Energa nuclear

Energa nuclear

1INTRODUCCIN

Central nuclear de Vandells Las centrales nucleares utilizan la energa liberada en los procesos de fisin nuclear para producir electricidad. En Espaa hay siete centrales nucleares: Almaraz, Asc, Cofrentes, Jos Cabrera, Santa Mara de Garoa, Trillo y Vandells II. En la fotografa se muestra esta ltima, que se encuentra en la provincia de Tarragona y produce cada ao ms de 7.000 millones de kilovatios hora.

Energa nuclear,energaliberadadurante la fisin o fusin de ncleos atmicos. Las cantidades de energa que pueden obtenerse mediante procesos nucleares superan con mucho a las que pueden lograrse mediante procesos qumicos, que slo implican las regiones externas del tomo.

Laenergadecualquier sistema, ya sea fsico, qumico o nuclear, se manifiesta por su capacidad de realizar trabajo o liberar calor o radiacin. La energa total de un sistema siempre se conserva, pero puede transferirse a otro sistema o convertirse de una forma a otra.

HastaelsigloXIX,el principal combustible era la lea, cuya energa procede de la energa solar acumulada por las plantas. Desde la Revolucin Industrial, los seres humanos dependen de los combustibles fsiles carbn o petrleo, que tambin son una manifestacin de la energa solar almacenada. Cuando se quema un combustible fsil como el carbn, los tomos de hidrgeno y carbono que lo constituyen se combinan con los tomos de oxgeno del aire, producindose una oxidacin rpida en la que se forman agua y dixido de carbono y se libera calor, unos 1,6 kilovatios hora por kilogramo de carbn, o unos 10 electrovoltios (eV) por tomo de carbono. Esta cantidad de energa es tpica de las reacciones qumicas que corresponden a cambios en la estructura electrnica de los tomos. Parte de la energa liberada como calor mantiene el combustible adyacente a una temperatura suficientemente alta para que la reaccin contine.

2EL TOMO

Procesos de fisin y fusin

La energa nuclear puede liberarse en dos formas diferentes: por fisin de un ncleo pesado o por fusin de dos ncleos ligeros. En ambos casos se libera energa porque los productos tienen una energa de enlace mayor que los reactivos. Las reacciones de fusin son difciles de mantener porque los ncleos se repelen entre s, pero a diferencia de la fisin no generan productos radiactivos.

Eltomoestformado por un pequeo ncleo, cargado positivamente, rodeado de electrones. El ncleo, que contiene la mayor parte de la masa del tomo, est compuesto a su vez de neutrones y protones, unidos por fuerzas nucleares muy intensas, mucho mayores que las fuerzas elctricas que ligan los electrones al ncleo. El nmero msico A de un ncleo expresa el nmero de nucleones (neutrones y protones) que contiene; el nmero atmico Z es el nmero de protones, partculas con carga positiva. Los ncleos se designan como X; por ejemplo, la expresin U representa el uranio235. Vase Istopo.

Laenergadeenlacede un ncleo mide la intensidad con que las fuerzas nucleares mantienen ligados a los protones y neutrones. La energa de enlace por nuclen, es decir, la energa necesaria para separar del ncleo un neutrn o un protn, depende del nmero msico. La curva de las energas de enlace (ver tabla Energa de enlace nuclear) implica que si dos ncleos ligeros, que ocupan posiciones muy bajas en la tabla, se fusionan para formar un ncleo de mayor peso (o si un ncleo pesado, que ocupa posiciones muy altas en la tabla, se divide en dos de menor peso), los ncleos resultantes estn ligados con ms fuerza, por lo que se libera energa.

Lafusindedosncleos ligeros libera millones de electrovoltios (MeV), como ocurre cuando dos ncleos de hidrgeno pesado o deuterones (H) se combinan segn la reaccin

para producir un ncleo de helio3, un neutrn libre (n) y 3,2MeV, o 5,110-13 julios (J). Tambin se libera energa nuclear cuando se induce la fisin de un ncleo pesado como el U mediante la absorcin de un neutrn, como en la reaccin

que produce cesio140, rubidio93, tres neutrones y 200MeV, o 3,210-11 J. Una reaccin de fisin nuclear libera una energa 10 millones de veces mayor que una reaccin qumica tpica. Vase Fsica nuclear.

3ENERGA NUCLEAR DE FISIN

Lasdoscaractersticas fundamentales de la fisin nuclear en cuanto a la produccin prctica de energa nuclear resultan evidentes en la ecuacin (2) expuesta anteriormente. En primer lugar, la energa liberada por la fisin es muy grande. La fisin de 1kg de uranio235 libera 18,7 millones de kilovatios hora en forma de calor. En segundo lugar, el proceso de fisin iniciado por la absorcin de un neutrn en el uranio235 libera un promedio de 2,5 neutrones en los ncleos fisionados. Estos neutrones provocan rpidamente la fisin de varios ncleos ms, con lo que liberan otros cuatro o ms neutrones adicionales e inician una serie de fisiones nucleares automantenidas, una reaccin en cadena que lleva a la liberacin continuada de energa nuclear.

Eluraniopresenteen la naturaleza slo contiene un 0,71% de uranio235; el resto corresponde al istopo no fisionable uranio238. Una masa de uranio natural, por muy grande que sea, no puede mantener una reaccin en cadena porque slo el uranio235 es fcil de fisionar. Es muy improbable que un neutrn producido por fisin, con una energa inicial elevada de aproximadamente 1MeV, inicie otra fisin, pero esta probabilidad puede aumentarse cientos de veces si se frena el neutrn a travs de una serie de colisiones elsticas con ncleos ligeros como hidrgeno, deuterio o carbono. En ello se basa el diseo de los reactores de fisin empleados para producir energa.

