INTRODUCCIÓN A LOS REACTORES NUCLEARES 0
ÍNDICE Páginas Introducción 2 1. Conceptos básicos 3 1.1 Estructura atómica nuclear 3 1.2 Elementos químicos 4 1.3 Estabilidad nuclear 6 2. Reacciones nucleares con neutrones 7 3. Reactores nucleares 11 3.1 Componentes del núcleo del reactor 11 3.2 Control de los reactores nucleares 16 4. Tipos de reactores nucleares 18 5. Funcionamiento de las centrales nucleares 23 5.1 Centrales de agua a presión (PWR) 24 5.2 Centrales de agua a ebullición (BWR) 28 6. Nuevas generaciones de reactores 31 6.1 Investigación e innovación mundial sobre reactores de futuro (medio y largo plazo) 32 6.2 Algunos objetivos de futuro 34 7. Conclusiones 36 1
INTRODUCCIÓN Se presenta, a continuación, una descripción simplificada de los conceptos básicos de la física del núcleo, de las reacciones nucleares y de su control para facilitar la comprensión del funcionamiento de los reactores nucleares. Se describen las distintas familias y tipos de reactores, con especial énfasis en los modelos más utilizados, y se muestra, de manera esquemática, el funcionamiento de las centrales nucleares. Finalmente, se hace una revisión sobre las perspectivas de evolución de nuevos diseños de reactores en el futuro próximo. 2
1. CONCEPTOS BÁSICOS 1.1 ESTRUCTURA ATÓMICA NUCLEAR Se define átomo como la partícula más pequeña en que puede dividirse un elemento sin perder las propiedades químicas que le caracterizan. Está compuesto por una parte central con carga positiva donde se encuentra concentrada casi toda la masa, constituyendo el núcleo atómico, y por un cierto número de partículas cargadas negativamente, los electrones, que forman la corteza. El núcleo atómico está constituido por protones y neutrones, denominados por ello nucleones, con carga eléctrica positiva igual a la carga negativa de los electrones, de modo que la carga eléctrica total del átomo sea neutra. (Los protones tienen carga positiva y los neutrones no tienen carga eléctrica). Núcleo atómico rodeado de electrones ELECTRÓN PROTÓN NEUTRÓN MASA (kg) 9,11 x 10-31 1,673 x 10-27 1,696 x 10-27 CARGA ( C ) 1,602 x 10-19 (-) 1,602 x 10-19 (+) 0 Partículas elementales constituyentes del átomo Nº ATÓMICO (Z): Es el número de protones presentes en el núcleo atómico, que caracteriza a un elemento químico, proporcionando el orden que ocupa en la tabla periódica (ver más adelante), y que coincide también con el número de electrones. Nº MÁSICO (A): Es el número total de nucleones (protones más neutrones) existentes en el núcleo atómico (A = Z+N, donde N = número de neutrones). 3
Los átomos se definen, cada uno de ellos, por su número atómico (Z) y su número másico (A). Los isótopos son aquellos átomos que tienen el mismo número atómico pero distinto número másico. Por ejemplo, en el caso del Hidrógeno, que tiene un único protón en el núcleo existen dos isótopos; el Deuterio, que tiene un protón y un neutrón y el Tritio, que tiene dos neutrones y un protón. El Uranio, cuyo número másico es 238, tiene dos isótopos con números másicos 233 y 235, respectivamente. 1.2 ELEMENTOS QUÍMICOS El número de elementos conocidos (aquellos que tienen el mismo número atómico) se presenta en la Tabla Periódica de los Elementos, en donde están ordenados por número atómico creciente. Están dispuestos en 18 columnas verticales denominadas Grupos. Cada Grupo contiene los elementos con propiedades semejantes debido a la estructura electrónica común en su nivel más externo. 4
Tabla periódica de los elementos 5
1.3 ESTABILIDAD NUCLEAR Las energías que mantienen unidos los protones y neutrones en el núcleo varían, como se muestra en la figura siguiente, siendo mayor en los elementos intermedios y menor en los más ligeros, menor Z, y en los más pesados, mayor Z. Esto comporta una mayor estabilidad en los elementos intermedios. Por tanto, el fraccionamiento (fisión) de un núcleo de Uranio en dos o tres elementos intermedios o la unión (fusión) de núcleos muy ligeros, como hidrógeno y sus isótopos daría lugar a una nueva configuración más estable. Energía de enlace o de ligadura por nucleón 6
2. REACCIONES NUCLEARES CON NEUTRES Las reacciones en las que interviene un neutrón que impacta con un núcleo son, con gran diferencia, las más importantes de la física nuclear aplicada. En ellas se basa el funcionamiento de los reactores nucleares. Los núcleos de átomos pesados, al ser bombardeados con neutrones pueden dividirse en varios fragmentos formados por núcleos de átomos más ligeros, con emisión de neutrones y con un gran desprendimiento de energía. A este tipo de reacciones nucleares se las denomina reacciones de fisión nuclear. Las reacciones de fisión que tienen lugar en los reactores nucleares se producen con núcleos de átomos pesados (U, Pu, Th ). Otras reacciones nucleares inducidas por neutrones son las de dispersión elástica (en las que el neutrón choca elásticamente con un núcleo, perdiendo parte de su energía, siendo menor esta pérdida cuanto mayor sea el número másico del núcleo con el que choca), dispersión inelástica, producida por neutrones de energía alta, con núcleos de elementos pesados, captura radiante (cuando el neutrón es absorbido por el núcleo con el que colisiona. La probabilidad de que esto ocurra disminuye con la energía del neutrón). La dispersión elástica juega un papel fundamental en la moderación de la energía de los neutrones necesarios para aumentar el número de fisiones en ciertos reactores. Igualmente, la captura radiante permite la generación de nuevos isótopos fisionables. (Ver más adelante). Los productos de fisión son radiactivos, y dan lugar a unas series radiactivas formadas por varios nucleidos. A los neutrones inmediatos que aparecen en la fisión nuclear, se les denomina rápidos y se emiten con una alta energía y una muy alta velocidad. Estos neutrones que aparecen en el instante de la fisión provocan en el medio una serie de reacciones nucleares, entre las cuales, la fisión es la más importante, ya que dará lugar a las reacciones en cadena. Normalmente, el número de neutrones que aparecen por cada fisión es de 2 ó 3, según el núcleo que se fisione. 7
