la energía nucleoelectrica en las regiones en vías de desarrollo

LA ENERGÍA NUCLEOELECTRICA
EN LAS REGIONES EN VÍAS DE DESARROLLO
(El presente artículo constituye un resumen de la memoria « P e r s p e c t i v a s
de la energía nucleoelectrica y problemas que plantea en las regiones
en vías de desarrollo», presentada en la Conferencia de las Naciones
Unidas sobre la aplicación de la ciencia y la tecnología en beneficio
de l a s regiones insuficientemente desarrolladas, celebrada en Ginebra
del 4 al 20 de febrero de 1963. L a memoria fue preparada
por
P . L . Balligand, M.A. Khan, R. Krymm, D. Kuhn, O . E . Pedersen y
J . C . Webb, funcionarios de la Secretaría del Organismo Internacional
de Energía Atómica.)
La explotación de los reactores de potencia se extiende cada vez más en diferentes partes del mundo.
En junio de 1962, funcionaban en seis países 19 centrales quipadas con cinco tipos de reactor, con una
capacidad total de 1 6Ü0 MW. Se prevé que a fines
de 1963 funcionarán 55 centrales en diez países, con
una capacidad total de 4 500 MW. Dentro de tres años
es probable que la capacidad total ascienda a 9 500
MW, y que a fines del actual decenio sea de 15 000 a
18 000 MW.
los Estados Unidos, este tipo de reactor se considera
actualmente como el más evolucionado en cuanto a
conocimientos y tecnología. La experiencia práctica
adquirida en los Estados Unidos con las centrales nucleoeléctricas de agua a presión de Shippingport y
Yankee es muy alentadora. Actualmente funcionan
reactores de agua a presión que producen en conjunto
400 MW; otros, con una capacidad global de unos 500
MW, se están construyendo en los Estados Unidos, la
Unión Soviética, Italia y Bélgica.
A muchos países en vfas de desarrollo les interesa determinar el momento más oportuno para emprender sus programas de reactores de potencia. En
un solo documento no es posible, desde luego, r e s u mir los datos que para ello se precisan, pero puede
obtenerse cierta orientación en el análisis o interpretación de dichos datos, examinando sucesivamente las
características técnicas de los diferentes reactores
de potencia, sus aspectos económicos, los materiales
necesarios para producir la energía nucleoelectrica
y las medidas que ha de adoptar un país interesado
en la ejecución de un programa de este tipo de energía.
Otro tipo de reactores refrigerados por agua, el
de agua hirviente, se ideó más tarde que el reactor
de agua a presión, pero ha evolucionado muy rápidamente. En la actualidad funcionan reactores de agua
hirviente que producen 350 MW en conjunto, y se e s tán construyendo otros con una capacidad total de 650
MW en los Estados Unidos, la Unión Soviética, Italia,
Japón y la República Federal de Alemania. Los r e sultados logrados con esas centrales son muy s a t i s factorios.
Los reactores de potencia que han de tomarse en
consideración pueden dividirse en t r e s grandes c a tegorías, a saber: a) reactores de potencia que ya
se utilizan comercialmente; b) reactores de potencia prometedores para un futuro próximo; y, c) r e actores de potencia de tipo avanzado cuya adaptación
a las condiciones industriales exigirá todavía a m plios estudios tecnológicos y experimentales.
Reactores de p o t e n c i a
que ya se utilizan comercialmente
Este grupo comprende los reactores refrigerados por agua y alimentados con uranio enriquecido,
a s í como los reactores refrigerados con gas y a l i mentados con uranio natural. Pueden adquirirse en
la actualidad mediante contrato a precio fijo y listos
para su funcionamiento, con garantías adecuadas en
cuanto a su rendimiento.
Entre los r e a c t o r e s refrigerados por agua, los
de agua a presión han alcanzado un vasto desarrollo
en los Estados Unidos y en la Unión Soviética. En
Los reactores de agua hirviente y de agua a p r e sión de tipo corriente producen vapor saturado atemperaturas relativamente bajas. Ello exige el empleo
de grandes turbinas especiales que son bastante costosas. Se espera que cuando produzcan vapor sobrecalentado en lugar de vapor saturado, los reactores
ofrezcan ventajas de orden económico. El sobrecalentamiento nuclear puede utilizarse en los reactores
de agua a presión, de agua hirviente y en otros tipos
de reactores. Los experimentos realizados enlaprimera central nucleoelectrica de la Unión Soviética
han demostrado la viabilidad técnica del sobrecalentamiento nuclear. En la región de los Urales se está
construyendo una central nucleoelectrica con reactor e s dotados de sobrecalentadores nucleares. En los
Estados Unidos se están ejecutando varios proyectos
para demostrar prácticamente el interés técnico de
los reactores con sobrecalentamiento nuclear.