Endiciembrede1942, en la Universidad de Chicago (Estados Unidos), el fsico italiano Enrico Fermi logr producir la primera reaccin nuclear en cadena. Para ello emple un conjunto de bloques de uranio natural distribuidos dentro de una gran masa de grafito puro (una forma de carbono). En la pila o reactor nuclear de Fermi, el moderador de grafito frenaba los neutrones y haca posible la reaccin en cadena.

4REACTORES DE ENERGA NUCLEAR

Central nuclear de Japn

Las plantas de energa nuclear generan un importante porcentaje de la electricidad utilizada en Japn. Esta fuente de energa ha permitido reducir las importaciones de petrleo. Hay ms de cincuenta centrales nucleares dispersas por la prefectura de Fukui, en la isla de Honshu.

Cambio de combustible nuclear

El agujero situado en el extremo ms alejado de la cavidad azul es el ncleo de un reactor atmico. El tubo largo del centro del ncleo es el conjunto de combustible, que consiste en un haz de tubos metlicos llenos de uranio. Esta fotografa se tom mientras se retiraba el conjunto.

Losprimerosreactores nucleares a gran escala se construyeron en 1944 en Hanford, en el estado de Washington (Estados Unidos), para la produccin de material para armas nucleares. El combustible era uranio natural; el moderador, grafito. Estas plantas producan plutonio mediante la absorcin de neutrones por parte del uranio238; el calor generado no se aprovechaba.

4.1Reactores de agua ligera y pesada

Entodoelmundosehan construido diferentes tipos de reactores (caracterizados por el combustible, moderador y refrigerante empleados) para la produccin de energa elctrica. Por ejemplo, en Estados Unidos, con pocas excepciones, los reactores para la produccin de energa emplean como combustible nuclear xido de uranio isotpicamente enriquecido, con un 3% de uranio235. Como moderador y refrigerante se emplea agua normal muy purificada. Un reactor de este tipo se denomina reactor de agua ligera (RAL).

Enelreactordeagua a presin (RAP), una versin del sistema RAL, el refrigerante es agua a una presin de unas 150 atmsferas. El agua se bombea a travs del ncleo del reactor, donde se calienta hasta unos 325C. El agua sobrecalentada se bombea a su vez hasta un generador de vapor, donde a travs de intercambiadores de calor calienta un circuito secundario de agua, que se convierte en vapor. Este vapor propulsa uno o ms generadores de turbinas que producen energa elctrica, se condensa, y es bombeado de nuevo al generador de vapor. El circuito secundario est aislado del agua del ncleo del reactor, por lo que no es radiactivo. Para condensar el vapor se emplea un tercer circuito de agua, procedente de un lago, un ro o una torre de refrigeracin. La vasija presurizada de un reactor tpico tiene unos 15m de altura y 5m de dimetro, con paredes de 25cm de espesor. El ncleo alberga unas 80 toneladas de xido de uranio, contenidas en tubos delgados resistentes a la corrosin y agrupados en un haz de combustible.

Enelreactordeagua en ebullicin (RAE), otro tipo de RAL, el agua de refrigeracin se mantiene a una presin algo menor, por lo que hierve dentro del ncleo. El vapor producido en la vasija presurizada del reactor se dirige directamente al generador de turbinas, se condensa y se bombea de vuelta al reactor. Aunque el vapor es radiactivo, no existe un intercambiador de calor entre el reactor y la turbina, con el fin de aumentar la eficiencia. Igual que en el RAP, el agua de refrigeracin del condensador procede de una fuente independiente, como un lago o un ro.

Elniveldepotenciade un reactor en funcionamiento se mide constantemente con una serie de instrumentos trmicos, nucleares y de flujo. La produccin de energa se controla insertando o retirando del ncleo un grupo de barras de control que absorben neutrones. La posicin de estas barras determina el nivel de potencia en el que la reaccin en cadena se limita a automantenerse.

Duranteelfuncionamiento, e incluso despus de su desconexin, un reactor grande de 1.000 megavatios (MW) contiene una radiactividad de miles de millones de curios. La radiacin emitida por el reactor durante su funcionamiento y por los productos de la fisin despus de la desconexin se absorbe mediante blindajes de hormign de gran espesor situados alrededor del reactor y del sistema primario de refrigeracin. Otros sistemas de seguridad son los sistemas de emergencia para refrigeracin de este ltimo, que impiden el sobrecalentamiento del ncleo en caso de que no funcionen los sistemas de refrigeracin principales. En la mayora de los pases tambin existe un gran edificio de contencin de acero y hormign para impedir la salida al exterior de elementos radiactivos que pudieran escapar en caso de una fuga.

Aunquealprincipiode la dcada de 1980 haba 100 centrales nucleares en funcionamiento o en construccin en Estados Unidos, tras el accidente de Three Mile Island (ver ms adelante) la preocupacin por la seguridad y los factores econmicos se combinaron para bloquear el crecimiento de la energa nuclear. Desde 1979, no se han encargado nuevas centrales nucleares en Estados Unidos y no se ha permitido el funcionamiento de algunas centrales ya terminadas. En 1990, alrededor del 20% de la energa elctrica generada en Estados Unidos proceda de centrales nucleares, mientras que este porcentaje es casi del 75% en Francia.

