Centrales nucleares

Hidráulica. Física nuclear. Átomo, núcleo. Fuerzas nucleares. Radiactividad. Radiación. Fisión. Reacción cadena. Ciclo combustible. Central. Reactor

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  • País: Colombia Colombia
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HIDRAULICA

CENTRALES NUCLEARES

TABLA DE CONTENIDO

  • Objetivos

  • Introducción

  • Teoría general de Física nuclear

  • El átomo

  • Fuerzas nucleares

  • Núcleo atómico y radioactividad

  • Liberación de energía nuclear

  • Fisión nuclear

  • Reacción en cadena

  • Ciclo de los combustibles

    • Descripción de las centrales

  • Definición

  • Función

  • Aplicación

  • Funcionamiento

    • Clasificación de los reactores

    6.1 General

    6.2 Comercial

    6.3 De acuerdo al material fisionable

    • Materiales de los reactores

    • Riesgos ambientales

    • Seguridad en una planta nuclear

    • Comparación

    • Criterios de selección

    • Articulo

    OBJETIVOS

    GENERAL

    • Aprender como cual es la base del funcionamiento de una planta nuclear

    ESPECIFICOS

    • Comprender cual es la función y el funcionamiento de las plantas nucleares

    • Conocer las ventajas y desventajas del uso de la energía nuclear

    • Conocer como están conformadas las centrales nucleares

    • Conocer con que equipos se puede generar energía nuclear

    INTRODUCCION

    La energía nuclear con el paso del tiempo de ha vuelto muy importante para el desarrollo de tecnologías en diferentes áreas entre ellas la salud y generación de energía sin el uso de biomasa, estos avances han mejorado la calidad de vida en muchos países del mundo.

    Por eso se ha venido investigando a fondo sobre esta forma de producir energía para que en el futuro se presenten menos consecuencias y para que esta poderosa energía se use para fines benéficos para toda la humanidad.

    A pesar de que las la energía nuclear se creó originalmente para fines benéficos se ha utilizado últimamente en contra de la humanidad, existen infinidad de armas peligrosas que amenazan con acabar con muchas vidas inocentes al desatarse una guerra

    El conocimiento de los efectos biológicos de la radiación se ha desarrollado en paralelo al de sus aplicaciones, tratando de encontrar el justo equilibrio entre ventajas e inconvenientes.

    Muchas incógnitas iniciales están resueltas, pero otras siguen investigándose ya que la interacción con la materia viva se rige por mecanismos complejos en los que intervienen otros muchos factores.

    Para conocer sobre las centrales nucleares, es necesario primero aprender sobre los principios básicos en los que de basan para la generación de este tipo de energía. Por eso se encuentran a continuación estos conceptos básicos de física nuclear.

    • El átomo

    • Isótopos

    • Fuerzas nucleares

    • Núcleo atómico y radioactividad

    • Liberación de energía nuclear

    • Fusión nuclear

    • Reacción en cadena

    El átomo

    En la antigua Grecia, la palabra "átomo" se empleaba para referirse a la parte de materia más pequeña que podía concebirse. Esa "partícula fundamental", se consideraba indestructible. De hecho, átomo significa en griego "no divisible".

    El conocimiento del tamaño y la naturaleza del átomo avanzó muy lentamente a lo largo de los siglos ya que la gente se limitaba a especular sobre él, con la llegada de la ciencia experimental en los siglos XVI y XVII, los avances en la teoría atómica se hicieron más rápidos.

    Los químicos se dieron cuenta muy pronto de que todos los líquidos, gases y sólidos pueden descomponerse en elementos. Por ejemplo, se descubrió que la sal se componía de dos elementos diferentes, el sodio y el cloro, en tanto que, el aire, es una mezcla de los gases nitrógeno y oxígeno.

    Actualmente, sabemos que el átomo está formado por un pequeño núcleo, cargado positivamente, rodeado de electrones. El núcleo, que contiene la mayor parte de la masa del átomo, está compuesto a su vez de neutrones y protones, unidos por fuerzas nucleares muy intensas, mucho mayores que las fuerzas eléctricas que ligan los electrones al núcleo; respecto al tamaño y masa del átomo, por ejemplo, tenemos que el hidrógeno (el más ligero de todos), tiene un diámetro de aproximadamente 10-10 m (0,0000000001 m) y una masa alrededor de 1.7 × 10-27 Kg (la fracción de un kilogramo representada por 17 precedido de 26 ceros y un punto decimal). Un átomo es tan pequeño que una sola gota de agua contiene más de mil trillones de átomos

    Isótopos

    Una especie atómica viene definida por dos números enteros: el número de protones que hay en el núcleo y el número total de protones más neutrones. El primero, llamado número atómico, Z, define el elemento químico al que pertenece el átomo; es decir, independientemente del número de neutrones que posean, todos los átomos que tienen un protón son átomos de hidrógeno, todos los que tienen ocho protones son átomos de oxígeno, etc. El segundo número, denominado número másico, A, es el número entero más próximo a la masa (expresada en unidades de masa atómica) del átomo en cuestión; es decir, todos los átomos con A igual a 2 tienen una masa de, aproximadamente, 2 unidades másicas; los que tienen A = 235, tienen una masa de unas 235 unidades de masa atómica.

    Ocurre que existen varias especies atómicas (o clases de átomos) que tienen el mismo número atómico pero poseen números másicos distintos. Esto significa que, dentro de cada elemento químico, existen varias especies atómicas que difieren en su masa atómica. Estas especies de un mismo elemento se llaman isótopos, nombre que alude (isos: igual; topos: lugar) a que estos átomos ocupan el mismo lugar en la tabla periódica de los elementos. Por ejemplo, el hidrógeno tiene tres isótopos: el isótopo con A=1, denominado protio (que carece de neutrones); el isótopo con A=2, llamado deuterio (que posee 1 neutrón); y los isótopos con A=3, denominado tritio (que posee 2 neutrones).

    Fuerzas nucleares

    La teoría nuclear moderna se basa en la idea de que los núcleos están formados por neutrones y protones que se mantienen unidos por fuerzas "nucleares" extremadamente poderosas. Para estudiar estas fuerzas nucleares, los físicos tienen que perturbar los neutrones y protones bombardeándolos con partículas extremadamente energéticas. Estos bombardeos han revelado más de 200 partículas elementales, minúsculos trozos de materia, la mayoría de los cuales, sólo existe durante un tiempo mucho menor a una cienmillonésima de segundo.

    Este mundo subnuclear salió a la luz por primera vez en los rayos cósmicos. Estos rayos están constituidos por partículas altamente energéticas que bombardean constantemente la Tierra desde el espacio exterior; muchas de ellas atraviesan la atmósfera y llegan incluso a penetrar en la corteza terrestre. La radiación cósmica incluye muchos tipos de partículas, de las que algunas tienen energías que superan con mucho a las logradas en los aceleradores de partículas. Cuando estas partículas de alta energía chocan contra los núcleos, pueden crearse nuevas partículas.

    Entre las primeras en ser observadas estuvieron los muones (detectados en 1937). El muón es esencialmente un electrón pesado, y puede tener carga positiva o negativa. Es aproximadamente 200 veces más pesado que un electrón. La existencia del pión fue profetizada en 1935 por el físico japonés Yukawa Hideki, y fue descubierto en 1947.

    Según la teoría más aceptada, las partículas nucleares se mantienen unidas por "fuerzas de intercambio" en las que se intercambian constantemente piones comunes a los neutrones y los protones. La unión de los protones y los neutrones a través de los piones es similar a la unión en una molécula de dos átomos que comparten o intercambian un par de electrones común. El pión, aproximadamente 270 veces más pesado que el electrón, puede tener carga positiva, negativa o nula.

    Núcleo atómico y la radioactividad

    Una serie de descubrimientos importantes realizados hacia finales del siglo XIX dejó claro que el átomo no era una partícula sólida de materia que no pudiera ser dividida en partes más pequeñas.

    En 1895, el científico alemán Wilhelm Conrad Roentgen anunció el descubrimiento de los rayos X, que pueden atravesar láminas finas de plomo.

    En 1897, el físico inglés J. J. Thomson descubrió el electrón, una partícula con una masa muy inferior al de cualquier átomo.

    En 1896, el físico francés Antoine Henri Becquerel comprobó que determinadas sustancias, como las sales de uranio, generaban rayos penetrantes de origen misterioso.

    El matrimonio de científicos franceses formado por Marie y Pierre Curie aportó una contribución adicional a la comprensión de esas sustancias "radiactivas". Como resultado de las investigaciones del físico británico Ernest Rutherford, se demostró que el uranio y algunos otros elementos pesados, como el torio o el radio, emiten tres clases diferentes de radiación, inicialmente denominadas rayos alfa (a), beta (b) y gamma (g).

    La radiación es un fenómeno, inicialmente natural, según el cual determinados cuerpos emiten energía mediante ondas electromagnéticas o mediante partículas.

    Existen, básicamente, dos grandes tipos de radiaciones: las ionizantes, denominadas así porque al incidir sobre la materia viva o inerte son capaces de producir iones, es decir, átomos con carga eléctrica, y las no ionizantes, que no producen ese efecto, como es el caso de las radiofrecuencias, las microondas o las radiaciones ópticas.

    Este apartado se refiere a las radiaciones ionizantes, que siempre producen un cambio en las sustancias sobre las que inciden.

    Las propiedades y efectos de las radiaciones son realmente sorprendentes y de ahí que los seres humanos intenten usarlas en numerosas aplicaciones. Estas radiaciones pueden provocar alteraciones en la materia que, aunque pueden ser dañinas, también se utilizan en beneficio del ser humano.

    La solución, pues, del uso responsable de la radicación está en el avance del conocimiento y en la búsqueda del equilibrio entre en el beneficio y el perjuicio, conceptos ambos que evolucionan con el tiempo. De cara a este uso responsable, el CSN tiene fijadas competencias relativas a la protección de las personas y del medio ambiente frente a los posibles efectos de este tipo de radiaciones.

    Centrales nucleares

    El origen de la radiación está en el núcleo de los átomos, integrado por protones y neutrones. Para que un núcleo sea estable, el número de neutrones debe ser, en la mayoría de los casos, ligeramente superior al de protones. En estos casos, los protones y neutrones están unidos por fuerzas tan fuertes que no puede escapar ninguna partícula. Si es así, todo irá bien y el núcleo seguirá estando equilibrado y tranquilo.

    Las cosas son muy distintas cuando el número de neutrones se desestabiliza. Entonces, el núcleo tiene exceso de energía y no puede mantenerse unido. Tarde o temprano, descarga esa energía, ya sea en forma de ondas electromagnéticas o como chorros de partículas. Esta energía es la radiación y el fenómeno, por el que un átomo inestable emite su exceso de energía, se denomina desintegración radiactiva.

    Los núcleos ligeros, con pocos protones y neutrones, se estabilizan después de una desintegración. Por el contrario, cuando se desintegra un núcleo pesado, como el del uranio o el del radio, el núcleo resultante puede seguir siendo pesado e inestable, por lo que la estabilidad definitiva no se alcanza más que después de varias desintegraciones.

    El ejemplo más clásico es el del uranio 238, que posee 92 protones y 146 neutrones. Cuando se desintegra pierde dos neutrones y dos protones, lo que origina un núcleo hijo de torio 234, que tiene 90 protones, también es inestable y que, mediante una nueva desintegración, se convierte en protactinio. Al final de este proceso secuencial, tras la decimocuarta desintegración, aparece por fin un núcleo estable: el plomo.

    El término radiactividad define la capacidad de una sustancia dada de emitir radiación, pero no da una idea de la intensidad de la radiación emitida ni de los posibles riesgos para la salud. Para ello se utiliza la unidad de actividad, el becquerel.

    En 1919, Rutherford expuso gas nitrógeno a una fuente radiactiva que emitía partículas alfa. Algunas de estas partículas colisionaban con los núcleos de los átomos de nitrógeno. Como resultado de estas colisiones, los átomos de nitrógeno se transformaban en átomos de oxígeno.

    El núcleo de cada átomo transformado emitía una partícula positivamente cargada. Se comprobó que esas partículas eran idénticas a los núcleos de átomos de hidrógeno y se les denominó protones. Las investigaciones posteriores demostraron que los protones forman parte de los núcleos de todos los elementos.

    No se conocieron más datos sobre la estructura del núcleo hasta 1932, cuando el físico británico James Chadwick descubrió en el núcleo otra partícula, el neutrón, que tiene casi exactamente la misma masa que el protón pero carece de carga eléctrica. Entonces se vio que el núcleo está formado por protones y neutrones. En cualquier átomo dado, el número de protones es igual al número de electrones y, por tanto, al número atómico del átomo.

    Liberación de energía nuclear

    En 1905, Albert Einstein desarrolló la ecuación que relaciona la masa y la energía

    como parte de su teoría de la relatividad especial.

    E = mc2

    Dicha ecuación afirma que una masa determinada (m) está asociada con una cantidad de energía (E) igual a la masa multiplicada por el cuadrado de la velocidad de la luz (c). Una cantidad muy pequeña de masa equivale a una cantidad enorme de energía. Como más del 99% de la masa del átomo reside en su núcleo, cualquier liberación de grandes cantidades de energía atómica debe provenir del núcleo.

    Hay dos procesos nucleares que tienen gran importancia práctica porque proporcionan cantidades enormes de energía:

    • fisión nuclear: la escisión de un núcleo pesado en núcleos más ligeros

    • fusión termonuclear: la unión de dos núcleos ligeros (a temperaturas extremadamente altas) para formar un núcleo más pesado.

    El físico estadounidense de origen italiano Enrico Fermi logró realizar la fisión en 1934, pero la reacción no se reconoció como tal hasta 1939, cuando los científicos alemanes Otto Hahn y Fritz Strassmann anunciaron que habían fisionado núcleos de uranio bombardeándolos con neutrones. Esta reacción libera a su vez neutrones, con lo que puede causar una reacción en cadena con otros núcleos. En la explosión de una bomba atómica se produce una reacción en cadena incontrolada. Las reacciones controladas, por otra parte, pueden utilizarse para producir calor y generar así energía eléctrica, como ocurre en los reactores nucleares.

    La fusión termonuclear se produce en las estrellas, entre ellas el Sol, y constituye su fuente de calor y luz. La fusión incontrolada se da en la explosión de una bomba de hidrógeno. En la actualidad, se está intentando desarrollar un sistema de fusión controlada.

    Fisión nuclear

    Es la reacción por la cual ciertos núcleos de elementos químicos pesados se escinden (fisionan) en dos fragmentos por el impacto de un neutrón, emitiendo a su vez varios neutrones y liberando en el proceso gran cantidad de energía que se manifiesta en forma de calor. La reacción nuclear por fisión la descubrió O. Hahn y F. Straaman en 1938, cuando detectaron la presencia de elementos de pequeñas masas en una muestra de uranio puro irradiada por neutrones.

    Los neutrones que resultan emitidos en la reacción de fisión pueden provocar a su vez y en determinadas circunstancias nuevas fisiones en otros núcleos, a esto se le llama reacción en cadena.

    Para conocer en qué condiciones puede tener lugar la reacción de fisión nuclear en cadena, es preciso estudiar las vicisitudes que siguen los neutrones producidos en la fisión. Si imaginamos un neutrón que reacciona con un núcleo de uranio 235, dará lugar a

    su fisión, proceso en el que como promedio se liberan 2,5 neutrones. Una parte de los neutrones producidos dará lugar a nuevas fisiones; otra parte será absorbida por núcleos

    de otros elementos presentes en el sistema, sin dar lugar a fisiones; una última parte escapará al exterior, sin que tampoco origine nuevas fisiones. Si el número de neutrones del primer grupo es igual a la unidad se habrá obtenido una reacción autosostenida y con un número constante de fisiones por unidad de tiempo, ya que cada neutrón que produjo inicialmente una fisión dará lugar a otro neutrón útil para continuar el proceso. Se dice, entonces, que el sistema forma un conjunto crítico. Si el número de neutrones útiles para producir nuevas fisiones fuera mayor que la unidad, el número de fisiones por unidad de tiempo sería creciente y tendríamos un conjunto hipercrítico. Si, por el contrario, fuera menor que la unidad, la reacción decrecería con el tiempo y acabaría deteniéndose; el conjunto recibe el nombre de subcrítico.

