TEMA 3 ENERGÍA NUCLEAR DE FISIÓN ÍNDICE 3.1. INTRODUCCIÓN ................................................................................................ 2 3.2. REACCIÓN NUCLEAR ....................................................................................... 2 3.2.1. Energía de Enlace .....................................................................................................................2 3.2.2. Mecanismo de la Fisión ............................................................................................................4 3.3. COMBUSTIBLE DE FISIÓN................................................................................ 6 3.4. FUNDAMENTOS DE REACTORES NUCLEARES ............................................ 7 3.4.1. Reacción en Cadena .................................................................................................................7 3.4.2. Productos de Fisión ..................................................................................................................8 3.4.2.1. Fragmentos de fisión ........................................................................................................................................... 9 3.4.2.2. Los neutrones instantáneos y diferidos.............................................................................................................. 10 3.4.3. Energía Liberada en la Fisión .................................................................................................11 3.5. CICLO DEL COMBUSTIBLE............................................................................. 12 3.6. CENTRALES NUCLEARES .............................................................................. 13 3.6.1. El reactor nuclear ....................................................................................................................14 3.6.2. Generador de Vapor ...............................................................................................................16 3.6.3. Salvaguardias Tecnológicas ...................................................................................................17 3.6.4. Tratamiento de Residuos Radiactivos ....................................................................................19 3.7. TIPOS DE CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS ..................................... 20 3.7.1. Central de Agua a Presión (PWR) ..........................................................................................20 3.7.2. Central de Agua en Ebullición (BWR) .....................................................................................21 3.8. PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA...................................................... 23 3.1 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 3.1. INTRODUCCIÓN El descubrimiento de la radiactividad por Henri Becquerel en 1896 reveló que ciertos elementos naturales, el torio y el uranio, desprenden energía espontáneamente. Este desprendimiento va acompañado con una serie de transformaciones radiactivas en que los átomos emiten partículas o radiaciones y cambian su identidad química. Sin embargo, este desprendimiento de energía es demasiado lento para tener alguna utilidad práctica, y parecía que no se podría hacer nada para acelerarlo. En 1919 surgió alguna esperanza cuando Rutherford descubrió que los rayos (núcleos de helio) podían destruir los núcleos atómicos, e investigaciones posteriores condujeron al descubrimiento del neutrón, en 1932, y a la fisión del uranio en 1939. Este año se hizo patente que utilizando uranio se podría provocar una reacción nuclear en cadena, y que esta reacción podría constituir un medio para liberar cantidades ingentes de energía. En 1942, en la Universidad de Chicago (Estados Unidos), el físico Enrico Fermi logró producir la primera reacción nuclear en cadena. Para ello empleó un conjunto de bloques de uranio natural distribuidos dentro de una gran masa de grafito puro (una forma de carbono). El núcleo de un átomo está formado por dos tipos de partículas elementales: los protones y los neutrones. A ambos se les denominan nucleones. Un átomo viene caracterizado por el número de protones, que es su número atómico (Z). La suma de protones y neutrones, es decir, el número total de nucleones, se denomina número másico (A). Se denomina nucleido a cualquier especie nuclear definida por estos dos números, A y Z. Los átomos con el mismo número de protones, pero distinto número de neutrones y, por tanto, diferente número másicos, son isótopos de un mismo elemento químico. Aquellos nucleidos que tienen el mismo número másico A se denominan isóbaros, y tendrán distinto número de protones y neutrones, siendo su suma constante. 3.2. REACCIÓN NUCLEAR Se llaman reacciones nucleares las interacciones entre núcleos atómicos o entre núcleos atómicos y partículas elementales. Por extensión, se incluyen también las interacciones entre partículas elementales. 3.2.1. Energía de Enlace La masa de un núcleo atómico es ligeramente menor que la suma de las masas de los nucleones que lo componen (protones y neutrones). Esta diferencia de masas se denomina defecto másico y puede evaluarse mediante la siguiente expresión MA, Z Z mp A Zmn MN A, Z donde mp es la masa del protón; mn es la masa del neutrón; y MN(A,Z) es la masa del núcleo. El equivalente energético E(A,Z) de la masa M(A,Z) “desaparecida” es la energía de enlace. 3.2 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión EA, Z MA, Z c 2 La energía de enlace se puede interpretar como la energía que se desprendería si llevásemos los protones y neutrones desde posiciones en que no interaccionan a una posición en donde los juntásemos para constituir núcleo o viceversa, es decir, la energía que debemos suministrar para separar los nucleones y llevarlos a posiciones en los que no interaccionen entre si. La energía de enlace que corresponde a cada nucleón de un núcleo determinado, Eb(A,Z), puede hallarse dividiendo la energía de enlace, E(A,Z), por el número de nucleones, A, constituyentes de dicho núcleo: Eb A, Z EA, Z A Esta energía de enlace por nucleón Eb(A,Z) da un orden de magnitud de la energía que hay que aportar para extraer un nucleón del núcleo. Está claro que un núcleo será tanto más estable cuanto mayor sea su energía de enlace. En la figura 3.1 se representa la energía de enlace por nucleón en función del número másico, eligiendo para cada A el isóbaro con mayor energía de enlace. E n e r g í a d e E n l a c e p o r N u c le ó n ( M e V ) En la figura 3.1 observamos que la energía de enlace por nucleón varía de modo irregular para los núcleos ligeros (A<20), destacando el bajo valor (E b = 1,159693 MeV/nucleón) para el deuterio 1H2 y que hay un rápido aumento de la energía de enlace por nucleón, existiendo un máximo notable para el nucleido 2He4 (7,074591 MeV/nucleón) y otros máximos para A = 4n, que corresponden a los nucleidos 4Be8, 6C12, 8O16 y 10Ne20. Estos hechos reflejan que en el deuterio los nucleones están débilmente ligados y la “gran” estabilidad del 2He4. 9 8 7 6 5 4 3 2 1 0 0 20 40 60 80 100 120 140 160 180 200 220 240 260 Número Másico A Figura 3.1. Energía de enlace por nucleón en función del número másico. A partir de A = 20, la energía de enlace por nucleón aumenta hasta alcanzar un máximo de 8,794433 MeV/nucleón para el 28Ni62 y luego disminuye lentamente hasta un valor de 7,35MeV/nucleón. Este decrecimiento es más acusado para A > 150 y es una consecuencia de la repulsión culombiana de los protones del núcleo. Esta repulsión, que es pequeña, comparada con las fuerzas de enlace nucleares, se hace relativamente más importante para núcleos con elevados valores de Z. En 3.3 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 última instancia, ésta es la causa de que haya un límite en el número de elementos estables que se pueden formar. Los nucleidos con número másico A superior a 210 son todos radiactivos. Esta curva permite explicar los procesos de liberación de energía a partir del núcleo atómico. Los núcleos son más estables cuanto mayor es su energía de enlace por nucleón, por lo que todo proceso en que uno o varios núcleos con energía de enlace por nucleón pequeña, por tanto menos estables, se convierten en otro u otros núcleos con energía de enlace por nucleón mayor, es decir más estables, debe de ir acompañado por cierta liberación de energía. De esta forma, cuando se unen dos núcleos ligeros (menos estables) para formar un núcleo más pesado y más estable, se tiene un proceso de fusión nuclear Z1 X A1 Z2 X A 2 Z XA la energía liberada en este proceso vendrá dada por Eliberada A1Eb A, Z Eb A1, Z1 A 2 Eb A, Z Eb A 2 , Z 2 La división de un núcleo pesado con A>60 (menos estable) para obtener núcleos más ligeros y más estables constituye el proceso de fisión nuclear Z XA Z1 X A1 Z2 X A 2 la energía liberada en este proceso vendrá dada por Eliberada A1Eb A1, Z1 Eb A, Z A 2 Eb A 2 , Z 2 Eb A, Z Como la pendiente de la curva es mucho mayor cerca del origen, las reacciones de fusión producirán más energía por nucleón que las de fisión, si bien la rentabilidad energética debe tener en cuenta la energía invertida en iniciar el proceso, por lo que actualmente es más rentable la fisión, además de las dificultades existentes para mantener de forma controlada la reacción de fusión. 