Enelperiodoinicial del desarrollo de la energa nuclear, en los primeros aos de la dcada de 1950, slo disponan de uranio enriquecido Estados Unidos y la Unin de Repblicas Socialistas Soviticas (URSS). Por ello, los programas de energa nuclear de Canad, Francia y Gran Bretaa se centraron en reactores de uranio natural, donde no puede emplearse como moderador agua normal porque absorbe demasiados neutrones. Esta limitacin llev a los ingenieros canadienses a desarrollar un reactor enfriado y moderado por xido de deuterio (D2O), tambin llamado agua pesada. El sistema de reactores canadienses de deuterio-uranio (CANDU), empleado en 20 reactores, ha funcionado satisfactoriamente, y se han construido centrales similares en la India, Argentina y otros pases.

EnGranBretaayFrancia, los primeros reactores de generacin de energa a gran escala utilizaban como combustible barras de metal de uranio natural, moderadas por grafito y refrigeradas por dixido de carbono (CO2) gaseoso a presin. En Gran Bretaa, este diseo inicial fue sustituido por un sistema que emplea como combustible uranio enriquecido. Ms tarde se introdujo un diseo mejorado de reactor, el llamado reactor avanzado refrigerado por gas (RAG). En la actualidad, la energa nuclear representa casi una cuarta parte de la generacin de electricidad en el Reino Unido. En Francia, el tipo inicial de reactor se reemplaz por el RAP de diseo estadounidense cuando las plantas francesas de enriquecimiento isotpico empezaron a proporcionar uranio enriquecido. Rusia y los otros Estados de la antigua URSS tienen un amplio programa nuclear, con sistemas moderados por grafito y RAP. A principios de la dcada de 1990, estaban en construccin en todo el mundo ms de 120 nuevas centrales nucleares.

EnEspaa,latecnologa adoptada en los reactores de las centrales nucleares es del tipo de agua ligera; slo la central de Vandells tiene reactor de grafito refrigerado con CO2.

4.2Reactores de propulsin

Paralapropulsinde grandes buques de superficie, como el portaaviones estadounidense Nimitz, se emplean reactores nucleares similares al RAP. La tecnologa bsica del sistema RAP fue desarrollada por primera vez en el programa estadounidense de reactores navales dirigido por el almirante Hyman George Rickover. Los reactores para propulsin de submarinos suelen ser ms pequeos y emplean uranio muy enriquecido para que el ncleo pueda ser ms compacto. Estados Unidos, Gran Bretaa, Rusia y Francia disponen de submarinos nucleares equipados con este tipo de reactores.

EstadosUnidos,Alemania y Japn utilizaron durante periodos limitados tres cargueros ocenicos experimentales con propulsin nuclear. Aunque tuvieron xito desde el punto de vista tcnico, las condiciones econmicas y las estrictas normas portuarias obligaron a suspender dichos proyectos. Los soviticos construyeron el primer rompehielos nuclear, el Lenin, para emplearlo en la limpieza de los pasos navegables del rtico.

4.3Reactores de investigacin

Enmuchospasessehan construido diversos reactores nucleares de pequeo tamao para su empleo en formacin, investigacin o produccin de istopos radiactivos. Estos reactores suelen funcionar con niveles de potencia del orden de 1MW, y es ms fcil conectarlos y desconectarlos que los reactores ms grandes utilizados para la produccin de energa.

Unavariedadmuyempleada es el llamado reactor de piscina. El ncleo est formado por material parcial o totalmente enriquecido en uranio235, contenido en placas de aleacin de aluminio y sumergido en una gran piscina de agua que sirve al mismo tiempo de refrigerante y de moderador. Pueden colocarse sustancias directamente en el ncleo del reactor o cerca de ste para ser irradiadas con neutrones. Con este reactor pueden producirse diversos istopos radiactivos para su empleo en medicina, investigacin e industria (vase Istopo trazador). Tambin pueden extraerse neutrones del ncleo del reactor mediante tubos de haces, para utilizarlos en experimentos.

4.4Reactores autorregenerativos

Existenyacimientosde uranio, la materia prima en la que se basa la energa nuclear, en diversas regiones del mundo. No se conoce con exactitud sus reservas totales, pero podran ser limitadas a no ser que se empleen fuentes de muy baja concentracin, como granitos y esquistos. Un sistema ordinario de energa nuclear tiene un periodo de vida relativamente breve debido a su muy baja eficiencia en el uso del uranio: slo aprovecha aproximadamente el 1% del contenido energtico del uranio.

Lacaractersticafundamental de un reactor autorregenerativo es que produce ms combustible del que consume. Lo consigue fomentando la absorcin de los neutrones sobrantes por un llamado material frtil. Existen varios sistemas de reactor autorregenerativo tcnicamente factibles. El que ms inters ha suscitado en todo el mundo emplea uranio238 como material frtil. Cuando el uranio238 absorbe neutrones en el reactor, se convierte en un nuevo material fisionable, el plutonio, a travs de un proceso nuclear conocido como desintegracin (beta). La secuencia de las reacciones nucleares es la siguiente:

En la desintegracin beta, un neutrn del ncleo se desintegra para dar lugar a un protn y una partcula beta.

Cuandoelplutonio239 absorbe un neutrn, puede producirse su fisin, y se libera un promedio de unos 2,8 neutrones. En un reactor en funcionamiento, uno de esos neutrones se necesita para producir la siguiente fisin y mantener en marcha la reaccin en cadena. Una media o promedio de 0,5 neutrones se pierden por absorcin en la estructura del reactor o el refrigerante. Los restantes 1,3 neutrones pueden ser absorbidos por el uranio238 para producir ms plutonio a travs de las reacciones indicadas en la ecuacin (3).