    Un conjunto será crítico, hipercrítico o subcrítico dependiendo de la proporción relativa de neutrones en cada uno de los tres grupos, lo que es función de la concentración de átomos de U-235 en el medio, de la concentración y naturaleza de los restantes nucleicos presentes, y de la relación entre volumen y superficie del medio donde tiene lugar la reacción.

    El hecho de que la fisión pueda dar lugar a una reacción de fisión nuclear en cadena permite que, una vez iniciada ésta, se mantenga por sí misma, lo que significa que puede obtenerse una producción de energía en régimen estacionario. La consecuencia práctica es que la fisión es una reacción nuclear que puede servir como fuente de energía para cubrir necesidades energéticas de la sociedad. Esto es semejante, en un proceso nuclear, a lo que ocurre con las reacciones químicas de combustión, que también sirven como fuentes de energía porque una vez iniciada la combustión del carbón o del petróleo, la reacción se mantiene por sí misma sin necesidad de ninguna acción exterior.

    Fusión nuclear

    La liberación de energía nuclear puede producirse en el extremo bajo de la curva de energías de enlace a través de la fusión de dos núcleos ligeros en uno más pesado.

    La energía irradiada por el Sol se debe a reacciones de fusión de esta clase que se producen en su interior a gran profundidad. A las enormes presiones y temperaturas que existen allí, los núcleos de hidrógeno se combinan a través de una serie de reacciones y producen casi toda la energía liberada por el Sol. En estrellas más masivas que el Sol, otras reacciones llevan al mismo resultado.

    La fusión nuclear artificial se consiguió por primera vez a principios de la década de 1930, bombardeando un blanco que contenía deuterio (el isótopo de hidrógeno de masa 2) con deuterones (núcleos de deuterio) de alta energía mediante un ciclotrón. Para acelerar el haz de deuterones se necesitaba una gran cantidad de energía, de la que la mayoría aparecía como calor en el blanco. Eso hacía que no se produjera una energía útil neta.

    En las reacciones de fisión el neutrón, que no tiene carga eléctrica, puede acercarse fácilmente a un núcleo fisionable (por ejemplo, uranio 235) y reaccionar con él. En una reacción de fusión típica, en cambio, cada uno de los dos núcleos que reaccionan tiene una carga eléctrica positiva, y antes de que puedan unirse hay que superar la repulsión natural que ejercen entre sí, llamada repulsión de Coulomb.

    Los materiales ordinarios no pueden contener un plasma lo suficientemente caliente para que se produzca la fusión. El plasma se enfriaría muy rápidamente, y las paredes del recipiente se destruirían por las altas temperaturas. Sin embargo, como el plasma está formado por núcleos y electrones cargados, que se mueven en espiral alrededor de líneas de campo magnético intensas, el plasma puede contenerse en una zona de campo magnético de la forma apropiada.

    Si la energía de fusión llega a ser practicable, ofrecería las siguientes ventajas:

  • Una fuente ilimitada de combustible, el deuterio procedente de los océanos;

  • Imposibilidad de un accidente en el reactor, ya que la cantidad de combustible en el sistema es muy pequeña

  • Residuos mucho menos radiactivos y más sencillos de manejar que los procedentes de sistemas de fisión.

  • Las dos características fundamentales de la fisión nuclear en cuanto a la producción práctica de energía nuclear son las siguientes:

    • La energía liberada por la fisión es muy grande. La fisión de 1 kg. de uranio 235 libera 18,7 millones de kilovatios hora en forma de calor. El proceso de fisión iniciado por la absorción de un neutrón en el uranio 235 libera un promedio de 2,5 neutrones en los núcleos fisionados. Estos neutrones provocan rápidamente la fisión de varios núcleos más, con lo que liberan otros cuatro o más neutrones adicionales e inician una serie de fisiones nucleares automantenidas, una reacción en cadena que lleva a la liberación continuada de energía nuclear.

    El uranio presente en la naturaleza sólo contiene un 0,71% de uranio 235; el resto corresponde al isótopo no fisionable uranio 238. Una masa de uranio natural, por muy grande que sea, no puede mantener una reacción en cadena, porque sólo el uranio 235 es fácil de fisionar.

    • Es muy improbable que un neutrón producido por fisión, con una energía inicial elevada de aproximadamente 1 MeV, inicie otra fisión, pero esta probabilidad puede aumentarse cientos de veces si se frena el neutrón a través de una serie de colisiones elásticas con núcleos ligeros como hidrógeno, deuterio o carbono. En ello se basa el diseño de los reactores de fisión empleados para producir energía.

    Reacción en cadena

    Fenómeno generado a partir de los productos de una reacción y hacen que este se prolongue por mucho tiempo, pues la materia prima de la reacción se sigue obteniendo a partir de esta misma.

    Esta solo es posible con la presencia de los neutrones, ya que estos son los únicos capaces de llegar al núcleo del átomo sin ser repelidos en la periferia o en al llegar al núcleo por la ausencia de carga eléctrica.

    Velocidad de los electrones

    A los electrones se les clasifica como lentos o rápidos según la velocidad que lleven al momento de golpear el núcleo atómico.

    Los rápidos llevan velocidades por encima de la velocidad de resonancia, es decir 8.000 km/s.

    Los lentos alcanzan velocidades de 2.500 m/s.

    Reacción nuclear

    Una reacción nuclear puede representarse esquemáticamente en la forma:

    a + X -------------> Y + b

    donde X e Y son los núcleos inicial y final, a es la partícula empleada como proyectil y b la partícula emergente. Para que ocurra la reacción es necesario que la partícula a tenga una energía suficiente para producirla. En las primeras reacciones nucleares realizadas

    en el laboratorio se emplearon como proyectiles partículas procedentes de una desintegración radiactiva. Más adelante se construyeron los llamados aceleradores de partículas, donde la energía necesaria se obtiene mediante la acción de campos eléctricos o magnéticos.

    Un criterio ampliamente usado para clasificar las reacciones nucleares consiste en definirlas sobre la base de las dos partículas incidente y emergente, a y b. Así, se habla de reacciones (n, p) en las que la partícula incidente es un neutrón y la emergente un protón, etc.

    Cuando no existían aún los aceleradores, se utilizaba como proyectil la radiación alfa de una desintegración radiactiva; los trabajos de Rutherford en los primeros decenios de este siglo se centraron en este tipo de reacciones. La construcción de aceleradores de partículas permitió el empleo de otros proyectiles cargados, principalmente protones. En 1934 el físico italiano Enrico Fermi concibió la idea de emplear el neutrón como proyectil y el grupo de investigadores dirigido por él, estudió sistemáticamente las reacciones entre neutrones y los diversos elementos de la tabla periódica. En una de estas reacciones, la que tiene lugar entre el uranio235 y el neutrón, en los últimos días de 1938 Otto Hahn descubrió la fisión.

    Entre los tipos más importantes de reacciones nucleares debemos citar:

    • Dispersión: En ellas la partícula es de la misma naturaleza que el proyectil. Todo ocurre como si éste hubiese rebotado contra el blanco, aunque nadie podría asegurar que la partícula emergente sea la misma que incidió. Cuando la energía cinética total de los productos originales es igual a la de los productos finales de la reacción se dice que se trata de una dispersión elástica. Si, por el contrario, la energía cinética total de los productos de reacción es menor que la inicial, diremos que es una dispersión inelástica. En este caso, la diferencia entre ambas energías es absorbida por el blanco, el cual queda excitado.

    • Captura: En esta reacción la partícula incidente es absorbida por el blanco sin que se produzca ninguna partícula emergente, con la excepción de fotones gamma.

    • Fisión: En este tipo de reacción, un núcleo pesado se rompe en, generalmente, dos fragmentos cuyos tamaños son del mismo orden de magnitud, lo que va acompañado de una emisión de neutrones y radiación gamma, con la liberación de una gran cantidad de energía. Aunque existen casos de fisión espontánea o de fisión por captura de un fotón, la reacción se produce normalmente por la captura de un neutrón.

    • Fusión nuclear: Es una reacción entre dos núcleos de átomos ligeros en la que se produce un núcleo de un átomo más pesado, unido a la liberación de partículas elementales y de una gran cantidad de energía.

    La energía liberada en el Sol y en las estrellas proviene de reacciones de fusión nuclear.

    Ciclo del combustible

    Se conoce como Ciclo del Combustible Nuclear al conjunto de operaciones necesarias para la fabricación del combustible destinado a las centrales nucleares, así como al tratamiento del combustible gastado producido por la operación de las mismas.

    En el caso del uranio, el ciclo cerrado incluye la minería, la producción de concentrados de uranio, el enriquecimiento (si procede), la fabricación de los elementos combustibles, su empleo en el reactor y la reelaboración de los elementos combustibles irradiados, para recuperar el uranio remanente y el plutonio producido, separando ambos de los residuos radiactivos de alta actividad que hay que evacuar definitivamente.

    Si el combustible irradiado no se reelabora es considerado en su totalidad como residuo radiactivo, lo que se denomina ciclo abierto, con lo que no se completa el denominado ciclo del combustible nuclear.

    Centrales nucleares

    LAS CENTRALES NUCLEARES

    Las centrales nucleares son centrales termoeléctricas, una instalación que aprovecha una fuente de calor para convertir en vapor de a alta temperatura un líquido que circula por un conjunto de conductos; dicho vapor acciona un grupo turbina alternador, produciendo así la energía eléctrica. La diferencia esencial con entre las centrales termoeléctricas nucleares y las clásicas reside en la fuente de calor, en las clásicas este se consigue mediante la combustión de fuel - oil, carbón o gas en una caldera. En las nucleares mediante la fisión de núcleos de uranio.

    Los reactores nucleares son máquinas que permiten iniciar, mantener y controlar una reacción en cadena de fisión nuclear

    Aplicación

    La principal aplicación es generar energía eléctrica para el uso normal de millones de personas en todo el mundo en las actividades diarias, generar energía para el movimiento de submarinos, motores

    La energía nuclear tiene diversas aplicaciones entre las cuales encontramos el desarrollo de tecnología utilizando las radiaciones para acabar con algunas enfermedades, para acabar con plagas en los cultivos. Claro esta que la parte benéfica de las radiaciones depende de que tipo se use si es radiación ionizante o radiación no ionizante.

    Funcionamiento

    De forma casi universal la electricidad se produce, gracias a un principio mecánico, haciendo girar el rotor de un alternador. Además de este principio, también se produce una reducida cantidad de electricidad, gracias a un principio físico, en las células fotovoltaicas, y está iniciándose el desarrollo de la producción de electricidad, gracias a un principio químico, en las celdas de combustible.

    Para hacer girar el rotor del alternador se pueden utilizar fuerzas mecánicas naturales como la hidráulica o la eólica, las generadas en un motor o, lo que es más general, en una caldera en la que se produce vapor a partir de quemar carbón, fuel-oil, gas, biomasa o un "combustible nuclear".

    La obtención del calor a partir de un combustible nuclear se basa en la ruptura del uranio 235, que puede dividirse bombardeándolo con neutrones. Cuando un neutrón golpea un núcleo U-235, éste se parte en dos y libera una gran cantidad de calor, radiación gamma y dos o tres neutrones nuevos.

    En un reactor nuclear, se dispone todo de forma que, cuando se rompe un núcleo, uno de los neutrones liberados golpea otro núcleo de uranio a la velocidad adecuada y hace que también se rompa, y así sucesivamente. Además, la reacción en cadena se controla para que la producción de calor no supere los límites fijados.

    El combustible de Uranio o Plutonio es introducido en el reactor bajo la forma de unas barras cilíndricas revestidas con una cubierta metálica. Las barras de combustible deben ser capaces de resistir las altas temperaturas a las que funciona un reactor.

    Su calor es extraído por el agente de enfriamiento el cual lo transporta fuera del reactor, donde la cede a otro sistema de generación de vapores que pone en movimiento las turbinas de los generadores de energía eléctrica. El vapor descompresionado posteriormente se envía dentro de un condensador donde se convierte en agua que es nuevamente enviada al generador de vapores. El agua de enfriamiento del condensador es con regularidad sacada de los cursos de agua cercanos.

    Componentes de una central nuclear

    Centrales nucleares

    Edificio de contención

    Se le conoce como la vasija del rector, es la zona en la que se encuentran las barras de combustible y las barras de control rodeadas por el moderador, en una distribución adecuada, de modo que cuando éstas últimas están insertadas la reacción nuclear se detiene. La reacción se inicia al retirar las barras de control.

    Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están diseñados de tal modo que éstas se inserten (entran) en determinadas circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o disparo.

    El núcleo está refrigerado por el fluido, casi siempre agua, del circuito principal que actúa además, en la mayoría de los casos, como moderador de los neutrones. El núcleo se contiene en una vasija de presión de acero que está dentro de un blindaje biológico (barrera de hormigón). Estas barreras resisten las cargas que pudieran producir hipotéticos movimientos sísmicos y evitar la salida de la radioactividad al exterior en caso de accidente. Este suele tener una forma esférica o cilíndrica rematada por una cúpula semiesférica. Se pueden encontrar reactores con alturas de 60 m y 40 m de diámetro.

    Edificio de manipulación del Combustible

    Este sirve tanto para almacenar las nuevas cargas de combustible como para guardar en piscinas el combustible ya utilizado hasta que sea trasladado a un centro de reprocesamiento.

    En una central nuclear el combustible es, generalmente, óxido de uranio, un elemento de origen natural que se encuentra con frecuencia en la corteza terrestre.

    En todas las centrales que están en funcionamiento en España, se emplea uranio 235 ligeramente enriquecido, con un grado de enriquecimiento que oscila entre el 3% y el 5%.

    Este material se encuentra en forma de pastillas cerámicas cilíndricas que se introducen en el interior de una vaina o envoltura metálica de unos 4 metros de longitud, formando las barras de combustible. Dichas barras se agrupan a su vez en haces cuadrados, llamados elementos combustibles.

    Centro de reprocesamiento

    En el se extraen los materiales aún aprovechables. este sitio y el edificio de contención suelen estar conectados para poder trasladar los elementos radiactivos sin salir de la zona controlada de la central, la cual se encuentra completamente aislada del resto de las dependencias

    Sistema de control y protección del reactor

    Para vigilar y controlar el funcionamiento del reactor se dispone de instrumentación para medir el flujo neutrónico del reactor, la temperatura y presión del refrigerante y otra serie de parámetros de proceso. Cuando alguno de estos parámetros se desvía del rango normal de operación, actúan los sistemas de control para devolver el parámetro a su rango de operación. En caso de que persista la perturbación y se alcancen unos valores prefijados, actúa automáticamente el sistema de accionamiento de las barras de control que hace que éstas se inserten, extinguiendo la reacción nuclear y dando lugar a lo que se llama parada automática o disparo.

    Barras de combustible

    Los elementos combustibles se construyen de barras del uranio natural o enriquecido en forma metálica o del óxido, dependiendo del tipo de reactor.

    Las barras están contenidas en un material conveniente para evitar que los productos de la fisión se filtren en la secuencia del líquido refrigerador. Este material de la contención varía, encontramos la aleación del magnesio, aleación del circonio, o inoxidable estos pueden ser utilizados dependiendo de la tecnología implicada.

    Estas de barras están llenas de uranio, los neutrones se emiten mientras que el material radiactivo que esta dentro se al bombardea con neutrones a una velocidad determinada.

