T03 Energía Nuclear de Fisión

TEMA 3
ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN
ÍNDICE
3.1. INTRODUCCIÓN ................................................................................................ 2
3.2. REACCIÓN NUCLEAR ....................................................................................... 2
3.2.1. Energía de Enlace .....................................................................................................................2
3.2.2. Mecanismo de la Fisión ............................................................................................................4
3.3. COMBUSTIBLE DE FISIÓN................................................................................ 6
3.4. FUNDAMENTOS DE REACTORES NUCLEARES ............................................ 7
3.4.1. Reacción en Cadena .................................................................................................................7
3.4.2. Productos de Fisión ..................................................................................................................8
3.4.2.1. Fragmentos de fisión ........................................................................................................................................... 9
3.4.2.2. Los neutrones instantáneos y diferidos.............................................................................................................. 10
3.4.3. Energía Liberada en la Fisión .................................................................................................11
3.5. CICLO DEL COMBUSTIBLE............................................................................. 12
3.6. CENTRALES NUCLEARES .............................................................................. 13
3.6.1. El reactor nuclear ....................................................................................................................14
3.6.2. Generador de Vapor ...............................................................................................................16
3.6.3. Salvaguardias Tecnológicas ...................................................................................................17
3.6.4. Tratamiento de Residuos Radiactivos ....................................................................................19
3.7. TIPOS DE CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS ..................................... 20
3.7.1. Central de Agua a Presión (PWR) ..........................................................................................20
3.7.2. Central de Agua en Ebullición (BWR) .....................................................................................21
3.8. PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA...................................................... 23
3.1
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
3.1. INTRODUCCIÓN
El descubrimiento de la radiactividad por Henri Becquerel en 1896 reveló que
ciertos elementos naturales, el torio y el uranio, desprenden energía
espontáneamente. Este desprendimiento va acompañado con una serie de
transformaciones radiactivas en que los átomos emiten partículas o radiaciones y
cambian su identidad química. Sin embargo, este desprendimiento de energía es
demasiado lento para tener alguna utilidad práctica, y parecía que no se podría
hacer nada para acelerarlo.
En 1919 surgió alguna esperanza cuando Rutherford descubrió que los rayos
 (núcleos de helio) podían destruir los núcleos atómicos, e investigaciones
posteriores condujeron al descubrimiento del neutrón, en 1932, y a la fisión del
uranio en 1939. Este año se hizo patente que utilizando uranio se podría provocar
una reacción nuclear en cadena, y que esta reacción podría constituir un medio para
liberar cantidades ingentes de energía. En 1942, en la Universidad de Chicago
(Estados Unidos), el físico Enrico Fermi logró producir la primera reacción nuclear en
cadena. Para ello empleó un conjunto de bloques de uranio natural distribuidos
dentro de una gran masa de grafito puro (una forma de carbono).
El núcleo de un átomo está formado por dos tipos de partículas elementales:
los protones y los neutrones. A ambos se les denominan nucleones. Un átomo
viene caracterizado por el número de protones, que es su número atómico (Z). La
suma de protones y neutrones, es decir, el número total de nucleones, se denomina
número másico (A). Se denomina nucleido a cualquier especie nuclear definida por
estos dos números, A y Z.
Los átomos con el mismo número de protones, pero distinto número de
neutrones y, por tanto, diferente número másicos, son isótopos de un mismo
elemento químico. Aquellos nucleidos que tienen el mismo número másico A se
denominan isóbaros, y tendrán distinto número de protones y neutrones, siendo su
suma constante.
3.2. REACCIÓN NUCLEAR
Se llaman reacciones nucleares las interacciones entre núcleos atómicos o
entre núcleos atómicos y partículas elementales. Por extensión, se incluyen también
las interacciones entre partículas elementales.
3.2.1. Energía de Enlace
La masa de un núcleo atómico es ligeramente menor que la suma de las
masas de los nucleones que lo componen (protones y neutrones). Esta diferencia de
masas se denomina defecto másico y puede evaluarse mediante la siguiente
expresión
MA, Z  Z mp  A  Zmn   MN A, Z
donde mp es la masa del protón; mn es la masa del neutrón; y MN(A,Z) es la masa
del núcleo.
El equivalente energético E(A,Z) de la masa M(A,Z) “desaparecida” es la
energía de enlace.
3.2
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
EA, Z  MA, Z c 2
La energía de enlace se puede interpretar como la energía que se desprendería si
llevásemos los protones y neutrones desde posiciones en que no interaccionan a
una posición en donde los juntásemos para constituir núcleo o viceversa, es decir, la
energía que debemos suministrar para separar los nucleones y llevarlos a
posiciones en los que no interaccionen entre si.
La energía de enlace que corresponde a cada nucleón de un núcleo
determinado, Eb(A,Z), puede hallarse dividiendo la energía de enlace, E(A,Z), por el
número de nucleones, A, constituyentes de dicho núcleo:
Eb A, Z  
EA, Z 
A
Esta energía de enlace por nucleón Eb(A,Z) da un orden de magnitud de la
energía que hay que aportar para extraer un nucleón del núcleo. Está claro que un
núcleo será tanto más estable cuanto mayor sea su energía de enlace. En la figura
3.1 se representa la energía de enlace por nucleón en función del número másico,
eligiendo para cada A el isóbaro con mayor energía de enlace.
E n e r g í a d e E n l a c e p o r N u c le ó n ( M e V )
En la figura 3.1 observamos que la energía de enlace por nucleón varía de
modo irregular para los núcleos ligeros (A<20), destacando el bajo valor (E b =
1,159693 MeV/nucleón) para el deuterio 1H2 y que hay un rápido aumento de la
energía de enlace por nucleón, existiendo un máximo notable para el nucleido 2He4
(7,074591 MeV/nucleón) y otros máximos para A = 4n, que corresponden a los
nucleidos 4Be8, 6C12, 8O16 y 10Ne20. Estos hechos reflejan que en el deuterio los
nucleones están débilmente ligados y la “gran” estabilidad del 2He4.
9
8
7
6
5
4
3
2
1
0
0
20
40
60
80
100 120 140 160 180 200 220 240 260
Número Másico A
Figura 3.1. Energía de enlace por nucleón en función del número másico.
A partir de A = 20, la energía de enlace por nucleón aumenta hasta alcanzar
un máximo de 8,794433 MeV/nucleón para el 28Ni62 y luego disminuye lentamente
hasta un valor de 7,35MeV/nucleón. Este decrecimiento es más acusado para A >
150 y es una consecuencia de la repulsión culombiana de los protones del núcleo.
Esta repulsión, que es pequeña, comparada con las fuerzas de enlace nucleares, se
hace relativamente más importante para núcleos con elevados valores de Z. En
3.3
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
última instancia, ésta es la causa de que haya un límite en el número de elementos
estables que se pueden formar.
Los nucleidos con número másico A superior a 210 son todos radiactivos.
Esta curva permite explicar los procesos de liberación de energía a partir del
núcleo atómico. Los núcleos son más estables cuanto mayor es su energía de
enlace por nucleón, por lo que todo proceso en que uno o varios núcleos con
energía de enlace por nucleón pequeña, por tanto menos estables, se convierten en
otro u otros núcleos con energía de enlace por nucleón mayor, es decir más
estables, debe de ir acompañado por cierta liberación de energía.
De esta forma, cuando se unen dos núcleos ligeros (menos estables) para
formar un núcleo más pesado y más estable, se tiene un proceso de fusión nuclear
Z1
X A1  Z2 X A 2

Z
XA
la energía liberada en este proceso vendrá dada por
Eliberada  A1Eb A, Z  Eb A1, Z1   A 2 Eb A, Z  Eb A 2 , Z 2 
La división de un núcleo pesado con A>60 (menos estable) para obtener
núcleos más ligeros y más estables constituye el proceso de fisión nuclear
Z
XA