Elsistemaautorregenerativo a cuyo desarrollo se ha dedicado ms esfuerzo es el llamado reactor autorregenerativo rpido de metal lquido (RARML). Para maximizar la produccin de plutonio239, la velocidad de los neutrones que causan la fisin debe mantenerse alta, con una energa igual o muy poco menor que la que tenan al ser liberados. El reactor no puede contener ningn material moderador, como el agua, que pueda frenar los neutrones. El lquido refrigerante preferido es un metal fundido como el sodio lquido. El sodio tiene muy buenas propiedades de transferencia de calor, funde a unos 100C y no hierve hasta unos 900C. Sus principales desventajas son su reactividad qumica con el aire y el agua y el elevado nivel de radiactividad que se induce en el sodio dentro del reactor.

EnEstadosUnidos,el desarrollo del sistema RARML comenz antes de 1950, con la construccin del primer reactor autorregenerativo experimental, el llamado EBR-1. Un programa estadounidense ms amplio en el ro Clinch fue cancelado en 1983, y slo se ha continuado el trabajo experimental. En Gran Bretaa, Francia, Rusia y otros Estados de la antigua URSS funcionan reactores autorregenerativos, y en Alemania y Japn prosiguen los trabajos experimentales.

Enunodelosdiseos para una central RARML de gran tamao, el ncleo del reactor est formado por miles de tubos delgados de acero inoxidable que contienen un combustible compuesto por una mezcla de xido de plutonio y uranio: un 15 o un 20% de plutonio239 y el resto uranio. El ncleo est rodeado por una zona llamada capa frtil, que contiene barras similares llenas exclusivamente de xido de uranio. Todo el conjunto de ncleo y capa frtil mide unos 3m de alto por unos 5m de dimetro, y est montado en una gran vasija que contiene sodio lquido que sale del reactor a unos 500C. Esta vasija tambin contiene las bombas y los intercambiadores de calor que ayudan a eliminar calor del ncleo. El vapor se genera en un circuito secundario de sodio, separado del circuito de refrigeracin del reactor (radiactivo) por los intercambiadores de calor intermedios de la vasija del reactor. Todo el sistema del reactor nuclear est situado dentro de un gran edificio de contencin de acero y hormign.

Laprimeracentralagran escala de este tipo empleada para la generacin de electricidad, la llamada Super-Phnix, comenz a funcionar en Francia en 1984. En las costas del mar Caspio se ha construido una central de escala media, la BN-600, para produccin de energa y desalinizacin de agua. En Escocia existe un prototipo de gran tamao con 250 megavatios.

ElRARMLproduceaproximadamente un 20% ms de combustible del que consume. En un reactor grande, a lo largo de 20 aos se produce suficiente combustible para cargar otro reactor de energa similar. En el sistema RARML se aprovecha aproximadamente el 75% de la energa contenida en el uranio natural, frente al 1% del RAL.

5COMBUSTIBLES Y RESIDUOS NUCLEARES

Loscombustiblespeligrosos empleados en los reactores nucleares presentan problemas para su manejo, sobre todo en el caso de los combustibles agotados, que deben ser almacenados o eliminados de alguna forma.

5.1El ciclo del combustible nuclear

Cualquiercentraldeproduccin de energa elctrica es slo parte de un ciclo energtico global. El ciclo del combustible de uranio empleado en los sistemas RAL es actualmente el ms importante en la produccin mundial de energa nuclear, y conlleva muchas etapas. El uranio, con un contenido de aproximadamente el 0,7% de uranio235, se obtiene en minas subterrneas o a cielo abierto. El mineral se concentra mediante trituracin y se transporta a una planta de conversin, donde el uranio se transforma en el gas hexafluoruro de uranio (UF6). En una planta de enriquecimiento isotpico por difusin, el gas se hace pasar a presin por una barrera porosa. Las molculas que contienen uranio235, ms ligeras, atraviesan la barrera con ms facilidad que las que contienen uranio238. Este proceso enriquece el uranio hasta alcanzar un 3% de uranio235. Los residuos, o uranio agotado, contienen aproximadamente el 0,3% de uranio235. El producto enriquecido se lleva a una planta de fabricacin de combustible, donde el gas UF6 se convierte en xido de uranio en polvo y posteriormente en bloques de cermica que se cargan en barras de combustible resistentes a la corrosin. Estas barras se agrupan en elementos de combustible y se transportan a la central nuclear.

Unreactordeaguaapresin tpico de 1.000MW tiene unos 200 elementos de combustible, de los que una tercera parte se sustituye cada ao debido al agotamiento del uranio235 y a la acumulacin de productos de fisin que absorben neutrones. Al final de su vida, el combustible es enormemente radiactivo debido a los productos de fisin que contiene, por lo que sigue desprendiendo una cantidad de energa considerable. El combustible extrado se coloca en piscinas de almacenamiento llenas de agua situadas en las instalaciones de la central, donde permanece un ao o ms.

Alfinaldelperiodode enfriamiento, los elementos de combustible agotados se envan en contenedores blindados a una instalacin de almacenamiento permanente o a una planta de reprocesamiento qumico, donde se recuperan el uranio no empleado y el plutonio239 producido en el reactor, y se concentran los residuos radiactivos.

Elcombustibleagotado todava contiene casi todo el uranio238 original, aproximadamente un tercio del uranio235 y parte del plutonio239 producido en el reactor. Cuando el combustible agotado se almacena de forma permanente, se desperdicia todo este contenido potencial de energa. Cuando el combustible se reprocesa, el uranio se recicla en la planta de difusin, y el plutonio239 recuperado puede sustituir parcialmente al uranio235 en los nuevos elementos de combustible.