    La energía que se crea por el proceso de la fisión es la que da el calor necesario que se transfiere al agua para crear vapor presurizado para mover las turbinas y generar electricidad.

    Centrales nucleares

    El combustible nuclear durante su estancia en el núcleo del reactor se encuentra sometido a una elevada irradiación neutrónica, transformándose su constitución a lo largo del tiempo.

    Antes de introducir el combustible, se pueden caracterizar tres partes distintas:

    a) El propio combustible (UO2).

    b) La vaina.

    c) Materiales estructurales (rejillas, tubos guía, etc.).

    Con la irradiación, estos materiales experimentan las siguientes transformaciones:

    a) En el combustible (UO2), fruto de la rotura de los átomos, aparecen productos de fisión (P.F.), que en general son emisores beta y gamma. Por reacciones de captura neutrónica parte del U-235 pasa a U-236 y parte del U-238 se transforma en los elementos pesados, conocidos por transuránidos (TRU), como plutonio, neptunio, americio y curio, caracterizados por ser emisores alfa.

  • A su vez, el plutonio generado (Pu-239) se fisiona en parte, pues es un elemento fisionable (1 g de Pu-239 equivale a 1 g de U-235) y contribuye a la generación de energía y al inventario de los productos de fisión.

  • c) La aparición del U-236, de los productos de fisión y de los TRU limitan el grado de quemado, aunque aún queden U-235 y plutonio, porque interrumpen la reacción de fisión en cadena al captar neutrones (son venenos neutrónicos) y hay que sacar los elementos del núcleo del reactor y sustituirlos por nuevos en una operación que se llama recarga, en la que se renueva entre un tercio y un cuarto del número total de elementos que hay en el núcleo. Esta operación se hace, dependiendo del tipo de central, en ciclos de 12, 18 o 24 meses. Los elementos retirados se conocen por combustible irradiado, gastado o quemado.

    d) En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominados productos de activación, formados por reacciones de captura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos, dando lugar a elementos radiactivos. El isótopo radiactivo más importante que se forma es el cobalto-60.

    Un reactor de 1.000 MW de potencia utiliza entre 20 y 30 t de combustible por año. En el combustible gastado está contenida más del 99,5 % de la radiactividad artificial que se genera en la producción de energía eléctrica en las centrales nucleares.

    El combustible gastado contiene los productos de fisión y los elementos transuránidos generados durante el quemado del combustible en el reactor, así como el uranio no consumido (considerando el caso más general de no reelaboración del combustible gastado). Los productos de fisión son emisores gamma y beta, siendo únicamente la radiación gamma la que tiene un poder de penetración grande y, consecuentemente, está presente en el exterior del combustible con un valor que depende del tipo de radisótopo considerado; la radiación beta nunca sale al exterior del combustible. Estos emisores gamma, teniendo en cuenta su periodo de semidesintegración y su energía, en unos 700 años habrán decaído a valores radiactivos de fondo natural.

    El uranio no consumido y los elementos transuránidos son, esencialmente, emisores alfa de bajo poder de penetración (tienen las mismas características que los minerales radiactivos); desde el punto de vista de las radiaciones emitidas no constituyen riesgo tras un periodo de almacenamiento de 700 años, al igual que los productos de fisión. Estos elementos, por tanto, son sólo peligrosos si se liberan y encuentran camino para ser inhalados (para lo que es preciso que sean transformados en gases) o ingeridos (para lo que es preciso que entren en la cadena alimentaria de vegetales, animales y personas). Es decir, el impacto de un almacén de residuos de alta actividad, una vez transcurridos 700 años, sería análogo al que puede producir un depósito de seguridad l

    Una pieza importante del reactor es el " asesor ", dentro del cual los neutrones se mueven alrededor de muchos núcleos sin ser absorbidos, gradualmente por el movimiento la energía se va perdiendo.

    Algunos reactores utilizan el carbón como su asesor o moderador en la forma de grafito. Otros utilizan agua pesada (deuterio D2O). La base del reactor por lo tanto consiste en un bloque o un tanque del asesor en el cual se inserten las barras de combustible. Para controlar las barras de control del reactor nuclear (el equivalente de dar vuelta para arriba o tragar la llama en una cocina del gas) hechas del boro o del cadmio se insertan cerca de la barra de combustible para absorber los neutrones. Es el desbloquear de estos neutrones de las barras de combustible que permite que la reacción en cadena del proceso de la fisión continúe. Cuando las barras se insertan completamente absorben tan muchos neutrones que la reacción en cadena no puede ser mantenida y las paradas del reactor. Cuando se produce la reacción no se para no más de calor y así que el reactor comienza a refrescarse, disipando el calor latente dentro de él.

    Sistema de contención

    El edificio de contención o edificio del reactor contiene a éste y el circuito de refrigeración principal. Es un recinto resistente a la presión y está diseñado para prevenir el posible escape de productos radiactivos al exterior, tanto en condiciones normales como en emergencias y para resistir el impacto que pudieran causar los sucesos o accidentes exteriores a la propia central.

    Sistema de refrigeración

    La reacción nuclear controlada, que tiene lugar en el combustible, desprende gran cantidad de calor. Por ello es necesario extraer ese calor. En primer lugar, porque la obtención del vapor que mueva la turbina es la finalidad última del reactor y, en segundo lugar, para evitar el calentamiento progresivo del núcleo, lo que podría llegar a producir, en caso de fallo de los diversos sistemas de refrigeración, su fusión y consiguiente destrucción.

    Para la seguridad nuclear es esencial mantener en cualquier circunstancia la refrigeración del núcleo para extraer el calor generado por el combustible.

    En operación normal, el calor del núcleo se extrae mediante el circuito principal. En un reactor, de agua a presión (PWR) ese es el circuito primario; en un reactor de agua en ebullición (BWR), es el circuito agua-vapor.

    Tras la parada del reactor éste sigue generando calor, aunque ya no haya fisiones, por el calor residual de los productos de fisión. Ese calor se evacua por medio de un circuito especial con bombas y cambiadores, lo que constituye un circuito de seguridad.

    Salvaguardias tecnológicas

    Son los sistemas de seguridad previstos para actuar en caso de accidente, con el fin de evitar o limitar la liberación de sustancias radiactivas al exterior. Estos sistemas realizan la refrigeración de emergencia del núcleo y el aislamiento del edificio de contención. Están diseñados con redundancia, diversidad, y separación física entre sistemas redundantes que realizan la misma función, a fin de que el fallo en uno de ellos no pueda afectar a los demás y dotarlos de máxima fiabilidad.

    Sala de control

    Es el recinto dentro de la central nuclear desde el que se controla y activan, de forma remota, los equipos de producción de energía y de seguridad de la central.

    • Asimismo cuanta con otras dependencias, como el tratamiento de aguas, almacenamiento temporal de residuos, laboratorios, talleres y un parque eléctrico propio formado por generadores accionados por grupos diesel que se utiliza en las operaciones de parada segura del reactor en emergencia y en general para ser empleado en toda circunstancia en la que la central no pueda disponer de energía de la red.

    Clasificación de los reactores

    Clasificación general

    Criterios

    Combustible

    Uranio 233- Uranio 235- Plutonio 239

    Material fértil

    Torio 232- Uranio 238

    Refrigerante

    Anhídrido carbónico, Helio, Agua, Agua Pesada, Bencina Difenilo, Bencina Trifenilo, Mercurio Sodio, Potasio, Aleación sodio-potasio, Litio, Galio.

    Moderador

    Agua, Agua pesada, Grafito, Berilio

    Naturaleza del combustible

    Homogéneo y heterogéneo

    Energía de los neutrones

    Lentos, rápidos. Intermedios

    Finalidad

    Simples, convertidores, reproductores

    A partir del cuadro anterior si se intenta una clasificación el número de reactores que pueden llegar a existir es de 3.744, pero por diversas causas muchos de estos reactores son irrealizables.

    Por esto el número de reactores de disminuye mucho y se consideran por el momento 8 reactores característicos.

    De acuerdo al material fisionable

    Según sean las proporciones del material fisionable y del materia fértil se pueden obtener tres clases de reactores nucleares.

    • Reactores simples: en estos se busca ante todo la producción de energía calorífica.

    Estos reactores queman uranio natural, con enriquecimiento de Uranio 235.

    • Reactores convertidores: estos tienen una función mixta. Utilizan uranio natural y en ellos se transforma en energía calorífica todo el uranio 235 contenidos en el uranio natural, y además convierten una parte del U238 en plutonio 239 para ser utilizado posteriormente en otros reactores adecuados.

    • Reactores reproductores: su misión fundamental es producir materiales fisionables a partir de materiales fértiles, es decir que la producción de energía calorífica se estima secundaría e, incluso en algunos reactores se considera pérdida. Los dos materiales fértiles más importantes son el Uranio 238 y el torio 232. El reactor reproductor contiene una carga inicial de uranio 235 o bien de plutonio 239, rodeada de material fértil. De esta manera la carga de combustible inicia la reacción en cadena y se transforma el uranio 238 en plutonio 239, en otro caso el torio 232 en uranio 233.

    Casi todos los reactores que existen son reactores heterogéneos, en ellos, los elementos de combustible están aislados entre sí. En los reactores homogéneos, el combustible es una pasta de sulfato de Uranio, Oxido de uranio, aleación uranio - bismuto, etc., introducida en una caldera, esta pasta sirve a la vez como combustible, como moderador y como refrigerante. Solamente puede utilizares combustible enriquecido. Estos reactores están en estudio y solo se han construido de pequeña potencia, con fine experimentales

    A continuación los reactores homogéneos.

    Clasificación comercial

    Existen varios tipos de reactores nucleares, que incorporan soluciones y tecnologías diferentes. Las diferencias esenciales entre unos y otros se refiere al combustible que utilizan, el moderador y el refrigerante.

  • Reactor de agua en ebullición:

  • Combustible

    Uranio 238 enriquecido con Uranio 235.

    Moderador

    El agua natural

    Refrigerante

    El agua natural o ligera

    Rendimiento

    32% media

    Funcionamiento

    El agua hierve dentro del reactor y el vapor producido se introduce en una turbina de vapor, esta acciona un generador eléctrico. El vapor de salida de la turbina pasa por un condensador, donde vuelve a su estado líquido, se reinyecta después en el reactor nuclear por medio de una bomba centrífuga.

    En este tipo de reactores encontramos que las barras de control se accionan desde la parte inferior de la vasija del reactor y no desde la parte superior como ocurre con otro tipo de reactores.

    Impacto

    Alto

    Dimensiones

    Medianas

    Ventajas

    Es el más sencillo de concepción y de realización.

    Es autorregulador ya que al aumentar la temperatura provoca una baja de la energía producida.

    • Producciones altas de energía

    • Necesita de un área menor que otro tipo de centrales

    • Menor costo a largo plazo

    • Ciclo del material combustible

    Desventajas

    El vapor producido directamente en el reactor es radioactivo.

    Se hace difícil la revisión y reparación del circuito de agua.

    Se necesita una gran protección biológica

    • Alto costo inicial

    • Impacto generado a largo plazo

    • Los desechos producidos son altamente contaminantes

    • En caso de accidente las consecuencias pueden ser devastadoras

    • Estas ventajas y desventajas son de forma generalizada para los diferentes reactores que se nombran a continuación

    Centrales como estas la encontramos en Santa María de Garoña en España con 460 MVA.

    En USA se encuentra en Illinois con una potencia de 180 MVA

    En Suiza en Villigen con una potencia de 20 MVA

    Centrales nucleares

  • Reactor de agua a presión:

  • Combustible

    Uranio natural o enriquecido

    Moderador

    Grafito puro

    Refrigerante

    Anhídrido carbónico o helio

    Rendimiento

    28% media

    Funcionamiento

    El vapor producido por temperaturas mayores de 100C y grandes presiones pasa por un cambiador de calor, luego es enfriado y condensado. Un circuito secundario de agua acciona un generador eléctrico.

    Impacto

    Medio

    Dimensiones

    Mediana

    Ventajas

    Se pueden conseguir temperaturas mas elevadas por eso se tiene mejor rendimiento.

    Tiene un sistema de autocontrol

    Desventajas

    Tiene limitada la temperatura de funcionamiento

    Limitado funcionamiento técnico.

    Como los circuitos de agua son independientes, solamente el cambiador de calor se protege con una barrera biológica, la turbina de vapor queda libre de radioactividad y por lo tanto no es necesaria la protección.

    Alrededor del 70 % de los reactores del mundo son de tipo PWR ( pressurized water reactor).

    El combustible es el óxido de Uranio enriquecido en su isótopo U 235 entre un 2% y un 3.5 %.

    Este tipo de centrales las encontramos en USA en Pennsylvania, Vallegrande en Italia y la de Zorita en España

    Centrales nucleares

  • Reactor refrigerado a gas

  • Combustible

    Uranio 238 enriquecido con Uranio 235.

    Moderador

    agua natural o grafito

    Refrigerante

    agua a gran presión

    Rendimiento

    30% media alta

    Funcionamiento

    El vapor producido por temperaturas mayores de 100C y grandes presiones pasa por un cambiador de calor, luego es enfriado y condensado. Un circuito secundario de agua acciona un generador eléctrico.

    Impacto

    Medio

    Dimensiones

    Grandes

    Ventajas

    No se da radioactividad en el circuito de agua

    No se necesita una protección biológica fuera del reactor.

    Fácil recarga de combustible

    Ocupan mayor espacio

    Debido a la poca radiactividad del anhídrido carbónico o del helio el cambiador de calor puede instalarse sin protección biológica. En estos encontramos tres modalidades

    • GCR (gas cooled reactor): estos requieren dimensiones mayores que los demás, ya que como el gas no es buen conductor de calor, es necesario que exista una gran superficie de transferencia térmica entre los elementos combustibles y los refrigerantes. El factor de utilización también es alto ya que la disposición de las barras de control y de combustible, permite que la recarga del reactor pueda hacerse de manera continua.

    • AGR ( variced gas reacto): este es el resultado de la evolución del anterior. Utiliza Uranio, pobremente enriquecido hasta 1.2 %. La vasija de este reactor tiene menores dimensiones, por esto es posible corregir un aumento en la presión del refrigerante que mejora el rendimiento térmico del reactor.

    • HTGR (high temperature gas reactor): la diferencia con los anteriores es que utiliza habitualmente carburo de Uranio muy enriquecido hasta 93.5 %. Un gas que facilita la obtención de temperaturas muy elevadas sin alcanzar una presión excesiva, lo que hace posible que el rendimiento térmico de reactor sea elevado.

    Centrales nucleares

    Este tipo de reactores los encontramos en Inglaterra, en Francia, en Italia y en Japón.

  • Refrigerado por aire

  • Combustible

    Uranio enriquecido

    Moderador

    Grafito

    Refrigerante

    Aire previamente filtrado

    Funcionamiento

    El vapor producido por temperaturas mayores de 100C y grandes presiones pasa por un cambiador de calor, luego es enfriado y condensado. Un circuito secundario de agua acciona un generador eléctrico.

    Desventajas

    Hay que tener una continua vigilancia de la radioactividad del aire en el sector

    Los filtros son costosos

    Este tipo de reactor está en Francia, en Marcoule, el vapor luego de pasar por el intercambiador de calor se escapa a la atmósfera por unos filtros donde quedan retenidos los materiales radioactivos

  • Reactor de agua pesada

  • Combustible

    Uranio natural

    Moderador

    Agua pesada en atmósfera de Helio

    Refrigerante

    Agua pesada

    Funcionamiento

    El agua pesada se pasa por un cambiador de calor cuyo circuito secundario es atravesado por el agua, que se inyecta en la turbina en forma de vapor

    El reactor está formado por un tanque de forma cilíndrica al que se conoce con el nombre de calandria, dotado de una serie de tubos pasantes unidos a la base del tanque. El combustible y el refrigerante se encuentran dentro de esos tubos, mientras que el moderador los baña.