+ CALOR Reacción Nuclear de Fisión inducida por neutrones sobre núcleos de uranio Desde el punto de vista energético, la energía total desprendida en la fisión nuclear inducida por neutrones procede de la energía cinética de los productos de fisión, aproximadamente el 80%, y el resto debido, básicamente, a los neutrones. Por término medio, la fisión de un núcleo de un átomo pesado (U, Th, Pu ) produce una elevada energía. Como referencia, si todos los núcleos contenidos en un gramo de U-235 fisionaran, llegarían a producir una energía de 1 MWD, o, lo que es lo mismo, una potencia constante de 1 MW (1.000 kw) durante un día. Las reacciones de fisión nuclear con neutrones no se producen de la misma forma en todos los núcleos. Existen los llamados núcleos fisionables que pueden sufrir reacciones de fisión con neutrones de cualquier energía, mientras que los llamados núcleos fértiles pueden producir núcleos fisionables mediante reacciones de captura neutrónica, a lo que alude su nombre; también fisionan, pero sólo con neutrones de muy alta energía. De los núcleos que interesan para ser fisionados en los reactores (U, Th y Pu), los isótopos fértiles son aquellos que tienen un número par de nucleones, mientras que los fisionables son los que disponen de un número impar de ellos. De entre los primeros: U-238, Pu-240, Th- 232 son los más importantes, mientras que entre los fisionables destacan: U-233, U-235, Pu- 239, Pu-241. 8
La capacidad de fisión de los núcleos se mide a través del valor de la sección eficaz que presentan para la fisión (a mayor sección eficaz, mayor probabilidad de fisión), que depende de la energía de los neutrones que interaccionan con dichos núcleos. A medida que dicha energía disminuye, la sección eficaz aumenta y, por tanto, la capacidad de fisión. Por tanto, la fisión es más probable con neutrones térmicos (lentos) que con los rápidos. Así pues, los núcleos fisionables, a pesar de sufrir estas reacciones con cualquier neutrón, fisionarán en mayor cantidad cuando los neutrones sean térmicos, mientras que los núcleos fértiles, al tener umbrales de fisión altos, sólo fisionarán con los rápidos. El uranio, empleado como combustible de un reactor nuclear, aparece en forma natural con los isótopos U-235 y U-238. El primero es un elemento fisionable, y el segundo es fértil. Mientras que en el U-235 se producen cerca del 97% de todas las fisiones de un reactor con neutrones térmicos, el U-238 puede producir Pu-239 mediante reacciones de captura. Este elemento fisiona de forma similar al U-235, aumentando la proporción de fisiones. El torio, elemento que existe en forma abundante en la Naturaleza, se presenta en su totalidad como torio-232, que mediante reacciones de captura produce el uranio-233, empleado como elemento fisionable en los reactores. Tal como se ha indicado, en las reacciones de fisión inducidas por neutrones aparecen nuevos neutrones en número comprendido entre 2 y 3 según sea el núcleo que sufra la fisión. Estos neutrones pueden, a su vez, provocar nuevas fisiones, existiendo la probabilidad de que se produzca una reacción en cadena como la representada en la figura para el U-235. A partir de este concepto, se define un reactor nuclear como la instalación capaz de iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión en cadena. Éstas tienen lugar en el núcleo del reactor, compuesto por el combustible a base de núcleos fértiles y fisionables, el refrigerante, los elementos de control, materiales estructurales y moderador en los reactores nucleares térmicos. Los neutrones producidos en la fisión, al moverse en el núcleo del reactor, pueden producir nuevas fisiones o ser capturados en los materiales constituyentes. Así, si en un cierto instante existen <n> neutrones en el reactor, como consecuencia de los procesos indicados, al cabo de un cierto tiempo han desaparecido todos y dan lugar a una nueva generación de neutrones <n > que aparecen por fisiones. Se denomina constante de multiplicación a la relación entre los neutrones de dos generaciones sucesivas. 9
K = n /n Esta relación puede tomar varios valores: - K = 1, en cuyo caso se producen tantos neutrones como desaparecen, denominándose al reactor crítico. - K < 1, en cuyo caso la reacción en cadena no se puede mantener, pues al producirse menos neutrones de los que desaparecen, al cabo de un cierto tiempo el número total de neutrones se anulará. Este estado del reactor es el denominado subcrítico. - K > 1, en esta situación, denominada supercrítica, la aparición de más neutrones que los que desaparecen, dará lugar a un estado divergente. Esquema básico de una reacción en cadena. Un núcleo de uranio fisiona emitiendo neutrones, los cuales provocan nuevas reacciones de fisión. este tipo de reacciones son básicas para el funcionamiento de reactor nuclear. La operación normal de un reactor deberá realizarse siempre en condiciones de criticidad, es decir, con K = 1, salvo en los instantes de la puesta en marcha, y en las paradas, en los que será subcrítico. 10