Enelciclodecombustible del RARML, el plutonio generado en el reactor siempre se recicla para emplearlo como nuevo combustible. Los materiales utilizados en la planta de fabricacin de elementos de combustible son uranio238 reciclado, uranio agotado procedente de la planta de separacin isotpica, y parte del plutonio239 recuperado. No es necesario extraer uranio adicional en las minas, puesto que las existencias actuales de las plantas de separacin podran suministrar durante siglos a los reactores autorregenerativos. Como estos reactores producen ms plutonio239 del que necesitan para renovar su propio combustible, aproximadamente el 20% del plutonio recuperado se almacena para su uso posterior en el arranque de nuevos reactores autorregenerativos.

Elpasofinalencualquiera de los ciclos de combustible es el almacenamiento a largo plazo de los residuos altamente radiactivos, que continan presentando peligro para los seres vivos durante miles de aos. Varias tecnologas parecen satisfactorias para el almacenamiento seguro de los residuos, pero no se han construido instalaciones a gran escala para demostrar el proceso. Los elementos de combustible pueden almacenarse en depsitos blindados y vigilados hasta que se tome una decisin definitiva sobre su destino, o pueden ser transformados en compuestos estables, fijados en material cermico o vidrio, encapsulados en bidones de acero inoxidable y enterrados a gran profundidad en formaciones geolgicas muy estables.

5.2Seguridad nuclear

Lapreocupacindela opinin pblica en torno a la aceptabilidad de la energa nuclear procedente de la fisin se debe a dos caractersticas bsicas del sistema. La primera es el elevado nivel de radiactividad que existe en diferentes fases del ciclo nuclear, incluida la eliminacin de residuos. La segunda es el hecho de que los combustibles nucleares uranio235 y plutonio239 son los materiales con que se fabrican las armas nucleares. Vase Lluvia radiactiva.

Enladcadade1950se pens que la energa nuclear poda ofrecer un futuro de energa barata y abundante. La industria energtica confiaba en que la energa nuclear sustituyera a los combustibles fsiles, cada vez ms escasos, y disminuyera el coste de la electricidad. Los grupos preocupados por la conservacin de los recursos naturales prevean una reduccin de la contaminacin atmosfrica y de la minera a cielo abierto. La opinin pblica era en general favorable a esta nueva fuente de energa, y esperaba que el uso de la energa nuclear pasara del terreno militar al civil. Sin embargo, despus de esta euforia inicial, crecieron las reservas en torno a la energa nuclear a medida que se estudiaban ms profundamente las cuestiones de seguridad nuclear y proliferacin de armamento. En todos los pases del mundo existen grupos opuestos a la energa nuclear, y las normas estatales se han hecho complejas y estrictas. Suecia, por ejemplo, pretende limitar su programa a unos 10 reactores. Austria ha cancelado su programa. En cambio, Gran Bretaa, Francia, Alemania y Japn siguen avanzando en este terreno.

ElConsejodeSeguridad Nuclear (CSN) es el organismo encargado de velar en Espaa por la seguridad nuclear y la proteccin radiolgica. Informa sobre la concesin o retirada de autorizaciones, inspecciona la construccin, puesta en marcha y explotacin de instalaciones nucleares o radiactivas, participa en la confeccin de planes de emergencia y promociona la realizacin de trabajos de investigacin.

5.2.1Riesgos radiolgicos

Losmaterialesradiactivos emiten radiacin ionizante penetrante que puede daar los tejidos vivos. La unidad que suele emplearse para medir la dosis de radiacin equivalente en los seres humanos es el milisievert. La dosis de radiacin equivalente mide la cantidad de radiacin absorbida por el organismo, corregida segn la naturaleza de la radiacin puesto que los diferentes tipos de radiacin son ms o menos nocivos. En el caso del Reino Unido, por ejemplo, cada individuo est expuesto a unos 2,5 milisieverts anuales por la radiacin de fondo procedente de fuentes naturales. Los trabajadores de la industria nuclear estn expuestos a unos 4,5 milisieverts (aproximadamente igual que las tripulaciones areas, sometidas a una exposicin adicional a los rayos csmicos). La exposicin de un individuo a 5 sieverts suele causar la muerte. Una gran poblacin expuesta a bajos niveles de radiacin experimenta aproximadamente un caso de cncer adicional por cada 10 sieverts de dosis equivalente total. Por ejemplo, si una poblacin de 10.000 personas est expuesta a una dosis de 10 milisieverts por individuo, la dosis total ser de 100 sieverts, por lo que habr 10 casos de cncer debidos a la radiacin (adems de los cnceres producidos por otras causas). Vase Efectos biolgicos de la radiacin.

Enlamayoradelasfases del ciclo de combustible nuclear pueden existir riesgos radiolgicos. El gas radn, radiactivo, es un contaminante frecuente en las minas subterrneas de uranio. Las operaciones de extraccin y trituracin del mineral producen grandes cantidades de material que contiene bajas concentraciones de uranio. Estos residuos tienen que ser conservados en fosas impermeables y cubiertos por una capa de tierra de gran espesor para evitar su liberacin indiscriminada en la biosfera.

Lasplantasdeenriquecimiento de uranio y de fabricacin de combustible contienen grandes cantidades de hexafluoruro de uranio (UF6), un gas corrosivo. Sin embargo, el riesgo radiolgico es menor, y las precauciones habituales que se toman con las sustancias qumicas peligrosas bastan para garantizar la seguridad.