3.2.2. Mecanismo de la Fisión En las reacciones de fisión, por simplicidad, se supone que la forma inicial del núcleo que fisiona ZA es esférica, de radio R. Al final del proceso se forman dos núcleos esféricos Z1A1 y Z1A 2 con radios R1 y R2. Los detalles de cómo el núcleo se transforma desde un estado inicial al estado final (ver figura 3.2) no se conocen completamente, pero se asume que hay una serie de estados intermedios en donde el núcleo adopta formas lobulares. Z,A I r II III Z1,A1 Z2,A2 IV Figura 3.2. Etapas de la fisión. Se podría esperar que todos los núcleos pesados (A>60) fisionaran espontáneamente, sin embargo, esto no ocurre ya que en la naturaleza hay gran cantidad de núcleos pesados. Esto es debido a que al núcleo hay que suministrarle una cierta cantidad de energía para que se produzca la fisión. Esta energía es la que 3.4 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión provoca que el núcleo oscile y se deforme, con lo que pierde su forma esférica adquiriendo la figura de un elipsoide entre cuyos extremos se produce una repulsión electrostática que puede llegar a provocar la rotura del núcleo pesado en dos fragmentos. Llegado a este punto, es interesante estudiar la energía potencial de los núcleos que fisionan en función de la distancia r entre los lóbulos que se separan. Etapa I. (r=0). La energía total es MAc2, donde MA es la masa del núcleo inicial. Para poder deformar el núcleo en forma lobular es necesario suministrar energía al sistema. Esto se debe a que un nucleón atrae al otro nucleón, y se necesita energía para poder aumentar la distancia media entre ellos. Etapa II. (r es pequeño). El núcleo en estado de deformación intermedio tiene una energía potencial mayor que la que tenía originalmente. Etapa III. La energía potencial continúa creciendo hasta llegar a un punto en que los dos lóbulos comienzan a separarse Etapa IV. A partir de este punto, la energía nuclear de los dos fragmentos permanece constante mientras que la energía potencial disminuye, debido a la disminución de la energía de repulsión Culombiana entre los dos fragmentos. Etapas I II III IV Eumbral 2 MAc Q Eq MA1c2 + MA2c2 R1+R2 r Figura 3.3. Energía potencial de la fisión en función de la distancia entre los dos lóbulos que se separan. La energía que debe suministrarse al núcleo con el fin de que se produzca la fisión se conoce con el nombre de energía umbral o energía crítica Eumbral y se puede estimar con la ayuda de la figura 3.3. La diferencia entre la energía inicial y final del sistema es el calor de reacción Q. Entonces, como se indica en la figura, la energía crítica viene dada simplemente por la diferencia entre la energía de repulsión culombiana Eq, calculada en el punto donde se separan los fragmentos, menos el calor de reacción Q, es decir: Eumbral Eq Q Eq MA MA1 MA 2 c 2 Se sabe que los núcleos no fisionan siempre de la misma forma. Por ello, aunque se conoce la masa del núcleo inicial, se desconocen las masas de los fragmentos de fisión. El calor de reacción Q variará según como haya ocurrido la fisión. Normalmente, cuando se habla de calor de reacción nos estamos refiriendo al valor promedio del calor de reacción obtenido en todos los modos de fisión. El calor de reacción se obtiene experimentalmente midiendo la energía total liberada por la fisión. 3.5 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 El valor de Eumbral es constante para un determinado tipo de nucleido. Una estimación aproximada de la energía culombiana E q se obtiene suponiendo que cada fragmento de fisión es una esfera uniforme que no se ve afectada por la presencia de la otra. En este caso, y después de unas simplificaciones menores, la energía de repulsión culombiana Eq viene dada por: Eq Z1 Z 2 e 2 A 11/ 3 A 12/ 3 Una de las formas más sencillas y más rentables energéticamente de lograr que un núcleo pesado susceptible de fisionar fisione es haciéndole absorber un neutrón. Cuando lo absorbe forma un núcleo compuesto con un cierto exceso de energía, llamada energía de excitación, que es igual a la energía de enlace que se “desprende” por haber absorbido dicho neutrón más la energía cinética que lleve el neutrón. Se designa con el nombre de nucleidos fisibles a aquellos que la energía de enlace que se “desprende” por absorber un neutrón es superior a la energía umbral. Son el U233, el U235, el Pu239 y el Pu241. Por el contrario, los nucleidos fisionables son aquellos que necesitan, además de la energía de enlace del neutrón capturado, que el neutrón lleve una cierta energía cinética (inferior a 10 MeV) para que se produzca la fisión. El problema que se tiene con los núcleos fisionables es que a medida que la energía cinética de los neutrones es mayor, la probabilidad que el núcleo capture un neutrón y fisione disminuye apreciablemente. 3.3. COMBUSTIBLE DE FISIÓN Los isótopos fisibles que poseen interés práctico como combustible nuclear son el U233, el U235, el Pu239 y, en menor medida, el Pu241. Los isótopos fisionables como el U238 necesitan neutrones de altas energías (>0.6 MeV) para fisionar, pero debido a que a estas energías las probabilidades de que el núcleo absorba el neutrón y fisione son demasiado pequeñas, resulta que los nucleidos fisionables no pueden constituir por sí solos el combustible de un reactor de potencia. De los nucleidos fisibles, únicamente el U235 está presente en la naturaleza. La composición isotópica del uranio natural es de 99,274% de U 238, 0,720% de U235 y 0,006% de U234. Este uranio natural se encuentra en la naturaleza en una proporción de 4 ppm, es decir, es unas 800 veces más abundante que el oro, unas 40 más que la plata y tan abundante como el plomo o el cobalto. El uranio-235 se puede extraer por difusión gaseosa o ultracentrifugación. Mediante estos procesos se puede obtener uranio con el grado de enriquecimiento deseado, es decir, con el porcentaje de átomos de U235 que queramos. Existe otra forma de obtener isótopos fisibles. Se ha observado que cuando ciertos nucleidos absorben neutrones, entonces dan origen a cadenas radiactivas que conducen a nucleidos fisibles. Las dos más importantes son las que dan lugar al Pu239 y al U233 a partir del U238 y del Th232. U238 n, U239 Np239 23 min Pu239 2,3 d 3.6 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión Th 232 n, Th 233 Pa233 22 min U233 27 d Estos isótopos, que pueden transformarse en fisibles mediante captura neutrónica y posteriores desintegraciones (electrones), reciben el nombre de fértiles. En una tonelada de rocas contiene, de media, 18 g de torio y 3 g de uranio. El contenido energético de estas cantidades equivalente a 45 toneladas de carbón. La energía liberada, si estos elementos se utilizan eficientemente en un reactor nuclear, es 10 veces mayor que la energía necesaria para extraerlos. El plutonio se produjo por primera vez durante la segunda guerra mundial y su producción continuó principalmente para uso militar. Se ha usado relativamente poco como combustible nuclear debido a que: (1) es más caro de producir que el U235; (2) es menos adecuado para su utilización en reactores (debido a la baja probabilidad de capturar neutrones y fisionar); (3) las propiedades físicas y químicas del plutonio lo convierten en un material difícil de manipular. Si un kg de uranio natural se fisionara totalmente produciría una energía de 1000 MW por día. En los reactores actuales de agua ligera se emplea uranio enriquecido hasta el 3%-4%, y se llega a unos 50 MWd(térmicos)/kg U enriquecido, pero ese enriquecimiento ha requerido unos 7kg de U natural, por lo que se ha extraído un 0,6% de los 1000 teóricos. Un reactor de 1000 MWe (3000 MWt) necesita unos 180 tU natural cada año. 3.4. FUNDAMENTOS DE REACTORES NUCLEARES 3.4.1. Reacción