3. REACTORES NUCLEARES Se define un reactor nuclear como una instalación capaz de iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión en cadena que tienen lugar en el núcleo del reactor, compuesto por el combustible, el refrigerante, los elementos de control, los materiales estructurales y el moderador en el caso de los reactores nucleares térmicos. Hay dos formas de diseñar un reactor nuclear: térmico, bien sea retardando (moderando) los neutrones veloces o bien incrementando la proporción de átomos fisibles. Para la tarea de retardar los neutrones se emplea un moderador (agua ligera, agua pesada, grafito) y a los neutrones lentos resultantes se les denomina térmicos, de modo que los reactores basados en esta técnica se conocen como REACTORES TÉRMICOS, a diferencia de los que emplean neutrones rápidos (veloces), denominados REACTORES RÁPIDOS. A la hora de construir un reactor, es necesario tener una masa crítica de combustible, esto es, suficiente material fisible, en una óptima disposición del combustible y del resto de los materiales del núcleo, para mantener la reacción en cadena. La disposición de los absorbentes de neutrones y de las barras de control permite mantener la criticidad en operación y la subcriticidad en parada y puesta en marcha. 3.1 COMPONENTES DEL NÚCLEO DEL REACTOR El núcleo es la parte del reactor donde se produce y se mantiene la reacción nuclear en cadena. Su objetivo es calentar el agua del circuito primario. Se diseña para operar de forma segura y controlada, de modo que se maximice la cantidad de energía extraída del combustible. Cada componente del núcleo del reactor juega un papel importante en la generación de calor: Combustible El combustible de un reactor nuclear es un material fisionable en cantidades tales que se alcance la masa crítica, y colocado de tal forma que sea posible extraer rápidamente el calor que se produce en su interior debido a la reacción nuclear en cadena. 11
Los combustibles empleados en las centrales nucleares están en forma sólida, aunque varían desde el dióxido de uranio cerámico ligeramente enriquecido, uranio en tubos de aleación de magnesio hasta dióxido de uranio enriquecido o natural en tubos de aleación de zirconio, todo depende del tipo de reactor. Elemento de combustible de un reactor PWR 12
En general, un elemento de combustible está constituido por una disposición cuadrangular de las varillas del combustible, aunque debe mencionarse la disposición hexagonal del reactor ruso de agua a presión VVER. Sujetando los tubos guía a las rejillas de soporte de combustible se consigue que los centros de las varillas de combustible y los tubos guía estén a la misma distancia. Todos los elementos de combustible tienen el mismo diseño mecánico. Algunos contienen haces de barras de control y otros contienen venenos consumibles o fuentes neutrónicas. Para asegurar la calidad de los elementos de combustible, se realizan numerosas inspecciones y ensayos tanto de las materias primas como del producto final. Barras de control Los haces de barras de control proporcionan un medio rápido para el control de la reacción nuclear, permitiendo efectuar cambios rápidos de potencia del reactor y su parada eventual en caso de emergencia. Están fabricadas con materiales absorbentes de neutrones (carburo de boro o aleaciones de plata, indio y cadmio, entre otros) y suelen tener las mismas dimensiones que los elementos de combustible. La reactividad del núcleo aumenta o disminuye subiendo o bajando las barras de control, es decir, modificando la presencia de material absorbente de neutrones contenido en ellas en el núcleo. Para que un reactor funcione durante un periodo de tiempo tiene que tener un exceso de reactividad, que es máximo con el combustible fresco y va disminuyendo con la vida del mismo hasta que se anula, momento en el que se hace la recarga del combustible. 13
En funcionamiento normal, un reactor nuclear tiene las barras de control total o parcialmente extraídas del núcleo, pero el diseño de las centrales nucleares es tal que ante un fallo en un sistema de seguridad o de control del reactor, siempre actúa en el sentido de seguridad de reactor introduciéndose totalmente todas las barras de control en el núcleo y llevando el reactor a parada segura en pocos segundos. Las barras de control capturan los neutrones libres Moderador Los neutrones producidos en la fisión tienen una elevada energía en forma de velocidad. Conviene disminuir su velocidad de modo que aumente la probabilidad de que fisionen otros átomos y no se detenga la reacción en cadena. Esto se consigue mediante choques elásticos de los neutrones con los núcleos del moderador. Entre los moderadores más utilizados están el agua ligera, el agua pesada y el grafito. 14
Refrigerante La mayor parte de la energía desprendida por fisión es en forma de calor. A fin de poder emplear éste, por el interior del reactor debe pasar un refrigerante que absorba y transporte dicho calor. El refrigerante debe ser anticorrosivo, tener una gran capacidad calorífica y no debe absorber neutrones. Los refrigerantes más usuales son gases, como el anhídrido carbónico y el helio, y líquidos como el agua ligera y el agua pesada. Incluso hay algunos compuestos orgánicos y metales líquidos como el sodio, que también se empleen para este fin. Reflector Es una reacción nuclear en cadena, un cierto número de neutrones tiende a escapar de la región donde ésta se produce. Esta fuga neutrónica puede minimizarse con la existencia de un medio reflector, aumentando así la eficiencia del reactor. El medio reflector que rodea al núcleo debe tener una baja sección eficaz de captura para no reducir el número de neutrones y que se reflejen el mayor número posible de ellos. La elección del material depende del tipo de reactor. Si tenemos un reactor térmico, el reflector puede ser el moderador, pero si tenemos un reactor rápido el material del reflector debe tener una masa atómica grande para que los neutrones se reflejen en el núcleo con su velocidad original (dispersión inelástica). Blindaje Cuando el reactor esté en operación, se genera gran cantidad de radiación. Es necesaria una protección para aislar a los trabajadores de la instalación de las radiaciones ocasionadas por los productos de fisión. Por ello, se coloca un blindaje biológico alrededor del reactor para interceptar estas emisiones. Los materiales más usados para construir este blindaje son el hormigón, el agua y el plomo. 15