Z1
X A1  Z2 X A 2
la energía liberada en este proceso vendrá dada por
Eliberada  A1Eb A1, Z1   Eb A, Z  A 2 Eb A 2 , Z 2   Eb A, Z
Como la pendiente de la curva es mucho mayor cerca del origen, las
reacciones de fusión producirán más energía por nucleón que las de fisión, si bien la
rentabilidad energética debe tener en cuenta la energía invertida en iniciar el
proceso, por lo que actualmente es más rentable la fisión, además de las dificultades
existentes para mantener de forma controlada la reacción de fusión.
3.2.2. Mecanismo de la Fisión
En las reacciones de fisión, por simplicidad, se supone que la forma inicial del
núcleo que fisiona ZA es esférica, de radio R. Al final del proceso se forman dos
núcleos esféricos Z1A1 y Z1A 2 con radios R1 y R2. Los detalles de cómo el núcleo se
transforma desde un estado inicial al estado final (ver figura 3.2) no se conocen
completamente, pero se asume que hay una serie de estados intermedios en donde
el núcleo adopta formas lobulares.
Z,A
I
r
II
III
Z1,A1
Z2,A2
IV
Figura 3.2. Etapas de la fisión.
Se podría esperar que todos los núcleos pesados (A>60) fisionaran
espontáneamente, sin embargo, esto no ocurre ya que en la naturaleza hay gran
cantidad de núcleos pesados. Esto es debido a que al núcleo hay que suministrarle
una cierta cantidad de energía para que se produzca la fisión. Esta energía es la que
3.4
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
provoca que el núcleo oscile y se deforme, con lo que pierde su forma esférica
adquiriendo la figura de un elipsoide entre cuyos extremos se produce una repulsión
electrostática que puede llegar a provocar la rotura del núcleo pesado en dos
fragmentos.
Llegado a este punto, es interesante estudiar la energía potencial de los
núcleos que fisionan en función de la distancia r entre los lóbulos que se separan.
Etapa I. (r=0). La energía total es MAc2, donde MA es la masa del núcleo inicial. Para
poder deformar el núcleo en forma lobular es necesario suministrar energía al
sistema. Esto se debe a que un nucleón atrae al otro nucleón, y se necesita
energía para poder aumentar la distancia media entre ellos.
Etapa II. (r es pequeño). El núcleo en estado de deformación intermedio tiene una
energía potencial mayor que la que tenía originalmente.
Etapa III. La energía potencial continúa creciendo hasta llegar a un punto en que los
dos lóbulos comienzan a separarse
Etapa IV. A partir de este punto, la energía nuclear de los dos fragmentos
permanece constante mientras que la energía potencial disminuye, debido a la
disminución de la energía de repulsión Culombiana entre los dos fragmentos.
Etapas
I II III IV
Eumbral
2
MAc
Q
Eq
MA1c2 + MA2c2
R1+R2
r
Figura 3.3. Energía potencial de la fisión en función de la distancia entre los
dos lóbulos que se separan.
La energía que debe suministrarse al núcleo con el fin de que se produzca la
fisión se conoce con el nombre de energía umbral o energía crítica Eumbral y se
puede estimar con la ayuda de la figura 3.3. La diferencia entre la energía inicial y
final del sistema es el calor de reacción Q. Entonces, como se indica en la figura, la
energía crítica viene dada simplemente por la diferencia entre la energía de
repulsión culombiana Eq, calculada en el punto donde se separan los fragmentos,
menos el calor de reacción Q, es decir:
Eumbral  Eq  Q  Eq  MA  MA1  MA 2 c 2
Se sabe que los núcleos no fisionan siempre de la misma forma. Por ello,
aunque se conoce la masa del núcleo inicial, se desconocen las masas de los
fragmentos de fisión. El calor de reacción Q variará según como haya ocurrido la
fisión. Normalmente, cuando se habla de calor de reacción nos estamos refiriendo al
valor promedio del calor de reacción obtenido en todos los modos de fisión. El calor
de reacción se obtiene experimentalmente midiendo la energía total liberada por la
fisión.
3.5
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
El valor de Eumbral es constante para un determinado tipo de nucleido.
Una estimación aproximada de la energía culombiana E q se obtiene
suponiendo que cada fragmento de fisión es una esfera uniforme que no se ve
afectada por la presencia de la otra. En este caso, y después de unas
simplificaciones menores, la energía de repulsión culombiana Eq viene dada por:
Eq 
Z1 Z 2 e 2
A 11/ 3  A 12/ 3


Una de las formas más sencillas y más rentables energéticamente de lograr
que un núcleo pesado susceptible de fisionar fisione es haciéndole absorber un
neutrón. Cuando lo absorbe forma un núcleo compuesto con un cierto exceso de
energía, llamada energía de excitación, que es igual a la energía de enlace que se
“desprende” por haber absorbido dicho neutrón más la energía cinética que lleve el
neutrón.
Se designa con el nombre de nucleidos fisibles a aquellos que la energía de
enlace que se “desprende” por absorber un neutrón es superior a la energía umbral.
Son el U233, el U235, el Pu239 y el Pu241.
Por el contrario, los nucleidos fisionables son aquellos que necesitan,
además de la energía de enlace del neutrón capturado, que el neutrón lleve una
cierta energía cinética (inferior a 10 MeV) para que se produzca la fisión.
El problema que se tiene con los núcleos fisionables es que a medida que la
energía cinética de los neutrones es mayor, la probabilidad que el núcleo capture un
neutrón y fisione disminuye apreciablemente.
3.3. COMBUSTIBLE DE FISIÓN
Los isótopos fisibles que poseen interés práctico como combustible nuclear
son el U233, el U235, el Pu239 y, en menor medida, el Pu241. Los isótopos fisionables
como el U238 necesitan neutrones de altas energías (>0.6 MeV) para fisionar, pero
debido a que a estas energías las probabilidades de que el núcleo absorba el
neutrón y fisione son demasiado pequeñas, resulta que los nucleidos fisionables no
pueden constituir por sí solos el combustible de un reactor de potencia.
De los nucleidos fisibles, únicamente el U235 está presente en la naturaleza.
La composición isotópica del uranio natural es de 99,274% de U 238, 0,720% de U235
y 0,006% de U234. Este uranio natural se encuentra en la naturaleza en una
proporción de 4 ppm, es decir, es unas 800 veces más abundante que el oro, unas
40 más que la plata y tan abundante como el plomo o el cobalto.
El uranio-235 se puede extraer por difusión gaseosa o ultracentrifugación.
Mediante estos procesos se puede obtener uranio con el grado de enriquecimiento
deseado, es decir, con el porcentaje de átomos de U235 que queramos.
Existe otra forma de obtener isótopos fisibles. Se ha observado que cuando
ciertos nucleidos absorben neutrones, entonces dan origen a cadenas radiactivas
que conducen a nucleidos fisibles. Las dos más importantes son las que dan lugar al
Pu239 y al U233 a partir del U238 y del Th232.
U238 n,   U239


Np239
23 min

 Pu239
2,3 d
3.6
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
Th 232 n,   Th 233


