Usos civiles de la energía nuclear (y II). Centrales y reactores nucleares

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LAS CENTRALES NUCLEARES

Funcionamiento de una central nuclear para producción de energía

Para explicar el funcionamiento de una central nuclear nos vamos a fijar en la central de Trillo, y concretamente en los pasos descritos en la página web de la misma http://www.cntrillo.es.

Antes de comenzar, conviene decir que en España existen 6 centrales nucleares y 8 reactores (dos de aquellas disponen de sendos reactores). También es importante destacar que 1/3 de la energía eléctrica que se consume en nuestro país proviene de esas centrales nucleares, lo cual demuestra la importancia que ésta tiene y las dificultades económicas de sustituir un fuente tan destacada de recursos energéticos.

REACTORES NUCLEARES

Qué es un reactor nuclear


Turbinas del reactor

Es una instalación donde se produce, mantiene y controla una reacción nuclear en cadena. Por lo tanto, en un reactor nuclear se utiliza un combustible adecuado que permita asegurar la normal producción de energía generada por las sucesivas fisiones. Algunos reactores pueden disipar el calor obtenido de las fisiones, otros sin embargo utilizan el calor para producir energía eléctrica. El primer reactor construido en el mundo fue operado en 1942, en dependencias de la Universidad de Chicago (USA), bajo la atenta dirección del famoso investigador Enrico Fermi. De ahí el nombre de “Pila de Fermi”, como posteriormente se denominó a este reactor. Su estructura y composición eran básicas si se las compara con los reactores actuales existentes en el mundo, basando su confinamiento y seguridad en sólidas paredes de ladrillos de grafito.

Qué combustible usa un reactor nuclear:

Material fisionable utilizado en cantidades específicas y dispuesto en forma tal que permite extraer con rapidez y facilidad la energía generada. El combustible en un reactor se encuentra en forma sólida, siendo el más utilizado el Uranio bajo su forma isotópica de U-235. Sin embargo, hay elementos igualmente fisionables, como por ejemplo el Plutonio, que es un subproducto de la fisión del Uranio. En la naturaleza existe poca cantidad de Uranio fisionable (alrededor del 0,7%), por lo que en la mayoría de los reactores se emplea combustible “enriquecido”, es decir, combustible donde se aumenta la cantidad de Uranio 235.

Barras de Combustible:

Son el lugar físico donde se confina el Combustible Nuclear. Algunas Barras de Combustible contienen el Uranio mezclado en Aluminio bajo la forma de laminas planas separadas por una cierta distancia que permite la circulación de fluido para disipar el calor generado. Las laminas se ubican en una especie de caja que les sirve de soporte.

Núcleo del Reactor:

Está constituido por las barras de combustible. El núcleo posee una forma geométrica que le es característica, refrigerado por un fluido, generalmente agua. En algunos reactores el núcleo se ubica en el interior de una piscina con agua a unos 10 a 12 metros de profundidad, o bien al interior de una vasija de presión construida en acero.

Barras de Control: 

Todo reactor posee un sistema que permite iniciar o detener las fisiones nucleares en cadena. Este sistema lo constituyen las barras de control, capaces de capturar los neutrones que se encuentran en el medio circundante. La captura neutrónica evita que se produzcan nuevas fisiones de núcleos atómicos del Uranio. Generalmente las barras de control se fabrican de Cadmio o Boro.

Moderador:

Los neutrones obtenidos de la fisión nuclear emergen con velocidades muy altas (neutrones rápidos). Para asegurar continuidad de la reacción en cadena, es decir, procurar que los “nuevos neutrones” sigan colisionando con los núcleos atómicos del combustible, es necesario disminuir la velocidad de estas partículas (neutrones lentos). Se disminuye la energía cinética de los neutrones rápidos mediante choques con átomos de otro material adecuado, llamado Moderador. Se utiliza como Moderador el agua natural (agua ligera), el agua pesada, el Carbono (grafito), etc.


Esquema del núcleo del reactor.