en Cadena En la fisión, un núcleo pesado, por ejemplo U235, absorbe un neutrón y se escinde en 2 núcleos más ligeros llamados productos de fisión, liberándose una gran cantidad de energía, emitiendo al mismo tiempo varios neutrones (1 a 5), radiación (fotones) y otras partículas de menor importancia, como neutrinos. La importancia de la reacción de fisión reside precisamente en la emisión de neutrones, ya que la idea esencial para obtener energía de fisión consiste en utilizar los neutrones producidos en una fisión para inducir otra reacción, de modo que se propague una cadena de reacciones de fisión por medio de neutrones producidos en las mismas. Si se desea mantener la reacción de fisión en cadena estable (en estado estacionario), es decir, que no crezca ni decaiga con el tiempo, se deben disponer los medios para que precisamente un neutrón procedente de cada fisión induzca una nueva fisión. Los restantes neutrones de fisión deberán ser absorbidos en reacciones de captura sin fisión o escapar del sistema. Por lo tanto, habrá que diseñar un dispositivo que permita alcanzar y mantener un delicado balance entre las reacciones de fisión y de captura y el escape de neutrones. Este dispositivo se denomina reactor nuclear y en el mismo se deben compensar las pérdidas de neutrones (absorciones más fugas) con la producción de neutrones de fisión. En la figura 3.4 se representa esquemáticamente el proceso de la reacción de fisión en cadena. 3.7 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 El objetivo de mantener una reacción en cadena estable es lograr una producción constante de energía, ya que la finalidad primordial, aunque no la única posible, de un reactor nuclear es la producción de vapor (directa o indirectamente) que mueva una turbina para generar electricidad. El balance neutrónico citado anteriormente es fundamental para comprender y analizar los fenómenos que tienen lugar en un reactor nuclear. De forma general, se puede expresar del siguiente modo: Variación temporal del Tasa de Tasa de Tasa de número de neutrones producción absorciones fugas Figura 3.4. Reacción de fisión en cadena. La condición de mantener la reacción en estado estacionario y, por lo tanto, la producción de energía constante, se conseguirá cuando el primer miembro de la expresión anterior sea nulo, es decir, cuando la población neutrónica no varíe con el tiempo. Esto es lo que se denomina condición de criticidad y el reactor será crítico cuando se produzca un número de fisiones constante, debido a que la tasa de producción de neutrones es igual a la tasa de pérdidas. Si la tasa de producción fuera mayor que la de pérdidas, la población neutrónica crecería constantemente y la reacción sería divergente, aumentando la energía generada de forma exponencial, se dice en este caso que el reactor es supercrítico. En el caso contrario, que la tasa de pérdidas superase a la de producción, se tiene un reactor subcrítico, en el que la población neutrónica y, por tanto, la energía liberada disminuye exponencialmente y la reacción es convergente, de modo que acaba por extinguirse. La energía media que se libera en una reacción de fisión del U 235 es de 200 MeV. El número de fisiones por segundo necesarias para producir 1 MW de potencia en un reactor es: 1 fisión 1 MeV Julio W fisiones/ seg 1 106 3,125 106 13 200 MeV 1,6 10 Julio W seg MW MW 3.4.2. Productos de Fisión En una reacción de fisión típica se forma un cierto número de productos de fisión. Estos productos son fragmentos de fisión, además de neutrones, rayos , partículas y neutrinos, que pueden emitirse en el mismo instante de la fisión o algún tiempo después, debido a la desintegración de los fragmentos de fisión. 3.8 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión 3.4.2.1. FRAGMENTOS DE FISIÓN De las curvas de energía de ligadura en función del número másico A se desprende que cuando se produce la fisión de un núcleo, la configuración más estable corresponde al caso en que el núcleo se divide en dos núcleos idénticos. Sin embargo, en la realidad este caso ocurre 1 vez entre 20000 para el U 235. Los fragmentos de fisión que se forman son altamente inestables debido a que poseen un exceso de neutrones y por esta razón la mayoría de ellos se desintegran por emisión , iniciando así cada fragmento una corta serie radiactiva que comprende los productos formados por las sucesivas emisiones de dichos electrones. Estas series se denominan cadenas de desintegración de los productos de fisión y cada una de ellas tiene, por término medio, tres miembros, si bien aparecen con frecuencia series más cortas y más largas. Por ejemplo, el isótopo Te135, que se produce directamente en la fisión, se desintegra mediante la siguiente cadena larga: Te135 135 135 135 135 I Xe Cs Ba estable La desintegración de estos radioisótopos da origen también a la emisión de radiación . La desintegración de los productos de fisión es importante desde varios aspectos. Primero, la energía emitida en forma de radiación y durante la operación normal del reactor representa una parte importante de la energía recuperable de la fisión, ya que esta radiación no puede escapar del reactor. Además, como la desintegración de los fragmentos de la fisión continúa después de la parada del reactor, hay una fuente de energía de desintegración diferida que en muchos reactores debe ser eliminada después de la parada. Por último, la radiación asociada a los productos de fisión, principalmente la , presenta un peligro para la salud, por esta razón algunas partes del reactor permanecen inaccesibles después de la parada. Hay varias expresiones que dan la energía liberada por los fragmentos de fisión. Si (t) y (t) representan la energía media emitida por segundo, en forma de radiación y , respectivamente, t segundos después de una fisión, entonces estas cantidades vienen dadas aproximadamente por: t 1,26 t 1,2 MeV / s t 1,40 t1,2 MeV / s Estas fórmulas son válidas en el intervalo de 1 a 106 segundos. La energía liberada por los productos de fisión después de la parada del reactor que ha estado operando a potencia constante durante un período de tiempo se le denomina energía diferida. Veamos como calcularla. La potencia diferida de un reactor que ha funcionando T segundos a una potencia constante P0, t segundos después de su parada, P(t,T), vendrá dada por: t t 4,256 1019 t 1,2 3.9 MW fisión Energía Nuclear de Fisión Tema 3 P( t, T ) 3,125 1016 P0 4,256 1019 t T T 1,2 0 0,665 101 P0 t 0,2 t T 0,2 MW d MW 3.4.2.2. LOS NEUTRONES INSTANTÁNEOS Y DIFERIDOS Uno de los productos de fisión más importantes son los neutrones que se emiten en el proceso de fisión. La mayor parte de los neutrones se producen en un intervalo de tiempo muy corto, del orden de 10 -17 segundos después de la fisión y reciben el nombre de neutrones instantáneos. Una pequeña fracción de los neutrones totales emitidos (menos del 1%) en un reactor aparece con un cierto retardo (en promedio, unos 13 segundos) y se denominan neutrones diferidos, y aparecen durante la desintegración de los productos de fisión. El número de neutrones instantáneos emitidos varía de fisión a fisión. En algunas reacciones no aparecen neutrones y en ocasiones se llegan a emitir 5 neutrones. Sin embargo, en el cálculo de reactores sólo es necesario el número medio de neutrones emitidos por fisión, . Normalmente incluye tanto los neutrones instantáneos como los diferidos, y su valor depende del isótopo que fisiona y de la energía del neutrón incidente. Experimentalmente se ha encontrado que este número crece linealmente con la energía de los neutrones: E 0 aE donde 0 y a son constantes, E es la energía del neutrón incidente en MeV. En la tabla 3.1 se dan estos valores para varios nucleidos. En el caso del U238 y del Th232, dado que estos nucleidos no son fisibles, los datos de la tabla no pueden aplicarse por debajo de la energía umbral para producir fisiones de estos nucleidos. Los neutrones de fisión instantáneos se emiten con una distribución de energía continua. Esta distribución de energía, denotada por (E), está normalizada generalmente a la unidad, es decir: E dE 1 0 Isótopo Th232 U233 U235 238 U Pu233 0 1,87 2,48 2,41 2,43 2,35 2,30 2,87 2,91 a (MeV-1) 0,164 0,075 0,136 0,065 0,150 0,160 0,148 0,133 Intervalo de validez (MeV) todas las E E>1 E>1 todas las E E>1 Tabla 3.1. Valores de las constantes 0 y a para distintos nucleidos. Hay varias expresiones que nos dan este espectro, una de las más utilizadas es: E 0,453 e1,036E senh 2,29E donde E está dada en MeVs. En la figura 3.5 se muestra la distribución de energía que se obtienen con esta expresión. 