriquecido moderado por grafito
y refrigerado por agua. El grafito se dispone en bloques con canales donde van alojadas las vainas
con los elementos combustibles, circulando el refrigerante entre las vainas y grafito. En este
tipo de reactores el vapor generado pasa directamente a la turbina a través de un separador de
vapor.
En la madrugada del 26 de abril, de 1986 a las 1:23 horas, explotó el reactor número 4 de esta
central nuclear. El accidente produjo la liberación de enormes cantidades de material radiactivo a
la atmósfera, contaminando grandes extensiones de Bielorrusia, la Federación Rusia y Ucrania y
más tarde, la nube radioactiva alcanzó puntos de Finlandia, Noruega y otros países.
Figura 12.24 Difusión de la contaminación radioactiva
El accidente tuvo su origen en una serie de pruebas que los técnicos pretendieron realizar con el
fin de estudiar la seguridad del reactor, y en el que a los diversos fallos humanos cometidos se
unieron serios defectos en el diseño del reactor.
La idea era verificar si la inercia del grupo turbina-generador eléctrico era capaz de seguir
alimentando las bombas de agua de refrigeración, en caso de que fallase el suministro eléctrico a
estas, hasta que arrancasen los grupos diesel de emergencia.
(En los reactores “occidentales” esta eventualidad está prevista en el diseño del reactor,
admitiéndose una demora de hasta 30 segundos hasta que los diesel cubriesen la falla)
En la unidad 4 de la Central de Chernobil se intentó ese experimento después de haberlo realizado,
con éxito, en la unidad número 3. Para llevarlo a cabo era necesario llevar el reactor a un 30% de
su potencia de funcionamiento nominal.
El 25 de abril, a la 01:00 se comenzó a bajar potencia y a las 13:00hs el reactor ya estaba
funcionando a un 50% de potencia, cuando se desconectó una de las dos turbinas. En ese punto,
las autoridades del sistema pidieron que se lo mantuviera por necesidades de la red eléctrica. La
central quedó esperando la autorización para iniciar la experiencia, cosa que ocurrió a las 23:00.
314
A las 23:10 se bajó la potencia del reactor. Por un
error de operación la potencia se bajó a un 1%,
provocando la condensación del vapor presente en
el núcleo. Como el agua absorbe más neutrones que
el vapor, se redujo la presencia de éstos, con lo cual
el reactor tendía a pararse.
Adicionalmente, al bajar la potencia del reactor, la
concentración de Xe131 subió, introduciendo un
fuerte aporte negativo adicional de reactividad. (El
xenón es un “producto de fisión” que actúa como
gran absorbente de neutrones)
Esta situación produjo preocupación en los operadores,
ya que el reactor se apagaba inexorablemente.
Entonces, decidieron extraer todas las barras de
control del núcleo, algo que no estaba permitido
por los manuales de operación y que fue posible
porque el diseño no contemplaba el enclavamiento
del mecanismo.
Con el reactor operando prácticamente sin barras,
se alcanzó un 7% de potencia, en un estado de
alta inestabilidad. (Las barras de control absorben
los neutrones excedentes, manteniendo al reactor
estable o crítico. Su remoción introduce reactividad
positiva).
El reactor poseía un sistema automático de control
de caudal de agua por los canales. Al trabajar a
tan baja potencia, el sistema hubiese tendido a la
parada. Para evitarlo, los operadores desconectaron
el sistema de parada por caudal e iniciaron el
control manual del mismo. Nuevamente, la falta de
enclavamientos permitió esta maniobra.
Figura 12.25 Vista aérea del área del
reactor accidentado
En ese momento, todo el refrigerante estaba condensado en el núcleo. A las 1:23:04 del 26 de
abril de 1986, se decidió desconectar la turbina de la línea de vapor, para iniciar la prueba. Para
poder hacerlo, los operadores tuvieron que hacer lo propio con otros sistemas de emergencia.
Al desconectar la turbina, las bombas comenzaron a alimentarse por la tensión provista por el
generador durante su frenado inercial. La tensión en las bombas cayó y las bombas trabajaron a
menor velocidad. Entonces se formaron burbujas de vapor en el núcleo, permitiendo una altísima
reactividad y, por lo tanto, un brusco incremento de potencia.
A la 1:23:40 el operador quiso introducir las barras de corte, pero ya era tarde. En ese momento
el reactor ya estaba a varias veces su potencia nominal.
La presión en los tubos subió rápidamente, provocando su estallido, levantando el blindaje de la
parte superior del núcleo.
Algunos fragmentos de combustible y grafito en llamas fueron lanzados hacia afuera, cayendo
sobre el techo de turbinas adyacentes, causando una treintena de incendios. A las 5:00 de la
madrugada, los bomberos habían apagado a la mayoría de ellos utilizando agua, excepto el del
núcleo.
Luego de fracasar en su intento de inundar al núcleo, los soviéticos decidieron cubrirlo con
materiales absorbentes de neutrones y rayos gamma (plomo, sustancias boradas, arena, arcilla,
dolomita). Del 28 de abril al 2 de mayo, se dedicaron a hacerlo desde helicópteros vertiendo más
de 5.000Tn. Comenzaron vertiendo 40 toneladas de carburo de boro, para garantizar que no se
reanudaría la reacción de fisión; continuaron con 800 toneladas de dolomita a fin de extinguir el
fuego y refrigerar el núcleo, y con el mismo fin añadieron 2.400 toneladas de granalla de plomo.