Refrigerante:

El calor generado por las fisiones se debe extraer del núcleo del reactor. Para lograr este proceso se utilizan fluidos en los cuales se sumerge el núcleo. El fluido no debe ser corrosivo, debe poseer gran poder de absorción calorífico y tener pocas impurezas. Se puede utilizar de refrigerante el agua ligera, el agua pesada, el anhídrido carbónico, etc.

Blindaje:

En un reactor se produce gran cantidad de todo tipo de radiaciones, las cuales se distribuyen en todas direcciones. Para evitar que los operarios del reactor y el medio externo sean sometidos indebidamente a tales radiaciones se utiliza un adecuado “Blindaje Biológico” que rodea al reactor. Los materiales más usados en la construcción de blindajes para un reactor son el agua, el plomo y el hormigón de alta densidad, cuyo espesor es superior a los 1,5 metros.

Tipos de Reactores nucleares

Existen dos tipos de reactores:

– Los Reactores de Investigación: Utilizan los neutrones generados en la fisión para producir radioisótopos o bien para realizar diversos estudios en materiales. 

– Los Reactores de Potencia: Estos reactores utilizan el calor generado en la fisión para producir energía eléctrica, desalinización de agua de mar, calefacción, o bien para sistemas de propulsión.

Existen otros criterios para clasificar diversos tipos de reactores:

Según la velocidad de los neutrones que emergen de las reacciones de fisión. Se habla de reactores rápidos o bien reactores térmicos. Según el combustible utilizado. Hay reactores de Uranio natural (la proporción de Uranio utilizado en el combustible es muy cercana a la que posee en la naturaleza), de Uranio enriquecido (se aumenta la proporción de Uranio en el combustible). Según el moderador utilizado. Se puede utilizar como moderador el agua ligera, el agua pesada o el grafito. Según el refrigerante utilizado. Se utiliza como refrigerante el agua (ligera o pesada), un gas (anhídrido carbónico, aire), vapor de agua, sales u otros líquidos. Estos materiales pueden actuar en cierto tipo de reactores como refrigerante y moderador a la vez. Hay dos tipos de reactores de potencia de mayor uso en el mundo: el Reactor de Agua en Ebullición y el Reactor de Agua a Presión:

Reactor de Agua en Ebullición (BWR) Ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Suecia y Alemania. Utiliza agua natural purificada como moderador y refrigerante. Como combustible dispone de Uranio-238 enriquecido con Uranio-235, el cual como se sabe, facilita la generación de fisiones nucleares. El calor generado por las reacciones en cadena se utiliza para hacer hervir el agua. El vapor producido se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico. El vapor que sale de la turbina pasa por un condensador, donde es transformado nuevamente en agua líquida. Posteriormente vuelve al reactor al ser impulsada por una bomba adecuada.

Reactor de Agua a Presión (PWR) Es ampliamente utilizado en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón. El refrigerante es agua a gran presión. El moderador puede ser agua o bien grafito. Su combustible también es Uranio-238 enriquecido con Uranio-235. El reactor se basa en el principio de que el agua sometida a grandes presiones puede evaporarse sin llegar al punto de ebullición, es decir a temperaturas mayores de 100 °C. El vapor se produce a unos 600 °C, el cual pasa a un intercambiador de calor donde es enfriado y condensado para volver en forma líquida al reactor. En el intercambio hay traspaso de calor a un circuito secundario de agua. El agua del circuito secundario, producto del calor, produce vapor, que se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico.

SEGURIDAD EN LOS REACTORES NUCLEARES

Sistemas de Control.

Básicamente está constituido por las barras de control y por diversa instrumentación de monitoreo. Las barras de control son accionadas por una serie de sistemas mecánicos, eléctricos u electrónicos, de tal manera de asegurar con rapidez la extinción de las reacciones nucleares. La instrumentación de monitoreo se ubica en el interior o en el exterior del núcleo del reactor y su finalidad es mantener constante vigilancia de aquellos parámetros necesarios para la seguridad: presión, temperatura, nivel de radiación, etc.