3.10 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión La energía media de los neutrones instantáneos de fisión se puede obtener integrando sobre todo el espectro: E E E dE 1,98 MeV 0 0,40 0,35 X(E), 1/MeV 0,30 0,25 0,20 0,15 0,10 0,05 0,00 0 1 2 3 4 5 6 7 8 Energía, MeV Figura 3.5. Espectro de los neutrones instantáneos de fisión. 3.4.3. Energía Liberada en la Fisión Al hablar de la energía de fisión, es importante distinguir entre la energía liberada en el proceso de fisión y la energía que se recupera en el reactor y está disponible para producir calor. Veamos el caso particular de la fisión del U235. La mayor parte de la energía de fisión, alrededor de 168 MeV, aparece como energía cinética de los fragmentos de fisión. Esta energía se deposita cerca de donde se produjo la fisión, a menos de 10-3 cm y se transforma en calor. Cuando los productos de fisión se desintegran emiten aproximadamente 8 MeV en radiación , 7 MeV en radiación y 12 MeV en forma de neutrinos. Las partículas , al ser partículas cargadas, recorren una distancia pequeña en el reactor, depositando su energía. Lo mismo podemos decir de los rayos , solo que la distancia que recorren es mayor. Pero como casi todos los reactores se diseñan para que esta radiación no pueda escapar, podemos considerar que también podemos recuperar su energía. Sin embargo, la energía que llevan los neutrinos escapa del reactor al no interaccionar con nada. Aproximadamente el 6% de la energía liberada en la fisión se pierde por este camino. La totalidad de la energía de la radiación instantánea, 7 MeV, es recuperable, ya que la práctica totalidad de esta energía se queda en el reactor. 3.11 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 La energía cinética total de los neutrones de fisión instantáneos es de aproximadamente 5 MeV, y se puede suponer que es recuperable ya que muy pocos neutrones escapan del reactor. En las reacciones de fisión se produce más de un neutrón por neutrón absorbido. Para mantener la operación sólo necesitamos 1 neutrón emitido, los restantes neutrones emitidos deben ser absorbidos parásitamente por el reactor sin producir fisión. Estás absorciones suelen producir uno o más rayos de captura. Toda esta energía se puede recuperar y oscila entre 3 y 12 MeV, dependiendo de los materiales que forman el reactor. Forma Fragmentos de Fisión Desintegración productos de fisión: Partículas Rayos Neutrinos instantáneos Neutrones de Fisión (Energía Cinética) Captura TOTAL Energía Emitida (MeV) 168 Energía Recuperable (MeV) 168 8 7 12 7 8 7 7 5 5 207 3÷12 198÷207 Tabla 3.2. Energía emitida y recuperable de la fisión del U 235 . En la tabla 3.2 resumimos estos valores de energía para el U 235. La energía recuperable por fisión es aproximadamente un 2% menor para el U 233 y un 4% mayor para el Pu239. 3.5. CICLO DEL COMBUSTIBLE El ciclo del combustible va desde la extracción del mineral de uranio, pasando por la utilización en el reactor y terminando por la reelaboración o el almacenamiento final de los elementos combustibles gastados. En España la actividad industrial del ciclo del combustible anterior a la entrada en el reactor está a cargo de la empresa ENUSA Industrias Avanzadas, en competencia con otras extranjeras. Todas las actividades posteriores a la permanencia en el reactor son competencia de la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (Enresa). Minería y beneficio del uranio. El uranio está presente en la naturaleza, principalmente en terrenos graníticos o sedimentarios, si bien el contenido normal de uranio en los minerales es muy bajo, del orden de unas décimas por ciento, por lo que la explotación no resulta rentable en muchos casos. Las instalaciones de tratamiento de estos minerales suelen estar cerca de las minas, por razones de transporte. En ellas se elimina la mayor parte de las impurezas y se producen unos concentrados de uranio que suelen denominarse con el nombre de torta amarilla. Actualmente, los concentrados de uranio proceden de Australia, Canadá, y otros países. En España, aunque hay capacidad de producción, han dejado de explotarse los recursos nacionales. Conversión y enriquecimiento. Los concentrados de uranio deben después convertirse en hexafluoruro de uranio (UF6) gaseoso. Este proceso, que sólo es económico para grandes volúmenes, tiene lugar en pocos países. A partir de este UF6 las instalaciones de difusión gaseosa o de centrifugación enriquecen el 3.12 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión contenido de uranio-235 desde el 0,711% natural al 3 ó 4% que requieren los reactores actuales de agua ligera. España obtiene los servicios de enriquecimiento de instalaciones americanas o europeas y participa en la fábrica francesa de Eurodif. Fabricación y transporte. El UF6 enriquecido se convierte después en polvo de óxido de uranio (UO2) y se transforma en pastillas cerámicas que se introducen en vainas de una aleación de circonio. Estas vainas se cierran con tapones herméticos y se disponen en elementos combustibles, listos para transportarlos a los reactores. En España la mayor parte de esta actividad está a carga de ENUSA. Los elementos fabricados se llevan, en contenedores homologados, a las centrales para su introducción en los reactores. Utilización en el reactor. Los elementos combustibles se colocan en una estructura metálica colocada dentro de la vasija de presión. Cada elemento permanece en el reactor unos tres o cuatro años, hasta que el uranio se consume todo lo posible. Durante su estancia en el reactor, cada elemento es cambiado varias veces de sitio, desde la periferia hacia el central para que la mayor presencia de neutrones que hay en el centro compense la disminución de su uranio y la absorción parásita en los fragmentos de fisión. Los combustibles gastados se extraen del núcleo y se almacenan en una piscina para que se enfríen y que decaiga la radiactividad de los fragmentos de fisión. Disposición de los combustibles gastados. Los combustibles gastados pueden reelaborarse para separar los combustibles no consumidos y los productos de fisión, para su reutilización y disposición final, respectivamente (ciclo cerrado), o tratarse como residuos y almacenarse en instalaciones subterráneas llamadas repositorios (ciclo abierto). España ha elegido, de momento, esta última opción. Tanto el transporte de los elementos gastados como su almacenamiento son actividades reguladas e inspeccionadas por los organismos competentes, y son objeto de una reacción social comprensible, pera poca fundamentada, por la seguridad con que se realizan. 3.6. CENTRALES NUCLEARES En una central nuclear, como en una central térmica clásica (carbón, fuel o gas) se transforma la energía liberada por un combustible, en forma de calor, en energía mecánica y después en energía eléctrica; el calor producido permite evaporar agua que acciona una turbina que lleva acoplado un alternador. El vapor que alimenta la turbina puede ser producido directamente en el interior de la vasija del reactor (en los reactores de agua en ebullición) o en un cambiador denominado generador de vapor (en los reactores de agua a presión). El principio de una central nuclear es entonces sencillo. Es la tecnología aplicada la que es compleja debido a los fenómenos en juego, las potencias alcanzadas, los requisitos técnicos y las precauciones necesarias para asegurar en todo momento, tanto la seguridad de los trabajadores y de la población, como la protección del medio ambiente. Los principales sistemas o componentes de una central nuclear son: El reactor nuclear. El generador de vapor, si lo hubiese. El sistema turbina-alternador. El sistema de condensación del vapor. 3.13 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 Salvaguardias tecnológicas. Tratamiento de residuos radiactivos. Generador de vapor Barras de control Generador Torre de refrigeranción Vasija Bomba Tubina Bomba Figura 3.7. Esquema general de una central nuclear con generador de vapor. 