    Estos son conocidos con el nombre de Candu y funciona con neutrones lentos.

    El moderador es agua pesada es decir, agua en la que se encuentran dos átomos de deuterio que es un isótopo el hidrogeno, por cada uno de oxigeno.

    Centrales nucleares

    Como ejemplos de centrales nucleares se pueden citar la central canadiense Des Joachims en Ontaro del sur, la central norteamericana de Florida.

  • Reactor de sodio-grafito

  • Combustible

    Uranio enriquecido

    Moderador

    Grafito puro

    Refrigerante

    Sodio-grafito

    Potencia

    90MVA-600MVA

    Rendimiento

    34% alta

    Funcionamiento

    El vapor producido por temperaturas mayores de 100C y grandes presiones pasa por un cambiador de calor, luego es enfriado y condensado. Un circuito secundario de agua acciona un generador eléctrico.

    Impacto

    Bajo

    Dimensiones

    Grande

    Ventajas

    Es el segundo de mejor rendimiento

    Desventajas

    Las aguas del reactor son muy radioactivas.

    El sodio es muy radioactivo y debe evitarse el contacto con el agua de la turbina de vapor, para ello el sodio se hace pasar por un cambiador de calor intermedio por cuyo interior

    Pasa una aleación líquida de sodio y potasio, que actúa como agente transmisor de calor en el cambiador de calor final del calor, cuyo circuito secundario es atravesado por el agua de la turbina.

    El sodio y la aleación de potasio no son líquidos fáciles de manejar. Para conseguir una circulación continua se emplean bombas electromagnéticas, cuyo fundamento es parecido al de los motores de inducción: solo que aquí se consigue un movimiento longitudinal del sodio líquido mediante la acción combinada de campos magnéticos intensos y corrientes inducidas.

    Se encuentran en Hallam Nebraska USA y otro en lagoona Beach Michigan USA.

  • Reactor reproductor rápido

  • Combustible

    Plutonio 239 y uranio 233 -uranio 235 y plutonio 239

    Moderador

    No tienen

    Refrigerante

    Sodio líquido

    Rendimiento

    40% muy alta

    Funcionamiento

    Estos reactores transforman el material fértil en combustible. El exceso de material combustible es el que se usa para la producción de energía eléctrica. Estos producen mas combustible del que consumen.

    Impacto

    Alto

    Dimensiones

    Medianas

    Ventajas

    Es el que tiene mejor rendimiento

    Desventajas

    Son los mas riesgosos de todos

    Estos constan de un núcleo combustibles de uranio 235 rodeado de varias capas de material fértil que es U 238, en el material fértil se va produciendo plutonio 239, que posteriormente se empleará en el núcleo para producir aún más plutonio.

    Otras veces el material fértil es el torio 232 y entonces se produce como material combustible el U 233 que posteriormente sustituirá en el núcleo al U 235.

    Estos son rápidos es decir que carecen de moderador, los neutrones se utilizan para fisiones posteriores, ala velocidad que llevan como consecuencia de producirse la primera

    Fisión. Por este motivo se necesitan para este tipo de reactores materiales muy ricos en material fisible, ya que por la elevada velocidad de los neutrones las probabilidades de nuevas fisiones al chocar con otros núcleos son escasas y deben compensares con una gran masa de material fisible.

    Como material refrigerante se utiliza, generalmente, el sodio líquido, de la misma manera que en los reactores de sodio- grafito.

    Además hasta que o halla producido material combustible en suficiente cantidad (primero U235 y, posteriormente Plutonio 239), no podrán construirse reactores reproductores de gran potencia.

    Se pueden encontrar, el NRTS en Idaho USA, el Dounreay en Escosia y el Oulianouvsk en la antigua unión soviética.

    Centrales nucleares

    Materiales de los reactores nucleares

    Los materiales empleados en los reactores se pueden resumir en los siguientes grupos:

    • Materiales fisionables. Realizan la misma misión que los combustibles en las centrales térmicas convencionales, constituyen la materia prima en la que, por fisión de sus núcleos atómicos, se desarrolla la energia calorífica necesaria. Los materiales fisionables empleados en las centrales nucleares son: uranio 233, uranio 235 y plutonio 239.

    • Materiales reproductores: se trata de materiales no directamente fisionables o poco fisionables, en los que, por procedimientos adecuados se consiguen materiales fisionables. Los más importantes son: uranio 238 y torio 232.

    • Materiales moderadores: la misión de los moderadores es rebajar la velocidad de los neutrones que quedan en libertad a causa de las sucesivas fisiones de lo átomos que constituyen los materiales fisionables. Los materiales moderadores han de tener una serie de propiedades entre las cuales, las más importantes son las siguientes.

    • Que tengan pocas partículas en su núcleo. De esta manera, resultan muy difíciles de romper por el choque de un neutrón procedente de anteriores fisiones.

    • Que sean elásticos. Ya que así absorben una parte de la energía cinética del neutrón incidente, el cual como consecuencia, sale rebotando del choque a menor velocidad de la que traía

    • Que no sean sustancias absorbentes de neutrones rápidos. Pues de lo contrario no sería posible la reacción en cadena, por que llegaría un momento en que faltarían neutrones libres para mantenerla.

    Puede comprenderse fácilmente que resulta muy difícil encontrar materiales que reúnan estas 3 propiedades. Los mas empleados son: el agua, el agua pesada, el grafito, y el berilio.

    El agua que todos conocemos, es el moderador que tiene mejores propiedades elásticas; ósea que frena mejor los neutrones rápidos. Desgraciadamente absorbe muchos de estos neutrones lo que hace que no pueda utilizarse en reactores de uranio natural o poco enriquecido, donde resulta esencial aprovechar el máximo numero de neutrones rápidos, para mantener la reacción en cadena. El agua puede utilizares como moderador en reactores de uranio altamente enriquecido, en los puede admitirse una perdida suplementaria por absorción de neutrones rápidos.

    Como material moderador es más interesante el agua pesada. El agua pesada, el hidrogeno se sustituye por uno de sus isótopos, el deuterio que tiene una carga positiva nuclear como él hidrogeno, pero también un neutrón nuclear, del que carece el hidrogeno. Por lo tanto su formula es:

    21H

    Como los átomos de deuterio tiene más partículas que las de hidrogeno, pesaran más. El agua pesada, por lo tanto pesará mas que el agua ordinaria para un mismo volumen de donde viene el nombre.

    El agua pesada no apaga la sed y produce efectos muy parecidos a los del alcohol, pero una borrachera es muy costosa. Hace mas lentos los procesos vitales por lo que se ha dicho de ella que es el elixir de la juventud. Existe en el agua ordinaria, en la proporción de una parte de agua pesada por 4.700 partes de agua ordinaria.

    Su obtención es muy difícil

    El grafito es el moderador mas usado industrialmente, aunque su poder moderador es 4 veces menor que el de 21H. Pero es más económico. El grafito es carbono puro

    El grafito empleado en los reactores nucleares ha de ser extraordinariamente puro y no puede contener ningún veneno nuclear, por lo que generalmente se prefiere el grafito sintético y refinado varias veces.

    El berilio también se utiliza como moderador bajo forma de metal puro, o como oxido de berilio, es un metal muy ligero, de propiedades parecidas al aluminio y frena de modo suficiente los neutrones rápidos para hacer posible la transformación de uranio 238 en plutonio, en los reactores reproductores. Pero por sus buenas propiedades mecánicas, ese metal se emplea con mas frecuencia como material de construcción.

    • Materiales absorbentes. Estos materiales limitan las reacciones nucleares en cadena, absorbiendo los neutrones sobrantes y haciendo el proceso regulable evitando que estas reacciones se sucedan con tal rapidez, que produzcan una explosión atómica. Los materiales utilizados: son el cadmio, el boro

    • Materiales protectores: el funcionamiento de los reactores nucleares tiene que ser seguro para el personal que lo maneja por esto, debe apantallarse es decir, han de preverse dispositivos destinados a proteger el personal contra las radiaciones radioactivas. Incluso en los mas pequeños reactores se precisan grandes cantidades de materiales de apantallamiento.

    Como materiales protectores se emplean el plomo y hormigones especiales. Estos llevan en su composición baritina, llamada también espato pesado que proporciona gran opacidad para las radiaciones radioactivas

    • Materiales reflectores: estos evitan las fugas de neutrones hacia el exterior, reflejando parte de los neutrones escapados y haciéndoles volver hacia el interior del reactor. Por lo general se montan en forma de pared entre el reactor propiamente dicho y el apantallamiento exterior. Los materiales moderadores pueden servir también como materiales reflectores puesto que sobre ellos parte de los neutrones sufren repetidas reflexiones. De esta manera en los reactores nucleares sencillo se emplean el grafito como material reflector. El material reflector por excelencia, es el circonio que además resulta insustituible en los reactores reproductores, pues obliga a los neutrones a volver a la materia fisionable.

    • Materiales refrigerantes: la misión es el transporte de l a energía calorífica producida por el reactor hasta los cambiadores térmicos; por otro lado refrigerar el reactor evitando su sobrecalentamiento.

    Naturalmente, un buen material refrigerante ha de ser en lo posible buen conductor de calor, con objeto de poder realizar el transporte de la energía térmica con pequeñas perdidas. También habrá de tener un bajo punto de fusión, con lo que se necesitara poca energía calorífica para llevar el refrigerante hasta dicho punto y a la vez una lato punto de ebullición para poder ser utilizado a las latas temperaturas presentes en el reactor. Finalmente, tienen que ser poco absorbentes de neutrones y no ha de tener propiedades corrosivas ni ser atacados por los ácidos y las sustancias que se producen en las reacciones nucleares. Resulta casi imposible encontrar el refrigerante perfecto; y todos los refrigerantes prácticos conocidos tiene algunas de estas desventajas.

    Se pueden clasificar los refrigerantes conocidos en tres grandes grupos:

    • Refrigerantes gaseosos : se emplean diversos gases sobre todo el anhídrido carbónico y el helio, la principal ventaja de estos gases es que son inertes, es decir que reaccionan con mucha dificultad por lo tanto no pueden volverse radioactivos, ni son corrosivos ni se descomponen en contacto con otros cuerpos. El inconveniente mas grande es su bajo punto de ebullición lo que hace que para rendimientos elevados deben empalase a muy alta presión con el consiguiente encarecimiento de la instalación necesaria.

    • Refrigerantes líquidos: el mas conocido es el agua, además de su economía el agua actúa, simultáneamente como refrigerante y como moderador, pero no todas son ventajas; el agua solamente puede utilizarse como moderador con combustible enriquecido ya que absorbe muchos neutrones, además el agua que se emplea como refrigerante en lo reactores ha de mantenerse en muy alto grado de pureza por que cualquier impureza puede constituir una alta absorbencia de neutrones que incluso, podría llegar a para la reacción en cadena.

    • Refrigerantes metálicos. Se utilizan metales líquidos a un a temperatura ordinaria o con bajo punto de fusión como el sodio, al galio y otros. Presentan las siguientes ventajas: pueden trabajar a la presión ordinaria a temp. Superiores a 500 C sin descomponerse o estropearse, por su naturaleza metálica son muy buenos conductores de calor, por sus características nucleares pueden emplearse sin inconveniente en reactores rápidos. Las desventajas

    • Materiales de construcción

    El empleo practico de la energía nuclear significa una tecnología altamente desarrollada, la realización de trabajos mecánicos de gran precisión y materiales con alto de pureza y, en ocasiones, no empleados hasta ahora, que exigen, por lo tanto, nuevos procedimientos metalúrgicos. Además, todos los materiales de construcción han de ser poco absorbentes de neutrones. Veamos algunos de estos materiales.

    En la construcción de reactores nucleares hay que emplear aceros inoxidables con alto contenido de níquel porque en el proceso de enriquecimiento de uranio 235 aparece ácido fluorhídico que corroe el acero ordinario pero no ataca los aceros con alto contenido de níquel. Se emplean también tuberías y recipientes de níquel en el proceso de separación de del plutonio y el uranio y, aleado con tungsteno, sirve como protección contra las radiaciones radioactivas.

    El berilio tiene gran importancia como material de construcción de las vainas de protección de las barras de combustible nuclear (uranio y plutonio), que no pueden estar en contacto directo con el refrigerante. Por su gran resistencia a los efectos corrosivos del agua pura, se le emplea, solo como aleado, en las tuberías y recipientes de los reactores que utilizan agua como refrigerante.

    El niobio es otro de los materiales utilizados en la construcción de reactores nucleares que no se había empleado antes del aprovechamiento de la energía atómica. Es un metal gris, brillante que soporta las mayores temperaturas sin deformarse, propiedad muy interesante para le técnica nuclear, donde son necesarios materiales que trabajen a altas temperaturas, propiedad muy interesante para la técnica nuclear, donde son necesarios materiales que trabajen a altas temperaturas. Es atacado por el ácido fluorhídico, pero resiste bien la acción de los demás ácidos. Aleado con el acero inoxidable hace a este maleable. El niobio adquiere de ida en ida mayor importancia técnica, como material de recubrimiento de las barras de combustible.

    También se emplean otros materiales en la construcción de reactores nucleares, solos o aleados, como el aluminio, el magnesio, el titanio, etc., además del cadmio, el circonio.

    Impacto ambiental

    • Subproductos atómicos: se les llama también productos de escisión y son los materiales resultantes de los procesos de fisión que suceden en los reactores nucleares. Es decir, que son a modo de “cenizas atómicas”, que como en las centrales termoeléctricas clásicas, deben eliminarse regularmente, pues la acumulación de estos productos en el reactor ocasiona una perdida progresiva del rendimiento del mismo; además podría llegar a pararse totalmente la reacción en cadena puesto que algunos de estos productos los denominados venenos atómicos, son muy absorbentes de electrones; tales como el samario, el boro, y el hafnio: un gramo de boro en una tonelada de uranio, basta para detener la reacción en cadena.

    Solamente una parte de estos subproductos es aprovechable para usos médicos o industriales. Pero una inmensa mayoría de estos cuerpos son muy radioactivos y, por lo tanto muy perjudiciales para la salud del hombre. La eliminación de estos cuerpos nocivos extraña una serie de problemas de muy difícil solución.

    Por cada de plutonio, se obtiene, se obtiene una cantidad casi igual de subproductos atómicos; tales como el lantalo 140, el rubidio 97, el xenón 144, el estroncio 90, el cesio 137, etc. Algunas de sustancias, como el estroncio 90, son extraordinariamente radioactivas y conservan esta propiedad durante varios años (20 años, en el caso del estroncio); otras, aunque no tan radioactivas, como el carbono 14, conservan esta propiedad durante mucho tiempo (5.570 años en el cuerpo citado).

    La acumulación de las inmensas cantidades de estos productos que resultan de las reacciones nucleares están creando para nosotros y para la prosperidad, una progresiva acumulación de radioactividad, muy perjudicial para los de seres humanos. Con el agravante de que la actividad de estos cuerpos no puede eliminarse por procesos físicos y químicos, sino solamente por el lento proceso de disminución de sus propiedades radioactivas.

    • Gestión de residuos radioactivos.

    ¨Se entiende por gestión de residuos, el conjunto de actividades que conducen a su reutilización, su desaparición o, en su defecto, su neutralización y evacuación a lugares localizados, garantizando la seguridad a largo plazo¨.

    Toda actividad humana genera residuos en mayor o menor medida. Se trata de sustancias, materiales u objetos, restos de productos naturales o de procesos de fabricación, para los que ya no se prevé ningún uso.

    En nuestra sociedad hay un aumento continuo de la producción de residuos por múltiples razones; entre ellas, cabe destacar el rápido crecimiento demográfico y la tecnificación e industrialización crecientes.