Pa233
22 min

 U233
27 d
Estos isótopos, que pueden transformarse en fisibles mediante captura
neutrónica y posteriores desintegraciones  (electrones), reciben el nombre de
fértiles.
En una tonelada de rocas contiene, de media, 18 g de torio y 3 g de uranio. El
contenido energético de estas cantidades equivalente a 45 toneladas de carbón. La
energía liberada, si estos elementos se utilizan eficientemente en un reactor nuclear,
es 10 veces mayor que la energía necesaria para extraerlos.
El plutonio se produjo por primera vez durante la segunda guerra mundial y su
producción continuó principalmente para uso militar. Se ha usado relativamente poco
como combustible nuclear debido a que:
(1) es más caro de producir que el U235;
(2) es menos adecuado para su utilización en reactores (debido a la baja
probabilidad de capturar neutrones y fisionar);
(3) las propiedades físicas y químicas del plutonio lo convierten en un material
difícil de manipular.
Si un kg de uranio natural se fisionara totalmente produciría una energía de
1000 MW por día. En los reactores actuales de agua ligera se emplea uranio
enriquecido hasta el 3%-4%, y se llega a unos 50 MWd(térmicos)/kg U enriquecido,
pero ese enriquecimiento ha requerido unos 7kg de U natural, por lo que se ha
extraído un 0,6% de los 1000 teóricos. Un reactor de 1000 MWe (3000 MWt)
necesita unos 180 tU natural cada año.
3.4. FUNDAMENTOS DE REACTORES NUCLEARES
3.4.1. Reacción en Cadena
En la fisión, un núcleo pesado, por ejemplo U235, absorbe un neutrón y se
escinde en 2 núcleos más ligeros llamados productos de fisión, liberándose una gran
cantidad de energía, emitiendo al mismo tiempo varios neutrones (1 a 5), radiación 
(fotones) y otras partículas de menor importancia, como neutrinos. La importancia de
la reacción de fisión reside precisamente en la emisión de neutrones, ya que la idea
esencial para obtener energía de fisión consiste en utilizar los neutrones producidos
en una fisión para inducir otra reacción, de modo que se propague una cadena de
reacciones de fisión por medio de neutrones producidos en las mismas.
Si se desea mantener la reacción de fisión en cadena estable (en estado
estacionario), es decir, que no crezca ni decaiga con el tiempo, se deben disponer
los medios para que precisamente un neutrón procedente de cada fisión induzca una
nueva fisión. Los restantes neutrones de fisión deberán ser absorbidos en
reacciones de captura sin fisión o escapar del sistema. Por lo tanto, habrá que
diseñar un dispositivo que permita alcanzar y mantener un delicado balance entre
las reacciones de fisión y de captura y el escape de neutrones. Este dispositivo se
denomina reactor nuclear y en el mismo se deben compensar las pérdidas de
neutrones (absorciones más fugas) con la producción de neutrones de fisión. En la
figura 3.4 se representa esquemáticamente el proceso de la reacción de fisión en
cadena.
3.7
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
El objetivo de mantener una reacción en cadena estable es lograr una
producción constante de energía, ya que la finalidad primordial, aunque no la única
posible, de un reactor nuclear es la producción de vapor (directa o indirectamente)
que mueva una turbina para generar electricidad.
El balance neutrónico citado anteriormente es fundamental para comprender
y analizar los fenómenos que tienen lugar en un reactor nuclear. De forma general,
se puede expresar del siguiente modo:
 Variación temporal del  Tasa de   Tasa de  Tasa de
 número de neutrones   producción  absorciones   fugas 

 
 
 

Figura 3.4. Reacción de fisión en cadena.
La condición de mantener la reacción en estado estacionario y, por lo tanto, la
producción de energía constante, se conseguirá cuando el primer miembro de la
expresión anterior sea nulo, es decir, cuando la población neutrónica no varíe con el
tiempo. Esto es lo que se denomina condición de criticidad y el reactor será crítico
cuando se produzca un número de fisiones constante, debido a que la tasa de
producción de neutrones es igual a la tasa de pérdidas. Si la tasa de producción
fuera mayor que la de pérdidas, la población neutrónica crecería constantemente y
la reacción sería divergente, aumentando la energía generada de forma exponencial,
se dice en este caso que el reactor es supercrítico. En el caso contrario, que la tasa
de pérdidas superase a la de producción, se tiene un reactor subcrítico, en el que la
población neutrónica y, por tanto, la energía liberada disminuye exponencialmente y
la reacción es convergente, de modo que acaba por extinguirse.
La energía media que se libera en una reacción de fisión del U 235 es de 200
MeV. El número de fisiones por segundo necesarias para producir 1 MW de potencia
en un reactor es:
1 fisión
1
MeV
Julio
W
fisiones/ seg
1
106
 3,125  106
13
200 MeV 1,6  10 Julio W  seg
MW
MW
3.4.2. Productos de Fisión
En una reacción de fisión típica se forma un cierto número de productos de
fisión. Estos productos son fragmentos de fisión, además de neutrones, rayos ,
partículas  y neutrinos, que pueden emitirse en el mismo instante de la fisión o
algún tiempo después, debido a la desintegración de los fragmentos de fisión.
3.8
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
3.4.2.1. FRAGMENTOS DE FISIÓN
De las curvas de energía de ligadura en función del número másico A se
desprende que cuando se produce la fisión de un núcleo, la configuración más
estable corresponde al caso en que el núcleo se divide en dos núcleos idénticos. Sin
embargo, en la realidad este caso ocurre 1 vez entre 20000 para el U 235.
Los fragmentos de fisión que se forman son altamente inestables debido a
que poseen un exceso de neutrones y por esta razón la mayoría de ellos se
desintegran por emisión , iniciando así cada fragmento una corta serie radiactiva
que comprende los productos formados por las sucesivas emisiones de dichos
electrones. Estas series se denominan cadenas de desintegración de los productos
de fisión y cada una de ellas tiene, por término medio, tres miembros, si bien
aparecen con frecuencia series más cortas y más largas. Por ejemplo, el isótopo
Te135, que se produce directamente en la fisión, se desintegra mediante la siguiente
cadena larga:
Te135




135
135
135
135
 I
 Xe
 Cs
 Ba
estable
La desintegración de estos radioisótopos da origen también a la emisión de
radiación .
La desintegración de los productos de fisión es importante desde varios
aspectos. Primero, la energía emitida en forma de radiación  y  durante la
operación normal del reactor representa una parte importante de la energía
recuperable de la fisión, ya que esta radiación no puede escapar del reactor.
Además, como la desintegración de los fragmentos de la fisión continúa después de
la parada del reactor, hay una fuente de energía de desintegración diferida que en
muchos reactores debe ser eliminada después de la parada. Por último, la radiación
asociada a los productos de fisión, principalmente la , presenta un peligro para la
salud, por esta razón algunas partes del reactor permanecen inaccesibles después
de la parada.
Hay varias expresiones que dan la energía liberada por los fragmentos de
fisión. Si (t) y (t) representan la energía media emitida por segundo, en forma de
radiación  y , respectivamente, t segundos después de una fisión, entonces estas
cantidades vienen dadas aproximadamente por:
t   1,26 t 1,2 MeV / s
t   1,40 t1,2 MeV / s
Estas fórmulas son válidas en el intervalo de 1 a 106 segundos.
La energía liberada por los productos de fisión después de la parada del
reactor que ha estado operando a potencia constante durante un período de tiempo
se le denomina energía diferida. Veamos como calcularla.
La potencia diferida de un reactor que ha funcionando T segundos a una
potencia constante P0, t segundos después de su parada, P(t,T), vendrá dada por:
t   t   4,256  1019 t 1,2
3.9
MW
fisión
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
P( t, T )  3,125  1016 P0  4,256  1019 t  T  
T

1,2
0
 0,665  101 P0 t  0,2  t  T 
 0,2
 MW
d MW 
3.4.2.2. LOS NEUTRONES INSTANTÁNEOS Y DIFERIDOS
Uno de los productos de fisión más importantes son los neutrones que se
emiten en el proceso de fisión. La mayor parte de los neutrones se producen en un
intervalo de tiempo muy corto, del orden de 10 -17 segundos después de la fisión y
reciben el nombre de neutrones instantáneos. Una pequeña fracción de los
neutrones totales emitidos (menos del 1%) en un reactor aparece con un cierto
retardo (en promedio, unos 13 segundos) y se denominan neutrones diferidos, y
aparecen durante la desintegración de los productos de fisión.
El número de neutrones instantáneos emitidos varía de fisión a fisión. En
algunas reacciones no aparecen neutrones y en ocasiones se llegan a emitir 5
neutrones. Sin embargo, en el cálculo de reactores sólo es necesario el número
medio de neutrones emitidos por fisión, . Normalmente  incluye tanto los neutrones
instantáneos como los diferidos, y su valor depende del isótopo que fisiona y de la
energía del neutrón incidente. Experimentalmente se ha encontrado que este
número crece linealmente con la energía de los neutrones:
E  0  aE
donde 0 y a son constantes, E es la energía del neutrón incidente en MeV. En la
tabla 3.1 se dan estos valores para varios nucleidos. En el caso del U238 y del Th232,
dado que estos nucleidos no son fisibles, los datos de la tabla no pueden aplicarse
por debajo de la energía umbral para producir fisiones de estos nucleidos.
Los neutrones de fisión instantáneos se emiten con una distribución de
energía continua. Esta distribución de energía, denotada por (E), está normalizada
generalmente a la unidad, es decir:
 E dE  1