3.6.1. El reactor nuclear La parte fundamental de una central nuclear es el reactor nuclear. El reactor nuclear es el dispositivo que permite mantener una reacción de fisión en cadena de forma controlada, con objeto de obtener una cantidad de energía constante. El elemento fundamental e imprescindible del reactor es el combustible nuclear, es decir, aquel material en el que tienen lugar las reacciones de fisión. Es evidente que deberá contener núcleos físiles en la proporción adecuada para proporcionar la energía demandada y que, en ausencia de neutrones, se mantenga estable el mayor tiempo posible, para que se pueda proceder a su manipulación. En todas las centrales que están en funcionamiento en nuestro país, se emplea uranio ligeramente enriquecido en uranio-235, con un grado de enriquecimiento que oscila entre el 3 y el 5%. La forma más corriente del combustible es el óxido de uranio. Este material se encuentra como pastillas cerámicas (1 cm de diámetro y 2 cm de altura). Las pastillas, además de unas buenas características nucleares, deben tener buenas características químicas (resistencia a la corrosión), mecánicas y térmicas (conductividad, estabilidad). Puesto que la finalidad primordial del reactor es la producción de electricidad, será necesario disponer de un fluido que extraiga la energía generada en la reacción de fisión y la invierta en producir el vapor necesario para mover la turbina. Pero incluso en el caso de que el objetivo no fuera éste, es necesario evitar que la energía de fisión se acumule en el combustible, por lo que siempre habrá en el reactor un refrigerante con la misión de extraer el calor generado en la fisión. En todas las centrales que están en funcionamiento en nuestro país, se emplea agua ligera (H2O). A pesar de las buenas propiedades respecto a la corrosión que tiene el combustible, es conveniente e incluso necesario (dependiendo del tipo de reactor nuclear) proteger el combustible del refrigerante. Para ello se introducen las pastillas cerámicas en el interior de vainas o envolturas metálicas. De esta forma, el combustible no se ve atacado por el refrigerante y los productos de fisión no pasan 3.14 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión al circuito de refrigeración. En los reactores actuales, el material más utilizado es el Zircaloy, que contiene fundamentalmente circonio, de grosor 0,08 cm. Las vainas se suelen agrupar en haces de vainas, normalmente cuadrados. Estos haces reciben el nombre de elementos de combustible y, dependiendo del reactor, están formados por 8x8 a 17x17 vainas. Los elementos de combustible suelen tener una longitud de cuatro a cinco metros. Los elementos de combustible son soportes estructurales, no de cargas, y permiten extraer y colocar fácilmente los elementos del reactor. Además, cumple la misión de ser la primera barrera de contención frente a los productos radiactivos. Para producir la reacción de fisión, los núcleos del combustible deben absorber neutrones y producir la fisión. En los reactores comerciales, la probabilidad de que un núcleo fisione es inversamente proporcional a la energía cinética de los neutrones incidentes. Es decir, los neutrones “lentos” tienen mayor probabilidad de inducir fisión que los “rápidos”. En la figura 3.5 se muestra el espectro de energía de los neutrones emitidos en la fisión, siendo su valor medio de unos 2 MeV. La energía óptima para inducir la fisión es inferior a 1 eV. Por lo tanto, es necesario “frenar” los neutrones de fisión hasta las energías más convenientes. Para ello se utilizan moderadores, que son sustancias que frenan, sin capturarlos, los neutrones que se producen en la reacción de fisión. Hay tres sustancias que responden bastante bien a estas exigencias: Grafito, agua ligera (H2O) y agua pesada (D2O). Un elemento importante que se encuentra en el reactor son las barras de control. Constituyen un mecanismo que permite regular el nivel de potencia del mismo. Esta última depende del calor que se genere en el núcleo, el cual depende a su vez del número de neutrones que se pone en acción durante la reacción de fisión en cadena. En otras palabras, si se consigue reducir el número de neutrones, la energía calorífica es menor y el nivel de potencia disminuye. Al revés, si no se actúa sobre el número de neutrones que se pone en acción durante la reacción de fisión, se obtiene el proceso contrario. La regulación del número de neutrones se consigue mediante la inserción de sustancias que absorben neutrones. Estas sustancias son introducidas en el núcleo en forma de barras, denominadas barras de control del reactor. Cuando las barras de control están totalmente introducidas en el núcleo, la absorción de neutrones es tal, que la reacción en cadena no prospera, Por el contrario, a medida que se van retirando las barras de control, el número de neutrones que entra en acción aumenta, hasta conseguir el restablecimiento de la reacción en cadena. Los materiales que se utilizan en la fabricación de las barras de control suelen ser aleaciones. Las más utilizadas son la aleación de cadmio con plata, el boro en aleación con el acero, el hafnio, etc. El núcleo del reactor es la zona en la que se encuentran los elementos de combustible y las barras de control rodeadas por el moderador en una distribución adecuada. Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están diseñados de tal modo que éstas se insertan (entran) en determinadas circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o “disparo”. La necesidad de obtener un aprovechamiento térmico elevado obliga a la utilización de refrigerantes a presión elevada, por lo que es necesario contener todos los componentes del núcleo en un recipiente a presión, capaz de soportar las temperaturas del combustible y las presiones del refrigerante. A este recipiente se le denomina vasija. En los reactores de agua ligera, la vasija es de forma cilíndrica con 3.15 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 fondo semiesférico, fabricada de acero al carbono con recubrimiento de acero inoxidable y de unos 20 cm de espesor. En el proceso de fisión se liberan neutrones y radiación además de los productos de fisión que normalmente son radiactivos, por lo que emiten radiación, generalmente . Es decir, que en un reactor nuclear se produce una elevada cantidad de radiaciones contra las que hay que proteger no sólo al personal que opera la planta, sino también a los propios materiales, máquinas y mecanismos de la misma. Estos materiales de protección o blindajes tienen la misión fundamental de atenuar la radiación y capturar los neutrones que escapan del reactor. Existe una gran cantidad de materiales adecuados para ser utilizados como blindaje. El más apto en cada caso depende del tipo de radiación y de su energía, entre otros parámetros. Se utilizan hormigones (ordinarios o especiales), compuestos de boro y materiales pesados como hierro, plomo, wolframio, etc. Existe otro tipo de materiales que si bien no participan directamente en el funcionamiento del reactor, son indispensables para su construcción y explotación. Se trata de los materiales de estructura, entre los que se pueden incluir las vainas y los blindajes ya citados, en cuanto cumplen una misión adicional estructural, los tubos, uniones, soporte, válvulas, etc. Estos materiales deben elegirse fundamentalmente por sus propiedades mecánicas y su estabilidad en las condiciones de funcionamiento (alta temperatura y presión, campos de radiación elevados) teniendo en cuenta que sus propiedades nucleares deben ser las adecuadas a cada tipo de reactor. El núcleo del reactor es la zona en la que se encuentran los elementos de combustible y las barras de control rodeadas por el moderador en una distribución adecuada. Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están diseñados de tal modo que éstas se insertan (entran) en determinadas circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o “disparo”. Figura 3.8. Esquema del núcleo del reactor. 