    En España se producen al año 300 millones de toneladas de contaminantes atmosféricos, 20 millones de toneladas de residuos sólidos urbanos, 4 millones de toneladas de residuos peligrosos y 2.000 toneladas de residuos radiactivos, de los cuales, sólo 160 toneladas corresponden a combustible gastado.

    La sociedad industrializada se enfrenta con un problema difícil, al tener que diseñar, acometer y conseguir una gestión adecuada para todos los residuos que se producen.

    El panorama mundial de los residuos peligrosos de la industria convencional se presenta grave y preocupante, en unos países con más retraso que en otros, pero con el denominador común de grandes volúmenes y escaso control y el problema de la ubicación de los mismos.

    La preocupación por los residuos se inició en Europa con la Directiva 75/442/CEE, modificada por la Directiva 91/156/CEE y la creación, por parte de la Comisión de la Unión Europea, la Dirección General XI, la cual preparó y presentó al Consejo de Europa en 1989 un documento de estrategias de gestión para todos los residuos. A pesar de la importancia concedida por la Comisión a la política de residuos y las medidas adoptadas en los últimos veinte años, se ha podido constatar que el reciclaje y la reutilización continúan en un estado incipiente. Por ello, el Quinto Programa de Acción (1993-2000) ha querido fijar unos objetivos a largo plazo para cada uno de los ámbitos, entre los que se encuentra la gestión de los residuos, con el fin de instaurar el "desarrollo sostenible".

    La estrategia comunitaria se centra en un concepto de tratamiento global de los residuos, englobada en lo que se ha denominado "Jerarquía de Gestión". Esta comprende el menú de opciones que deberán adoptar quienes se ocupan de los residuos y que se ha centrado en cinco ejes principales: la prevención; la recuperación; la seguridad en los transportes; la optimización de la eliminación final; y la acción correctora.

    El desarrollo tecnológico alcanzado en la gestión de los residuos radiactivos contribuye a la puesta a punto de prácticas aplicables a otros tipos de residuos, especialmente aquellos que necesitan un tratamiento a largo plazo.

    Procedencia de los residuos radioactivos

    La humanidad ha convivido con la radiación y los isótopos radiactivos desde la aparición de nuestra vida en la tierra, donde existían isótopos radiactivos de periodo de semidesintegración muy largo, como el potasio-40, el uranio-238, el uranio-235 y el torio-232, así como los isótopos resultantes de la desintegración de estos tres últimos. También el hombre ha empleado algunos isótopos radiactivos naturales, como el radio-226 en técnicas terapéuticas y el uranio-235 en los reactores nucleares.

    Se considera residuo radiactivo cualquier material o producto de desecho, para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por las autoridades competentes. Los residuos radiactivos se producen en las distintas aplicaciones que se realizan de la radiactividad, a saber:

    - Aplicaciones energéticas. Es el grupo más importante. El mayor volumen de residuos radiactivos se produce en las distintas etapas por las que pasa el combustible nuclear (ciclos combustibles) y en el desmantelamiento de las centrales nucleares. Todos estos residuos suponen alrededor del 95 % de la producción total.

    - Aplicaciones no energéticas. Derivadas de los usos de los isótopos radiactivos, fundamentalmente en tres tipos de actividades: investigación, medicina e industria. Este grupo se conoce como el de los "pequeños productores", porque incluso en los países de tecnología más avanzada, donde las actividades reseñadas están muy desarrolladas, el volumen de residuos radiactivos que generan es pequeño, comparado con el originado en la producción de energía nucleoeléctrica, pudiendo afirmarse que siempre es inferior al 10 %, sin que esto quiera decir que su gestión deba ser menos rigurosa.

    Clasificación de los residuos radiactivos

    Para clasificar los residuos radiactivos se puede atender a diversos criterios, tales como su estado físico (sólidos, líquidos y gaseosos), tipo de radiación emitida (alfa, beta, gamma), contenido en radiactividad, periodo de semidesintegración de los radionucleidos que contiene, generación de calor, etc.

    Desde el punto de vista de su gestión, en España actualmente, los residuos radiactivos se clasifican en:

    a) Residuos de baja y media actividad.

    • Tienen actividad específica baja por elemento radiactivo.

    - No generan calor.

    • Contienen radionucleidos emisores beta-gamma con periodos de semidesintegración inferiores a 30 años, lo que quiere decir que reducen su actividad a menos de la milésima parte en un periodo máximo de 300 años.

    • Su contenido en emisores alfa debe ser inferior a 0,37 Gbq/t. (0,01 curios/tonelada en promedio).

    b) Residuos de alta actividad.

    • Los radionucleidos contenidos en los residuos de alta actividad tienen un periodo de semidesintegración superior a 30 años.

    • Contienen radionucleidos emisores alfa de vida larga en concentraciones apreciables por encima 0,37 Gbq/t (0,01 Ci/t)

    • Generalmente desprenden calor.

    No en todos los países se emplea la misma clasificación de residuos, razón por la que la Comisión de la Unión Europea ha recomendado unificar criterios, para lo cual propone la siguiente clasificación.

  • Residuos radiactivos de transición. Residuos, principalmente de origen médico, que se desintegran durante el periodo de almacenamiento temporal, pudiendo a continuación gestionarse como residuos no radiactivos, siempre que se respeten unos valores de desclasificación.

  • Residuos de baja y media actividad. Su concentración en radionucleidos es tal que la generación de energía térmica durante su evacuación es suficientemente baja.

  • Residuos de vida corta. Residuos radiactivos que contienen nucleidos cuya vida media es inferior o igual a la del Cs- 137 y el Sr- 90 (treinta años, aproximadamente), con una concentración limitada de radionucleidos alfa de vida larga (4.000 Bq/g en lotes individuales de residuos y a una media general de 400 q/g en el volumen total de residuos).

  • Residuos de vida larga. Radionucleidos y emisores alfa de vida larga cuya concentración es superior a los limites aplicables a los residuos de vida corta

  • 3. Residuos de alta actividad. Residuos con una concentración tal de radionucleidos que debe tenerse en cuenta la generación de energía térmica durante su almacenamiento y evacuación. Este tipo de residuos se obtiene principalmente del tratamiento/acondicionamiento del combustible gastado.

    Los residuos radiactivos a que dan lugar los pequeños productores provienen fundamentalmente de tres tipos de instalaciones: sanitarias, industriales y centros de investigación.

    En las instalaciones médicas y hospitalarias, el uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico y tratamiento de enfermedades es muy amplio y está en constante crecimiento. Así, elementos radiactivos no encapsulados, normalmente en fase líquida, son utilizados para el diagnóstico mediante trazadores con Tc-99m, I-125, H-3 ó C-14, o bien para el tratamiento de enfermedades del tiroides (I-131) o de la sangre (P-32).

    Estas actividades generan residuos radiactivos sólidos: algodones, guantes de goma, jeringuillas, etc., así como residuos radiactivos líquidos, que se clasifican como residuos de media actividad. Por otro lado, en el tratamiento de tumores se emplean fuentes encapsuladas, siendo muy frecuente el uso de Co-60. Estas fuentes, una vez retiradas, son gestionadas como residuos de media actividad.

    En las instalaciones industriales se utilizan también fuentes encapsuladas. Las de menor actividad se emplean en procesos de control. Para hacer ensayos no destructivos en construcciones metálicas por gammagrafía hacen falta fuentes de mayor actividad, y en irradiadores de esterilización de material sanitario o de alimentos, son necesarias fuentes de más alta actividad (cesio 137, por ejemplo).

    En todos los casos estas fuentes, al final de su vida útil, son consideradas residuos de baja y media actividad. En los centros de investigación, los residuos proceden de reactores de enseñanza e investigación, celdas calientes metalúrgicas (instalaciones auxiliares de investigación donde se realizan ensayos, manipulaciones, pruebas, etc.), plantas piloto y servicios de descontaminación. Estos residuos son de naturaleza física, química y radiactiva muy variable y pueden cubrir toda la escala de clasificación de los residuos radiactivos.

    Utilización del combustible gastado.

    En los comienzos de la utilización de la energía nuclear para la producción de electricidad, se consideraba indispensable realizar el tratamiento de los combustibles gastados, llamado también reelaboración o reproceso, con el fin de recuperar el U y el Pu presentes en ellos, para su posterior utilización como materiales energéticos.

    A finales de los años 60 se preveía una escasez de capacidad comercial de reproceso en función de la construcción prevista de centrales nucleares, aunque la tecnología parecía relativamente simple y los costes bajos. En la década de los 70 se comprobó que el reproceso presentaba ciertas dificultades técnicas y que las normas de seguridad, cada vez más rígidas, aumentaban considerablemente los costes. Al mismo tiempo las ofertas de servicios comerciales de reproceso se vieron seriamente afectadas por un cambio de política en los Estados Unidos (al final de los años 70) sobre el reciclado del Pu (“La no proliferación de armamento nuclear”). Todo ello, unido a la caída del precio del U y la competencia en los precios de los servicios de enriquecimiento, ha hecho que dicha gestión presente actualmente dos únicas opciones: “ciclo abierto” o “ciclo cerrado”.

    El “ciclo abierto” considera a los combustibles gastados como residuos de radiactividad alta para su almacenamiento definitivo en formaciones geológicas profundas (AGP). El “ciclo cerrado” realiza el tratamiento de los combustibles gastados (reproceso) con el fin de recuperar el U y Pu presentes en ellos para ser utilizados como materiales energéticos.

    Desde comienzos de la década de los 90 dadas las dificultades, fundamentalmente sociales y políticas, que van apareciendo en todos los países para la aceptación pública del almacenamiento geológico profundo (AGP) de los residuos de alta actividad, se ha propuesto por algunos de estos países, principalmente Francia y Japón, investigar y desarrollar la separación y transmutación (ST) de determinados radionucleidos de vida larga presentes en los elementos irradiados. El objetivo es disminuir el inventario radiotóxico a largo plazo de los residuos de alta actividad y, por tanto, el riesgo radiológico de su almacenamiento definitivo. A esta nueva forma de gestión de los combustibles gastados se le ha dado por llamar “ciclo cerrado avanzado”. Estas tres opciones tienen en común dos etapas fundamentales: el almacenamiento temporal de los combustibles gastados y el posterior almacenamiento definitivo, bien sea de los propios combustibles gastados o de los residuos procedentes del reproceso actual o del avanzado.

    Generación de residuos y otros materiales luego del reprocesamiento del combustible gastado.

    En principio hay que decir que se recupera U y Pu para su posterior utilización como materiales energéticos y se obtienen residuos de baja, media y alta actividad que hay que gestionar adecuadamente.

    Actualmente los países que, total o parcialmente, realizan el reproceso de sus combustibles gastados, bien en sus propias instalaciones o contratando servicios del exterior, son Francia, Reino Unido, Japón, Rusia, Alemania, Bélgica, Holanda, China, India y Suiza. Solamente los dos primeros ofrecen servicios de reproceso lo que conlleva además de su alto coste, la devolución del U y Pu recuperados, así como de todos los residuos producidos, previamente acondicionados en diferentes tipos de contenedores.

    Tras el necesario almacenamiento temporal del combustible gastado, en el reproceso se desenvainan las pastillas de uranio contenidas en las varillas del combustible gastado, para lo cual hay que cortarlas y trocearlas. Las pastillas se disuelven con una mezcla de ácido y agua, la disolución líquida resultante se trata con disolventes capaces de extraer el uranio aislado por un lado y el plutonio por otro, quedándose en la disolución ácida acuosa los productos de fisión y el resto de los actínidos. Por tanto, la disolución acuosa contiene la mayor parte de la radiactividad artificial contenida en el combustible gastado, es un residuo líquido de alta actividad que se guarda en depósitos hasta que pasa al proceso de conversión a sólidos por vitrificación para fijar la radiactividad en un producto sólido insoluble. El producto final que queda es una cápsula hermética de acero inoxidable en cuyo interior está el vidrio conteniendo la radiactividad que había en el combustible, siendo este paquete el residuo de alta actividad.

    Los trozos de vainas resultantes del desenvainado son un material radiactivo por efectos de la activación y además están contaminados por su contacto con las pastillas, por lo que constituyen un residuo sólido de radiactividad media. Estos restos de vainas se introducen en bidones de acero inoxidable rellenando los huecos que quedan con cemento. El paquete obtenido es un residuo de media actividad.

    Finalmente en las instalaciones de reproceso se producen residuos tecnológicos y de proceso, que son residuos de baja actividad que se cementan y empaquetan en bidones convencionales constituyendo un bulto o paquete de baja actividad.

    En la reelaboración no se genera ninguna radiactividad artificial nueva, sólo se trabaja con la radiactividad presente en el combustible gastado, distribuyéndola de forma más racional y disminuyéndola en la debida al uranio y al plutonio que se han separado. Esto permite reducir, además del volumen, el tiempo de aislamiento que ha de transcurrir para que la radiotoxicidad de los residuos finales disminuya hasta los valores de radiación natural.

    Cuando se opta por la estrategia del ciclo abierto, el combustible gastado debe gestionarse como un residuo radiactivo de alta actividad, pasando por una etapa intermedia de almacenamiento temporal, antes de su gestión final. El almacenamiento temporal, o intermedio, comienza en las propias piscinas de la central donde se descarga el combustible gastado una vez extraído del reactor, con objeto de que decaiga su radiactividad y calor residual.

    Como la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario que al cabo de un cierto tiempo el combustible sea trasladado a unos almacenes intermedios a la espera de su gestión final. Esta etapa de la gestión se considera resuelta a satisfacción con base en distintas técnicas como son el propio almacenamiento en piscinas, o el almacenamiento en seco (contenedores metálicos o de hormigón, cámaras, etc.), existiendo en el mundo instalaciones independientes o centralizadas con experiencia de funcionamiento.

    En España se contempla la construcción de un almacén en el emplazamiento de C.N. Trillo, basado en contenedores metálicos de doble uso (transporte y almacenamiento), fabricados por la industria española, con exclusividad para el combustible gastado de esa central. La fecha prevista de puesta en marcha de dicho almacén es el año 2002.

    Para el combustible del resto de las CC.NN. se prevén otros almacenes temporales, los cuales deberán estar en funcionamiento con anterioridad a las fechas en que se vaya produciendo la saturación de las piscinas de cada central.

    Respecto a la gestión final, hay un consenso internacional sobre la viabilidad técnica de los almacenes geológicos profundos (AGP), existiendo a este respecto un alto grado de desarrollo en muchos países, aunque los procesos de implantación están siendo más lentos de lo previsto, fundamentalmente por problemas de aceptación pública y por el hecho de existir soluciones temporales satisfactorias.

    Aunque son varios los países que se encuentran en fases muy avanzadas respecto al AGP (EE.UU., Francia, Alemania, Suecia, Finlandia, etc.), actualmente no hay ninguna instalación operativa a nivel industrial, a excepción de la denominada WIPP en EE.UU. para residuos del programa de defensa.

    Por otra parte, se están intensificando las investigaciones sobre nuevas tecnologías, como la separación y transmutación (ST), promovidas a través de organismos internacionales (AEN, OIEA y UE) y países como Francia y Japón, al objeto de valorar la viabilidad de este método para minimizar el volumen y radiotoxicidad de los residuos.

    Potencial interés de la separación y la transmutación de radionucleidos de vida larga.

    El interés por estas técnicas, cuyo objetivo básico es disminuir el inventario radiotóxico de los residuos de alta actividad y por tanto su riesgo radiológico a largo plazo, se ha reactivado en los últimos años por iniciativa de Japón y Francia, como consecuencia de los problemas asociados a la aceptación de los almacenes definitivos de los residuos de alta actividad en formaciones geológicas. Se requerirá un gran esfuerzo económico y humano para su desarrollo y puesta en marcha, además de la colaboración internacional de todos los países que deben gestionar combustibles gastados procedentes de sus centrales nucleares.