Los reactores refrigerados por gas se han p e r feccionado principalmente en el Reino Unido y en
Francia. La capacidad total instalada de tales r e a c tores ha llegado a 754 MW, y ascenderá a 4 000 MW
en 1966, con lo que este tipo de reactor será el más
importante en lo que a capacidad instalada se refiere.
3
combustibles para recuperar el plutonio. Esta c a r a c - .
terfstica tal vez sea interesante para los países en
vías de desarrollo que poseen r e c u r s o s propios de
uranio natural.
Los resultados obtenidos con el primer prototipo
de reactor de potencia de este tipo, el NPD del Canadá, son alentadores; en dicho país se espera t e r minar la construcción en 1964 de un reactor de potencia de 200 MW(e), elCANDU. Igualmente se construyen reactores de agua pesada en Suecia y en los
Estados Unidos. Entre las variantes que se están ensayando, figuran modelos de agua pesada con r e f r i gerante orgánico en Canadá, Italia y España, un r e actor de agua pesada refrigerado por gas én Checoeslovaquia, y otro del mismo tipo en Francia.
V i s t a del reactor refrigerado por gas, de tipo
avanzado ( A G R ) construido en W i n d s c a l e ( R e i n o
U n i d o ) . Se u t i l i z a n elementos combustibles de
oxido de uranio revestidos de acero i n o x i d a b l e a
fin de que el reactor pueda funcionar con una
temperatura de s a l i d a del gas superior en mas
de 200° C a l a o b t e n i d a en Calder H a l l (fotografi'a:
Comisión de E n e r g í a A t ó m i c a del Reino Unido)
La experiencia adquirida con los reactores refrigerados por gas, moderados con grafito y alimentados
con uranio natural, demuestra sus buenas condiciones
de funcionamiento y la posibilidad de perfeccionarlos.
El reactor refrigerado con gas de tipo avanz ado (AGR)
del Reino Unido, y el reactor EGCR refrigerado con
helio de los Estados Unidos constituyen perfeccionamientos notables respecto de los reactores anteriores
pertenecientes a la misma categoría. También se
han construido, por ejemplo en Alemania Occidental,
reactores semihomogéneos refrigerados por gas y
alimentados con carburo y óxido de uranio enriquecido.
Nuevos tipos prometedores
p a r a un futuro próximo
Esta categoría comprende modelos que ya han r e basado ampliamente la etapa experimental y que se
están estudiando en forma de centrales nucleares p r o totipo. Puede preverse que estos reactores comenzarán a aplicarse comercialmente en la segunda m i tad del decenio 1960-1969, siempre que los resultados
obtenidos con los prototipos sean satisfactorios. Esta
categoría comprende los reactores de agua pesada,
los reactores de moderador orgánico y los reactores
de sodio y grafito. La ventaja del primer tipo es que
emplea agua pesada como moderador y refrigerante
y permite utilizar uranio natural como combustible
y alcanzar un elevado grado de combustión. Gracias
a ello, no hay necesidad de regenerar los elementos
4
Los reactores de moderador orgánico utilizan como moderador y refrigerante un compuesto orgánico,
lo que les confiere ciertas ventajas. P o r ejemplo,
los compuestos orgánicos no reaccionan con el u r a nio ni con el acero al carbono, lo que permite e m plear materiales de construcción tradicionales. Por
otra parte, este sistema adolece del inconveniente
de que los compuestos orgánicos se descomponenpor
acción de las radiaciones, de modo que es preciso
reponerlos. En los reactores de este tipo pueden introducirse mejoras tales como el empleo de compuestos orgánicos que ofrezcan mayor resistencia a
la descomposición radiolítica. La explotación del r e actor Piqua de moderador orgánico en los Estados
Unidos facilitará datos valiosos sobre la viabilidad
del sistema para su empleo en una central.
Entre los sistemas capaces de generar vapor a
temperatura y presión elevadas p a r a accionar t u r binas corrientes, los reactores de sodio y grafito parecen ofrecer posibilidades prácticas. La primera
central nuclear de este tipo (Hallam, Estados Unidos,
de 75 MW(e)), comenzó afuncionar en octubre de 1962.
Es probable que en los Estados Unidos se construya
una gran central del mismo modelo, de 300 MW(e),
a fines del decenio 1960-1969. En estos sistemas se
aprovechan las excelentes propiedades de t r a n s m i sión de calor del sodio, que es capaz de extraer grandes cantidades de calor del reactor y generar vapor
sobrecalentado por medio de un intercambiador de calor. Debido a la baja presión que reina en el s i s t e ma, puede prescindirse de la estructura de confinamiento. Presenta el inconveniente de que reacciona
con el agua y con el aire y de que se torna radiactivo.