Sistemas de Contención.

Constituido por una serie de barreras múltiples que impiden el escape de la radiación y de los productos radiactivos. La primera barrera, en cierto tipo de reactores, es un material cerámico que recubre el Uranio utilizado como elemento combustible. La segunda barrera es la estructura que contiene al Uranio, es decir, se trata de las barras de combustible. La tercera barrera es la vasija que contiene el núcleo del reactor. En los reactores de potencia se denomina vasija de presión y se construye de un acero especial con un revestimiento interior de acero inoxidable. La cuarta barrera lo constituye el edificio que alberga al reactor en su conjunto. Se conoce con el nombre de “Edificio de Contención” y se construye de hormigón armado de, a lo menos, 90 cm de espesor. Se utiliza para prevenir posibles escapes de productos radiactivos al exterior, resistir fuertes impactos internos o externos, soportar grandes variaciones de presión y mantener una ligera depresión en su interior que asegure una entrada constante de aire desde el exterior, de tal forma de evitar cualquier escape de material activado.

TIPOS DE REACTORES

Reactor de Agua en Ebullición (BWR)

Ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Suecia y Alemania. Utiliza agua natural purificada como moderador y refrigerante. Como combustible dispone de Uranio-238 enriquecido con Uranio-235, el cual como se sabe, facilita la generación de fisiones nucleares. El calor generado por las reacciones en cadena se utiliza para hacer hervir el agua. El vapor producido se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico. El vapor que sale de la turbina pasa por un condensador, donde es transformado nuevamente en agua líquida. Posteriormente vuelve al reactor al ser impulsada por una bomba adecuada.

Reactor de Agua a Presión (PWR)

Es ampliamente utilizado en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón. El refrigerante es agua a gran presión. El moderador puede ser agua o bien grafito. Su combustible también es Uranio-238 enriquecido con Uranio-235. El reactor se basa en el principio de que el agua sometida a grandes presiones puede evaporarse sin llegar al punto de ebullición, es decir a temperaturas mayores de 100 °C. El vapor se produce a unos 600 °C, el cual pasa a un intercambiador de calor donde es enfriado y condensado para volver en forma líquida al reactor. En el intercambio hay traspaso de calor a un circuito secundario de agua. El agua del circuito secundario, producto del calor, produce vapor, que se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico.

LA GENERACIÓN DE CALOR. EL COMBUSTIBLE

Muchos de los procesos de producción de energía eléctrica se basan en el movimiento de generadores eléctricos por la acción del vapor de agua a presión. Tanto a través de la fisión como de la fusión, así como en las centrales térmicas -entre otras instalaciones-, se aprovecha el calor generado para mover un generador de corriente eléctrica.

En el caso concreto de las centrales nucleares el calor lo produce la fisión del Uranio.

LaCentral Nuclear Trillo 1concretamente carga en su reactor anualmente 92 toneladas de óxido de uranio enriquecido con U-235, en una proporción media de aproximadamente el 3,9 por ciento.

Este combustible se presenta en forma de pastillas cilíndricas de 9,1 mm de diámetro, apiladas en unos tubos o vainas de aleación metálica de zircaloy de algo más de 4 metros de longitud y 10,7 mm de diámetro. La vainas, a su vez, se agrupan en haces de 236 unidades (16 x 16), denominados “elementos combustibles”. En la vasija del reactor se alojan un total de 177 de estos elementos.

La recarga del reactor se realiza de forma periódica, sustituyéndose un cuarto de los elementos combustibles.

Comparativamente, un día de producción de esta central equivale al consumo de 34.000 barriles de petróleo en una central de fuel de la misma potencia y 6.850 toneladas diarias de carbón en una térmica convencional.

EL CIRCUITO PRIMARIO

El circuito primario es estanco y está formado por la vasija que contiene el núcleo, el presionador y tres lazos. Cada uno de éstos incorpora un generador de vapor y una bomba principal.