3.6.2. Generador de Vapor 3.16 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión En España existen actualmente en funcionamiento dos tipos de centrales nucleares. Las centrales nucleares de agua en ebullición (BWR) y las centrales nucleares de agua a presión (PWR). En las primeras, la formación del vapor se produce dentro de la vasija del reactor, mientras que en las segundas se utilizan generadores de vapor. Los reactores PWR tienen un circuito primario por el cual circula el agua que se calienta, por la energía debida a las fisiones, y un circuito secundario cuya agua se calienta y transforma en vapor, al refrigerar el agua del circuito primario. El elemento encargado de intercambiar el calor entre ambos circuitos es el generador de vapor. La transferencia energética debe ser lo más eficiente posible; para ello en el diseño de los generadores de vapor se utilizan materiales de una gran conductividad térmica y se establece una superficie de contacto muy extensa entre ambos fluidos, sin permitir la mezcla de los mismos. El contacto entre ambos fluidos se hace mediante un gran haz de tubos en forma de U, por cuyo interior circula el agua del circuito primario y por cuyo exterior fluye la del circuito secundario. Puede tener 20 m de altura y de 3 a 5 metros de diámetro, con un peso en vacío aproximado de 415 toneladas. Contiene varios miles de tubos (entre 4.000 y 5.000) de paredes delgadas (1,2 mm de espesor) dentro de una carcasa de acero. El refrigerante primario pasa por el interior de los tubos del generador de vapor enfriándose: entra a una temperatura aproximada de 330 ºC y sala a 290ºC. El agua de refrigeración entra en la carcasa circundante del lado secundario absorbiendo el calor del circuito primario y convirtiéndose en vapor. A la salida del haz de tubos, aproximadamente el 30% del agua se ha convertido en vapor. Este vapor, antes de abandonar el generador, atraviesa un separador de humedad centrífugo y un secador que reduce la humedad, aumentando, por consiguiente, la calidad del vapor hasta valores de aproximadamente el 99,75%, recirculando el agua condensada a través del anillo formado por la carcasa y la envoltura del haz de tubos. 3.6.3. Salvaguardias Tecnológicas La seguridad nuclear tiene como objetivos reducir la probabilidad de que ocurra un accidente y mitigar sus consecuencias, caso de que ese accidente se produjera; el principio básico en el diseño de una central nuclear se describe como defensa en profundidad expresado en tres niveles o escalones de seguridad: - Primer escalón: consiste en impedir la desviación respecto al funcionamiento normal, es decir en hacer estable el funcionamiento de las centrales, para lo que éstas se diseñan, construyen y operan con arreglo a niveles de calidad y prácticas de ingeniería adecuadas. - Segundo escalón: su finalidad es detectar e interrumpir las desviaciones, respecto de las condiciones de funcionamiento normal, para evitar que los incidentes 3.17 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 operacionales que puedan ocurrir se agraven hasta convertirse en condiciones de accidente. - Tercer escalón: se supone que, aunque sea muy improbable, es posible que ciertos incidentes operacionales no sean interrumpidos por los escalones precedentes, por lo que se incorporan equipos y procedimientos adicionales para controlar las condiciones de accidente resultantes, evitando que se produzcan daños al núcleo y la liberación al medio ambiente de material radiactivo. Después del tercer escalón existen otros factores que contribuyen a la protección del público y del personal del emplazamiento, como: - La incorporación a la central de elementos complementarios específicos para mitigar las consecuencias de sucesos de muy baja probabilidad que excedan las bases de diseño (accidentes severos o accidentes con daño al núcleo). - La aplicación de planes de emergencia, incluyendo distintas medidas de protección a las personas. Cada central nuclear posee dos planes de emergencia: uno interior y otro exterior, comprendiendo el plan de emergencia exterior, entre otras medidas, planes de evacuación de la población cercana por si todo lo demás fallara. Barreras de contención El objetivo más importante en el diseño de una central nuclear es asegurar que todas las radiaciones e isótopos radiactivos, contenidos fundamentalmente en el interior del reactor y consistentes en productos de fisión, se mantienen confinados. Otro objetivo importante consiste en que los vertidos al medio ambiente estén bajo un cuidadoso control y que las cantidades vertidas se midan y se mantengan dentro del rango de los valores considerados como aceptables. La emisión de radiación hacia el exterior de la central se controla con el empleo de blindajes con suficiente espesor para absorber las radiaciones emitidas. El escape de materiales radiactivos se evita mediante el empleo de barreras de seguridad múltiples; cada una de las cuales contiene a las anteriores. Así, antes de que un material radiactivo se vierta accidentalmente al exterior ha de superar las sucesivas barreras de contención. En principio se pueden considerar las siguientes: - la vaina que envuelve las pastillas combustibles fabricada con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica. - el circuito primario (o barrera de presión) - la contención. Algunos añaden como primera barrera la propia pastilla de combustible, al tratarse de un material cerámico. Pero una visión más rigurosa de la realidad considera la pastilla sólo como una barrera parcial. En el diseño de centrales nucleares, en aplicación del criterio de defensa en profundidad, se establecen una serie de salvaguardias tecnológicas. Las salvaguardias tecnológicas son los sistemas utilizados en una instalación nuclear o radiactiva para prevenir los accidentes o mitigar sus consecuencias. Control y protección del reactor Para controlar el funcionamiento del reactor existen una serie de sistemas de accionamiento de las barras de control, así como sistemas de instrumentación que permiten vigilar su comportamiento y medir los valores de los parámetros 3.18 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión característicos (flujo de neutrones, temperaturas, presión, nivel de refrigerante en la vasija, etc.): son los sistemas de control del reactor. Todos los parámetros vitales del reactor y los sistemas asociados tienen establecidos unos valores límites, de tal manera que al superarse cualquiera de ellos, se produce de manera automática la parada del reactor por la rápida inserción de las barras de control (a este fenómeno se le llama “disparo”); esta actuación se produce en el denominado sistema de protección del reactor, que, asimismo, produce el arranque automático de sistemas de seguridad (refrigeración, ventilación, alimentación eléctrica, aislamiento del edificio de contención, ...) caso de darse unas condiciones predeterminadas. Sistemas de refrigeración La reacción nuclear controlada, que tiene lugar en el combustible, desprende una gran cantidad de calor. Por ello es necesario extraer ese calor para evitar el calentamiento progresivo del núcleo, lo que podría llegar a producir, en caso de fallo de los diversos sistemas de refrigeración, su fusión y consiguiente destrucción. Para la seguridad nuclear es esencial mantener en cualquier circunstancia la refrigeración del núcleo para extraer el calor generado por el combustible. En operación normal, el calor del núcleo se extrae mediante el circuito principal. En un reactor de agua a presión ese circuito es el circuito primario; en un reactor de agua en ebullición, es el circuito agua-vapor. Tras la parada del reactor, éste sigue generando calor aunque ya no haya fisiones, por el calor residual de los productos de fisión. Ese calor se evacua por medio de un circuito especial con bombas y cambiadores que constituye un circuito de seguridad. En caso de accidente, el sistema de protección del reactor actúa sobre los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo para que la temperatura que se alcance, no provoque la fusión del mismo. El sistema inyecta agua directamente en la Vasija de forma que asegura su refrigeración hasta que alcance un estado de parada segura (temperatura fría). 3.6.4. Tratamiento de Residuos Radiactivos Los productos de fisión pueden atravesar las barreras de contención y mezclarse con el refrigerante contaminándolo. Por otra parte el campo elevado de ración existente en las proximidades del reactor provoca la contaminación por activación de núcleos estables que se convierten en radiactivos. Por ejemplo: del aire ambiente (Argón-41, Carbono-14) y del refrigerante (Deuterio). A medida que avanza la operación del reactor se incrementa la presencia de productos radiactivos en los fluidos del proceso, lo cual no es deseable, por lo que existe un sistema auxiliar de purificación. En una central se producen tres tipos de desechos radiactivos: Líquidos 3.19 Provienen de la limpieza de herramientas, vestuarios y componentes que están potencialmente contaminados. Regularmente se toman muestras de los fluidos del sistema en diversos puntos con el fin de investigar posibles fugas o contaminaciones. Estos desechos líquidos son vertidos al río o al mar si su nivel de radiactividad es despreciable frente a los niveles permitidos legalmente. En caso de superar dicho nivel son tratados en la planta de tratamiento de desechos de la propia Energía Nuclear de Fisión Tema 3 central en donde los residuos sólidos contenidos son concentrados para su tratamiento posterior. El evaporado de esta concentración se almacena un tiempo para el decaimiento de isótopos de período corto y poder verter el líquido al río o mar, en caso contrario se almacenan en la central un tiempo indefinido. Sólidos Provienen de la concentración de los líquidos anteriores y de los originados por la purificación del refrigerante, Se incluyen aquí los filtros gastados, resinas agotadas, papeles, etc. Estos desechos se embidonan con hormigón en depósitos estándar para almacenarlos posteriormente en un emplazamiento definitivo. Gaseosos Provienen de la purificación del aire en la central y de los gases de fisión fugados. Aquellos productos gaseosos que se pueden recombinar o concentrar son fácilmente eliminados como sólidos o líquidos, los restantes tras un período de decaimiento son evacuados a la atmósfera por una chimenea adecuada y de acuerdo con los niveles permitidos. 