3.2 CONTROL DE LOS REACTORES NUCLEARES Como ya se ha dicho, para que un reactor nuclear funcione durante un periodo de tiempo tiene que tener un exceso de reactividad sobre el valor crítico, para compensar las pérdidas de neutrones que, por diversos fenómenos, tiende a reducirlos. El reactor tiene que funcionar en condiciones de criticidad, lo que significa que el exceso de reactividad tiene que mantenerse en un valor cero. Para controlar la reactividad en los reactores nucleares de agua natural, se puede proceder de varias formas, que pueden actuar de forma simultánea y no. La introducción de absorbentes de neutrones en el núcleo por medio de barras de control, es un medio rápido y eficaz de control. En determinadas circunstancias, puede disolverse en el moderador, cuando éste es líquido, un absorbente de neutrones como el ácido bórico. El diseño de las centrales nucleares es tal que un fallo en los equipos de la instalación siempre actúa en el sentido de máxima seguridad del reactor, insertando todas las barras de control en el núcleo, compensando instantáneamente la reactividad del mismo y parándose el reactor. 16
Otro tipo de control se realiza con materiales absorbentes o venenos combustibles que van desapareciendo por captura neutrónica. Es frecuente que vayan incorporados en algunos de los elementos combustibles. 17
4. TIPOS DE REACTORES NUCLEARES Los tipos de reactores nucleares pueden clasificarse ateniéndose a diversos criterios, los más comunes son los siguientes: Según la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión: reactores rápidos y reactores térmicos. Según el combustible utilizado: reactores de uranio natural, en los que la proporción de uranio 235 en el combustible es la misma que se encuentra en la Naturaleza, esto es, aproximadamente 0,7%, reactores de uranio enriquecido en los que la proporción de uranio 235 se ha aumentado hasta alcanzar un 3 ó 4%. Otros utilizan óxidos mixtos de U y P, etc. Según el moderador utilizado: los que utilizan agua ligera, agua pesada o grafito. Según el material usado como refrigerante: los materiales más utilizados son el agua (ligera o pesada) o un gas (anhídrido carbónico o helio), que a veces actúan simultáneamente como refrigerante y moderador. Otros refrigerantes posibles son: aire, vapor de agua, metales líquidos o sales fundidas. Hay varios tipos de centrales nucleares en operación comercial. Sus diferencias estriban en los distintos tipos de reactores que utilizan para producir energía, ya que una vez producido el vapor, todas emplean los mismos sistemas convencionales. Con esta consideración, algunos tipos de centrales o de reactores en operación comercial son: a) Reactor de agua a presión (PWR) El reactor de agua a presión es el tipo de reactor más ampliamente utilizado en el mundo y ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, R.F. Alemania, Francia y Japón. En este reactor, el agua se utiliza como moderador y como refrigerante. El combustible es uranio enriquecido, en forma de óxido. Las centrales españolas de Almaraz, Ascó, Vandellós II y Trillo, todas en explotación, pertenecen a este tipo. El agua de refrigeración que circula a gran presión, lleva la energía generada en el núcleo del reactor a un intercambiador de calor, donde se produce el vapor que alimentará el turbogrupo. 18
Esquema de una central nuclear de agua a presión (PWR) 19
b) Reactor de agua en ebullición (BWR) El reactor de agua en ebullición, al igual que el anterior, es ampliamente utilizado y su tecnología ha sido desarrollada, principalmente, en Estados Unidos, Suecia y la R.F. Alemana. En este reactor, el agua se utiliza como moderador y como refrigerante. El combustible es uranio enriquecido en forma de óxido. En España pertenecen a este tipo las de Santa María de Garoña y Cofrentes, ambas en explotación. Esquema de una central nuclear de agua en ebullición (BWR) 20
c) Reactor de uranio natural, gas y grafito (GCR) Estos reactores, cuyo combustible es uranio natural en forma de metal, introducido en tubos de una aleación de magnesio llamado magnox, emplean grafito como moderador y se refrigeran por anhídrido carbónico. Este tipo de reactores, desarrollado principalmente en Francia y Reino Unido, genera el vapor mediante un circuito cambiador de calor, exterior o interior a la vasija que contiene el núcleo. d) Reactor avanzado de gas (AGR) Ha sido desarrollado en el Reino Unido como sucesor del uranio natural-grafito-gas. Las principales diferencias introducidas son que el combustible, en forma de óxido de uranio enriquecido, está introducido en tubos de acero inoxidable y que la vasija, de hormigón pretensado, contiene en su interior los cambiadores de calor. e) Reactor refrigerado por gas a temperatura elevada (HTGCR) Este reactor representa la siguiente etapa en la serie de reactores refrigerados por gas. Se viene desarrollando en R.F. Alemana, Reino Unido y Estados Unidos. Difiere del anterior en tres aspectos principales: utilización del helio como refrigerante, en lugar del anhídrido carbónico, combustible cerámico, en vez de metálico, y temperaturas del gas mucho más elevadas. f) Reactor de agua pesada (HWR) Este tipo de reactor ha sido desarrollado principalmente en Canadá. Emplea como combustible uranio natural, en forma de óxido, introducido en tubos de circonio aleado. Su principal característica es el uso de agua pesada como moderador y refrigerante. En su diseño más común, los tubos del combustible están introducidos en una vasija que contiene el moderador, agua pesada. El refrigerante, también agua pesada, se mantiene a presión para que no entre en ebullición, produciéndose el vapor en unos cambiadores de calor por los que circula el agua ligera. 21