5.2.2Sistemas de seguridad de los reactores

Sehadedicadounaenorme atencin a la seguridad de los reactores. En un reactor en funcionamiento, la mayor fuente de radiactividad, con diferencia, son los elementos de combustible. Una serie de barreras impide que los productos de fisin pasen a la biosfera durante el funcionamiento normal. El combustible est en el interior de tubos resistentes a la corrosin. Las gruesas paredes de acero del sistema de refrigeracin primario del RAP forman una segunda barrera. El propio agua de refrigeracin absorbe parte de los istopos biolgicamente importantes, como el yodo. El edificio de acero y hormign supone una tercera barrera.

Duranteelfuncionamiento de una central nuclear, es inevitable que se liberen algunos materiales radiactivos. La exposicin total de las personas que viven en sus proximidades suele representar un porcentaje muy bajo de la radiacin natural de fondo. Sin embargo, las principales preocupaciones se centran en la liberacin de productos radiactivos causada por accidentes en los que se ve afectado el combustible y fallan los dispositivos de seguridad. El principal peligro para la integridad del combustible es un accidente de prdida de refrigerante, en el que el combustible resulta daado o incluso se funde. Los productos de fisin pasan al refrigerante, y si se rompe el sistema de refrigeracin, los productos de fisin penetran en el edificio del reactor.

Lossistemasdelosreactores emplean una compleja instrumentacin para vigilar constantemente su situacin y controlar los sistemas de seguridad empleados para desconectar el reactor en circunstancias anmalas. El diseo de los RAP incluye sistemas de seguridad de refuerzo que inyectan boro en el refrigerante para absorber neutrones y detener la reaccin en cadena, con lo que la desconexin est an ms garantizada. En los reactores de agua ligera, el refrigerante est sometido a una presin elevada. En caso de que se produjera una rotura importante en una tubera, gran parte del refrigerante se convertira en vapor, y el ncleo dejara de estar refrigerado. Para evitar una prdida total de refrigeracin del ncleo, los reactores estn dotados con sistemas de emergencia para refrigeracin del ncleo, que empiezan a funcionar automticamente en cuanto se pierde presin en el circuito primario de refrigeracin. En caso de que se produzca una fuga de vapor al edificio de contencin desde una tubera rota del circuito primario de refrigeracin, se ponen en marcha refrigeradores por aspersin para condensar el vapor y evitar un peligroso aumento de la presin en el edificio.Accidentes en centrales nucleares

Central nuclear de Chernbil, Ucrania

La central de Chernbil, localizada en el norte de Ucrania, sufri en 1986 el peor accidente nuclear de la historia. Tras el mismo se construy a toda prisa un sarcfago de cemento y acero, que aparece en el centro de la imagen, para contener los detritos radioactivos del denominado reactor N 4. La fisura no se ha podido sellar hermticamente en ningn momento y se pone en tela de juicio su eficacia a largo plazo.

Apesardelasnumerosas medidas de seguridad, en 1979 lleg a producirse un accidente en el RAP de Three Mile Island, cerca de Harrisburg (Pennsylvania, Estados Unidos). Un error de mantenimiento y una vlvula defectuosa llevaron a una prdida de refrigerante. Cuando comenz el accidente, el sistema de seguridad desconect el reactor, y el sistema de emergencia para enfriamiento del ncleo empez a funcionar poco tiempo despus segn lo prescrito. Pero entonces, como resultado de un error humano, el sistema de refrigeracin de emergencia se desconect, lo que provoc graves daos en el ncleo e hizo que se liberaran productos de fisin voltiles procedentes de la vasija del reactor. Aunque slo una pequea cantidad de gas radiactivo sali del edificio de contencin (lo que llev a un ligero aumento de los niveles de exposicin en los seres humanos), los daos materiales en la instalacin fueron muy grandes, de unos 1.000 millones de dlares o ms, y la tensin psicolgica a la que se vio sometida la poblacin, especialmente las personas que vivan cerca de la central nuclear, lleg a ser muy grave en algunos casos.

Lainvestigacinoficial sobre el accidente cit como causas principales del mismo un error de manejo y un diseo inadecuado de la sala de control, y no un simple fallo del equipo. Esto llev a la entrada en vigor de leyes que exigan a la Comisin de Regulacin Nuclear de Estados Unidos que adoptara normas mucho ms estrictas para el diseo y la construccin de centrales nucleares, y obligaban a las compaas elctricas a ayudar a las administraciones de los estados y los condados a preparar planes de emergencia para proteger a la poblacin en caso de que se produjera otro accidente semejante.

Desde1981,lascargas financieras impuestas por estas exigencias han hecho tan difcil la construccin y el funcionamiento de nuevas centrales nucleares que las compaas elctricas de los estados de Washington, Ohio, New Hampshire e Indiana se vieron obligadas a abandonar centrales parcialmente terminadas despus de gastar en ellas miles de millones de dlares. En 1988, se calculaba que el coste acumulado para la economa estadounidense por el cierre de esas centrales, sumado a la finalizacin de centrales con unos costes muy superiores a los inicialmente previstos, ascenda nada menos que a 100.000 millones de dlares.