Reactores de potencia de tipo a v a n z a d o
Esta categoría comprende un número bastante
grande de reactores de tipo avanzado que se encuentran aún en las primeras fases de su estudio y que
exigen gran cantidad de datos tecnológicos y amplia
experiencia antes de que se pueda determinar su aptitud para aplicaciones industriales en gran escala.
Se estima que la mayoría de estos reactores no p o -
tante uranio-233 por irradiación del torio por los neutrones liberados durante la fisión del uranio-235 o del
plutonio, el reactor no necesitará más material fisionable; a medida que se aporte más torio al reactor, éste producirá su propio combustible en forma
de uranio-233.
Maqueta del reactor C A N D U de D o u g l a s P o i n t ;
se t r a t a del primer reactor de p o t e n c i a ( 2 2 0 MW(e))
de grandes dimensiones del C a n a d a . Es del tipo
de agua p e s a d a a presión y u t i l i z a uranio natural
como combustible ( f o t o g r a f í a : Atomic Energy
of C a n a d a , L t d . )
drán construirse con fines comerciales antes del ano
1970.
A esta categoría pertenecen los reactores acuosos homogéneos, los reactores de sales fundidas, los
reactores reproductores rápidos y los térmicos, etc.
Revisten especial interés los reactores r e p r o ductores que generan una cantidad de material fisionable mayor que la presente en un principio, de manera que al terminar el ciclo se registra una ganancia neta de material fisionable. Ello se consigue
transformando el torio, que no es fisionable, en uranio-233, que es un isótopo fisionable,o transformando el uranio-238, no fisionable -que constituye más
del 99 por ciento del uranio natural- en plutonio. En
ambos casos, la transformación se debe a la absorción de neutrones por el material no fisionable; el
reactor reproductor tiene por objeto lograr que un
número suficiente de neutrones liberados durante el
proceso de fisión sean capturados por el torio o el
uranio-238. Los reactores caracterizados por energías neutrónicas elevadas, por ejemplo, los reactor e s en los que los neutrones no son moderados, se
denominan reactores reproductores rápidos, mientras que aquellos en que los neutrones se moderan y,
por tanto, son lentos, se conocen por el nombre de
reactores reproductores térmicos.
La posibilidad de utilizar el torio y el uranio natural como base de un programa de desarrollo de la
energía nucleoeléctrica ofrece particular interés para aquellos países que poseen abundantes yacimientos de minerales de torio y de uranio. Un país que
dispone de abundantes recursos de torio podrá ejecutar un programa de desarrollo de la energía nuclear gracias a los reactores basados en el ciclo del
torio/uranio-233. Una vez que se ha producido bas-
En la actualidad, el torio se emplea como material fértil (es decir, material que permite obtener
combustible nuclear) en algunos reactores de potencia experimentales, por ejemplo, el reactor de torio
de la Consolidated Edison, de 255 MW y el reactor
de Elk River, de 20 MW, ambos en los Estados Unidos. El reactor DRAGON, instalado en el Reino Unido, y el HTGR, de los Estados Unidos, que han de
comenzar a funcionar en 1964, se basan en la utilización de uranio-235 y carburos de torio; se espera
que una parte considerable del calor generado en e s tos reactores proceda del uranio-233 formado a p a r tir del torio. Todos los reactores que se acaban de
mencionar presentan un carácter esencialmente experimental y mediante su explotación se confía reunir
valiosas informaciones sobre ciertos aspectos, aún
insuficientemente conocidos, de la tecnología de los
reactr -es reproductores del tipo torio/uranio, pero
t r a n s c u r r i r á cierto tiempo antes de que se exploten
en escala industrial.
Como el plutonio puede producirse a partir del
uranio-238 en los reactores de uranio natural, es factible iniciar la ejecución de un programa de energía
nucleoeléctrica sobre la base del consumo de uranio
natural y producir luego una cantidad de plutonio suficiente, para poder emplear los reactores reproductores de plutonio/uranio.
En los últimos tiempos, se ha hecho cada vez más
evidente la conveniencia de r e c u r r i r , a la larga, al
plutonio como combustible para los reactores de potencia. Por tal motivo, en varios países se realizan
actualmente investigaciones y se ejecutan programas
de estudio de los siguientes problemas: elaboración
de elementos combustibles a base de plutonio, p r e paración de procedimientos de control a distancia para la recuperación del combustible consumido,y nueva elaboración de elementos combustibles de plutonio,
etc. El valor del plutonio como combustible nuclear
quedará determinado por el costo de estas operaciones de elaboración y por el rendimiento y la duración
de dichos combustibles, comparados con los que se
utilizan en el ciclo del uranio enriquecido.