    Para cumplir el objetivo que se pretende con estas técnicas es necesario separar algunos radionucleidos con largo periodo de semidesintegración y alta radiotoxicidad, como son principalmente el plutonio ya recuperado en el reproceso actual y los denominados actínidos minoritarios (neptunio, americio y curio). También se ha propuesto separar algunos productos de fisión de vida larga como el tecnecio, yodo, cesio y circonio.

    El objetivo de la transmutación es la transformación de ciertos radionucleidos de vida larga en otros de vida más corta o isótopos estables. La operación anterior a la transmutación es la conversión de los elementos químicos previamente separados y que contienen los isótopos radiactivos que se quieren transmutar, en formas sólidas adecuadas. Esta operación se puede realizar por fisión o activación neutrónica.

    En principio los reactores actuales, tipo de agua ligera, podrían servir para esta finalidad, pero se ha demostrado que es necesario disponer de neutrones de alta energía y a poder ser con flujo elevado, por lo que los estudios se están encaminando a los reactores rápidos y a los sistemas accionados por aceleradores de partículas. Estos aceleradores emiten un haz de protones de alta energía, que al incidir sobre un metal pesado (por ejemplo plomo) producen un alto flujo de neutrones muy energéticos, con capacidad para fisionar los radionucleidos de vida larga.

    Este tipo de sistemas recibe también el nombre de reactores híbridos y aunque podrían ser utilizados para producir energía eléctrica, los proyectos actualmente propuestos que están en fase de investigación en EE.UU, Francia, Suiza y Japón, están encaminados a ser utilizados únicamente como sistemas transmutadores.

    Otros residuos radiactivos que se generan en la producción de energía nucleoeléctrica. Los residuos radiactivos generados en la producción de energía nucleoeléctrica se suelen agrupar siguiendo la secuencia antes y durante la operación de la central nuclear.

    1. Residuos generados antes de la central nuclear.

    Contienen radiactividad únicamente natural y son los materiales de desecho: a) de la minería del uranio; b) de la separación del uranio, de los minerales extraídos, en las plantas de fabricación de concentrados (torta amarilla); c) del enriquecimiento en uranio-235 para aumentar la concentración del isótopo fisionable; y d) de la fabricación del combustible nuclear.

    2. Residuos generados en el funcionamiento de las centrales nucleares.

    Tienen su origen en la fisión o “quemado” del combustible que se introduce en el reactor para producir energía. El cambio que se produce en el combustible al quemarse se ha explicado en una pregunta anterior.

    Una pequeñísima fracción de los productos de fisión contenidos en el elemento combustible pasa al agua del circuito de refrigeración por defectos de las vainas o difusión a su través; asimismo pueden pasar al agua los productos radiactivos formados por la activación en la superficie de los materiales estructurales que hay en el núcleo del reactor; finalmente algunas impurezas contenidas en el agua de refrigeración y sustancias empleadas en su tratamiento son activadas, dando lugar a productos radiactivos.

    Por estas razones se producen en las centrales nucleares residuos de proceso y mantenimiento resultantes de la purificación del agua del circuito de refrigeración, siendo en su mayor parte residuos de baja actividad y, en algún caso, de media. Se producen del orden de 100 m3 de este tipo de residuos por año de operación en una central de 1.000 MW, conteniendo un total de actividad de 400 curios.

    Por otra parte, el combustible nuclear una vez alcanzado el grado de quemado establecido, se saca del núcleo del reactor y se coloca en las piscinas de combustible gastado de la misma central nuclear, que tienen como misión su aislamiento radiobiológico, la disipación de su calor residual y su albergue provisional en espera de su posterior gestión. El agua de la piscina se contamina, y su descontaminación por filtración y absorción producen pequeñas cantidades de residuos de baja actividad. Por último hay que incluir aquí los residuos radiactivos producidos en el desmantelamiento de las centrales.

    Residuos que se producen en la minería del uranio, así como en la fabricación de concentrados y de combustible nuclear.

    En la minería del uranio y en la fabricación de concentrados de uranio natural se generan materiales residuales, en los que se encuentran pequeñas cantidades de uranio y de la mayor parte de los descendientes de la cadena de desintegración de éste, es decir, es radiactividad debida a radionucleidos que se encuentran en la naturaleza.

    En las minas de uranio los materiales residuales sólidos están constituidos por rocas, con tan bajo contenido en uranio que no es económico su aprovechamiento (estériles de minería), los cuales se acumulan en las denominadas “escombreras”.

    Residuos que se producen en el desmantelamiento de las centrales nucleares.

    Cuando tiene lugar la parada definitiva de una central nuclear se procede, en el plazo más breve posible, a la retirada de la central de todo el combustible gastado que hay en ella, tanto en el núcleo del reactor como almacenado en sus piscinas.

    En el caso de los reactores de agua ligera, se procede a continuación a tratar el agua de refrigeración y otros líquidos contaminados, concentrándolos y solidificándolos con cemento, obteniendo residuos sólidos de baja o de media actividad que se retiran de la central.

    También se retiran todos los residuos sólidos de baja y media actividad que hubiera almacenados en la central en espera de su envío al almacenamiento definitivo.

    A continuación tendrán lugar dos procesos diferentes, pero relacionados entre sí, que son la descontaminación y el desmantelamiento.

    La descontaminación engloba todas las operaciones de limpieza para remover los pequeños depósitos de residuos radiactivos que pueden estar fijos en las superficies de la vasija, de los tubos, en bombas, circuitos, equipos, suelos, etc. El desmantelamiento es el desmontaje y demolición de estructuras, tuberías y componentes, de hormigón o metálicos, que están contaminados internamente y su tratamiento como residuos radiactivos. El 85 % del total de una central nuclear nunca llega a ser radiactivo ni se contamina y son residuos y escombros convencionales.

    En la producción de concentrados, los principales materiales residuales son los restos de mineral de los que se ha separado el máximo posible de uranio (estériles de planta). Estos estériles se apilan en los llamados “diques de estériles” que generalmente están situados dentro del recinto de la propia fábrica.

    En estas etapas se produce el mayor volumen de residuos del ciclo. En el caso de la minería, dependiendo del tipo de yacimiento y del método de explotación, pueden variar entre 3 y 8 toneladas de estéril por kilogramo de uranio final obtenido. En las fábricas de concentrados, este parámetro se sitúa en valores medios en el entorno de 1 tonelada de residuos por kilogramo de uranio extraído.

    Aunque es radiactividad natural la que poseen estos materiales residuales (estériles), ha sido aflorada a la superficie y concentrada en una zona. En caso de lluvia puede haber arrastres y filtraciones que contaminen las aguas superficiales y del subsuelo (por ejemplo con radio). También el viento puede ser agente de dispersión de la radiactividad, pues puede arrastrar partículas sólidas o radón, que es un radionucleido gaseoso producido en la desintegración del radio. Estos efectos se evitan llevando a cabo unas operaciones que se conocen como “acciones remediadoras”, que significan una forma de confinamiento suficiente para esta radiactividad natural.

    Las operaciones consisten en rellenar las galerías de las minas de interior, o los huecos al aire libre en las minas a cielo abierto, una vez agotadas, con los escombros de más radiactividad, dejando el resto apilados en las escombreras debidamente cubiertas con capas de tierra, que se revegetará, de tal forma que su lixiviación y erosión por los agentes atmosféricos sea mínima.

    En el caso de los diques de las fábricas de concentrados, se hace una cobertura con capas sucesivas de asfalto, rocas y arcilla para impedir la acción del viento y el agua. En ambos casos, escombreras y diques, a la vez que se realizan las operaciones de

    protección contra la contaminación, se estabilizan las pilas de estériles con el fin de evitar deslizamientos. El concentrado de uranio para ser utilizado como combustible nuclear ha de ser enriquecido en el isótopo uranio-235, para lo que se pasa a hexafloruro de uranio gaseoso, del que se obtiene el óxido de uranio sólido, el cual es empleado, en una etapa posterior, para fabricar las pastillas cerámicas que se introducen en las varillas que conforman el elemento combustible.

    En estas operaciones se producen pequeñas cantidades de residuos como consecuencia de la contaminación que se origina en las diferentes fases, así como fruto de los subproductos y rechazos del proceso empleado. En ambos casos los residuos que se generan únicamente contienen radiactividad natural. Todos ellos son residuos que se acondicionan en bidones metálicos para proceder a su posterior almacenamiento definitivo.

    Seguridad en las centrales nucleares

    Contaminación transfronteriza:

    Bajo esta denominación se entiende la contaminación que sufre todo o parte del territorio de un país a consecuencia de la llegada a él de productos contaminantes generados en otro y que se transmiten a través de la atmósfera por una acción combinada de los vientos o por las corrientes en el agua.

    En lo que se refiere a las emisiones radiactivas de origen diverso (centrales nucleares, usos industriales, aplicaciones médicas, etc.), existe un acuerdo en el seno del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA), por el cual, en caso de accidente, se debe de notificar urgentemente a éste, al objeto de poner en práctica inmediata un plan de seguimiento y buscar las soluciones para que los efectos sean tan bajos como sea posible.

    Aislamiento de los residuos radiactivos.

    El principio que sigue el almacenamiento en vertederos de cualquier tipo de residuos es aislarlos del entorno humano, interponiendo entre ellos y las personas un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de retorno, aunque éste sea altamente improbable. Ésto se llama confinamiento.

    Para los residuos radiactivos el sistema de barreras debe mantener su eficacia hasta que la radiactividad haya disminuido por decaimiento radiactivo a los niveles fijados por las autoridades competentes. En este caso se elimina, pues, el concepto de perennidad que llevan consigo muchos residuos convencionales. Con independencia de los avances científicos que permitan, en el futuro, desarrollar tecnologías capaces de eliminar o disminuir la radiotoxicidad de estos residuos (como podría ser la separación y transmutación), actualmente está admitida y tipificada internacionalmente la estrategia a seguir para el almacenamiento final de los residuos radiactivos, es decir, para su confinamiento definitivo.

    El peligro a evitar sería que el agua de lluvia o el agua subterránea entrara eventualmente en contacto con los residuos radiactivos, disolviera alguno de los radionucleidos presentes y los transportara al entorno humano. Para disipar este peligro, la estrategia se basa en:

  • hacer con los residuos paquetes insolubles y estables, capaces de resistir la agresión del agua durante largo tiempo

  • diseñar un recinto especialmente preparado para impedir que el agua pueda tener acceso a su interior, donde se colocarán definitivamente los paquetes

  • emplazar y construir el recinto en una formación geológica, superficial o profunda de la corteza terrestre, que pueda garantizar la integridad de los residuos durante el tiempo que se requiera, a la vez que impedir o retardar su retorno a la biosfera en el caso de un fallo, altamente imprevisible, de todo el sistema de barreras.

  • La naturaleza proporciona una buena prueba de la viabilidad de esta estrategia de almacenamiento. A comienzos de la década de los 70, buscando uranio en el Gabón, se descubrió que en una zona llamada Oklo se habían producido reacciones de fisión. Una conjunción de hechos, tales como una concentración extraordinariamente alta de mineral de uranio y la presencia de agua, que actuó como moderador, hizo que el conjunto funcionara como un reactor nuclear natural.

    El fenómeno se inició hace 2.000 millones de años, permaneciendo intermitentemente activo durante unos 500.000 años. El resultado fue la generación de productos de fisión y transuránidos. La mayor parte de estas sustancias, así como sus descendientes, han permanecido retenidas en el mismo lugar donde fueron generadas. El ambiente geoquímico de la zona ha dificultado la migración de esos elementos radiactivos, a pesar de que las características de la geología estaban muy alejadas de las que, actualmente, se exigen para un almacenamiento de residuos radiactivos.

    Transporte de los residuos de baja y media actividad.

    El transporte de las sustancias radiactivas se realiza de acuerdo con las recomendaciones establecidas por el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA). En el caso europeo, la legislación vigente es el Acuerdo Europeo para el Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera (ADR). El Conjunto de medidas establecidas por la reglamentación tiene como objetivo reducir la probabilidad de que ocurra un accidente y en el caso que suceda, mitigar sus efectos.

    La seguridad del transporte se basa en el concepto de bulto, siendo éste el conjunto formado por el material radiactivo a transportar y el embalaje que lo confina. El grado de resistencia de este embalaje es proporcional a la actividad radiactiva que contiene y a la forma físico-química de las sustancias transportadas, atendiendo a su capacidad de dispersión. La seguridad se refuerza mediante el diseño de vehículos especialmente acondicionadas.

    Los conductores reciben una formación específica, tanto sobre la reglamentación aplicable como sobre las características de los materiales que transportan y sobre los procedimientos de actuación en caso de accidente.

    Con objeto de asegurar que se cumplen los requisitos exigidos por la reglamentación vigente y las normas internas de la empresa, ENRESA exige la implantación de sistemas de calidad según normas UNE-ISO, verificando su aplicación mediante auditorías externas (a las empresas transportistas) e internas (a su propia organización). ENRESA, en coordinación con la Dirección General de Protección Civil, tiene establecido un Plan de Contingencias para el Transporte de Residuos Radiactivos, en el cual se tipifican los diferentes posibles incidentes o accidentes que pudieran suceder durante el transporte. Este Plan también establece las responsabilidades de las diferentes organizaciones o autoridades involucradas.

    La documentación generada para organizar la expedición y el sistema informático utilizado permiten conocer, en todo momento, la naturaleza de la carga: origen de los residuos, número de contenedores, características de cada uno de ellos (contenido, datos radiológicos, etc.)

    Almacenamiento de los residuos de baja y media actividad.

    En el caso de los residuos de baja y media actividad, el paquete (denominado “bulto”) es un bidón metálico que contiene los residuos, generalmente inmovilizados en cemento.

    Estos residuos sólo es necesario confinarlos como máximo 250-300 años. La estrategia seguida para su tratamiento es el almacenamiento definitivo. La tecnología normalmente empleada consiste en construir, en torno a los residuos, un sistema de barreras de ingeniería, ubicadas en el interior, o sobre una formación geológica estable, a la vez que adecuada para actuar como barrera en el caso de fallo de las artificiales.

    Los residuos de baja y media actividad procedentes de las centrales nucleares llegan a El Cabril acondicionados en bidones metálicos de 220 litros. Estos bidones son introducidos en contenedores de hormigón armado de forma cúbica de 2 metros de lado, inmovilizándolos mediante una lechada de cemento. Los contenedores, cuando el cemento de relleno ha fraguado, se llevan a su destino definitivo, una celda de hormigón armado con capacidad para 320 contenedores, la cual una vez llena, se sella y se cubre con una losa de hormigón armado. Cuando todas las celdas estén completas se cubrirán con sucesivas capas de arcilla y grava, siendo la capa exterior de tierra vegetal para plantar arbustos, con el fin de que la instalación quede integrada paisajísticamente en la zona.

    El número de celdas existentes en El Cabril es de 28 (en dos plataformas), están construidas sobre el terreno en una formación geológica constituida por pizarras arcillosas. Los residuos procedentes de instalaciones radiactivas (pequeños productores) llegan a El Cabril sin acondicionar, operación que se realiza en las instalaciones allí existentes, procediéndose a partir de esta operación de la misma manera que con los residuos que tenían su origen en las centrales nucleares.

    El confinamiento que se produce con este sistema es suficiente para que el impacto radiológico sea prácticamente nulo. En el caso improbable de una situación accidental no prevista, en que haya degradación de estas barreras, el objetivo de seguridad es que el impacto radiológico sea en cualquier caso inferior al fondo natural. A este respecto conviene recordar que un 70 % de los residuos de baja actividad alcanza la inocuidad en unos decenios. El Cabril tiene capacidad para almacenar unos 50.000 m3, volumen que se estima será alcanzado hacia el año 2020.