g) Reactor reproductor rápido (FBR) Hay varios diseños, siendo el ruso y el francés los que se encuentran más avanzados. La principal característica de los reactores rápidos es que no utilizan moderador y que, por tanto, la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos. El núcleo del reactor consta de una zona fisionable, rodeada de una zona fértil en la que el uranio 238 o uranio natural se transforma en plutonio. También puede utilizarse el ciclo uranio 233-torio. El refrigerante es sodio líquido, el vapor se produce en intercambiadores de calor. Su nombre de reproductor alude a que en la zona fértil se produce mayor cantidad de material fisionable que la que consume el reactor en su funcionamiento, es decir más combustible nuevo que el que se gasta. OLBURY (UK) PICKERING (CANADÁ) 22
5. FUNCIONAMIENTO DE LAS CENTRALES NUCLEARES Los reactores de agua ligera, en sus dos versiones de agua a presión y en ebullición, representan el 90% de los reactores de potencia que existen en el mundo, por lo que nos vamos a referir a ellos más detenidamente. Las centrales nucleares se diferencian de las térmicas de carbón, petróleo o gas, solamente en la forma de proporcionar el calor al agua para que se convierta en vapor y actúe sobre la turbina. El resto de la instalación de una central nuclear es idéntica a una de carbón, como se ilustra en el esquema adjunto. CENTRAL TÉRMICA CENTRAL NUCLEAR 23
5.1 CENTRALES DE AGUA A PRESIÓN (PWR) PRESSUARIZED WATER REACTOR Este tipo de centrales se denominan así porque el agua natural o ligera, que actúa como refrigerante y moderador del reactor nuclear, está a una presión superior a la saturación con el fin de impedir su ebullición. La presión media del refrigerante es de 157 at y su temperatura de 327ºC a la potencia normal. En este tipo de centrales hay tres circuitos bien diferenciados: Circuito primario.- El circuito primario es el del agua que se hace circular por el reactor y por el haz tubular de los generadores de vapor, cuyos elementos principales son: Vasija del reactor. Generador de vapor Bomba del refrigerante del reactor Presionador Circuito secundario.- Es el del agua que se calienta y se vaporiza en el generador de vapor y pasa en forma de vapor por la turbina y se condensa en el condensador. Este circuito comprende los elementos: Generador de vapor Turbina-generador eléctrico Condensador Esquema de una central nuclear equipada con un reactor tipo PWR (agua a presión) 24
Circuito terciario.- Es el del agua de refrigeración del condensador y puede ser en circuito cerrado o abierto. CIRCUITO PRIMARIO La vasija del reactor para una central de unos 1.000 MWe de potencia es un recipiente de acero especial de unas 400 t de peso. En ella está el núcleo del reactor compuesto por pastillas de dióxido de uranio ligeramente enriquecido (2-4%) en U-235, confinados en vainas de zircaloy (aleación de Zr), los cuales se agrupan en forma cuadrangular, formando los elementos combustibles. La fisión nuclear produce una gran cantidad de calor que pasa del combustible al agua de refrigeración incrementando su temperatura en unos 350ºC. El agua de refrigeración actúa también como moderador de la energía de los neutrones en la reacción nuclear de fisión en cadena. Vasija de un reactor PWR 25
El reactor se controla por medio de las barras de control y por ácido bórico disuelto en el refrigerante. Tanto las barras de control como el boro son buenos absorbentes de neutrones y tienden a hacer menos reactivo el núcleo, de forma que ajustando cada barra de control que se inserta en el núcleo puede variarse el nivel de potencia de reactor e incluso pararlo. El agua a presión calentada en la vasija circula al generador de vapor, o cambiador de calor, donde pasa por el haz de tubos e intercambia su calor con el agua que los rodea transformándola en vapor. Los generadores de vapor aseguran una separación física entre el agua del refrigerante del reactor del circuito primario y el ciclo del vapor secundario. El haz tubular está formado por un número elevado de tubos de pared delgada para conseguir una superficie de intercambios adecuada y una buena transmisión de calor de acuerdo al diseño termohidráulico. El agua enfriada que sale del generador por la zona fría del circuito es impulsada hacia el reactor por una bomba, cerrando así el circuito primario. En todo el sistema del refrigerante del reactor, circuito primario, se controla la presión, mediante un elemento denominado presionador que está conectado a uno de los lazos de refrigeración. Es un cilindro de acero que en funcionamietno normal de la central, un 60% de su volumen está ocupado por agua y un 40% de vapor. Interiormente lleva unas resistencias eléctricas para mantener el agua a temperatura de saturación. La existencia de las fases líquido-vapor permite atenuar el cambio de volumen del agua, debido a una variación de la temperatura del refrigerante, mediante la creación de más vapor o disminución de éste y corregir de esta forma la variación de presión en el primario. Todo el circuito primario va dentro del edificio de contención. Este edificio de pared cilíndrica va rematado de una cúpula semiesférica o semielíptica. La estructura de la obra puede ser de hormigón armado o pretensado e incluso de acero. Las paredes interiores van recubiertas de chapas de acero soldadas, que aseguran la más completa estanqueidad. La estructura de la contención puede ser de tipo simple o doble. Este edificio tiene que estar diseñado para cargas normales y para cargas debidas a accidentes, tanto internos como externos, así como las cargas de servicio (de construcción, de ensayo, terremoto básico de diseño) y las cargas factoriales que incluyen las cargas de presión y temperatura como consecuencia del accidente máximo de diseño, terremoto con parada segura, etc. 26