0
Isótopo
Th232
U233
U235
238
U
Pu233
0
1,87
2,48
2,41
2,43
2,35
2,30
2,87
2,91
a (MeV-1)
0,164
0,075
0,136
0,065
0,150
0,160
0,148
0,133
Intervalo de validez (MeV)
todas las E
E>1
E>1
todas las E
E>1
Tabla 3.1. Valores de las constantes 0 y a para distintos nucleidos.
Hay varias expresiones que nos dan este espectro, una de las más utilizadas
es:
E  0,453 e1,036E senh 2,29E
donde E está dada en MeVs. En la figura 3.5 se muestra la distribución de energía
que se obtienen con esta expresión.
3.10
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
La energía media de los neutrones instantáneos de fisión se puede obtener
integrando sobre todo el espectro:
E   E E dE  1,98 MeV

0
0,40
0,35
X(E), 1/MeV
0,30
0,25
0,20
0,15
0,10
0,05
0,00
0
1
2
3
4
5
6
7
8
Energía, MeV
Figura 3.5. Espectro de los neutrones instantáneos de fisión.
3.4.3. Energía Liberada en la Fisión
Al hablar de la energía de fisión, es importante distinguir entre la energía
liberada en el proceso de fisión y la energía que se recupera en el reactor y está
disponible para producir calor. Veamos el caso particular de la fisión del U235.
La mayor parte de la energía de fisión, alrededor de 168 MeV, aparece como
energía cinética de los fragmentos de fisión. Esta energía se deposita cerca de
donde se produjo la fisión, a menos de 10-3 cm y se transforma en calor.
Cuando los productos de fisión se desintegran emiten aproximadamente 8
MeV en radiación , 7 MeV en radiación  y 12 MeV en forma de neutrinos. Las
partículas , al ser partículas cargadas, recorren una distancia pequeña en el
reactor, depositando su energía. Lo mismo podemos decir de los rayos , solo que la
distancia que recorren es mayor. Pero como casi todos los reactores se diseñan
para que esta radiación no pueda escapar, podemos considerar que también
podemos recuperar su energía. Sin embargo, la energía que llevan los neutrinos
escapa del reactor al no interaccionar con nada. Aproximadamente el 6% de la
energía liberada en la fisión se pierde por este camino.
La totalidad de la energía de la radiación  instantánea, 7 MeV, es
recuperable, ya que la práctica totalidad de esta energía se queda en el reactor.
3.11
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
La energía cinética total de los neutrones de fisión instantáneos es de
aproximadamente 5 MeV, y se puede suponer que es recuperable ya que muy pocos
neutrones escapan del reactor.
En las reacciones de fisión se produce más de un neutrón por neutrón
absorbido. Para mantener la operación sólo necesitamos 1 neutrón emitido, los
restantes neutrones emitidos deben ser absorbidos parásitamente por el reactor sin
producir fisión. Estás absorciones suelen producir uno o más rayos  de captura.
Toda esta energía se puede recuperar y oscila entre 3 y 12 MeV, dependiendo de
los materiales que forman el reactor.
Forma
Fragmentos de Fisión
Desintegración productos de fisión:
Partículas 
Rayos 
Neutrinos
 instantáneos
Neutrones de Fisión (Energía
Cinética)
 Captura
TOTAL
Energía Emitida
(MeV)
168
Energía Recuperable
(MeV)
168
8
7
12
7
8
7
7
5
5
207
3÷12
198÷207
Tabla 3.2. Energía emitida y recuperable de la fisión del U
235
.
En la tabla 3.2 resumimos estos valores de energía para el U 235. La energía
recuperable por fisión es aproximadamente un 2% menor para el U 233 y un 4%
mayor para el Pu239.
3.5. CICLO DEL COMBUSTIBLE
El ciclo del combustible va desde la extracción del mineral de uranio, pasando
por la utilización en el reactor y terminando por la reelaboración o el almacenamiento
final de los elementos combustibles gastados. En España la actividad industrial del
ciclo del combustible anterior a la entrada en el reactor está a cargo de la empresa
ENUSA Industrias Avanzadas, en competencia con otras extranjeras. Todas las
actividades posteriores a la permanencia en el reactor son competencia de la
Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (Enresa).
Minería y beneficio del uranio. El uranio está presente en la naturaleza,
principalmente en terrenos graníticos o sedimentarios, si bien el contenido normal
de uranio en los minerales es muy bajo, del orden de unas décimas por ciento,
por lo que la explotación no resulta rentable en muchos casos. Las instalaciones
de tratamiento de estos minerales suelen estar cerca de las minas, por razones
de transporte. En ellas se elimina la mayor parte de las impurezas y se producen
unos concentrados de uranio que suelen denominarse con el nombre de torta
amarilla. Actualmente, los concentrados de uranio proceden de Australia, Canadá,
y otros países. En España, aunque hay capacidad de producción, han dejado de
explotarse los recursos nacionales.
Conversión y enriquecimiento. Los concentrados de uranio deben después
convertirse en hexafluoruro de uranio (UF6) gaseoso. Este proceso, que sólo es
económico para grandes volúmenes, tiene lugar en pocos países. A partir de este
UF6 las instalaciones de difusión gaseosa o de centrifugación enriquecen el
3.12
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
contenido de uranio-235 desde el 0,711% natural al 3 ó 4% que requieren los
reactores actuales de agua ligera. España obtiene los servicios de
enriquecimiento de instalaciones americanas o europeas y participa en la fábrica
francesa de Eurodif.
Fabricación y transporte. El UF6 enriquecido se convierte después en polvo de
óxido de uranio (UO2) y se transforma en pastillas cerámicas que se introducen en
vainas de una aleación de circonio. Estas vainas se cierran con tapones
herméticos y se disponen en elementos combustibles, listos para transportarlos a
los reactores. En España la mayor parte de esta actividad está a carga de
ENUSA. Los elementos fabricados se llevan, en contenedores homologados, a las
centrales para su introducción en los reactores.
Utilización en el reactor. Los elementos combustibles se colocan en una estructura
metálica colocada dentro de la vasija de presión. Cada elemento permanece en el
reactor unos tres o cuatro años, hasta que el uranio se consume todo lo posible.
Durante su estancia en el reactor, cada elemento es cambiado varias veces de
sitio, desde la periferia hacia el central para que la mayor presencia de neutrones
que hay en el centro compense la disminución de su uranio y la absorción
parásita en los fragmentos de fisión. Los combustibles gastados se extraen del
núcleo y se almacenan en una piscina para que se enfríen y que decaiga la
radiactividad de los fragmentos de fisión.
Disposición de los combustibles gastados. Los combustibles gastados pueden
reelaborarse para separar los combustibles no consumidos y los productos de
fisión, para su reutilización y disposición final, respectivamente (ciclo cerrado), o
tratarse como residuos y almacenarse en instalaciones subterráneas llamadas
repositorios (ciclo abierto). España ha elegido, de momento, esta última opción.
Tanto el transporte de los elementos gastados como su almacenamiento son
actividades reguladas e inspeccionadas por los organismos competentes, y son
objeto de una reacción social comprensible, pera poca fundamentada, por la
seguridad con que se realizan.
3.6. CENTRALES NUCLEARES
En una central nuclear, como en una central térmica clásica (carbón, fuel o
gas) se transforma la energía liberada por un combustible, en forma de calor, en
energía mecánica y después en energía eléctrica; el calor producido permite
evaporar agua que acciona una turbina que lleva acoplado un alternador.
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).
El principio de una central nuclear es entonces sencillo. Es la tecnología
aplicada la que es compleja debido a los fenómenos en juego, las potencias
alcanzadas, los requisitos técnicos y las precauciones necesarias para asegurar en
todo momento, tanto la seguridad de los trabajadores y de la población, como la
protección del medio ambiente.
Los principales sistemas o componentes de una central nuclear son:
 El reactor nuclear.
 El generador de vapor, si lo hubiese.
 El sistema turbina-alternador.
 El sistema de condensación del vapor.
3.13
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
 Salvaguardias tecnológicas.
 Tratamiento de residuos radiactivos.
Generador
de vapor
Barras de control
Generador
Torre de
refrigeranción
Vasija
Bomba
Tubina
Bomba
Figura 3.7. Esquema general de una central nuclear con generador de vapor.
3.6.1. El reactor nuclear
La parte fundamental de una central nuclear es el reactor nuclear. El reactor
nuclear es el dispositivo que permite mantener una reacción de fisión en cadena de
forma controlada, con objeto de obtener una cantidad de energía constante.