    • Riesgo en la producción de electricidad.

    Principios básicos de la seguridad nuclear

    La seguridad nuclear tiene como meta que durante la explotación de una central no haya escapes de productos radiactivos ni de radiación, ni que se produzcan daños al público, al personal de explotación o al medio ambiente. Para cumplir este criterio básico, las centrales nucleares se construyen de acuerdo con el principio de seguridad a ultranza. Consiste en prevenir en lo posible los fallos que podrían producirse a consecuencia de errores de diseño, fabricación, construcción u operación o por causas externas, pero aceptar que, aún así, podría producirse algún fallo, por lo que, además, han de incorporarse sistemas, conocidos como "salvaguardias tecnológicas", y adoptarse medidas en la central que anulen o minimicen las consecuencias de estos fallos. En síntesis, la seguridad a ultranza establece unas medidas escalonadas de seguridad, de tal modo que si falla alguna quedan todavía las siguientes para evitar daños.

    Para ello se proyectan y construyen centrales intrínsecamente seguras y se adoptan unos niveles de calidad muy superiores a los de la mayoría de las instalaciones industriales. A pesar de estas medidas, se podrían producir fallos, aunque con una probabilidad muy pequeña. Las consecuencias de éstos se reducen a valores mínimos mediante los denominados sistemas de seguridad, que están duplicados (sistemas redundantes) para evitar los fallos de un único sistema. De esta forma, aun en el caso de un accidente, el escape de productos radiactivos al exterior sería prácticamente nulo.

    Seguridad intrínseca de una central nuclear

    De acuerdo con el criterio de un diseño seguro, la central debe mantener una seguridad intrínseca y una seguridad incorporada. La seguridad intrínseca nace de su diseño, que introduce principios físicos en el funcionamiento del reactor que tienden a frenar el desarrollo de una reacción en cadena incontrolada. Un reactor nuclear requiere para funcionar una configuración crítica, obtenida por el propio diseño del núcleo del reactor, en la que intervienen diversas variables: el enriquecimiento del combustible, la separación entre barras del combustible, su tamaño, el número de barras por elemento combustible, el número total de elementos, los materiales usados

    como vaina y como estructura soportante del combustible, el número total de barras de control y otros mecanismos de control.

    Los principios físicos que tienden a disminuir la reactividad, es decir, a hacer el reactor menos crítico, actúan cuando aumenta la temperatura del combustible o la temperatura del refrigerante, y ante un aumento del porcentaje de huecos o vapor que aparecen en él. Estas condiciones se deben a una falta de refrigeración del combustible, que es la situación más desfavorable, y son independientes de que actúen o no los sistemas de control. En términos más técnicos, la seguridad intrínseca está unida a los valores de los coeficientes de reactividad, que cambian al variar la temperatura del combustible y del moderador, así como a los de la potencia, el nivel de huecos en el refrigerante, o su densidad.

    Barreras de seguridad que protegen un reactor nuclear

    Las vías de escape de la radiación y de los productos radiactivos suelen ser similares en cualquier tipo de central nuclear. Sin embargo, una de las principales razones por las que en las centrales occidentales no se ha producido un accidente con consecuencias como el de Chernóbil es porque se han diseñado y construido con el concepto de cuatro barreras físicas para impedir el escape de la radiación y de los productos radiactivos. Estas barreras se describen a continuación:

    • El combustible nuclear es un material cerámico, formado por pastillas de óxido de uranio sintetizado de gran densidad, y constituye la primera barrera, pues retiene una gran cantidad de productos de fisión que no pasan a la vaina. Normalmente, a la temperatura de funcionamiento retiene todos los productos de fisión sólidos y el 90 por 100 de los gases y volátiles producidos.

    • La segunda barrera es la vaina donde se apilan, encerradas herméticamente las pastillas de UO2, que no dejan pasar los productos de fisión al refrigerante; en el diseño se admite que pueda existir una pequeña proporción de defectos mecánicos en las vainas.

    • La tercera barrera es el circuito primario o circuito de presión, integrado por la vasija del reactor, que es de acero especial de 20 a 25 cm de espesor, revestida interiormente de acero inoxidable, por las bombas de refrigeración, presionador, cambiadores de calor (lado primario) y tuberías de conexión entre los distintos elementos.

    • La cuarta barrera es el edificio de contención, construido de hormigón reforzado sobre una losa también de hormigón de más de tres metros de espesor. Todo este edificio va recubierto interiormente por una chapa de acero para asegurar su hermeticidad.

    Utilización de las salvaguardias tecnológicas

    Además de la seguridad intrínseca de los reactores nucleares, dada por el diseño de su núcleo, existe la seguridad incorporada que aparece en el diseño del reactor. Comienza en las barreras físicas, en los sistemas de protección y control, y en las salvaguardias tecnológicas.

    Las salvaguardias tecnológicas son un conjunto de sistemas especialmente diseñados para la protección de las barreras físicas y su principal objetivo es evitar los accidentes y reducir sus consecuencias a límites muy pequeños. En los reactores de agua hay dos tipos de salvaguardias: unas, las denominadas preventivas que tratan de impedir los accidentes, y que se concretan en acciones sobre el núcleo, como su refrigeración para que en ningún caso se alcance la temperatura de fusión del UO2; y otras que afectan a la contención, mitigando las consecuencias de los accidentes.

    Las salvaguardias tecnológicas de los reactores de agua están formadas por:

    • el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo, que asegura en todo momento su refrigeración

    • el sistema de evacuación del calor residual, cuando el núcleo no produce energía, y que actúa junto al sistema anterior

    • el sistema de inyección de seguridad, que suministra agua borada al sistema de refrigeración del reactor.

    En la contención existen el sistema de aspersión de la contención y el de refrigeración por ventilación: el primero para reducir la presión mediante inyección de agua con boro en la atmósfera del recinto de contención, reduciendo la cantidad de yodo en él y, en general, las emisiones radiactivas; y el segundo para eliminar el calor desprendido en el accidente.

    Agentes externos en el diseño de una central nuclear

    Todas las centrales nucleares están diseñadas y construidas para resistir los efectos de las peores situaciones ajenas a la central consistentes en fenómenos naturales o accidentes que puedan ocurrir en la zona, como son terremotos, riadas, huracanes, etc. También están diseñadas para el efecto que puedan producir otros sucesos no naturales, como: impacto de cuerpos a gran velocidad, etc. El proyecto tiene en cuenta todos estos agentes, de forma que, si alguno llegara a presentarse, la central sería capaz de soportar su efecto sin afectar a la seguridad. En relación con otro tipo de acciones no naturales, como son las intencionadas de tipo terrorista, en todas las centrales existe un plan y medidas de protección físicas y de vigilancia que hacen muy difícil que tales acciones pudieran llevarse a cabo.

    Medidas que se toman para garantizar la seguridad de una central nuclear

    Las medidas de seguridad adoptadas en las centrales nucleares occidentales, y por tanto en las españolas, son entre otras:

  • Selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta sus características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas. Se realizan una serie de análisis, sondeos y observaciones para diseñar la instalación de modo que soporte los daños

  • producidos por terremotos, inundaciones, cargas del viento y efectos adversos originados por otros fenómenos.

  • Antes del comienzo de la construcción de la central, se somete a la aprobación de la Administración el Estudio Preliminar de Seguridad, que describe los criterios del proyecto de la instalación y analiza el funcionamiento de los distintos sistemas y estructuras. Además, considera incidentes hipotéticos anormales y demuestra que, aunque se produjesen, la población no sufriría daños inaceptables.

  • Para obtener el permiso de explotación se presenta el Estudio Final de Seguridad, semejante al anterior, pero donde se ha de demostrar que se ha cumplido lo especificado en él y en el que se describe y analiza cómo ha quedado construida la central. En este estudio final se detalla que:

    • Los productos radiactivos que se generan en el núcleo están protegidos por cuatro barreras sucesivas que impiden su liberación directa al exterior.

    • Aun en el caso hipotético de un accidente, existen sistemas de seguridad que impiden que sus consecuencias sean daños inaceptables.

    • Los sistemas importantes para la seguridad tienen componentes duplicados e independientes para que, en caso de fallo de uno de ellos, actúe su “doble” sin que se deriven efectos perjudiciales. También se duplican las líneas eléctricas, acometidas de agua y otros sistemas, cuando por razones de seguridad hay que garantizar el suministro.

    • La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.

    • La fabricación de componentes y su instalación y montaje se han realizado de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.

    d) Antes de comenzar la operación comercial de la central se prepara una serie de documentos oficiales para la explotación que, tras ser aprobados por la Administración, regulan detalladamente todos los aspectos de aquélla.

    e) Antes y durante el funcionamiento de la central, los diversos componentes se someten a pruebas para comprobar que funcionan de acuerdo con lo previsto en el proyecto. Así mismo se efectúa el mantenimiento preventivo de la instalación.

    f) La Administración regula la concesión de licencias al personal de operación de la central, las cuales hay que renovar periódicamente.

    g) La Administración ejerce vigilancia sobre el buen funcionamiento y el cumplimiento de las especificaciones de explotación durante toda la vida de la central.

    h) Antes de que la central comience a funcionar, se estudia el fondo radiológico de la zona. Durante la explotación, se ejerce una vigilancia ambiental para comparar los resultados de sus medidas con el fondo y poder determinar cualquier influencia de la instalación sobre la zona.

    Seguridad de una central nuclear durante su operación

    La seguridad de una central nuclear durante su operación se mantiene con varios sistemas. El control de la operación se basa en seguir la potencia del reactor y en regular su reactividad. Para ello, el sistema de instrumentación y control del reactor determina el valor de todas las variables de la operación, como son la temperatura del refrigerante, el flujo neutrónico, etc., limitando sus valores, los cuales regula mediante el flujo de refrigerante y las barras de control. Además, existe el sistema de protección del reactor cuyo fin es producir el disparo del reactor, o su parada rápida, mediante una instantánea inserción de las barras de control ante una indicación de que algún parámetro del reactor tiene valor fuera del intervalo previsto. Además de estos sistemas, la seguridad durante la operación de la central está complementada con la inspección, vigilancia y comprobación periódicas de dichos sistemas, mediante ensayos previamente programados. Existe también un plan de vigilancia radiológica ambiental, tanto en el emplazamiento de la central, como en los alrededores, durante todo el período de explotación. Básicamente consiste en:

    a Toma de datos de dosis en las estaciones ambientales seleccionadas.

    b Toma de muestras de la fauna y la flora de la zona.

    c Toma de muestras de agua, aire y leche.

    d Preparación y recuento radiológico de las muestras.

    e Evaluación radiológica y cálculo de dosis acumuladas.

    Riesgo de las centrales nucleares

    El riesgo de las centrales nucleares se debe a la presencia y posible escape de las radiaciones y de los productos radiactivos producidos en el núcleo del reactor. Por este motivo, la seguridad nuclear se basa en diseñar, construir y operar las centrales nucleares para obtener de forma segura la producción de energía eléctrica, sin que ello suponga un riesgo superior al tolerable para la población y para los trabajadores de la central.

    Se observa que el número de fallecidos por cualquier actividad relacionada con centrales eléctricas es menor que por cualquier otra actividad humana. Si nos centramos en el empleo de centrales nucleares y analizamos su riesgo, tenemos que referirnos al informe Rasmussen en donde se compara la frecuencia de daños materiales originados por fenómenos naturales y a sucesos de actividades humanas, con los ocasionados por el funcionamiento de 100 centrales nucleares. Los riesgos nucleares son siempre extraordinariamente bajos, por la aplicación del concepto de seguridad a ultranza.

    Comparación de las centrales generadoras de electricidad

    Centrales nucleares

    Los riesgos nucleares son extraordinariamente pequeños, como indican las cifras del informe preparado por Rassmussen. El riesgo es tan bajo, porque la probabilidad de producirse un accidente es muy pequeña, así como el daño que produciría. A pesar de

    los dos accidentes más graves, los de Three Mile Island (TMI) y Chernóbil, la probabilidad es pequeña, así como los daños ocasionados por dichos accidentes. Si se compara el accidente de TMI, en el cual no hubo un escape radiactivo grande al exterior, con el de Chernóbil que sí lo tuvo, es de resaltar que el concepto de seguridad nuclear impuesto por los países occidentales es mucho más estricto que el impuesto por la antigua Unión Soviética, y los países que usan su tecnología nuclear.

    Riesgo de las centrales térmicas de carbón

    Los riesgos del empleo de las centrales térmicas de carbón para producir energía eléctrica se localizan en el ciclo de la minería del carbón, en las fases de construcción y en la operación y explotación de la central.

    • La minería produce un elevado riesgo de enfermedades respiratorias en los trabajadores, además de enfermedades de tipo nervioso, por inhalación de polvo procedente del proceso de extracción del carbón.

    • Durante la construcción los riesgos no son superiores a los de otras actividades industriales, que tienen una elevada frecuencia de ocurrencia características de la instalación de construcciones civiles de gran envergadura. En ningún caso suelen ser de tipo catastrófico.

    • En la fase de explotación hay riesgos para la salud de los trabajadores como son: enfermedades respiratorias por la existencia de polvo de carbón, y posible pérdida de capacidad auditiva por ruidos excesivos. Para el público en general, el riesgo se debe a los gases de combustión (SO2, CO, NOx), hidrocarburos, materia orgánica, cenizas, metales y radionucleidos, que ocasionan enfermedades respiratorias, toxicidad y cáncer. Además, por la producción de gran contenido de cenizas, se puede producir contaminación de aguas subterráneas.

    • El impacto ambiental que producen estas centrales hay que valorarlo en el tiempo, y en su medio local, regional o global. A corto plazo y en su entorno se produce una contaminación superficial y de aguas subterráneas, por los gases de combustión, y por las cenizas. En el entorno regional por las emisiones de SO2 y NOx puede producirse deforestación. De forma global y a más largo plazo, se produce un cambio en el ecosistema local, y estas centrales tienen una participación importante por el CO2 en el efecto invernadero.

    Riesgo de las centrales térmicas de fuel

    Los riesgos derivados del ciclo del fuel, desde su extracción como petróleo, el transporte, el refino y su empleo en la central, son fundamentalmente fuego en los yacimientos, emisión de gases orgánicos durante el refino que puede producir gran riesgo de cáncer, daños elevados por fuego en las refinerías, así como durante el transporte.

    El riesgo para el público y el impacto ambiental en la explotación de una central térmica de fuel se deben a los gases producidos en su combustión, como SO2, CO, NOx, hidrocarburos y materia orgánica.

    Riesgo de las centrales térmicas de gas natural. Si bien en una central térmica de gas los riesgos para la salud y el impacto medioambiental son menores que en una de carbón y en una de fuel, durante la combustión aparece fundamentalmente NOx, que produce un gran riesgo de enfermedades respiratorias.

    A esto hay que añadir el riesgo de fuego y explosión durante el almacenamiento y transporte del combustible, procesos muy importantes en estas centrales. Este riesgo se debe a la presencia de gases licuados inflamables en la composición del gas natural. Las emisiones de NOx producen un impacto medioambiental a corto y largo plazo en el entorno regional y local.

    Riesgo de las centrales solares. Si es de tipo térmico, que usa heliostatos o espejos, los riesgos los producen la luz reflejada en los espejos (que puede producir ceguera) y los fluidos con los que se trabaja, como sales de sodio, que en general son productos tóxicos. Si es una central solar fotovoltaica, el riesgo más importante se produce en las fábricas de células solares por el gran riesgo de exposición a sustancias y gases tóxicos, y el empleo de equipos de alto voltaje. En el uso de dichas células solares se puede producir un escape accidental de estas sustancias tóxicas con un riesgo para la salud del público.