El26deabrilde1986, otro grave accidente alarm al mundo. Uno de los cuatro reactores nucleares soviticos de Chernbil, a unos 130km al norte de Kev (en Ucrania), explot y ardi. Segn el informe oficial emitido en agosto, el accidente se debi a que los operadores del reactor realizaron unas pruebas no autorizadas. El reactor qued fuera de control; se produjeron dos explosiones, la tapa del reactor salt por los aires y el ncleo se inflam y ardi a una temperatura de 1.500C. Las personas ms prximas al reactor recibieron una radiacin unas 50 veces superior a la de Three Mile Island, y una nube de lluvia radiactiva se dirigi hacia el Oeste. La nube radiactiva se extendi por Escandinavia y el norte de Europa, segn descubrieron observadores suecos el 28 de abril. A diferencia de la mayora de los reactores de los pases occidentales, el reactor de Chernbil careca de edificio de contencin. Una estructura semejante podra haber impedido que el material saliera del reactor. Murieron ms de 30 personas y unas 135.000 fueron evacuadas en un radio de 1.600 kilmetros. El reactor fue sellado con hormign; en 1988, sin embargo, los otros tres reactores de Chernbil ya estaban funcionando de nuevo. Tres aos ms tarde, uno de estos reactores sufri un incendio y ya no volvi a ponerse en marcha. En 1997 se par otro de estos reactores, y el 15 de diciembre de 2000 se cerr definitivamente la central al apagarse el nico reactor que segua en funcionamiento.

EnlacentraldeVandells I, situada en la provincia de Tarragona (Espaa), y con un reactor de tipo grafito-gas, se produjo, el 19 de octubre de 1989, un accidente que se inici por un incendio en un edificio convencional de la central, que gener una serie sucesiva de fallos de sistemas. Pese a todo, se consigui llevar la central a la situacin de parada segura. No se produjo eliminacin de CO2 del circuito de refrigeracin, ni se produjo dao alguno a las personas que intervinieron en el control de la central.

5.2.4Reprocesamiento del combustible

Lafasedereprocesamiento del combustible plantea diversos riesgos radiolgicos. Uno de ellos es la emisin accidental de productos de fisin en caso de que se produzca una fuga en las instalaciones qumicas y los edificios que las albergan. Otro podra ser la emisin rutinaria de niveles bajos de gases radiactivos inertes como el xenn o el criptn. Una planta de reprocesamiento llamada THORP (acrnimo ingls de Planta Trmica de Reprocesamiento de xido) empez a funcionar en Sellafield, en la regin de Cumbria (Gran Bretaa), con combustible agotado de centrales britnicas y extranjeras. En Francia tambin se lleva a cabo este proceso, y Japn est desarrollando sus propias plantas de reprocesamiento.

Unagranpreocupacin en relacin con el reprocesamiento qumico es la separacin de plutonio239, un material utilizado en la fabricacin de armas nucleares. En Estados Unidos por ejemplo, no se reprocesa en la actualidad ningn combustible por temor al uso ilegal de este producto. El empleo de medios no tanto tcnicos como polticos parece ser la mejor forma de controlar los peligros de su desviacin subrepticia o su produccin secreta para fabricar armas. La mejora de las medidas de seguridad en los puntos sensibles del ciclo del combustible y el aumento de la inspeccin internacional por parte de la Agencia Internacional de la Energa Atmica (AIEA) parecen las medidas ms apropiadas para controlar los peligros de la desviacin del plutonio.

5.3Almacenamiento de residuos

Elltimopasodelciclo del combustible nuclear, el almacenamiento de residuos, sigue siendo uno de los ms polmicos. La cuestin principal no es tanto el peligro actual como el peligro para las generaciones futuras. Muchos residuos nucleares mantienen su radiactividad durante miles de aos, ms all de la duracin de cualquier institucin humana. La tecnologa para almacenar los residuos de forma que no planteen ningn riesgo inmediato es relativamente simple. La dificultad estriba por una parte en tener una confianza suficiente en que las generaciones futuras estn bien protegidas y por otra en la decisin poltica sobre la forma y el lugar para almacenar estos residuos. La mejor solucin parece estar en un almacenamiento permanente, pero con posibilidad de recuperacin, en formaciones geolgicas a gran profundidad. En 1988, el gobierno de Estados Unidos eligi un lugar en el desierto de Nevada con una gruesa seccin de rocas volcnicas porosas como el primer depsito subterrneo permanente de residuos nucleares del pas.

6FUSIN NUCLEAR

Laliberacindeenerga nuclear puede producirse en el extremo bajo de la curva de energas de enlace (ver tabla adjunta) a travs de la fusin de dos ncleos ligeros en uno ms pesado. La energa irradiada por el Sol se debe a reacciones de fusin de este tipo que se producen en su interior a gran profundidad. A las enormes presiones y temperaturas que existen all, los ncleos de hidrgeno se combinan a travs de una serie de reacciones que equivalen a la ecuacin (1) y producen casi toda la energa liberada por el Sol. En estrellas ms masivas que el Sol, otras reacciones llevan al mismo resultado.

Lafusinnuclearartificial se consigui por primera vez a principios de la dcada de 1930, bombardeando un blanco que contena deuterio (el istopo de hidrgeno de masa 2) con deuterones (ncleos de deuterio) de alta energa mediante un ciclotrn (vase Aceleradores de partculas). Para acelerar el haz de deuterones se necesitaba una gran cantidad de energa, de la que la mayora apareca como calor en el blanco. Eso haca que no se produjera una energa til neta. En la dcada de 1950 se produjo la primera liberacin a gran escala de energa de fusin, aunque incontrolada, en las pruebas de armas termonucleares realizadas por Estados Unidos, la URSS, Gran Bretaa y Francia. Una liberacin tan breve e incontrolada no puede emplearse para la produccin de energa elctrica.