3.7. TIPOS DE CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS Actualmente, en España hay en funcionamiento dos tipos de centrales nucleares: central de agua a presión y central de agua en ebullición. 3.7.1. Central de Agua a Presión (PWR) Las centrales de agua a presión utilizan agua ligera como fluido moderador y de transporte de calor. El hecho de utilizar agua impone el uso de uranio enriquecido, porque el agua ligera captura demasiado fácilmente los neutrones como para permitir el uso de uranio natural. El agua circula gracias a unas bombas que la impulsan hacia el núcleo del reactor donde se calienta y se mantiene la presión adecuada gracias a un presionador. La presión en el núcleo suele ser de unos 160 Kg/cm 2 y la temperatura del agua oscila entre unos 280ºC a la salida del generador de vapor y 330ºC a la salida del núcleo del reactor. En las actuales plantas PWR hay de uno a cuatro generadores de vapor en el circuito del refrigerante primario. La vasija de presión que contiene el reactor es cilíndrica rematada en los dos extremos por sendos casquetes semiesféricos, el superior desmontable. En su interior se encuentra el núcleo, formado por varios elementos combustibles, cada uno de los cuales contiene una matriz cuadrada de varillas de Zircaloy, en cuyo interior se apilan las pastillas de óxido de uranio enriquecido. La longitud activa del núcleo (longitud ocupada por el combustible) de las centrales PWR está próxima a 4 metros. Entre los elementos combustibles circula agua a presión y entre alguno de ellos se pueden insertar las barras de control, constituidas por unos elementos en forma de araña. El control mediante barras se complementa en esos reactores con el llamado control químico de compensación, que consiste en la disolución de ácido bórico en el refrigerante. Mediante el ajuste de la concentración se puede llevar a cabo el control del reactor a medio y largo plazo, disminuyendo así el número de barras necesario. Se trata de un procedimiento exclusivo de este tipo de reactor. 3.20 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión El primer reactor de este tipo se instaló en el submarino Nautilus en 1955, con objeto de aprovechar la extraordinaria compacidad del núcleo. Posteriormente, se construyó una planta experimental en Shippingport, Virginia, que comenzó a funcionar en 1957, a 60 MWe y luego pasó a 100 MWe. En base a los resultados se construyó la Yankee de 150 MWe. Este tipo de reactor es el más extendido del mundo (60 %) En España existen seis centrales con reactor PWR: Almaraz I (973,5 MWe, 1983), Almaraz II (982,6 MWe, 1984), Ascó I (973 MWe, 1984), Ascó II (966 MWe, 1986), Vandellós II (1099 MWe, 1988) y Trilló (1066 MWe, 1988). Figura 3.9. Central de agua a presión. 3.7.2. Central de Agua en Ebullición (BWR) Un reactor de agua en ebullición (BWR) es un tipo de reactor de agua ligera. El principio básico del reactor de agua en ebullición es aprovechar la energía térmica desprendida por la fisión nuclear para hacer hervir el agua contenida en la propia vasija del reactor, es decir, en contacto directo con las vainas del combustible. La misma agua interviene, además, como moderador de la reacción nuclear. La ebullición en el interior de la vasija debido al calor desprendido por el núcleo del reactor, produce vapor saturado que pasa a través de los separadores de humedad y los secadores contenidos en la vasija, reduciendo su humedad hasta el 0,5%. Este vapor seco, hace girar la turbina que mueve el alternador. El vapor a la salida de la turbina pasa al condensador. Una vez que el agua de condensado ha sido calentada a la temperatura adecuada se bombea de nuevo a la vasija del reactor. 3.21 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 Aproximadamente una tercera parte de esta agua de refrigeración del núcleo se deriva continuamente fuera de la vasija a través de los bucles de recirculación y se hace volver a la vasija a través de las bombas de inyección internas para aumentar el caudal del refrigerante y contribuir a la regulación de la potencia del reactor. La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: 1. Introduciendo o retirando barras de control: Variar la posición de las barras de control es el método común de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible y, como consecuencia, aumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control, aumenta la absorción de neutrones en estas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor. 2. Modificando el flujo de agua a través del núcleo del reactor: Variar el flujo de agua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está operando la central entre el 70% y el 100% de la potencia del reactor. La presión en el interior de la vasija es de unos 70 kg/cm 2 y las temperaturas que se alcanzan son próximas a los 300ºC. La vasija de presión es cilíndrica con dos casquetes semiesféricos en los extremos, el superior desmontable. Su altura, más de 20 metros, es aproximadamente el doble la de los PWR, entre otras razones porque alberga en su interior los secadores y separadores de vapor. El combustible está situado en la parte central de la vasija formando haces de varillas. Su longitud activa está próxima a los 4 metros y las varillas forman matrices más pequeñas (8x8) en los elementos de combustibles. Las barras de control están situadas en la parte inferior de la vasija y se inyectan en su interior mediante un sistema hidráulico accionado por el propio refrigerante. Suelen tener sección cruciforme y se insertan entre cuatro elementos combustibles. Puesto que el vapor se produce directamente en el núcleo del reactor, no existe en estas centrales el generador de vapor entre los circuitos primario y secundario. La inmensa mayoría de estas centrales son de ciclo directo, es decir, el vapor producido en el interior de la vasija es el que hace mover a la turbina. La única compañía que diseña BWR es USA es General Electric, su primer prototipo de 50 MW comenzó a operar en Vallecitos en 1957 y dos años más tarde se construyó la primera central de 700 MW en Dresden. Es España existen dos centrales de este tipo: Santa María de Garoña (460 MWe, 1971) y Cofrentes (990 MWe, 1985). 3.22 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión Figura 3.10. Central de agua en ebullición. Zorita Almaraz I Almaraz II Ascó I Ascó II Vandellós II Trilló Garoña Cofrentes Elementos combustibles Matriz Longitud activa m. Barras de control 157 157 157 157 157 177 400 624 17x17 17x17 17x17 17x17 17x17 16x16 9x9 9x9 3,66 3,66 48 48 3,49 3,66 3,81 48 52 97 145 Diámetro vasija m. Altura Vasija m. Presión 2 Kg/cm 157,00 157,00 4,90 5,78 4,78 5,56 11,00 18,85 21,12 157,20 158,00 72,30 75,24 Tabla 3.3. Principales características de las Centrales Nucleares Españolas 3.8. PRODUCCIÓN DE ENERGÍA ELÉCTRICA Una central nuclear es una central termoeléctrica, es decir, una instalación que aprovecha una fuente de calor para convertir en vapor a alta temperatura un líquido que circula por un conjunto de conductos; y que utiliza dicho vapor para accionar un grupo turbina-alternador, produciendo así energía eléctrica. La diferencia esencial entre las centrales termoeléctricas nucleares y las centrales termoeléctricas clásicas reside en la fuente de calor. En las segundas, ésta se consigue mediante la combustión de carbón, gas o fuelóleo en una caldera. En las primeras, mediante la fisión de núcleos de uranio. La fisión nuclear es una reacción por la cual ciertos núcleos de elementos químicos pesados se escinden o fisionan en dos fragmentos por el impacto de un neutrón, emitiendo a su vez varios neutrones y liberando en el proceso una gran cantidad de energía que se manifiesta en forma de calor. 