    Riesgo de los parques eólicos. Un parque eólico está formado por un gran número de unidades eólicas, de elevada altura, con palas de los molinos de enormes dimensiones sometidas a fuerzas del viento muy intensas. El mayor riesgo se produce si las palas se desprenden, cuando las condiciones del viento superan los límites de diseño. Si dichos parques no están cerca del punto de consumo, el riesgo para el público es pequeño, pero grande si están cerca del punto de consumo. En este caso hay que añadir el impacto ambiental en forma de ruido.

    El calor de refrigeración de las centrales térmicas como afecta el medio ambiente

    En toda central térmica (de carbón, fuel, gas o nuclear) hay una parte de la energía que, de acuerdo con la termodinámica, no se transforma en electricidad sino que se elimina en forma de calor residual. Este calor residual, si no se aprovecha de otro modo, se disipa en el agua de refrigeración del condensador. Cuando esta agua vuelve a su cauce original (río, lago o mar) puede producir un enriquecimiento térmico de este sumidero. Dependiendo de las circunstancias tal enriquecimiento podría dar

    lugar a alteraciones ecológicas al aumentar la temperatura del agua, pudiendo tener efectos beneficiosos, indiferentes o perjudiciales, según los casos. Fuera de las ocasiones en que el aumento de temperatura sea deseable, la reglamentación prohibe que dicho aumento exceda de una cierta cantidad, por debajo de la cual no hay alteración ecológica. Esta limitación del aumento de temperatura del agua se consigue diluyendo el agua del condensador con suficiente líquido del sumidero último o recurriendo al uso de torres de refrigeración.

    En muchos casos el calor residual puede emplearse con fines útiles en piscifactorías o invernaderos, con lo que además de evitarse el perjuicio ecológico, se aprovecha la energía residual de la central

    Los problemas ambientales de las centrales nucleares y las medidas que se toman para evitarlos, son de la siguiente manera. Mientras las centrales térmicas convencionales queman combustibles fósiles para la producción de electricidad, una central nuclear obtiene su energía de la fisión del átomo de uranio. Esto significa que una central de este tipo no envía a la atmósfera óxidos de carbono, de azufre, de nitrógeno, ni otros productos de combustión, tales como las cenizas.

    Desde el punto de vista de la protección del medio ambiente, las centrales nucleares siempre han estado sujetas a un estricto control reglamentario institucional difícil de igualar por otras actividades industriales. Dicho marco reglamentario contempla todas y cada una de las fases que componen el ciclo de producción, así como la protección de los trabajadores de la central y del público en general y el desmantelamiento de la central al final de su vida útil.

    Efectos ambientales que produce la minería y el transporte de los recursos energéticos

    La minería del carbón presenta una incidencia ambiental que puede variar según sea a cielo abierto o a través de pozos. Ambas modalidades tienen un problema en común que es el de las escombreras, cuyo control ambiental, construcción de depósitos estables y cubrimientos de éstos para evitar su disgregación, implica un aumento significativo de los costos de explotación. Cuando la minería del carbón se realiza a través de pozos, de todos es conocida la peligrosidad y el riesgo que para la vida y salud de los mineros representa esta modalidad, y bien merece recordarse que la vida humana es, desde el punto de vista del medio ambiente, el bien superior.

    Si nos referimos al petróleo, tanto la extracción y el transporte, como el proceso de refinado tienen sus efectos negativos sobre el medio ambiente y, en especial, las conocidas mareas negras con los grandes daños ecológicos que ocasionan.

    La extracción de uranio no presenta, en principio, unas características ambientales muy diferentes respecto a otras mineras metálicas. Por lo que se refiere a la radiactividad, ésta no se encuentra a niveles muy superiores a los existentes en

    numerosas zonas naturales. En realidad, mediante la minería y el tratamiento de los minerales se recupera el elemento radiactivo haciendo que las escombreras ofrezcan escasos niveles de radiactividad. No obstante, los residuos que se producen para la formación de la llamada “torta amarilla” tienen que ser protegidos para evitar las emanaciones que se producen de gas radón.

    Efectos ambientales de la energía hidráulica

    Dado que para producir energía eléctrica una central hidráulica aprovecha el desnivel existente en un tramo de río, un primer efecto sobre el medio ambiente es la transformación de un sistema fluvial en otro lacustre.

    En el caso de grandes embalses existen también modificaciones microclimáticas de la zona que pueden variar positiva o negativamente la habitabilidad del lugar. La energía hidráulica, considerada como una de las que menor perturbación ocasiona a su entorno, también tiene sus efectos sobre el medio ambiente y en especial sobre las poblaciones.

    La ubicación de una central hidroeléctrica tiene sus consecuencias ecológicas; así, entre otras, se alteran la flora y la fauna, el clima local, y se producen posibles actividades microsísmicas, aumento de bacterias y algas, olores y sabores desagradables, modificaciones en las concentraciones de oxígeno y también la posibilidad de cambios ecológicos en el propio embalse y río abajo. No obstante, el cambio que se puede ocasionar no tiene por qué ser negativo, todo dependerá de los estudios ecológicos previos y de la importancia que se quiera dar a unos u otros objetivos ambientales.

    La construcción de la central, debido a las grandes necesidades de espacio que necesita, lleva consigo, en numerosas ocasiones, sobre todo cuando las posibilidades hidráulicas de un país están muy explotadas, al desplazamiento de poblaciones a otros lugares. En la actualidad, y en España, éste es uno de los grandes problemas ecológicos que las centrales hidráulicas traen consigo.

    Criterios de selección

  • Primero se debe tener en cuenta si es necesario utilizar este tipo de centrales o existe una alternativa energética más sencilla

  • Si se ve que es necesario utilizar este tipo de centrales se debe tener en cuenta el tipo de reactores que se van a utilizar.

  • Por la finalidad del reactor

  • Por la demanda energética.

  • Por el rendimiento que tenga el reactor y los sistemas de seguridad

  • Se deben tener en cuenta los costos de construcción y funcionamiento de la central.

  • Por la cercanía que se tenga a un cuerpo de agua por el tipo de refrigeración si es abierta o cerrada.

  • Centrales nucleares

    Children of Chernobyl in Notts

    hildren from the radiation-affected republic of Belarus are enjoying the start of a four-week stay in and around Mansfield.

    Belarus is a country that used to be part of the old Soviet Union and is now a republic on its own, just east of Poland.

    10 million people live there. In 1986 the nuclear reactor at Chernobyl exploded and hundreds of thousands of people in Belarus continue to suffer the effects of that tragic accident; still the worst of its type in the world.

    For the last 10 years a thousand or so junior school children from the country have been coming to Britain for a holiday.

    17 youngsters on this year's visit have now arrived in Mansfield. They were all born after 1986, but still suffer the effects of the nuclear accident.

    Last year, checks on the children showed high levels of radiation at the start of the visit and low levels at the end.

    It might seem a simple solution to allow the youngsters to stay in Nottinghamshire for longer but the organiser of the trip, Ray Dowst, of Ashfield Link Chernobyl Child Lifeline, says everyone accepts the children cannot stay indefinitely.

    The trip is costing £6,000 with all the money raised by volunteers.

    Mr Dowst says everything will be done over the coming weeks to ensure the 17 children have a good time on their visit to Robin Hood country.

    They've already been properly welcomed to the county with a big barbecue.

    ANEXO

    1986 - La catástrofe nuclear de Chernobyl

    En Ucrania, a unos 100 kilómetros al sur de Kiev el 26 de abril de 1986 a la 1:23 hs. de (Moscú) el rector numero 4 de la central nuclear de Chernobyl sufre el mayor accidente nuclear conocido en su tipo hasta el presente.

    Solo 90 minutos después de haberse decidido reducir paulatinamente la potencia de generación para iniciar un test en el circuito refrigerador del reactor una suma de circunstancias atribuibles a fallas en los sistemas de control, la riesgosa desactivación del sistema de seguridad exigida por el test y la ineficaz actuación de los operadores ante la emergencia desatan la catástrofe.

    A solo 2 minutos de haberse iniciado una incontrolada generación de vapor en el núcleo del reactor queda fuera de control, superando en 100 veces los máximos admitidos; estallan por sobrepresion los conductos de alimentación y la coraza protectora de grafito del núcleo produciéndose un pavoroso incendio y la expulsión al exterior de 8 toneladas de combustible radiactivo tras una doble explosión.

    Las consecuencias de la catástrofe afectaran a un área con casi 5 millones de habitantes. Las brigadas especializadas enfrentarán la heroica tarea de sofocar los incendios y neutralizar las fugas radiactivas, al menos 30 de sus integrantes morirán por exposición radiactiva letal.

    Balance de la catástrofe

    Las poblaciones en un radio de 30 Km serán definitivamente evacuadas de las cuales 40.000 eran habitantes de ciudad de Chernobyl. La catástrofe inicialmente disimulada por Rusia trascenderá al propagarse la radiación por toda Europa

    Una década y media mas tarde la evaluación de víctimas totales por contaminación directa o por consecuencias indirectas de la catástrofe ascendía a 20.000 personas muertas o con pronostico fatal debido a las afecciones contraidas debido a la radiación y cerca de 300.000 aquejadas por distintos tipos de cáncer.

    Desde el accidente de Chernobyl, ocurrido el 26 de abril de 1986, Europa Central y del Este han sufrido grandes cambios en el campo político. Las autoridades de

    aquel entonces hoy no están, el ciclo del combustible nuclear unificado de los países de la órbita de la ex-Unión Soviética ha sido desmantelado, pero la lluvia radiactiva producida por el accidente continúa matando y los mismos reactores siguen operando.

    Con los cambios políticos que la región experimentó en 1989, el mundo pudo darse cuenta del peligro real que encierran los reactores que aún operan en la antigua Unión Soviética. Mucho se dijo acerca de su peligrosidad y varios estudios lo han confirmado pero es muy poco lo que en concreto ha cambiado para mejor. De hecho la situación empeora.

    Es tiempo de llamar la atención acerca del retroceso de los estándares de seguridad nuclear. Durante los últimos meses hemos visto como la AIEA ( Agencia Internacional de Energía Nuclear ) ha alterado la Industria Nuclear sobre la seguridad de los RBMKs (tipo de reactor de diseño soviético como el de Chernobyl), mientras tanto, Rusos y Armenios plantean la nueva puesta de servicio de la planta Medzamor y las autoridades ucranias buscan la forma de que el reactor 2 de Chernobyl vuelva a operar.

    Queda claro que de continuar con esta tendencia, tendríamos otro accidente, no en décadas, sino en años o incluso meses. Pero mientras se considera esta opción sería bueno estudiar los verdaderos efectos de este tipo de accidente.

    Contaminación

    El total de superficie afectada en Bielorrusia, Ucrania y Rusia es :

    AREA

    NIVEL DE CONTAMINACION

    CESIO

    Km2

    kBq/m2

    Ci/Km2

    3.100

    más de 1480

    más de 40

    7100

    333-1480

    15-40

    17.900

    185-555

    5-15

    76.100

    37-185

    1-5

    Por lo tanto la superficie total contaminada por encima de un Ci/K2 ( 1 curio por Km2) es de 104.200 Km2. Se estima aproximadamente 5 millones de personas viven en esta área. A modo de ampliar el panorama de la situación son 600 las granjas que en Gran Bretaña sufren restricciones debido al accidente de Chernobyl. Esto es debido a que la tierra utilizada para pastoreo ovino puede aumentar los niveles de radiación en la carne y sobrepasar así los niveles permitidos de 1000 (Bq/Kg.). Se calcula que inmediatamente después del incidente estas zonas presentaban niveles de contaminación de entre 20 y 25 kBq/m2

    REUBICACIÓN DE LA POBLACIÓN

    En Bielorrusia: El cáncer de mama se encuentra en aumento; también aumentas los problemas de circulación sanguina. Cerca de 2 millones de personas de unos 3.331 pueblos necesitan "tratamiento especial ''. El país necesita comida , equipamiento de diagnóstico, instrumentos de radiación y centros de rehabilitación ''limpios'' y necesitará unos U$S 400-500millones entre hoy { Nov.93} y 1995.

    En Ucrania: 190 personas padecen enfermedades de radiación agudas , 20.000 han perdido su capacidad de trabajo y aproximadamente 1.5 millones de niños han absorbido radiación en sus tiroides. De las 180.000 personas involucradas en los trabajos de ''limpieza'' luego de los accidentes sólo un 28% es considerado en condiciones de buena salud. Existen personas con enfermedades de respiración, problemas auditivos y desequilibrios en el sistema nervioso. Hoy hay un aumento de problemas digestivos y amigdalitis, anemia y estrés. La tasa de suicidios creció. Se dice que los niños sufren del ''Síndrome de Chernobyl''. Se registró un aumento del 25% en tumores, un 50% más de desórdenes cardiovasculares y enfermedades relacionadas con el sistema de locomoción.

    Es extremadamente difícil comprender la verdadera naturaleza de los efectos en la salud como resultado del accidente de Chernobyl. Sin embargo, la tasa de cáncer de tiroides constituye un indicador de que cifras muchos peores aparecerán en las próximas décadas.

    Igualmente de problemáticas son las cifras de la gente que murió como consecuencias del accidente. Las cifras oficiales de las víctimas del accidente van de 31 a 8.000, y las predicciones de muerte prematuras van 40.000 a 500.000.

    IMPLICANCIAS ECONÓMICAS.

    Rusia, Bielorrusia y Ucrania de por si ya afrontan serias dificultades económicas. Sumado esto ahora deben afrontar la carga financiera y los problemas sociales que trajo aparejado la catástrofe del Chernobyl. En Bielorrusia, un 20% del ingreso total del país es absorbido por los costos de las tareas tendientes a atenuar los efectos de Chernobyl; mientras que en Ucrania esta cifra es de 13%.

    En 1993, el presidente Kravchuk declaro que los gastos de tratamiento para las víctimas ascendían a U$S 55 billones

    Un estudio acerca de las implicancias financieras llevada a cabo por Yuri Korakin, estima que los costos hasta el año 2000 habrá alcanzado los 170-215 billones de rublos (con lo cual el valor de cambio en el momento de publicarse el mencionado estudio en 1990 constituía U$S 283-358 billones). Este informe ni siquiera tomaba encuenta las necesidades médicas.

    El accidente de Chernobyl tuvo lugar en un área relativamente poco poblada del continente Europa, donde el valor de la tierra y la propiedad es relativamente bajo.

    El Ministro Federal de Finanzas ha estimado que un accidente de las mismas dimensiones en Alemania costaría aproximadamente U$S 6.800 billones.

    En 1992, el entonces director de Energía e Infraestructura del Banco Mundial, Antoni Churchill, presento un informe ante el Consejo Mundial de la Energía en Madrid. El informe muestra cálculos simples basados en el costo estimado de cerrar y reemplazar los reactores más peligrosos de Europa Central y del Este, y su equivalente per capita de toda población europea. Se calcula entonces que costaría alrededor de U$S 2-4 por persona por año. Su conclusión fue, como política de seguros, que valían la pena pagar este precio en vistas de la posibilidad de otro desastre nuclear. Centrales nucleares
    Centrales nucleares

    Conclusiones

  • Las centrales nucleares son una forma de producción de energía rápida y segura.

  • A pesar de que tiene grandes beneficios, los residuos radioactivos son muy difíciles y costosos de tratar. Además cuando se de una fuga de estos por accidente así como en Arizona no otra solución que invertir mas dinero para construir otra contención para los residuos. A no ser que se tomen medidas drásticas como las que se propusieron este año en la convención de enviar todos estos residuos al espacio en un contenedor lo suficientemente lejos como para evitar que se puedan devolver en mucho tiempo.

  • Internet


    www.british-energy.com

    www.cntrillo.es

    www.csn.es

    www.foronuclear.org

    www.bellona.no

    www.angelfire.com

    www.nucleartourist.com

    www.science.mcmaster.ca


    www.uilondondon.org