Enlasreaccionesdefisin estudiadas anteriormente, el neutrn, que no tiene carga elctrica, puede acercarse fcilmente a un ncleo fisionable (por ejemplo, uranio235) y reaccionar con l. En una reaccin de fusin tpica, en cambio, cada uno de los dos ncleos que reaccionan tiene una carga elctrica positiva, y antes de que puedan unirse hay que superar la repulsin natural que ejercen entre s, llamada repulsin de Coulomb. Esto ocurre cuando la temperatura del gas es suficientemente alta, entre 50 y 100 millones de grados centgrados. En un gas formado por los istopos pesados del hidrgeno, deuterio y tritio, a esa temperatura se produce la reaccin de fusin

que libera unos 17,6MeV por cada fusin. La energa aparece en un primer momento como energa cintica del ncleo de helio4 y el neutrn, pero pronto se convierte en calor en el gas y los materiales prximos.

Siladensidaddelgas es suficiente a esas temperaturas basta una densidad correspondiente a unas 10-5 atmsferas, casi un vaco el ncleo de helio4 puede transferir su energa al gas hidrgeno circundante, con lo que mantiene la temperatura elevada y permite que se produzca una reaccin de fusin en cadena. En esas condiciones se dice que se ha producido la ignicin nuclear.

Losproblemasbsicos para alcanzar las condiciones para la fusin nuclear til son: 1)calentar el gas a temperaturas tan altas; 2)confinar una cantidad suficiente de ncleos durante un tiempo lo bastante largo para permitir la liberacin de una energa mayor que la necesaria para calentar y confinar el gas. Un problema importante que surge despus es la captura de esta energa y su conversin en electricidad.

Atemperaturassuperiores a los 100.000C, todos los tomos de hidrgeno estn ionizados. El gas est formado por un conjunto elctricamente neutro de ncleos con carga positiva y electrones libres con carga negativa. Este estado de la materia se denomina plasma.

Losmaterialesordinarios no pueden contener un plasma lo suficientemente caliente para que se produzca la fusin. El plasma se enfriara muy rpidamente, y las paredes del recipiente se destruiran por las altas temperaturas. Sin embargo, como el plasma est formado por ncleos y electrones cargados, que se mueven en espiral alrededor de lneas de campo magntico intensas, el plasma puede contenerse en una zona de campo magntico de la forma apropiada.

Paraqueundispositivo de fusin resulte til, la energa producida debe ser mayor que la energa necesaria para confinar y calentar el plasma. Para que esta condicin se cumpla, el producto del tiempo de confinamiento, , y la densidad del plasma, n, debe superar el valor 1014. La relacin n1014 se denomina criterio de Lawson.

Desde1950sehanllevado a cabo numerosos proyectos para la confinacin magntica de plasma en Estados Unidos, la antigua Unin Sovitica, Gran Bretaa, Japn y otros pases. Se han observado reacciones termonucleares, pero el nmero de Lawson fue pocas veces superior a 1012. Sin embargo, uno de los dispositivos el tokamak, sugerido originalmente en la URSS por gor Tamm y Andri Sajrov comenz a arrojar resultados prometedores a principios de la dcada de 1960.

Lacmaradeconfinamiento de un tokamak tiene forma toroidal, con un dimetro interior de aproximadamente 1m y un dimetro exterior de alrededor de 3m. En esta cmara se establece un campo magntico toroidal de unos 5 teslas mediante grandes electroimanes. La intensidad de este campo es unas 100.000 veces mayor que la del campo magntico de la Tierra en la superficie del planeta. Las bobinas que rodean la cmara inducen en el plasma una corriente longitudinal de varios millones de amperios. Las lneas de campo magntico resultantes son espirales dentro de la cmara, que confinan el plasma.

Despusdequeenvarios laboratorios funcionaran con xito tokamaks pequeos, a principios de la dcada de 1980 se construyeron dos dispositivos de gran tamao, uno en la Universidad de Princeton, en Estados Unidos, y otro en la URSS. En el tokamak, el plasma alcanza una temperatura elevada por el calentamiento resistivo producido por la inmensa corriente toroidal, y en los nuevos aparatos grandes, un calentamiento adicional mediante la inyeccin de haces neutrales debera producir condiciones de ignicin.

Otraposiblevapara obtener energa de la fusin es el confinamiento inercial. En esta tcnica, el combustible (tritio o deuterio) est contenido en una pequea bolita que se bombardea desde distintas direcciones con un haz lser de pulsos. Esto provoca la implosin de la bolita y desencadena una reaccin termonuclear que causa la ignicin del combustible. Los avances en la investigacin de la fusin son prometedores, pero probablemente hagan falta dcadas para desarrollar sistemas prcticos que produzcan ms energa de la que consumen. Adems, las investigaciones son sumamente costosas.

Sinembargo,enlosprimeros aos de la dcada de 1990 se realizaron algunos avances. En 1991, se gener por primera vez en la historia una potencia significativa (unos 1,7MW) a partir de la fusin nuclear controlada, en el laboratorio de la Cmara Toroidal Conjunta Europea (JET, siglas en ingls), en Gran Bretaa. En diciembre de 1993, los investigadores de la Universidad de Princeton emplearon el Reactor Experimental de Fusin Tokamak para producir una reaccin de fusin controlada que gener 5,6 megavatios. No obstante, tanto el JET como el Reactor Experimental de Fusin Tokamak consumieron ms energa de la que produjeron durante su funcionamiento.

Silaenergadefusin llega a ser practicable, ofrecera las siguientes ventajas: 1)una fuente ilimitada de combustible, el deuterio procedente de los ocanos; 2)imposibilidad de un accidente en el reactor, ya que la cantidad de combustible en el sistema es muy pequea, y 3)residuos mucho menos radiactivos y ms sencillos de manejar que los procedentes de sistemas de fisin.