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CENTRALES NUCLEARES
De forma casi universal la electricidad se produce, gracias a un principio
mecánico, haciendo girar el rotor de un alternador.
La obtención del calor a partir de un combustible nuclear se basa en la ruptura del
uranio 235, que puede dividirse bombardeándolo con neutrones.
Cuando un neutrón golpea un núcleo U235, éste se parte en dos y libera una
gran cantidad de calor, radiación
gamma y dos o tres neutrones nuevos.
En un reactor nuclear, se dispone todo
de forma que, cuando se rompe un
núcleo, uno de los neutrones liberados
golpea otro núcleo de uranio a la
velocidad adecuada y hace que también
se rompa, y así sucesivamente. Además,
la reacción en cadena se controla para
que la producción de calor no supere los
límites fijados.
FUNCIONAMIENTO
El vapor que alimenta la turbina puede ser producido directamente en el interior de
la vasija del reactor (en los reactores de agua en ebullición) o en un cambiador
denominado generador de vapor (en los reactores de agua a presión).
La vasija del reactor contiene el combustible y las barras de control, que están
hechas de material absorbente de neutrones y sirven para detener la fisión en
cadena. Una vez cargado el reactor se extraen las barras de control hasta llevarlo a
estado ligeramente supercrítico. En esta situación comienza a aumentar el número
de fisiones y de neutrones en el reactor y por tanto la potencia generada. Cuando
se alcanza el ritmo de producción de energía (nivel de potencia) deseado se
detiene la extracción de las barras de control y el reactor alcanza el estado critico.
Es decir un nivel de potencia estable.
El principio de una central nuclear es, pues, muy sencillo. Es la tecnología
aplicada la que es compleja debido a los fenómenos en juego y las potencias
necesarias para asegurar en todo momento, tanto la seguridad de los trabajadores y
de la población como la protección del medio ambiente.
COMPONENTES
Núcleo del reactor
Es la zona en la que se encuentran las barras de combustible y las barras de
control rodeadas por el moderador, en una distribución adecuada, de modo que
cuando éstas últimas están insertadas la reacción nuclear se detiene. La
reacción se inicia al retirar las barras de control.
Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están diseñados de
tal modo que éstas se inserten (entran) en determinadas circunstancias, dando
lugar a lo que se llama parada automática o disparo.
El núcleo está refrigerado por el fluido, casi siempre agua, del circuito
principal que actúa además, en la mayoría de los casos, como moderador de
los neutrones. El núcleo se contiene en una vasija de presión de acero que está
dentro de un blindaje biológico (barrera de hormigón).
COMPONENTES
Combustible
En una central nuclear el combustible es, generalmente, óxido de uranio, un
elemento de origen natural que se encuentra con frecuencia en la corteza
terrestre.
En casi todas las centrales que están en funcionamiento, se emplea uranio 235
ligeramente enriquecido, con un grado de enriquecimiento que oscila entre el
3% y el 5%.
Este material se encuentra en forma de pastillas cerámicas cilíndricas que se
introducen en el interior de una vaina o envoltura metálica de unos 4 metros de
longitud, formando las barras de combustible. Dichas barras se agrupan a su
vez en haces cuadrados, llamados elementos combustibles. El núcleo de un
reactor PWR contiene unos 150 de estos elementos combustibles, situados en
el interior de la vasija.
COMPONENTES
Sistema de control y protección del reactor
Para vigilar y controlar el funcionamiento del reactor se dispone de
instrumentación para medir el flujo neutrónico del reactor, la temperatura y
presión del refrigerante y otra serie de parámetros de proceso. Cuando alguno
de estos parámetros se desvía del rango normal de operación, actúan los
sistemas de control para devolver el parámetro a su rango de operación. En
caso de que persista la perturbación y se alcancen unos valores prefijados,
actúa automáticamente el sistema de accionamiento de las barras de control
que hace que éstas se inserten, extinguiendo la reacción nuclear y dando lugar
a lo que se llama parada automática o disparo.
Sistema de contención
El edificio de contención o edificio del reactor contiene a éste y el circuito de
refrigeración principal. Es un recinto resistente a la presión y está diseñado
para prevenir el posible escape de productos radiactivos al exterior, tanto en
condiciones normales como en emergencias y para resistir el impacto que
pudieran causar los sucesos o accidentes exteriores a la propia central.