La finalidad de este edificio de contención es impedir la salida de los productos de fisión, tanto en condiciones normales como de accidente, así como actuar de barrera biológica. CIRCUITO SECUNDARIO La separación física de los circuitos primario y secundario se realiza a través del generador de vapor que, en su parte del secundario, está formado por una carcasa que actúa de barrera de presión alrededor del haz de tubos (primario) y de una parte superior donde se aloja el separador de humedad del vapor. El agua de alimentación entra en el generador por la tobera correspondiente y el agua baja a través del espacio anular entre la carcasa y la camisa del haz tubular y sube entre los tubos del haz donde absorbe el calor que le transfiere el agua que circula por el interior de los tubos hasta convertirse en vapor. Este vapor va mezclado con agua, por lo que debe eliminarse ésta en el separador de humedad ya que la turbina requiere vapor con un nivel reducido de humedad. El vapor seco llega a la turbina, acciona los álabes de la misma y hace girar el generador eléctrico acoplado a ella produciendo energía eléctrica. La turbina tiene una sección de alta presión y varias de baja presión. El vapor, al salir de la turbina de alta presión, tiene una cantidad de humedad, de nuevo, que hay que quitar para mejorar el rendimiento de la turbina. Esto se consigue pasando el vapor por un recalentador de humedad. El vapor recalentado se transfiere a las turbinas de baja presión, cuyo número depende de la potencia eléctrica de la central. El vapor, una vez que ha pasado por la turbina, se enfría en el condensador que es un cambiador de calor de grandes dimensiones. El agua condensada se recoge en una cámara llamada pozo caliente, desde donde es impulsada por las bombas correspondientes a un sistema de precalentamiento y, de ahí, a los generadores de vapor, cerrándose el ciclo. 27
CIRCUITO TERCIARIO Para enfriar el vapor en el condensador se requiere una gran cantidad de agua. Esta agua puede provenir del mar, lagos o ríos, devolviendo el agua a su origen pero algo más caliente. A este sistema de refrigeración se le denomina de ciclo abierto. En un sistema de ciclo cerrado, el agua pasa a una torre de refrigeración donde se evapora una pequeña parte, se refrigera el resto y vuelve a entrar en el ciclo. La Administración ha impuesto unas limitaciones en el calentamiento del agua vertida después de ser utilizada en la refrigeración del condensador, de forma que una vez mezclada esta agua con la del caudal del medio se mantengan las condiciones ambientales requeridas. 5.2 CENTRALES DE AGUA A EBULLICIÓN (BWR) BOILING WATER REACTOR En estas centrales el agua natural o ligera actúa como refrigerante y moderador del reactor nuclear. El agua, mantenida a una presión de unas 70 atmósferas, entra en ebullición y el vapor producido va directamente a la turbina. Por esta razón, a diferencia de las PWR, no tienen generador de vapor. El combustible nuclear está encerrado dentro de la gran vasija llena de agua, donde se produce la ebullición de la misma. El vapor pasa por un sistema de separación y secado del vapor, situado en el interior de la vasija del reactor, antes de ser enviado a la turbina. El vapor, una vez que ha pasado por los álabes de la turbina para mover el generador eléctrico, se condensa en el condensador y se envía directamente a la vasija. El agua de refrigeración se recircula en la vasija para controlar el nivel de ebullición y, en último término, la potencia del reactor. También, en este tipo de reactores se utilizan recalentadores de humedad. 28
Secado Separador Vasija de un reactor BWR 29
La característica principal de estos reactores, además de la ya expresada de la ebullición directa del refrigerante, es el sistema de contención que consta de un edificio de hormigón que constituye el blindaje biológico y dentro de él, la contención propiamente dicha, que es una construcción de acero de forma cilíndrica. Esquema de una central nuclear equipada con un reactor tipo BWR (agua en ebullición) Dentro de este edificio metálico está albergada la vasija, la piscina de relajación, bombas de recirculación, válvulas de seguridad, y otros equipos y su función es retener a los posibles productos de fisión, en caso de accidente. La piscina de relajación es un gran depósito de condensación para las descargas de vapor, que proviene de las válvulas de seguridad, durante los transitorios. Es también un sumidero de calor y una fuente de agua para la refrigeración del núcleo en caso de accidente de pérdida de refrigerante del reactor. Al igual que los reactores a presión existen sistemas de seguridad cuya función es salvaguardar las barreras que impiden que los productos salgan fuera de ellas. 30