LA GENERACIÓN DE VAPOR

El agua desmineralizada que circula por su interior toma el calor producido en el reactor por la fisión nuclear y lo transporta hasta el generador de vapor. En él, un segundo flujo de agua, independiente del primero, absorbe el calor a través de su contacto exterior con las tuberías por las que circula el agua desmineralizada del circuito primario. Por fin, dicho fluido retorna a la vasija del reactor tras ser impulsado por las bombas principales.

El reactor y su circuito de refrigeración están contenidos dentro de un recinto hermético y estanco, llamado “Contención”, consistente en una estructura esférica de acero de 53 metros de diámetro, construida mediante chapas de acero soldadas de 40 mm de espesor medio y que se soporta en una estructura de hormigón en forma de cáliz que se apoya sobre la losa de cimentación de 3,5 m. de espesor. La Contención está ubicado en el interior de un segundo edificio, también de hormigón y cuyas paredes exteriores tienen un espesor de 60 cm, llamado edificio del Anillo del Reactor. Este tiene forma cilíndrica y está rematado por una cúpula semiesférica, que sirve de blindaje biológico. Alberga parte de los sistemas de salvaguardia.

El funcionamiento del circuito primario se complementa con la presencia de una serie de sistemas auxiliares que aseguran el control de volumen, la purificación y desgasificación del refrigerante, el control químico, el tratamiento de residuos líquidos, gaseosos y sólidos, así como otras diferentes funciones necesarias para su correcta operación.

LA PRODUCCIÓN DE ELECTRICIDAD

EL CIRCUITO SECUNDARIO

El diseño y el funcionamiento de los equipos de este sistema son similares a los existentes en las demás centrales de tipo térmico convencional. En el circuito secundario, el vapor producido en los generadores se conduce al foco frío o condensador, a través de la turbina que transforma la energía térmica (calor) en energía mecánica. La rotación de la turbina acciona directamente el alternador de la central y produce energía eléctrica. El vapor de agua que sale de la turbina pasa a estado líquido en el condensador, retornando, mediante el concurso de las bombas de condensado y de agua de alimentación, al generador de vapor para reiniciar el ciclo. En esta fase se incorporan varios procesos de precalentamiento para optimizar el rendimiento termodinámico. Asimismo, se dispone de un depósito de agua de alimentación para mejorar la disponibilidad del sistema.

Existe, además, una conducción directa (by-pass) que conduce el agua desde la entrada a la turbina de alta presión y hasta el condensador. Permite, cuando se desconecta el turbogrupo de la red eléctrica exterior, conducir el vapor para su condensación, en tanto se reduce la producción de calor en el reactor.

Unidos a la turbina por un mismo eje se encuentran el alternador y la excitatriz. La tensión de generación es de 27 kilovatios y se eleva a 400 kv., siendo la potencia activa de 1.066 megavatios y la frecuencia 50 hertzios.

El condensador de doble cuerpo incorpora 68.000 tubos de titanio de 22 milímetros de diámetro y 0,7 milímetros de espesor, por cuyo interior circula el agua exterior de un tercer circuito, denominado sistema de agua de circulación.

La central dispone de dos parques de transformación, uno de 400 kilovoltios, para distribución de la energía generada por la central, y otro de 132 kilovoltios, para su alimentación auxiliar.

EL SISTEMA DE REFRIGERACIÓN

Mediante un caudal de agua de 44.600 Kg/s aportado por un tercer circuito semiabierto, denominado “sistema de circulación”, se realiza la refrigeración del condensador. Este sistema consta de dos torres de refrigeración de tiro natural, un canal de recogida del agua y las correspondientes bombas de impulsión para la refrigeración del condensador y elevación del agua a las torres.

El caudal de agua evaporado por las torres es restituido a partir de la toma de agua en un azud de captación situado en el río Tajo.

EL ALMACENAMIENTO DE LOS RESIDUOS
(Con información del Consejo de Seguridad Nuclear)

Los residuos que provienen de las centrales nucleares españolas son almacenados en la instalación nuclear de almacenamiento de residuos radiactivos sólidos de Sierra Albarrana, situada en la finca “El Cabril”, término municipal de Hornachuelos (Córdoba). Este centro es propiedad de ENRESA.