El elemento fundamental e imprescindible del reactor es el combustible
nuclear, es decir, aquel material en el que tienen lugar las reacciones de fisión. Es
evidente que deberá contener núcleos físiles en la proporción adecuada para
proporcionar la energía demandada y que, en ausencia de neutrones, se mantenga
estable el mayor tiempo posible, para que se pueda proceder a su manipulación. En
todas las centrales que están en funcionamiento en nuestro país, se emplea uranio
ligeramente enriquecido en uranio-235, con un grado de enriquecimiento que oscila
entre el 3 y el 5%. La forma más corriente del combustible es el óxido de uranio.
Este material se encuentra como pastillas cerámicas (1 cm de diámetro y  2 cm
de altura). Las pastillas, además de unas buenas características nucleares, deben
tener buenas características químicas (resistencia a la corrosión), mecánicas y
térmicas (conductividad, estabilidad).
Puesto que la finalidad primordial del reactor es la producción de electricidad,
será necesario disponer de un fluido que extraiga la energía generada en la reacción
de fisión y la invierta en producir el vapor necesario para mover la turbina. Pero
incluso en el caso de que el objetivo no fuera éste, es necesario evitar que la
energía de fisión se acumule en el combustible, por lo que siempre habrá en el
reactor un refrigerante con la misión de extraer el calor generado en la fisión. En
todas las centrales que están en funcionamiento en nuestro país, se emplea agua
ligera (H2O).
A pesar de las buenas propiedades respecto a la corrosión que tiene el
combustible, es conveniente e incluso necesario (dependiendo del tipo de reactor
nuclear) proteger el combustible del refrigerante. Para ello se introducen las pastillas
cerámicas en el interior de vainas o envolturas metálicas. De esta forma, el
combustible no se ve atacado por el refrigerante y los productos de fisión no pasan
3.14
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
al circuito de refrigeración. En los reactores actuales, el material más utilizado es el
Zircaloy, que contiene fundamentalmente circonio, de grosor 0,08 cm.
Las vainas se suelen agrupar en haces de vainas, normalmente cuadrados.
Estos haces reciben el nombre de elementos de combustible y, dependiendo del
reactor, están formados por 8x8 a 17x17 vainas. Los elementos de combustible
suelen tener una longitud de cuatro a cinco metros. Los elementos de combustible
son soportes estructurales, no de cargas, y permiten extraer y colocar fácilmente los
elementos del reactor. Además, cumple la misión de ser la primera barrera de
contención frente a los productos radiactivos.
Para producir la reacción de fisión, los núcleos del combustible deben
absorber neutrones y producir la fisión. En los reactores comerciales, la probabilidad
de que un núcleo fisione es inversamente proporcional a la energía cinética de los
neutrones incidentes. Es decir, los neutrones “lentos” tienen mayor probabilidad de
inducir fisión que los “rápidos”. En la figura 3.5 se muestra el espectro de energía de
los neutrones emitidos en la fisión, siendo su valor medio de unos 2 MeV. La energía
óptima para inducir la fisión es inferior a 1 eV. Por lo tanto, es necesario “frenar” los
neutrones de fisión hasta las energías más convenientes. Para ello se utilizan
moderadores, que son sustancias que frenan, sin capturarlos, los neutrones que se
producen en la reacción de fisión. Hay tres sustancias que responden bastante bien
a estas exigencias: Grafito, agua ligera (H2O) y agua pesada (D2O).
Un elemento importante que se encuentra en el reactor son las barras de
control. Constituyen un mecanismo que permite regular el nivel de potencia del
mismo. Esta última depende del calor que se genere en el núcleo, el cual depende a
su vez del número de neutrones que se pone en acción durante la reacción de fisión
en cadena. En otras palabras, si se consigue reducir el número de neutrones, la
energía calorífica es menor y el nivel de potencia disminuye. Al revés, si no se actúa
sobre el número de neutrones que se pone en acción durante la reacción de fisión,
se obtiene el proceso contrario.
La regulación del número de neutrones se consigue mediante la inserción de
sustancias que absorben neutrones. Estas sustancias son introducidas en el núcleo
en forma de barras, denominadas barras de control del reactor.
Cuando las barras de control están totalmente introducidas en el núcleo, la
absorción de neutrones es tal, que la reacción en cadena no prospera, Por el
contrario, a medida que se van retirando las barras de control, el número de
neutrones que entra en acción aumenta, hasta conseguir el restablecimiento de la
reacción en cadena. Los materiales que se utilizan en la fabricación de las barras de
control suelen ser aleaciones. Las más utilizadas son la aleación de cadmio con
plata, el boro en aleación con el acero, el hafnio, etc.
El núcleo del reactor es la zona en la que se encuentran los elementos de
combustible y las barras de control rodeadas por el moderador en una distribución
adecuada. Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están
diseñados de tal modo que éstas se insertan (entran) en determinadas
circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o “disparo”.
La necesidad de obtener un aprovechamiento térmico elevado obliga a la
utilización de refrigerantes a presión elevada, por lo que es necesario contener todos
los componentes del núcleo en un recipiente a presión, capaz de soportar las
temperaturas del combustible y las presiones del refrigerante. A este recipiente se le
denomina vasija. En los reactores de agua ligera, la vasija es de forma cilíndrica con
3.15
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
fondo semiesférico, fabricada de acero al carbono con recubrimiento de acero
inoxidable y de unos 20 cm de espesor.
En el proceso de fisión se liberan neutrones y radiación  además de los
productos de fisión que normalmente son radiactivos, por lo que emiten radiación,
generalmente . Es decir, que en un reactor nuclear se produce una elevada
cantidad de radiaciones contra las que hay que proteger no sólo al personal que
opera la planta, sino también a los propios materiales, máquinas y mecanismos de la
misma. Estos materiales de protección o blindajes tienen la misión fundamental
de atenuar la radiación  y capturar los neutrones que escapan del reactor. Existe
una gran cantidad de materiales adecuados para ser utilizados como blindaje. El
más apto en cada caso depende del tipo de radiación y de su energía, entre otros
parámetros. Se utilizan hormigones (ordinarios o especiales), compuestos de boro y
materiales pesados como hierro, plomo, wolframio, etc.
Existe otro tipo de materiales que si bien no participan directamente en el
funcionamiento del reactor, son indispensables para su construcción y explotación.
Se trata de los materiales de estructura, entre los que se pueden incluir las vainas
y los blindajes ya citados, en cuanto cumplen una misión adicional estructural, los
tubos, uniones, soporte, válvulas, etc. Estos materiales deben elegirse
fundamentalmente por sus propiedades mecánicas y su estabilidad en las
condiciones de funcionamiento (alta temperatura y presión, campos de radiación
elevados) teniendo en cuenta que sus propiedades nucleares deben ser las
adecuadas a cada tipo de reactor.
El núcleo del reactor es la zona en la que se encuentran los elementos de
combustible y las barras de control rodeadas por el moderador en una distribución
adecuada. Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están
diseñados de tal modo que éstas se insertan (entran) en determinadas
circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o “disparo”.
Figura 3.8. Esquema del núcleo del reactor.
3.6.2. Generador de Vapor
3.16
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
En España existen actualmente en funcionamiento dos tipos de centrales
nucleares. Las centrales nucleares de agua en ebullición (BWR) y las centrales
nucleares de agua a presión (PWR). En las primeras, la
formación del vapor se produce dentro de la vasija del reactor,
mientras que en las segundas se utilizan generadores de
vapor.
Los reactores PWR tienen un circuito primario por el
cual circula el agua que se calienta, por la energía debida a
las fisiones, y un circuito secundario cuya agua se calienta y
transforma en vapor, al refrigerar el agua del circuito primario.
El elemento encargado de intercambiar el calor entre ambos
circuitos es el generador de vapor.
La transferencia energética debe ser lo más eficiente
posible; para ello en el diseño de los generadores de vapor se