Ya se han construido, o se están por terminar,
varios reactores experimentales a base de plutonio.
Desde 1959 se viene explotando en la Unión Soviética
el reactor BR-5, y se proyecta construir otros reactores rápidos de plutonio de mayor potencia (250 y
1 000 MW). En los Estados Unidos se colocará un segundo cuerpo con combustible de plutonio en el reactor reproductor experiment al-2, de 16,5 MW; el r e actor LAMPRE, en el que se utiliza plutonio fundido,
5
de 500 MW(e), asciende a unos 280 dólares por kilovatio instalado. Los reactores refrigerados por agua
de una potencia de 300 MW cuestan de 200 a 250 dólares por kilovatio instalado. Por lo que respecta a
los reactores de menor potencia, los esfuerzos r e a lizados en el estudio de diversos sistemas están dando ya algunos resultados. No obstante, son tantos los
tipos de reactor estudiados que su costo de capital varía entre 380 y 600 dólares por kilovatio instalado,
siendo, al parecer, los reactores de agua ligera y
moderador orgánico los que mejores perspectivas
ofrecen.
Central
nucleoeléctrica
"Enrico
Fermi ", de
Lagoon B e a c h , M i c h i g a n ( E s t a d o s Unidos de
A m é r i c a ) . E s t a p r o y e c t a d a para que d e s a r r o l l e una
potencio de 60 MW(e), y cuenta con un reactor
reproductor rápido que u t i l i z a uranio altamente
enriquecido
se encuentra en funcionamiento desde 1961. El r e a c tor de plutonio moderado con agua (Recycle Test F a cility) se aprovecha para obtener datos acerca de la
posibilidad de recircular el plutonio. Por otra parte,
se espera que el reactor francés RAPSODIE, en el
que se utiliza óxido de uranio y óxido de plutonio, a l cance la criticidad en 1964.
Se supone que todos los reactores mencionados y
otras instalaciones experimentales permitan obtener
los datos esenciales necesarios para la construcción
de reactores reproductores en escala comercial que
puedan comenzar a explotarse a principios del decenio 1970-1979. En algunos países, se presume que
un número considerable de las centrales nucleoeléctricas que se construyan después del año 1975 se basarán en la utilización de reactores reproductores r á pidos del tipo plutonio/uranio.
Aspectos económicos
.Los progresos realizados con los reactores de potencia son de tal naturaleza que se supone que ciertos
tipos de reactor construidos con arreglo a los conocimientos tecnológicos más recientes pueden ya competir con las modernas centrales eléctricas en aquellas regiones en que el precio del combustible t r a d i cional es de unos 40 centavos de dólar por millón de
BTU (1,60 dólares por millón de kilocalorfas). Este
es el precio corriente en varias regiones alejadas de
los yacimientos de carbón o de petróleo.
Los principales componentes del costo de la energía nucleoeléctrica son el costo de capital, el costo
del ciclo del combustible y los costos de explotación
y mantenimiento de la central. Todos ellos varían
considerablemente según el tipo de reactor.
El costo de capital de los reactores moderados
por grafito y refrigerados por gas, de una potencia
6
El costo del ciclo del combustible oscila actualmente entre 2 y 4 mills/kWh (kilovatio-hora) páralos
reactores de agua ligera refrigerados por gas. Para
los reactores de agua pesada del tipo CANDU, el costo previsto del ciclo del combustible es de 1, 2 milis/
kWh aproximadamente. Pero estas cifras debenconsiderarse siempre teniendo en cuenta los factores que
inciden en el costo del ciclo del combustible nuclear,
que son radicalmente distintos de los correspondientes a los combustibles tradicionales y que varían,
además, según el reactor. En una central clásica,
el costo del abastecimiento en combustible coincide
esencialmente con el costo del combustible consumido, mientras que en una central nuclear el costo del
uranio consumido es solamente uno de los componentes del costo del abastecimiento y, en la mayoría de
los casos, es inferior al costo de preparación y elaboración del combustible. Además, en la mayorparte de los sistemas, el crédito por el plutonio contenido en los elementos combustibles irradiados es un
factor importante del costo total del combustible.