En la finca de El Cabril y durante los años cincuenta, hubo una explotación de mineral de uranio. En 1961 se inició el uso de las antiguas minas como almacén de residuos radiactivos de media y baja actividad, y en 1985 entraron en operación tres módulos de almacenamiento temporal en superficie, a los cuales ENRESA trasladó los residuos inicialmente almacenados en las minas.

En el año 1989 se autorizó a ENRESA la construcción de la nueva instalación de almacenamiento, cuya operación se inició en 1992.

La instalación de almacenamiento propiamente dicha está constituida por dos plataformas con un total de veintiocho celdas. 
Esta instalación cuenta con un nuevo Permiso de Explotación del 8 de Octubre de 1996, con una vigencia de cinco años.

La instalación dispone de 4 licencias de supervisor, 10 licencias de operador, 3 títulos de Jefe de Servicio de Protección Radiológica y 2 acreditaciones para uso de instalaciones de radiodiagnóstico.

Durante el segundo semestre de 1998 se han efectuado 4 inspecciones del Consejo de Seguridad Nuclear, y se ha llevado a cabo un simulacro de emergencia el 7 de mayo de ese mismo año.

Por lo que respecta a los residuos radiactivos, durante este periodo se han recibido en la instalación 4.389 bidones (4.169 procedentes de instalaciones nucleares y 248 de instalaciones radiactivas) y 1.049 unidades de contención procedentes de instalaciones nucleares y radiactivas

Los niveles de radiación ambiental han sido similares a los obtenidos en períodos anteriores, no detectándose influencias de las actividades de la instalación en el medio ambiente que le rodea. Los vertidos gaseosos han representado una pequeña fracción de los límites autorizados. No se han producido vertidos radiactivos líquidos. Las dosis debidas tanto a exposición externa como interna han sido, asimismo, notablemente inferiores a los límites autorizados.

EL TRANSPORTE DE LOS RESIDUOS 
(Con información del Consejo de Seguridad Nuclear)

Los transportes nucleares que se realizan en España consisten básicamente en:

– Los envíos de residuos radiactivos de baja y media actividad, procedentes de las instalaciones nucleares y radiactivas, hasta el almacenamiento de El Cabril (Córdoba),

– La recepción desde países que enriquecen óxido de uranio para la fábrica de Juzbado, y desde aquí a las centrales nucleares que lo demandan, tanto españolas como extranjeras.

Cada año se hacen alrededor de 150 transportes de sustancias nucleares, todos ellos de acuerdo a la legislación vigente.

Durante el segundo semestre de 1998 se emitieron 5 informes para la autorización de transporte de material radiactivo y 6 para la aprobación o convalidación de bultos.

El total de bultos homologados o convalidados en España asciende a un total de 29.

OBRAS DEL NUEVO ALMACÉN DE RESIDUOS NUCLEARES

Ya han comenzado las obras de construcción del nuevo almacén de residuos nucleares de la central de Trillo, que se pondrá en funcionamiento en el año 2002, cuando esté lleno el actual. 
El nuevo depósito tendrá 57´6 metros de largo por 40´3 de ancho, y será creado para guardar únicamente los residuos de esta central. Su coste aproximado se eleva a unos 3000 millones de pesetas.

NUEVO PLAN DE PROTECCIÓN CIVIL

Protección civil prepara un plan para poder avisar telefónicamente a los vecinos residentes a menos de 10 Km. de una central nuclear en caso de fuga radiactiva. El proyecto afecta a unos 10.000 abonados telefónicos y se espera que la población afectada esté avisada tarde un máximo de media hora.

NUEVA ARCILLA AISLANTE PARA DEPÓSITOS DE RESIDUOS NUCLEARES

Científicos españoles han descubierto una arcilla que permite mantener los residuos nucleares depositados de manera mucho más segura y a más largo plazo. Depósitos diseñados utilizando este nuevo material ya se están construyendo en centroeuropa.

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