utilizan materiales de una gran conductividad térmica y se
establece una superficie de contacto muy extensa entre
ambos fluidos, sin permitir la mezcla de los mismos. El
contacto entre ambos fluidos se hace mediante un gran haz
de tubos en forma de U, por cuyo interior circula el agua del
circuito primario y por cuyo exterior fluye la del circuito
secundario.
Puede tener 20 m de altura y de 3 a 5 metros de
diámetro, con un peso en vacío aproximado de 415 toneladas.
Contiene varios miles de tubos (entre 4.000 y 5.000) de
paredes delgadas (1,2 mm de espesor) dentro de una carcasa
de acero.
El refrigerante primario pasa por el interior de los tubos del generador de
vapor enfriándose: entra a una temperatura aproximada de 330 ºC y sala a 290ºC. El
agua de refrigeración entra en la carcasa circundante del lado secundario
absorbiendo el calor del circuito primario y convirtiéndose en vapor. A la salida del
haz de tubos, aproximadamente el 30% del agua se ha convertido en vapor. Este
vapor, antes de abandonar el generador, atraviesa un separador de humedad
centrífugo y un secador que reduce la humedad, aumentando, por consiguiente, la
calidad del vapor hasta valores de aproximadamente el 99,75%, recirculando el agua
condensada a través del anillo formado por la carcasa y la envoltura del haz de
tubos.
3.6.3. Salvaguardias Tecnológicas
La seguridad nuclear tiene como objetivos reducir la probabilidad de que
ocurra un accidente y mitigar sus consecuencias, caso de que ese accidente se
produjera; el principio básico en el diseño de una central nuclear se describe como
defensa en profundidad expresado en tres niveles o escalones de seguridad:
- Primer escalón: consiste en impedir la desviación respecto al funcionamiento
normal, es decir en hacer estable el funcionamiento de las centrales, para lo que
éstas se diseñan, construyen y operan con arreglo a niveles de calidad y prácticas
de ingeniería adecuadas.
- Segundo escalón: su finalidad es detectar e interrumpir las desviaciones, respecto
de las condiciones de funcionamiento normal, para evitar que los incidentes
3.17
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
operacionales que puedan ocurrir se agraven hasta convertirse en condiciones de
accidente.
- Tercer escalón: se supone que, aunque sea muy improbable, es posible que
ciertos incidentes operacionales no sean interrumpidos por los escalones
precedentes, por lo que se incorporan equipos y procedimientos adicionales para
controlar las condiciones de accidente resultantes, evitando que se produzcan
daños al núcleo y la liberación al medio ambiente de material radiactivo.
Después del tercer escalón existen otros factores que contribuyen a la
protección del público y del personal del emplazamiento, como:
- La incorporación a la central de elementos complementarios específicos para
mitigar las consecuencias de sucesos de muy baja probabilidad que excedan las
bases de diseño (accidentes severos o accidentes con daño al núcleo).
- La aplicación de planes de emergencia, incluyendo distintas medidas de
protección a las personas. Cada central nuclear posee dos planes de emergencia:
uno interior y otro exterior, comprendiendo el plan de emergencia exterior, entre
otras medidas, planes de evacuación de la población cercana por si todo lo
demás fallara.
Barreras de contención
El objetivo más importante en el diseño de una central nuclear es asegurar
que todas las radiaciones e isótopos radiactivos, contenidos fundamentalmente en el
interior del reactor y consistentes en productos de fisión, se mantienen confinados.
Otro objetivo importante consiste en que los vertidos al medio ambiente estén bajo
un cuidadoso control y que las cantidades vertidas se midan y se mantengan dentro
del rango de los valores considerados como aceptables.
La emisión de radiación hacia el exterior de la central se controla con el
empleo de blindajes con suficiente espesor para absorber las radiaciones emitidas.
El escape de materiales radiactivos se evita mediante el empleo de barreras
de seguridad múltiples; cada una de las cuales contiene a las anteriores. Así, antes
de que un material radiactivo se vierta accidentalmente al exterior ha de superar las
sucesivas barreras de contención. En principio se pueden considerar las siguientes:
- la vaina que envuelve las pastillas combustibles fabricada con una aleación
metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además
con helio a fin de mejorar la conducción térmica.
- el circuito primario (o barrera de presión)
- la contención.
Algunos añaden como primera barrera la propia pastilla de combustible, al
tratarse de un material cerámico. Pero una visión más rigurosa de la realidad
considera la pastilla sólo como una barrera parcial.
En el diseño de centrales nucleares, en aplicación del criterio de defensa en
profundidad, se establecen una serie de salvaguardias tecnológicas. Las
salvaguardias tecnológicas son los sistemas utilizados en una instalación nuclear o
radiactiva para prevenir los accidentes o mitigar sus consecuencias.
Control y protección del reactor
Para controlar el funcionamiento del reactor existen una serie de sistemas de
accionamiento de las barras de control, así como sistemas de instrumentación que
permiten vigilar su comportamiento y medir los valores de los parámetros
3.18
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
característicos (flujo de neutrones, temperaturas, presión, nivel de refrigerante en la
vasija, etc.): son los sistemas de control del reactor.
Todos los parámetros vitales del reactor y los sistemas asociados tienen
establecidos unos valores límites, de tal manera que al superarse cualquiera de
ellos, se produce de manera automática la parada del reactor por la rápida inserción
de las barras de control (a este fenómeno se le llama “disparo”); esta actuación se
produce en el denominado sistema de protección del reactor, que, asimismo,
produce el arranque automático de sistemas de seguridad (refrigeración, ventilación,
alimentación eléctrica, aislamiento del edificio de contención, ...) caso de darse unas
condiciones predeterminadas.
Sistemas de refrigeración
La reacción nuclear controlada, que tiene lugar en el combustible, desprende
una gran cantidad de calor. Por ello es necesario extraer ese calor 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 ese circuito es el circuito primario; en un reactor de agua
en ebullición, 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 que constituye un circuito
de seguridad.
En caso de accidente, el sistema de protección del reactor actúa sobre los
sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo para que la temperatura que se
alcance, no provoque la fusión del mismo. El sistema inyecta agua directamente en
la Vasija de forma que asegura su refrigeración hasta que alcance un estado de
parada segura (temperatura fría).
3.6.4. Tratamiento de Residuos Radiactivos
Los productos de fisión pueden atravesar las barreras de contención y
mezclarse con el refrigerante contaminándolo. Por otra parte el campo elevado de
ración existente en las proximidades del reactor provoca la contaminación por
activación de núcleos estables que se convierten en radiactivos. Por ejemplo: del
aire ambiente (Argón-41, Carbono-14) y del refrigerante (Deuterio).
A medida que avanza la operación del reactor se incrementa la presencia de
productos radiactivos en los fluidos del proceso, lo cual no es deseable, por lo que
existe un sistema auxiliar de purificación.
En una central se producen tres tipos de desechos radiactivos:
Líquidos
3.19
Provienen de la limpieza de herramientas, vestuarios y componentes
que están potencialmente contaminados. Regularmente se toman
muestras de los fluidos del sistema en diversos puntos con el fin de
investigar posibles fugas o contaminaciones. Estos desechos líquidos
son vertidos al río o al mar si su nivel de radiactividad es despreciable
frente a los niveles permitidos legalmente. En caso de superar dicho
nivel son tratados en la planta de tratamiento de desechos de la propia
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
central en donde los residuos sólidos contenidos son concentrados
para su tratamiento posterior. El evaporado de esta concentración se
almacena un tiempo para el decaimiento de isótopos de período corto y
poder verter el líquido al río o mar, en caso contrario se almacenan en
la central un tiempo indefinido.
Sólidos
Provienen de la concentración de los líquidos anteriores y de los
originados por la purificación del refrigerante, Se incluyen aquí los