Así, en los reactores refrigerados por gas, el
costo del uranio consumido puede s e r de 0, 8 a l milis/
kWh, mientras que el costo de su elaboración puede
ser de 1, 3 a 1, 7 mills/kWh y el crédito por el plutonio de 0, 8 a 1 mills/kWh. Para los reactores de agua
ligera, el costo del uranio consumido podrá oscilar
entre 1 y 2 mills/kWh, el costo de elaboración entre
1 y 2, 5 mills/kWh y el crédito por el plutonio entre
0, 4 y 0, 8 mills/kWh. En el caso de los reactores de
agua pesada con uranio natural como combustible,
para los cuales no se regenera el combustible agotado ni existe un crédito por el plutonio, el costo del
uranio consumido podrá oscilar entre 0, 4 y 0, 5 milis/
kWhy el costo de elaboración entre 0, 7 y 1 mills/kWh.
No se han determinado aún con exactitud los costos de explotación y mantenimiento de las centrales
nucleoeléctricas, pero se supone que oscilarán entre
0,7 y 1,2 mills/kWh.
Basándose en el costo del combustible, enlos gastos de explotación y en estimaciones de los gastos
anuales de capital y del porcentaje de la potenciatotal de la central que se utilizará durante el año, se
puede calcular el costo de producción de la e l e c t r i cidad por kilovatio-hora. Si se adoptan como valores
razonables un 10 por ciento anual para los gastos de
capital y un 80 por ciento para el factor de carga, el
costo de producción oscilará entre 6 y 8 mills/kWh
en las centrales de 300 MW y entre 9 y 12 mills/kWh
en las centrales de 50 MW. Estas cifras se dan s o lamente a título indicativo, y están sujetas a las re servas que se exponen a continuación.
El costo medio de producción durante la vida útil
de una central nucleoeléctrica está sujeto a un cierto
número de factores de incertidumbre que abarcan un
margen mucho más amplio que los que afectan a la
explotación de una central clásica. En la mayor parte de los casos, el constructor de la central nucleoeléctrica puede indicar e incluso garantizar un costo
máximo partiendo de las condiciones del momento,
pero el costo mínimo es más difícil de calcular.
La dificultad mayor al calcular el costo total de
un proyecto de desarrollo de energía nucleoeléctrica
se debe a la incertidumbre respecto del costo futuro
del combustible. El costo del combustible no está solamente determinado por el precio del combustible
nuevo; también hay que tomar en consideración la
cantidad de energía que puede extraerse del combustible antes de que haya de ser regenerado o evacuado
y los gastos que exige su preparación y elaboración.
Existen, además, algunas dificultades de orden formal debidas al hecho de que se incluyan u omitan determinados elementos en el costo indicado por los
constructores de reactores. Otro problema arduo es
el de la extrapolación de los costos calculados para
un país determinado a las condiciones que prevalecen
en otro país.
Suponiendo que todos los datos iniciales hayan s i do calculados con precisión suficiente, se plantea el
problema de deducir de ellos el costo de producción
por kilovatio-hora. Aquí se tropieza de nuevo con
factores de incertidumbre de orden técnico, económico y contable. En lo que atañe a los factores t é c nicos, tanto la vida útil de la central como el factor
de carga, que intervienen en el costo de producción,
deben calcularse por ahora a partir de suposiciones,
ya que ningún reactor de potencia ha sido explotado
aún durante la totalidad de su vida útil prevista. Las
suposiciones generalmente adoptadas (vida útil: 20
años; factor de carga: 80 por ciento) son de c a r á c ter prudencial. Análoga importancia tiene la posibilidad de que la producción de energía sea sensiblemente mayor que la prevista, lo que reduciría p r o porcionalmente el costo de capital unitario. Entre
los factores económicos, la tasa de interés utilizada
en el cálculo desempeña un papel decisivo. Una tasa
de interés elevada tendrá una repercusión favorable
en aquella centrales en que los gastos de inversión
sean relativamente bajos, y el costo del combustible,
bastante elevado, mientras que.una tasa de interés
reducida s e r á favorable en el caso de aquellas centrales en que los gastos de inversión sean elevados
y el costo del combustible bajo. Por lo que respecta
a las cuestiones de contabilidad, la determinación de
V i s t a del reactor de agua rtirviente S E N N , de
160 MW(e),
cuya
construcción en Garellano
( I t a l i a ) esta a punto de t e r m i n a r s e ( f o t o g r a f í a :
General E l e c t r i c C o . )
los costos de producción se complica debido a la existencia de diferentes métodos de cómputo. (Estos métodos ae examinan en detalle en el docume nto del OIEA
titulado: "Introduction to the Methods of Estimating
Nuclear Power Generating Costs".)
Una vez calculados los costos, es necesario compararlos con los de otros sistemas de producción de
energía. Los costos de producción calculados para
dos o más centrales de rendimiento idéntico pero con
costos de capital, de combustible y de explotación y
mantemiento distintos, sólo permitirán comparar las
ventajas que desde el punto de vista económico dichas
centrales ofrecen si se espera que proporcionen los
mismos servicios a la red de energía en que hayan de
utilizarse. Esta salvedad es importante, especialmente cuando se t r a t a de comparar una central nucleoeléctrica con una central clásica, ya que en la
mayor parte de los casos esas dos centrales no se explotarán en la misma forma durante toda su vida útil.