6. NUEVAS GENERACIONES DE REACTORES En la industria nuclear, conocimiento científico y tecnología avanzan continuamente. Los requisitos y normas sobre seguridad evolucionan en base a los nuevos conocimientos y a la experiencia adquirida. Dentro del alto ritmo de investigación, desarrollo e innovación que siempre ha caracterizado al mundo nuclear frente a otras industrias, se han preparado Documentos de Requisitos en varios países, entre ellos EE.UU., Japón y Comunidad Europea. En la elaboración de estos requisitos y su revisión han participado empresas eléctricas, fabricantes de reactores nucleares, organismos reguladores, etc. En ellos se establecen las condiciones que deben cumplir los reactores de próxima construcción, tanto desde el punto de vista de la seguridad como del diseño, impacto ambiental, economía, etc. Entre sus objetivos se encuentra el de reducir incertidumbres en la planificación, diseño y operación de las futuras centrales nucleares. Comparaciones sistemáticas entre estos documentos han demostrado una clara coherencia en sus requisitos. Entre otros, pueden destacarse: 60 años de funcionamiento. Operación segura y flexible con un alto grado de disponibilidad global. Aumento de la automatización y la mejora de los factores humanos proporcionando al operador mayor tiempo para la toma de decisiones y reduciendo las probabilidades de errores. Reducción de la frecuencia de daños al núcleo a menos de 1 en 100.000 veces por reactor y año y la frecuencia acumulada de emisiones después de un daño en el núcleo a menos de 1 en un millón de veces por reactor y año. Incorporación de diseños para hacer frente a accidentes severos. Limitación de las acciones de protección necesarias en el entorno, en el caso hipotético de una emergencia mediante medidas adicionales incorporadas en el diseño de las plantas. Los reactores en funcionamiento han incorporado, o están en curso de hacerlo, estos requisitos, como lo demuestra el elevado número de reactores que ya han 31
obtenido licencias de explotación para 60 años después de largos procesos de revisión, actualización y sustitución de equipos y materiales. Las frecuencias de daños al núcleo han experimentado, igualmente, una mejora en la línea marcada por los documentos de requisitos. 6.1 INVESTIGACIÓN E INNOVACIÓN MUNDIAL SOBRE REACTORES DEL FUTURO (MEDIO Y LARGO PLAZO) Los requisitos que se establecen en las distintas organizaciones internacionales que trabajan en el diseño de los futuros reactores cubren, entre otros, los siguientes temas: Optimizar la seguridad. Mantener y maximizar la competitividad con otras fuentes de energía. Evitar la proliferación de materiales radiactivos mediante el desarrollo y mejora de las medidas de no proliferación existentes actualmente. Reducir los tiempos de construcción a valores inferiores a tres años. Simplificar las instalaciones. Desarrollar el estudio y aplicación de factores humanos. Tener en cuenta, desde el principio, en las etapas de diseño, el desmantelamiento final de la planta y el manejo del combustible gastado. Reducción de residuos. No serán necesarios planes de emergencia en el entorno de las plantas por eliminación de las posibilidades de emisiones. Para alcanzar estos objetivos, la comunidad nuclear internacional trabaja intensamente, y de manera coordinada, a través de multitud de proyectos. A continuación, destacamos algunos de los más significativos. PROGRAMA MARCO DE I+D DE LA UNIÓN EUROPEA Entre sus campos prioritarios destacan: Estudios de conceptos innovadores para nuevos métodos más seguros del uso de la energía nuclear, como son: seguridad de las instalaciones, educación y formación, protección radiológica, explotación de las instalaciones. 32
PROYECTO INPRO DEL ORGANISMO INTERNACIONAL DE ENERGÍA ATÓMICA Auspiciado por los estados miembros del Organismo (más de 100), INPRO (International Project on Innovative Nuclear Reactors and Fuel Cycles), fue iniciado a finales del año 2000 y tiene como objetivo principal la utilización segura, sostenible, económica y no proliferante de la tecnología nuclear para satisfacer las necesidades energéticas globales a lo largo del siglo XXI. Los países miembros involucrados en el mismo son: Argentina, Brasil, Bulgaria, Canadá, Corea, China, Alemania, India, Indonesia, la Federación Rusa, España, Pakistán, Sudáfrica, Suiza, Holanda, Turquía y Comisión Europea. GENERACIÓN IV DE CENTRALES NUCLEARES El Foro Internacional de la Generación IV (GIF) es un grupo internacional de organismos gubernamentales, cuyo objetivo es facilitar la cooperación bilateral y multilateral para el desarrollo de nuevos reactores nucleares de futuro, conocidos como la Generación IV. En su reunión de septiembre de 2002, en Tokio, se anunció un acuerdo entre los 10 países miembros (Argentina, Brasil, Canadá, Francia, Japón, Sudáfrica, Corea, Suiza, Reino Unido y Estados Unidos), por el cual se han escogido seis tecnologías de nuevos reactores y sus ciclos de combustible, que representan el futuro de la energía nuclear, para que sean desarrollados conjuntamente antes del año 2030. Estas seis tecnologías incluyen los reactores rápidos refrigerados por gas, los reactores rápidos refrigerados por plomo, los reactores de sales fundidas, los reactores rápidos refrigerados por sodio, los reactores supercríticos refrigerados por agua y los reactores de muy alta temperatura. CASO ESPAÑOL La industria nuclear española mantiene y mejora cada año sus capacidades y su tecnología, mediante el apoyo al mantenimiento de las centrales nucleares en operación, la introducción de mejoras relativas a los aspectos funcionales y de seguridad, los programas de operación a largo plazo de las centrales nucleares existentes, y la participación en los programas de diseño de la próxima generación de centrales nucleares necesarias en el futuro. 33