filtros gastados, resinas agotadas, papeles, etc. Estos desechos se
embidonan con hormigón en depósitos estándar para almacenarlos
posteriormente en un emplazamiento definitivo.
Gaseosos
Provienen de la purificación del aire en la central y de los gases de
fisión fugados. Aquellos productos gaseosos que se pueden
recombinar o concentrar son fácilmente eliminados como sólidos o
líquidos, los restantes tras un período de decaimiento son evacuados a
la atmósfera por una chimenea adecuada y de acuerdo con los niveles
permitidos.
3.7. TIPOS DE CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS
Actualmente, en España hay en funcionamiento dos tipos de centrales
nucleares: central de agua a presión y central de agua en ebullición.
3.7.1. Central de Agua a Presión (PWR)
Las centrales de agua a presión utilizan agua ligera como fluido moderador y
de transporte de calor. El hecho de utilizar agua impone el uso de uranio
enriquecido, porque el agua ligera captura demasiado fácilmente los neutrones como
para permitir el uso de uranio natural.
El agua circula gracias a unas bombas que la impulsan hacia el núcleo del
reactor donde se calienta y se mantiene la presión adecuada gracias a un
presionador. La presión en el núcleo suele ser de unos 160 Kg/cm 2 y la temperatura
del agua oscila entre unos 280ºC a la salida del generador de vapor y 330ºC a la
salida del núcleo del reactor.
En las actuales plantas PWR hay de uno a cuatro generadores de vapor en el
circuito del refrigerante primario.
La vasija de presión que contiene el reactor es cilíndrica rematada en los dos
extremos por sendos casquetes semiesféricos, el superior desmontable. En su
interior se encuentra el núcleo, formado por varios elementos combustibles, cada
uno de los cuales contiene una matriz cuadrada de varillas de Zircaloy, en cuyo
interior se apilan las pastillas de óxido de uranio enriquecido. La longitud activa del
núcleo (longitud ocupada por el combustible) de las centrales PWR está próxima a 4
metros.
Entre los elementos combustibles circula agua a presión y entre alguno de
ellos se pueden insertar las barras de control, constituidas por unos elementos en
forma de araña. El control mediante barras se complementa en esos reactores con
el llamado control químico de compensación, que consiste en la disolución de ácido
bórico en el refrigerante. Mediante el ajuste de la concentración se puede llevar a
cabo el control del reactor a medio y largo plazo, disminuyendo así el número de
barras necesario. Se trata de un procedimiento exclusivo de este tipo de reactor.
3.20
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
El primer reactor de este tipo se instaló en el submarino Nautilus en 1955, con
objeto de aprovechar la extraordinaria compacidad del núcleo. Posteriormente, se
construyó una planta experimental en Shippingport, Virginia, que comenzó a
funcionar en 1957, a 60 MWe y luego pasó a 100 MWe. En base a los resultados se
construyó la Yankee de 150 MWe. Este tipo de reactor es el más extendido del
mundo (60 %)
En España existen seis centrales con reactor PWR: Almaraz I (973,5 MWe,
1983), Almaraz II (982,6 MWe, 1984), Ascó I (973 MWe, 1984), Ascó II (966 MWe,
1986), Vandellós II (1099 MWe, 1988) y Trilló (1066 MWe, 1988).
Figura 3.9. Central de agua a presión.
3.7.2. Central de Agua en Ebullición (BWR)
Un reactor de agua en ebullición (BWR) es un tipo de reactor de agua ligera.
El principio básico del reactor de agua en ebullición es aprovechar la energía térmica
desprendida por la fisión nuclear para hacer hervir el agua contenida en la propia
vasija del reactor, es decir, en contacto directo con las vainas del combustible. La
misma agua interviene, además, como moderador de la reacción nuclear.
La ebullición en el interior de la vasija debido al calor desprendido por el
núcleo del reactor, produce vapor saturado que pasa a través de los separadores de
humedad y los secadores contenidos en la vasija, reduciendo su humedad hasta el
0,5%. Este vapor seco, hace girar la turbina que mueve el alternador.
El vapor a la salida de la turbina pasa al condensador. Una vez que el agua
de condensado ha sido calentada a la temperatura adecuada se bombea de nuevo a
la vasija del reactor.
3.21
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
Aproximadamente una tercera parte de esta agua de refrigeración del núcleo
se deriva continuamente fuera de la vasija a través de los bucles de recirculación y
se hace volver a la vasija a través de las bombas de inyección internas para
aumentar el caudal del refrigerante y contribuir a la regulación de la potencia del
reactor.
La potencia del reactor se controla mediante dos métodos:
1. Introduciendo o retirando barras de control: Variar la posición de las barras de
control es el método común de control de la potencia cuando se arranca el
reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida
que las barras de control se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las
mismas, aumentando en el combustible y, como consecuencia, aumenta la
potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control, aumenta la
absorción de neutrones en estas y disminuye en el combustible de forma que se
reduce la potencia en el reactor.
2. Modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor: Variar el flujo de
agua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está
operando la central entre el 70% y el 100% de la potencia del reactor.
La presión en el interior de la vasija es de unos 70 kg/cm 2 y las temperaturas
que se alcanzan son próximas a los 300ºC. La vasija de presión es cilíndrica con dos
casquetes semiesféricos en los extremos, el superior desmontable. Su altura, más
de 20 metros, es aproximadamente el doble la de los PWR, entre otras razones
porque alberga en su interior los secadores y separadores de vapor.
El combustible está situado en la parte central de la vasija formando haces de
varillas. Su longitud activa está próxima a los 4 metros y las varillas forman matrices
más pequeñas (8x8) en los elementos de combustibles.
Las barras de control están situadas en la parte inferior de la vasija y se
inyectan en su interior mediante un sistema hidráulico accionado por el propio
refrigerante. Suelen tener sección cruciforme y se insertan entre cuatro elementos
combustibles.
Puesto que el vapor se produce directamente en el núcleo del reactor, no
existe en estas centrales el generador de vapor entre los circuitos primario y
secundario. La inmensa mayoría de estas centrales son de ciclo directo, es decir, el
vapor producido en el interior de la vasija es el que hace mover a la turbina.
La única compañía que diseña BWR es USA es General Electric, su primer
prototipo de 50 MW comenzó a operar en Vallecitos en 1957 y dos años más tarde
se construyó la primera central de 700 MW en Dresden.
Es España existen dos centrales de este tipo: Santa María de Garoña (460
MWe, 1971) y Cofrentes (990 MWe, 1985).
3.22
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
Figura 3.10. Central de agua en ebullición.
Zorita
Almaraz I
Almaraz II
Ascó I
Ascó II
Vandellós II
Trilló
Garoña
Cofrentes
Elementos
combustibles
Matriz
Longitud
activa m.
Barras de
control
157
157
157
157
157
177
400
624
17x17
17x17
17x17
17x17
17x17
16x16
9x9
9x9
3,66
3,66
48
48
3,49
3,66
3,81
48
52
97
145
Diámetro
vasija m.
Altura
Vasija m.
Presión
2
Kg/cm
157,00
157,00
4,90
5,78
4,78
5,56
11,00
18,85
21,12
157,20
158,00
72,30
75,24
Tabla 3.3. Principales características de las Centrales Nucleares Españolas
3.8. PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA
Una central nuclear es una central termoeléctrica, es decir, una instalación
que aprovecha una fuente de calor para convertir en vapor a alta temperatura un
líquido que circula por un conjunto de conductos; y que utiliza dicho vapor para
accionar un grupo turbina-alternador, produciendo así energía eléctrica.
La diferencia esencial entre las centrales termoeléctricas nucleares y las
centrales termoeléctricas clásicas reside en la fuente de calor. En las segundas, ésta
se consigue mediante la combustión de carbón, gas o fuelóleo en una caldera. En
las primeras, mediante la fisión de núcleos de uranio.
La fisión nuclear es una reacción por la cual ciertos núcleos de elementos
químicos pesados se escinden o fisionan en dos fragmentos por el impacto de un
neutrón, emitiendo a su vez varios neutrones y liberando en el proceso una gran
cantidad de energía que se manifiesta en forma de calor.
3.23
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
La reacción nuclear de fisión fue descubierta por los científicos O. Hahn y F.