M a t e r i a l e s necesarios para la producción
de energía nucleoeléctrica
Entre los materiales necesarios para la producción de energía nucleoeléctrica, figuran no sólo los
combustibles nucleares, sino muchos otros que se
utilizan como moderadores, refrigerantes, materiales de revestimiento, estructurales y para las barras
de control.
El principal combustible y, hasta ahora, el único
que tiene importancia práctica, es el uranio. Se e s tudia la posibilidad de utilizar el torio y con ese fin
se están realizando muchas investigaciones en el mundo entero. Como moderadores se utilizan principalmente sustancias no metálicasr tales como agua ligera, agua pesada, compuestos orgánicos y grafito;
pero se está estudiando la posibilidad de emplear con
7
el mismo propósito el berilio. Los refrigerant es utilizados para el intercambio de calor comprenden el
agua ligera, el agua pesada, compuestos orgánicos,
gases -anhídrido carbónico, nitrógeno, helio- y m e tales líquidos tales como el sodio. Entre los m a t e riales para las barras de control, figuran el cadmio
y el boro, mientras que los de revestimiento comprenden las aleaciones de magnesio, las aleaciones
de circonio, el acero inoxidable, el aluminio, el berilio y el niobio.
De todos estos materiales, el uranio es probablemente el que se necesitará en grandes cantidades.
No obstante, si las investigaciones que actualmente
se realizan dan buenos resultados, quizás se n e c e siten también cantidades considerables de torio y de
berilio.
Los principales yacimientos conocidos de minerales uraníferos se encuentran en el Canadá, Sudáfrica, los Estados Unidos y Francia; existen yacimientos menos importantes, pero con valor comercial,
en Australia, el Congo, Portugal, Japón, Madagas car, Argentina y México. Las reservas conocidas de
uranio económicamente explotables son del orden de
un millón de toneladas*- La producción mundial tiende actualmente a decrecer; en 1961 fue de 35 000 toneladas. Los principales países productores fueron
los Estados Unidos, el Canadá y Sudáfrica, con 17 350,
9 720 y 5 100 toneladas de óxido de uranio (U30 8 ),
respectivamente. El resto de la producción c o r r e s pondió a Francia, Australia, Madagascar, Gabon y
Portugal.
Es muy posible que en los ocho o diez próximos
años, el consumo sea inferior a la capacidad de producción. Es difícil evaluar la demanda futura de uranio debido a la incógnita que representan las necesidades militares, a las que corresponde actualmente
la mayor proporción del consumo.
En la India, el Brasil, Ceilán y Australia existen
abundantes depósitos de arenas torfferas y los yacimientos de uranio del Canadá contienen importantes
reservas de torio. Las r e s e r v a s totales conocidas
de torio en los depósitos ya explorados son del orden
del millón de toneladas, y es dudoso que el consumo
anual sea actualmente superior a 1 000 toneladas.
La producción y el consumo de berilo (con un contenido de un 11 por ciento de óxido de berilio a p r o ximadamente) son del orden de 10 000 toneladas por
año y según una evaluación un tanto a r b i t r a r i a , las
reservas mundiales conocidas son de 14 000 toneladas de óxido de berilio contenido. En las condiciones
actuales, y teniendo en cuenta la posibilidad de que
aumente la demanda de berilio, cabe suponer que las
reservas y la producción serán insuficientes para satisfacerla.
Las cifras de esta sección
correspondientes
a los
materiales no incluyen a Europa oriental, la Unión Soviética y la República Popular de China, sobre los que
no se dispone de datos
numéricos.