En este contexto, el apoyo a la operación de las centrales nucleares españolas, la colaboración en programas internacionales para el desarrollo de las nuevas centrales nucleares avanzadas, y la participación en distintos proyectos a nivel internacional, como el proyecto ITER o el proyecto Lungmen en Taiwan, permiten que la industria nuclear española mantenga un alto nivel de actividad, tanto en el campo nacional como en el campo internacional. El sector eléctrico ha participado en más de 180 proyectos de I+D+I nucleares en el periodo 1998-2003, con una inversión media anual del orden de 9 millones de euros. El presupuesto total de los proyectos en los que se ha participado, considerando las aportaciones de otras entidades tanto nacionales como extranjeras a estos proyectos, es del orden de 48 millones de euros anuales, lo que da un efecto multiplicador de más de 5 respecto a la inversión realizada. La participación en programas internacionales presenta la ventaja de compartir una importante capacidad técnica para la resolución de los problemas por la colaboración de personal de las centrales, investigadores y expertos de múltiples procedencias. Además, tiene un efecto multiplicador de la inversión mucho mayor que en proyectos exclusivamente nacionales, permitiendo a su vez la actualización y mejora de los centros tecnológicos de nuestro país. 6.2 ALGUNOS OBJETIVOS DE FUTURO No se trata en este documento de ofrecer detalles técnicos de estas nuevas tecnologías, pero sí se considera procedente presentar algunas de las mejoras que estos nuevos diseños incorporan y que son de particular interés para el público y la sociedad en general. Los métodos de reprocesamiento del combustible para la extracción de los isótopos de Pu están completamente desarrollados a nivel comercial. Este Pu se utiliza para la fabricación de combustible junto con combustible convencional de Uranio, obteniéndose los denominados Óxidos Mixtos. De esta forma, se utiliza un combustible que ha sido generado en el propio reactor, produciéndose un importante ahorro de combustible convencional. Es por ello que se han estado investigando reactores que puedan producir mayores cantidades de Plutonio durante su funcionamiento. Este tipo de reactores, ya citados, se denominan Reactores Reproductores, que permiten la generación del combustible nuclear durante operación, 34
incrementando la duración de las reservas del combustible de Uranio actuales. Países como Francia (con los reactores Phenix y Superphenix, este último actualmente en desmantelamiento), USA, Gran Bretaña, Alemania, la antigua Unión Soviética y Japón (Joyo y Monju) tienen reactores rápidos experimentales. Otros, como China, tienen alguno en construcción. En el caso del Phenix, que se refrigera por sodio, el funcionamiento durante 20 años permitiría alimentar otro reactor nuclear de similares características. Se puede llegar, en estos modelos, a la utilización del 75% de la energía total contenida en el Uranio natural. Otros reactores reproductores, en este caso refrigerados por gas, tienen aún mayor capacidad de reproducción de combustible que los anteriores y pueden alcanzar muy altos grados de quemado, es decir, una muy alta utilización del combustible, lo que propicia estrategias de particular interés en la generación de energía nuclear. Se trabaja actualmente en los reactores de transmutación en los que, mediante reacciones nucleares de fisión, los elementos residuales de larga vida se convierten en productos de fisión de vida media mucho más corta. En este campo existen diseños de distinto tipo, aunque la mayoría se basan en reactores subcríticos. La ventaja fundamental de este proceso es que permitirá reducir significativamente el tiempo de almacenamiento de los residuos radiactivos. Los reactores de muy alta temperatura, en desarrollo en varios países, están orientados a formar parte de un complejo industrial en el que el calor generado se utiliza para otros fines industriales. La producción de hidrógeno, una de las fuentes de energía del futuro, es una de estas aplicaciones para la que este tipo de reactores es particularmente adecuado. Entre estos reactores, es de mencionar el PBMR (Pebble Bed Modular Reactor) o Reactor Modular de Lecho de Bolas. Está refrigerado por helio, es de pequeño tamaño (165 MWe) y su característica principal es que las bolas en que se aloja el combustible mantienen su integridad bajo las condiciones más severas posibles. Esto elimina, en principio, la necesidad de edificios de contención como barrera última para evitar emisiones. Otros modelos incorporan dentro de la vasija todos los elementos del ciclo primario, con lo que eliminan riesgos de pérdidas de refrigerantes. Hay otros modelos de menor tamaño, de 35
carácter modular, con largos periodos de funcionamiento sin necesidad de parada, o bien otros diseños que se pueden construir y operar en bases flotantes, etc. La actividad de la industria nuclear, reflejada en el número de proyectos de todo tipo en curso, prácticamente asegura la disponibilidad de nuevos modelos de reactores, en relativamente cortos periodos de tiempo. Las centrales avanzadas ya disponibles y las que están en operación en la actualidad, cubrirán adecuadamente el espacio de tiempo necesario para disponer de los reactores de muy última generación. 7. CONCLUSIONES El esfuerzo innovador de la industria nuclear a través de la colaboración de multitud de países y organizaciones internacionales es una realidad que conducirá a la disponibilidad de nuevos modelos acordes con las exigencias de competitividad, medio ambiente y sostenibilidad declaradas condicionantes para las energías a utilizar en el futuro. Para ello, esta industria dispone de un proceso bien establecido desde hace muchos años, que evoluciona sobre las bases conjuntas de la experiencia y la investigación asegurando así la consecución de sus objetivos, en cada momento, ahora y en el futuro. Para más información: FORO NUCLEAR Boix y Morer, 6 28003 MADRID Teléfono: 91 553 63 03 Fax: 91 535 08 82 E-mail: correo@foronuclear.org 36