315
Finalmente añadieron 1.800 toneladas de arena y arcilla
con el objetivo de retener los productos de fisión; sin
embargo, obtuvieron el resultado contrario al elevarse la
temperatura de los restos del núcleo. En informaciones
recientes contenidas en un vídeo se muestra cómo la
arena alcanzó la temperatura de fusión. Aunque estas
acciones pueden considerarse adecuadas, excepto el
vertido de arcilla y arena, el conjunto de ellas supuso el
recubrimiento del núcleo con materiales que impedirán
estudios posteriores.
Figura 12.26 Helicóptero lanzador de
material de cobertura
Posteriormente cavaron un túnel por debajo de la
central, para introducir un piso de hormigón y evitar
la contaminación de las capas de agua subterránea.
Así consiguieron que cesaran las grandes emisiones de
material radiactivo.
El reactor fue finalmente recubierto con un “sarcófago” de hormigón, que provee un blindaje
suficiente como para trabajar en los alrededores. Para evacuar el calor residual, se instalaron
ventiladores y filtros.
La explosión causó la muerte inmediata de dos técnicos de la central.
Día y medio después de la explosión,
las autoridades soviéticas iniciaron la
evacuación de la población en una radio
de 30Km.
Se llevó a cabo de forma muy efectiva, de
acuerdo con la información soviética. La
ciudad de Pripyat, de 49.000 habitantes,
a 3km al oeste de la zona de seguridad
del complejo industrial, fue evacuada
al cabo de casi día y medio después
del
accidente,
recomendándose
la
permanencia en las casas mientras se
preparaba la evacuación. Sobre el resto
de las evacuaciones no se tienen datos
concretos.
Posteriormente
se
procedió
a
la
descontaminación de las unidades uno y
dos, y su puesta en explotación, así como
a la descontaminación de los alrededores
del complejo industrial y de gran parte
del territorio afectado con la vuelta de la
población a distancias superiores a 10km
de la central.
El sarcófago presenta actualmente graves
problemas de integridad, de forma que las
Autoridades Ucranianas están pensando
recubrir dicho sarcófago con un segundo
edificio.
Las consecuencias sobre la salud de las
personas y sobre el medioambiente de
este accidente (el más grave de la toda
la historia de la energía nuclear) han sido
tremendas, y posiblemente perdurarán
por muchos años en el futuro.
316
Figura 12.27. Sarcófago
Los primeros afectados fueron el personal de la central y los que posteriormente intervinieron en
las labores de extinción de los incendios (bomberos) así como los tripulantes de helicópteros y
personal encargado de la construcción del sarcófago y los túneles a los que llamaron “liquidadores”
(militares y trabajadores contratados expresamente para esta misión, formado por varones
jóvenes –un 80% menores de 40 años- en un número no claramente definido, pero que se estima
en unos 60.000)
En las horas del accidente y posteriores habían 444 personas en las proximidades del reactor
siniestrado, 176 pertenecientes a la propia central y 268 que trabajaban en la construcción de un
quinto reactor a los que se unieron rápidamente los bomberos.
Los operarios y bomberos que actuaron a la primera fase supieron fuertes radiaciones externas,
inhalación de gases y algunos deposición en la piel de partículas radiactivas.
Muchos sufrieron graves quemaduras externas e internas que causaron 31 muertes de inmediato
y 28 más en los dos primeros meses.
Con el paso de los años se ha constatado un gran incremento de enfermedades entre los
“liquidadores”, en especial cánceres, y entre estos, las leucemias (un 13,4 por 100, casi el doble
que en circunstancias normales)
La población en general también ha visto un incremento importante de diversas patologías, entre
las que destaca el cáncer de tiroides, especialmente en la población infantil (se supone que es
porque su tiroides incorpora el yodo con más facilidad que el de los adultos), cuya tasa de incidencia
aumentó 100 veces respecto de la normal (en Bielorrusia se detectaron 390 casos hasta 1995, y
en Ucrania 339.
En cuanto a la población en general, no existen estadísticas fiables del alcance de la contaminación
radiactiva, entre otras causas por no haberse fijado con claridad los “umbrales de daño”.
Las fuentes oficiales ucranianas hablan de 1,5 millones de personas, incluyendo los evacuados y
los que aún siguen viviendo en zonas claramente contaminadas.
En Rusia se estiman 1,3 millones en las 15 regiones contaminadas, y en Bielorrusia, 2 millones.
En conjunto, la población directamente afectada por la explotación del reactor número 4 de la
central de Chernobil se eleva a 5 millones.
La trascendencia tecnológica del accidente se ha hecho notar en toda la industria nuclear. Las
centrales RBMK han pasado a la historia, y sólo las necesidades energéticas de Rusia, Ucrania, etc.
mantienen algunas de ellas en operación. Se han puesto en marcha actuaciones para equiparar
las condiciones de seguridad de aquellas centrales a los estándares exigidos en Occidente. La
importancia económica de estos proyectos los sitúa en una de las principales partidas de la ayuda
económica que Occidente está prestando a los países del Este Europeo.
La industria nuclear occidental también ha notado los efectos, quedando demostrada la absoluta
necesidad de sistemas automáticos de seguridad (sólo accesibles a los operadores en circunstancias
absolutamente excepcionales), la obligación de que exista un edificio de contención y la necesidad
de que el diseño de la central sea intrínsecamente seguro.
317
318