8
Conclusiones y medidas
que c o n v i e n e a d o p t a r
Del precedente estudio del estado de la energía
nucleoeléctrica desde el punto de vista técnico, y de
los datos disponibles sobre costos, pueden s a c a r s e
las siguientes conclusiones:
a) Se ha demostrado la posibilidad de producir
electricidad en escala industrial mediante d i versos tipos de reactor que funcionan en condiciones de gran seguridad y con factores de
utilización elevados. Esta posibilidad s e r á
confirmada en breve para otros diversos tipos
que entrarán en funcionamiento en un futuro
próximo;
b) En lo que atañe a los gastos probables de p r o ducción de energía, algunos de los reactores
de gran potencia que se están construyendo en
los países adelantados podrán competir con las
centrales clásicas de la misma potencia en
aquellas regiones en que el costo del combustible sea relativamente elevado;
c) El esfuerzo intensivo realizado para el desarrollo de reactores de menor potencia (del orden de los 50 MW) está produciendo importantes resultados. La variedad de los sistemas
investigados ofrece una gama bastante amplia
de costos, todos los cuales son considerablemente superiores a los de los r e a c t o r e s de
gran potencia;
d) La cuestión del establecimiento de centrales
nucleoeléctricas en los países en vías de desarrollo que disponen de recursos limitados
de energía tradicional, no es ya una mera
cuestión de principio, sino de saber determinar el momento oportuno para la utilización
de una central de ese tipo;
e) Escoger ese momento oportuno es un problema de fundamental importancia de cuya solución depende la posibilidad de invertir grandes
capitales con la mayor eficacia posible. Esta
solución debe estar basada en un análisis minucioso de los recursos energéticos del país,
de las previsiones sobre la demanda de energía eléctrica y de los gastos de ejecución de
los demás planes encaminados a satisfacer esa
demanda. Debe tenerse en cuenta asimismo
el período relativamente largo necesario para
poner en funcionamiento una central nucleoeléctrica, así como la importancia de esa cent r a l para el futuro programa de energía nucleoeléctrica del país de que se t r a t e .
Suponiendo que un país en vías de desarrollo esté
interesado en la posibilidad de aplicar la energía nucleoeléctrica, conviene que conozca perfectamente
las medidas que deben adoptarse antes de proceder
a la construcción de una central. Tanto las condicio-
n e s c o m o l a s n e c e s i d a d e s y e l e s t a d o de d e s a r r o l l o
difieren c o n s i d e r a b l e m e n t e de un pafs a o t r o . De t o dos m o d o s , a l g u n a s de l a s e t a p a s m á s i m p o r t a n t e s
que hay que r e c o r r e r son comunes en la m a y o r p a r t e
de los c a s o s . E s a s etapas son l a s s i g u i e n t e s :
a) E s t u d i o g e n e r a l de los r e c u r s o s e n e r g é t i c o s
del pafs, t a l e s como la e n e r g í a h i d r á u l i c a , e l
carbón, el p e t r ó l e o y el g a s ;
b) Evaluación de la demanda de energfa e l é c t r i c a
y p r e p a r a c i ó n de un plan a largo plazo p a r a s a t i s f a c e r l a . (Así s e podrá calcular la capacidad
s u p l e m e n t a r i a que debe i n s t a l a r s e y el m o m e n to en que conviene h a c e r l o . ) ;
c) Evaluación del costo inicial, de los gastos de
explotación y del c o s t o de p r o d u c c i ó n de l a s
centrales clásicas necesarias para atender a
la d e m a n d a p r e v i s t a y c o m p a r a c i ó n p r e l i m i n a r de e s t o s costos con los de una c e n t r a l n u c l e o e l é c t r i c a . (Si e s t a c o m p a r a c i ó n p r e l i m i n a r ofrece p e r s p e c t i v a s a l e n t a d o r a s p a r a una
c e n t r a l nuclear, conviene p r o c e d e r a una c o m paración económica d e t a l l a d a . ) ;
d) O t r a s comparaciones detalladas e n t r e la e n e r gía t r a d i c i o n a l y la e n e r g í a n u c l e o e l é c t r i c a .
(Hay que t e n e r en cuenta d i v e r s o s f a c t o r e s , t a -
les como el financiamiento, la t a s a de i n t e r é s ,
los g a s t o s en moneda nacional y en divisas e x t r a n j e r a s , la extrapolación de los costos a l a s
condiciones l o c a l e s , la contribución de la i n d u s t r i a nacional y los s e r v i c i o s y m a t e r i a l e s
que p u e d e n o b t e n e r s e en e l p a í s . ) ;
e) Si una c o m p a r a c i ó n económica exhaustiva r e sulta favorable p a r a la e n e r g í a n u c l e o e l é c t r i ca, deben e s t u d i a r s e l a s m e d i d a s n e c e s a r i a s
p a r a su financiamiento antes de solicitar ofert a s i n t e r n a c i o n a l e s con a r r e g l o a un pliego de
condiciones;
f) E s t u d i o detenido de l a s o f e r t a s con ayuda de
los e x p e r t o s y c o n s u l t o r e s n e c e s a r i o s ;
g) Aparte de e s o s estudios, puede r e s u l t a r n e c e s a r i o o c u p a r s e de o t r a s cuestiones, por e j e m plo, la l e g i s l a c i ó n r e l a t i v a a la e n e r g í a a t ó m i c a y la ejecución de un p r o g r a m a de f o r m a ción p a r a ' e l p e r s o n a l técnico.