COMPONENTES
Sistema de refrigeración
La reacción nuclear controlada, que tiene lugar en el combustible, desprende
gran cantidad de calor. Por ello es necesario extraer ese calor. En primer lugar,
porque la obtención del vapor que mueva la turbina es la finalidad última del
reactor y, en segundo lugar, para evitar el calentamiento progresivo del núcleo,
lo que podría llegar a producir, en caso de fallo de los diversos sistemas de
refrigeración, su fusión y consiguiente destrucción.
Para la seguridad nuclear es esencial mantener en cualquier circunstancia la
refrigeración del núcleo para extraer el calor generado por el combustible. En
operación normal, el calor del núcleo se extrae mediante el circuito principal.
En un reactor, de agua a presión (PWR) ese es el circuito primario; en un
reactor de agua en ebullición (BWR), es el circuito agua-vapor.
Tras la parada del reactor éste sigue generando calor, aunque ya no haya
fisiones, por el calor residual de los productos de fisión. Ese calor se evacua
por medio de un circuito especial con bombas y cambiadores, lo que
constituye un circuito de seguridad.
COMPONENTES
Salvaguardias tecnológicas
Son los sistemas de seguridad previstos para actuar en caso de accidente, con
el fin de evitar o limitar la liberación de sustancias radiactivas al exterior.
Estos sistemas realizan la refrigeración de emergencia del núcleo y el
aislamiento del edificio de contención. Están diseñados con redundancia,
diversidad, y separación física entre sistemas redundantes que realizan la
misma función, a fin de que el fallo en uno de ellos no pueda afectar a los
demás y dotarlos de máxima fiabilidad.
Sala de control
Es el recinto dentro de la central
nuclear desde el que se controla y
activan, de forma remota, los equipos
de producción de energía y de
seguridad de la central.
REACTOR PRW
Reactor de agua a presión (PWR, Presurized Water Reactor)
Son las más utilizadas del mundo. Disponen de un reactor térmico, moderado
y refrigerado por agua, y utilizan como combustible UO2.
Este tipo de centrales tienen dos circuitos de refrigeración completamente
aislados entre sí denominados primario y secundario.
El agua del circuito primario pasa por el interior de los tubos en forma de U
del generador de vapor. Dentro de este generador de vapor circula agua de
refrigeración del circuito secundario, de forma que nunca se mezcla con el
agua del primario.
El agua del circuito secundario absorbe el calor del agua del circuito primario
y se convierte en vapor. Éste se hace incidir sobre los álabes de una turbina, la
cual al girar mueve un alternador que produce energía eléctrica.
Además existe un tercer circuito de refrigeración exterior que es el único cuyo
agua tiene contacto con el medio ambiente circundante.
REACTOR PRW
1. Núcleo
2. Barras de
control
3. Generador de
vapor
4. Presionador
5. Vasija
6. Turbina
7. Alternador
8. Bomba
9. Condensador
10. Agua de
refrigeración
11. Contención de
hormigón
1. Núcleo
2. Barras de
control
3. Filtro
4. Secador
5. Vasija
6. Turbina
7. Alternador
8. Bomba
9. Condensador
10. Agua de
refrigeración
11. Contención
de hormigón
REACTOR BRW
Como en el caso de los reactores PWR, también utilizan
el agua como refrigerante y moderador y el dióxido de
uranio como combustible.
Se diferencian de los anteriores en que el generador de
vapor se encuentra incorporado al reactor de forma que
el agua refrigerante se convierte en el vapor que mueve
la turbina. Por tanto sólo dispone de un circuito de
refrigeración.
RESIDUOS
En todas las fases del combustible nuclear se generan residuos industriales que
tienen la característica específica de ser radiactivos.
En el caso de las centrales nucleares se generan residuos que se clasifican, según
su actividad radiactiva, como de baja, media y alta actividad.
De baja y media actividad son los residuos provenientes de los filtros de
purificación de los circuitos, resinas, lodos, herramientas, material contaminado
procedente de limpiezas o vestuario, andamiaje, etc. Estos residuos sólidos se
compactan siempre que es posible para reducir su volumen y se introducen en
bidones homologados para su almacenamiento.
El combustible irradiado es un residuo de alta actividad. Una vez concluido el
ciclo de utilización de un elemento combustible en el reactor, éste se almacena
temporalmente en la propia instalación, en la piscina de combustible irradiado. Y
se deja ahí durante el tiempo suficiente para la desintegración de gran parte de los
productos de fisión de vida corta, con la consiguiente reducción de los riesgos de
exposición.
Al disminuir la actividad y, por tanto, el calor producido por la desintegración, se
dice que el combustible está sometido a un proceso de enfriamiento, y puede pasar
a una etapa de tratamiento, almacenamiento o eliminación, que son las opciones
que se están investigando.