Strassnab en 1938, cuando detectaron la presencia de elementos de pequeña masa
en una muestra de uranio puro irradiada con neutrones.
Los neutrones que resultan emitidos en la reacción de fisión pueden provocar,
en determinadas circunstancias, nuevas fisiones de otros núcleos. Se dice entonces
que se ha producido una reacción nuclear en cadena.
Una vez que se ha efectuado la carga de combustible en el reactor, es decir,
una vez que se ha introducido en él los elementos de combustible, se pone en
marcha la reacción de fisión en cadena mediante un "isótopo generador de
neutrones", el cual hace que entren en actividad los átomos de uranio contenidos en
el combustible.
La presencia del moderador asegura que los neutrones poseen la energía
cinética adecuada para garantizar la permanencia de la reacción en cadena. Las
barras de control, por su parte, son introducidas más o menos en el núcleo del
reactor, absorbiendo así más o menos neutrones y permitiendo mantener la potencia
utilizada del reactor en el nivel deseado.
Como consecuencia de las continuas reacciones de fisión nuclear que tienen
lugar en el núcleo del reactor, se producen grandes cantidades de energía en forma
de calor. Esta energía calorífica eleva considerablemente la temperatura de un fluido
refrigerante que circula por un conjunto de conductos. A partir de aquí, el proceso es
diferente según de que tipo de reactor se trate.
Si se trata de un reactor de agua a presión, el fluido refrigerante - agua ligera
en este caso- circula continuamente por un circuito primario cerrado. Este circuito
cerrado conduce el refrigerante hasta un generador de vapor o cambiador de calor.
Allí, este fluido a alta temperatura convierte en vapor el agua que circula por un
circuito secundario, que está asimismo cerrado. Este vapor de agua que circula por
un circuito secundario, es enviado al grupo turbina-alternador. Cabe subrayar que en
ningún momento el agua del primer circuito entra en contacto con la del segundo.
En otro tipo de reactores - los reactores de agua en ebullición - no existen dos
circuitos, sino uno sólo, es decir, el propio refrigerante se convierte en vapor por
efecto del calor dentro de la propia vasija y es enviado al grupo turbina-alternador.
En ambos tipos de reactores, el vapor mueve los álabes de una turbina y de
un alternador unido a ella por el mismo eje, generando energía eléctrica merced a un
ciclo termodinámico convencional.
En los reactores de agua a presión, el fluido refrigerante, una vez que ha
vaporizado el agua del circuito secundario, vuelve al núcleo del reactor. Por su parte,
el vapor de agua, después de haber accionado el grupo turbina-alternador, es
enfriado de nuevo gracias a un sistema de refrigeración y vuelve al estado líquido.
Inmediatamente, pasa por una batería de precalentadores y vuelve a entrar en el
generador de vapor para repetir el ciclo.
En los reactores de agua en ebullición, el fluido refrigerante, tras accionar el
grupo turbina-alternador, es refrigerado y condensado de nuevo, y enviado al núcleo
del reactor para reiniciar el ciclo.
En la figura 3.9 representamos una central nuclear de agua a presión.
Dispone de los siguientes elementos característicos: reactor nuclear (15), edificio de
turbinas (4), sala de control (12), sistemas de almacenamiento de combustibles
nuevo (17) y gastado (14), sistemas de refrigeración (23) y sistemas de distribución
de energía eléctrica producida (9).
3.24
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
El edificio del reactor (1 y 2) es una construcción blindada compuesta por una
base cilíndrica rematada por una cúpula semiesférica. En él se alojan tanto el reactor
propiamente dicho (15) como los generadores de vapor (22) y las bombas del
refrigerante del reactor (19). Representa, por lo tanto, la parte más importante de la
central nuclear.
El funcionamiento de la central es como sigue: el calor generado por las
fisiones de los átomos del "combustible" alojado en el reactor (15) pasa al fluido
refrigerante (agua), que se mantiene en estado líquido debido a su gran presión. El
refrigerante es conducido, mediante tuberías de agua a presión (3), hacia los
generadores de vapor (22). A la salida de éstos, el agua regresa al reactor
impulsada por las bombas de refrigerante del reactor (19).
En los generadores de vapor, el agua del circuito secundario se convierte en
vapor y se dirige al edificio de turbinas (4), donde acciona los álabes de las turbinas
de alta presión (5) y turbinas de baja presión (6). El vapor que sale de las turbinas
pasa de nuevo a estado líquido en el condensador (10) por la acción de un circuito
de refrigeración (11) que toma agua de un río o del mar, la cual es después
restituida al mismo (23).
El vapor condensado es purificado mediante desmineralizadores y, tras un
calentamiento previo, se introduce de nuevo en los generadores de vapor mediante
una bomba (19) que aumenta la presión convenientemente, y se repite el ciclo.
La energía cinética producida en la turbina se convierte en energía eléctrica
mediante un generador (7). Esta energía, para ser apta para el consumo, es
convertida a corriente a alta tensión mediante transformadores (8) y se distribuye (9)
al mencionado mercado.
Todas las operaciones descritas están monitorizadas desde la sala de control
(12) de la central.
Entre las instalaciones relevantes de una central nuclear, se halla asimismo el
edificio de manejo de combustible. En él, se encuentra los sistemas de
almacenamiento del combustible gastado (14), en los que éste pierde
paulatinamente su actividad para ser posteriormente cargado en un contenedor que,
después de su limpieza en el foso de descontaminación (16), es transportado a las
fábricas de reprocesamiento o a depósitos de almacenamiento definitivo.
Asimismo, dicho edificio almacena el combustible nuevo (17) que no ha sido
aún utilizado. Su introducción en el reactor se realiza mediante la grúa del edificio
del combustible (20), la cual está situada en el interior del edificio del reactor.
En las centrales nucleares la utilización del agua no difiere conceptualmente
de la de las centrales térmicas clásicas. La condensación del vapor de la turbina
corre a cargo del agua de refrigeración exterior (foco frío), que circula por los tubos
del condensador y no está en contacto con ningún material ni fluido que haya
pasado por el reactor. La necesidad de agua de refrigeración exterior está
determinada por la energía térmica pérdida en el ciclo vapor-agua que, según las
leyes termodinámicas, va desde 1,25 a 2 kWh térmicos por cada kWh eléctrico
generado.
El agua de refrigeración de los condensadores se toma del mar y se devuelve
a él lo suficientemente lejos de la toma para que el calor no influya en la toma. Si el
agua procede de un río, lago o embalse, se toma aguas arriba de la central y se
vierte agua abajo. Si se devuelve enteramente al medio que se tomó, se puede
considerar que no hay consumo de agua. Este tipo de circuitos se denomina “circuito
3.25
Energía Nuclear de Fisión
Tema 3
abierto de refrigeración” y es cuando estamos en la costa o con ríos muy
caudalosos.
Si no se dispone de agua en abundancia, se suelen utilizar torres de
refrigeración que mantienen la temperatura del agua a bajos niveles. El agua de
refrigeración que sale caliente del condensador se lleva a la parte superior de las
torres de refrigeración, donde cae en forma de lluvia y se evapora en parte en
contacto con el aire ascendente que entra por la base. Para una central de 1000
MWe, se evaporan unos 0,5 m3/s.
Figura 3.11. Central nuclear de agua a presión.
3.26
Tema 3
Energía Nuclear de Fisión
BIBLIOGRAFÍA

“Tecnología Energética”. G. Verdú, J.L. Muñoz-Cobo, J. Sancho, J. Ródenas, R.
Sanchís. V. Serradell. SPUVP-97.875
AUTOEVALUACIÓN
1.
2.
3.
4.
5.
6.
7.
8.
9.
10.
11.
12.
13.
14.
15.
16.
3.27
¿Qué es el defecto másico?
¿Qué es la energía de enlace?
¿En qué consiste el proceso de fisión y el proceso de fusión?
Cuales son las etapas de la fisión
¿Qué es la energía crítica o umbral en una reacción nuclear?
¿Qué son los núcleos fisiles, fisionables y fértiles?
Definición de criticidad. ¿Cuándo se dice que un reactor es crítico, subcrítico
y supercrítico?
Productos de fisión.
Energía liberada en la fisión.
Etapas del ciclo de combustible nuclear.
Sistemas de una central nuclear.
Componentes (combustible, vaina,...) y características de los componentes
de un reactor.
Salvaguardias tecnológicas en un reactor nuclear.
Tratamiento de residuos radiactivos.
Principales características de los reactores de agua ligera BWR y PWR.
Explicar el funcionamiento de una central nuclear.