Hay que p r e v e r p o r lo m e n o s cuatro anos p a r a la
c o n s t r u c c i ó n y p u e s t a en s e r v i c i o de una c e n t r a l n u c l e o e l é c t r i c a y unos dos o t r e s años p a r a l a s i n v e s tigac-">nes y e s t u d i o s i n i c i a l e s . P o r su p a r t e la e j e cución de un proyecto de c e n t r a l t é r m i c a de tipo t r a dicional exige unos cinco a ñ o s .
MEDICIONES NEUTRONICAS
E s s o r p r e n d e n t e que l o s n e u t r o n e s , a l o s que s e
deben l a fisión n u c l e a r y l a p r o d u c c i ó n de r a d i o i s ó topos y , p o r c o n s i g u i e n t e e s e n c i a l m e n t e t o d a s l a s
aplicaciones p r á c t i c a s de l a energfa atómica, figuren
todavía e n t r e l a s p a r t í c u l a s m á s difíciles de d e t e c t a r
y m e d i r . L a dificultad s e d e b e , por s u p u e s t o , a que
c a r e c e n de c a r g a e l é c t r i c a . A diferencia de l a s p a r tículas cargadas (electrones, protones o partículas
alfa), no c a u s a n p o r s í m i s m o s ionización alguna en
l a m a t e r i a que a t r a v i e s a n ; su p r e s e n c i a sólo puede
detectarse indirectamente, gracias a otras partícul a s con l a s que chocan poniéndolas en m o v i m i e n t o , o
a l a s a l t e r a c i o n e s de l a s p r o p i e d a d e s q u í m i c a s y f í s i c a s de l a s s u s t a n c i a s que l o s a b s o r b e n .
El c a r á c t e r fugaz de los neutrones se previo cuando R u t h e r f o r d s o s p e c h ó p o r vez p r i m e r a su e x i s t e n c i a e n 1920. Supuso que existfa una p a r t í c u l a n e u t r a
y a d v i r t i ó q u e , por c a r e c e r de c a r g a , no s e r í a a f e c t a d a en absoluto p o r un c a m p o e l é c t r i c o y a t r a v e s a r í a fácilmente b a r r e r a s s ó l i d a s . "Será probablemente c a p a z " , dijo, "de m o v e r s e l i b r e m e n t e a t r a v é s de
l a m a t e r i a . . . y t a l vez s e a i m p o s i b l e c o n t e n e r l a en
un r e c i p i e n t e h e r m é t i c o . " No e s s o r p r e n d e n t e que
cuando, diez años m á s t a r d e , Bothe y B e c k e r h a l l a r o n p r u e b a s de l a e x i s t e n c i a de una r a d i a c i ó n de e x t r a o r d i n a r i o poder de p e n e t r a c i ó n , emitida por el b e r i l i o b o m b a r d e a d o con r a y o s alfa, p e n s a r a n que s e
t r a t a b a de una forma e s p e c i a l de r a y o s g a m m a . P e r o ,
s i s e a c e p t a b a e s t a h i p ó t e s i s , l a i n t e r a c c i ó n de e s t a
radiación con la m a t e r i a , investigada por F r e d e r i c
Joliot e I r e n e C u r i e , no cumplía l a s leyes físicas c o n o c i d a s , y e l m i s t e r i o no s e a c l a r ó d e f i n i t i v a m e n t e
sino cuando Chadwick formuló su i n t e r p r e t a c i ó n , s e gún la cual e s t a r a d i a c i ó n s e componía de p a r t í c u l a s
desprovistas de c a r g a .
D e s d e que R u t h e r f o r d p r e d i j o l a e x i s t e n c i a del
n e u t r ó n h a s t a s u d e s c u b r i m i e n t o t r a n s c u r r i e r o n 12
a ñ o s , p e r o t a n p r o n t o fue d e s c u b i e r t o , s e c o n v i r t i ó
e n e l i n s t r u m e n t o m á s ú t i l p a r a l a e x p l o r a c i ó n del
á t o m o . Su d e s c u b r i m i e n t o tuvo l u g a r e n 1932; y a
en 19 34 se utilizó p a r a p r o d u c i r d i v e r s o s isótopos r a d i a c t i v o s d e e l e m e n t o s e s t a b l e s , en 19 39, p a r a e s c i n d i r e l á t o m o de u r a n i o en e x p e r i m e n t o s de l a b o r a t o r i o y , a fines de 1942, c o m o i n s t r u m e n t o p a r a
o b t e n e r l a p r i m e r a r e a c c i ó n n u c l e a r en cadena a u t o iucuitenida y l a l i b e r a c i ó n c o n t r o l a d a de e n e r g í a n u 9