3.23 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 La reacción nuclear de fisión fue descubierta por los científicos O. Hahn y F. Strassnab en 1938, cuando detectaron la presencia de elementos de pequeña masa en una muestra de uranio puro irradiada con neutrones. Los neutrones que resultan emitidos en la reacción de fisión pueden provocar, en determinadas circunstancias, nuevas fisiones de otros núcleos. Se dice entonces que se ha producido una reacción nuclear en cadena. Una vez que se ha efectuado la carga de combustible en el reactor, es decir, una vez que se ha introducido en él los elementos de combustible, se pone en marcha la reacción de fisión en cadena mediante un "isótopo generador de neutrones", el cual hace que entren en actividad los átomos de uranio contenidos en el combustible. La presencia del moderador asegura que los neutrones poseen la energía cinética adecuada para garantizar la permanencia de la reacción en cadena. Las barras de control, por su parte, son introducidas más o menos en el núcleo del reactor, absorbiendo así más o menos neutrones y permitiendo mantener la potencia utilizada del reactor en el nivel deseado. Como consecuencia de las continuas reacciones de fisión nuclear que tienen lugar en el núcleo del reactor, se producen grandes cantidades de energía en forma de calor. Esta energía calorífica eleva considerablemente la temperatura de un fluido refrigerante que circula por un conjunto de conductos. A partir de aquí, el proceso es diferente según de que tipo de reactor se trate. Si se trata de un reactor de agua a presión, el fluido refrigerante - agua ligera en este caso- circula continuamente por un circuito primario cerrado. Este circuito cerrado conduce el refrigerante hasta un generador de vapor o cambiador de calor. Allí, este fluido a alta temperatura convierte en vapor el agua que circula por un circuito secundario, que está asimismo cerrado. Este vapor de agua que circula por un circuito secundario, es enviado al grupo turbina-alternador. Cabe subrayar que en ningún momento el agua del primer circuito entra en contacto con la del segundo. En otro tipo de reactores - los reactores de agua en ebullición - no existen dos circuitos, sino uno sólo, es decir, el propio refrigerante se convierte en vapor por efecto del calor dentro de la propia vasija y es enviado al grupo turbina-alternador. En ambos tipos de reactores, el vapor mueve los álabes de una turbina y de un alternador unido a ella por el mismo eje, generando energía eléctrica merced a un ciclo termodinámico convencional. En los reactores de agua a presión, el fluido refrigerante, una vez que ha vaporizado el agua del circuito secundario, vuelve al núcleo del reactor. Por su parte, el vapor de agua, después de haber accionado el grupo turbina-alternador, es enfriado de nuevo gracias a un sistema de refrigeración y vuelve al estado líquido. Inmediatamente, pasa por una batería de precalentadores y vuelve a entrar en el generador de vapor para repetir el ciclo. En los reactores de agua en ebullición, el fluido refrigerante, tras accionar el grupo turbina-alternador, es refrigerado y condensado de nuevo, y enviado al núcleo del reactor para reiniciar el ciclo. En la figura 3.9 representamos una central nuclear de agua a presión. Dispone de los siguientes elementos característicos: reactor nuclear (15), edificio de turbinas (4), sala de control (12), sistemas de almacenamiento de combustibles nuevo (17) y gastado (14), sistemas de refrigeración (23) y sistemas de distribución de energía eléctrica producida (9). 3.24 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión El edificio del reactor (1 y 2) es una construcción blindada compuesta por una base cilíndrica rematada por una cúpula semiesférica. En él se alojan tanto el reactor propiamente dicho (15) como los generadores de vapor (22) y las bombas del refrigerante del reactor (19). Representa, por lo tanto, la parte más importante de la central nuclear. El funcionamiento de la central es como sigue: el calor generado por las fisiones de los átomos del "combustible" alojado en el reactor (15) pasa al fluido refrigerante (agua), que se mantiene en estado líquido debido a su gran presión. El refrigerante es conducido, mediante tuberías de agua a presión (3), hacia los generadores de vapor (22). A la salida de éstos, el agua regresa al reactor impulsada por las bombas de refrigerante del reactor (19). En los generadores de vapor, el agua del circuito secundario se convierte en vapor y se dirige al edificio de turbinas (4), donde acciona los álabes de las turbinas de alta presión (5) y turbinas de baja presión (6). El vapor que sale de las turbinas pasa de nuevo a estado líquido en el condensador (10) por la acción de un circuito de refrigeración (11) que toma agua de un río o del mar, la cual es después restituida al mismo (23). El vapor condensado es purificado mediante desmineralizadores y, tras un calentamiento previo, se introduce de nuevo en los generadores de vapor mediante una bomba (19) que aumenta la presión convenientemente, y se repite el ciclo. La energía cinética producida en la turbina se convierte en energía eléctrica mediante un generador (7). Esta energía, para ser apta para el consumo, es convertida a corriente a alta tensión mediante transformadores (8) y se distribuye (9) al mencionado mercado. Todas las operaciones descritas están monitorizadas desde la sala de control (12) de la central. Entre las instalaciones relevantes de una central nuclear, se halla asimismo el edificio de manejo de combustible. En él, se encuentra los sistemas de almacenamiento del combustible gastado (14), en los que éste pierde paulatinamente su actividad para ser posteriormente cargado en un contenedor que, después de su limpieza en el foso de descontaminación (16), es transportado a las fábricas de reprocesamiento o a depósitos de almacenamiento definitivo. Asimismo, dicho edificio almacena el combustible nuevo (17) que no ha sido aún utilizado. Su introducción en el reactor se realiza mediante la grúa del edificio del combustible (20), la cual está situada en el interior del edificio del reactor. En las centrales nucleares la utilización del agua no difiere conceptualmente de la de las centrales térmicas clásicas. La condensación del vapor de la turbina corre a cargo del agua de refrigeración exterior (foco frío), que circula por los tubos del condensador y no está en contacto con ningún material ni fluido que haya pasado por el reactor. La necesidad de agua de refrigeración exterior está determinada por la energía térmica pérdida en el ciclo vapor-agua que, según las leyes termodinámicas, va desde 1,25 a 2 kWh térmicos por cada kWh eléctrico generado. El agua de refrigeración de los condensadores se toma del mar y se devuelve a él lo suficientemente lejos de la toma para que el calor no influya en la toma. Si el agua procede de un río, lago o embalse, se toma aguas arriba de la central y se vierte agua abajo. Si se devuelve enteramente al medio que se tomó, se puede considerar que no hay consumo de agua. Este tipo de circuitos se denomina “circuito 3.25 Energía Nuclear de Fisión Tema 3 abierto de refrigeración” y es cuando estamos en la costa o con ríos muy caudalosos. Si no se dispone de agua en abundancia, se suelen utilizar torres de refrigeración que mantienen la temperatura del agua a bajos niveles. El agua de refrigeración que sale caliente del condensador se lleva a la parte superior de las torres de refrigeración, donde cae en forma de lluvia y se evapora en parte en contacto con el aire ascendente que entra por la base. Para una central de 1000 MWe, se evaporan unos 0,5 m3/s. Figura 3.11. Central nuclear de agua a presión. 3.26 Tema 3 Energía Nuclear de Fisión BIBLIOGRAFÍA “Tecnología Energética”. G. Verdú, J.L. Muñoz-Cobo, J. Sancho, J. Ródenas, R. Sanchís. V. Serradell. SPUVP-97.875 AUTOEVALUACIÓN 1. 2. 3. 4. 5. 6. 7. 8. 9. 10. 11. 12. 13. 14. 15. 16. 3.27 ¿Qué es el defecto másico? ¿Qué es la energía de enlace? ¿En qué consiste el proceso de fisión y el proceso de fusión? Cuales son las etapas de la fisión ¿Qué es la energía crítica o umbral en una reacción nuclear? ¿Qué son los núcleos fisiles, fisionables y fértiles? Definición de criticidad. ¿Cuándo se dice que un reactor es crítico, subcrítico y supercrítico? Productos de fisión. Energía liberada en la fisión. Etapas del ciclo de combustible nuclear. Sistemas de una central nuclear. Componentes (combustible, vaina,...) y características de los componentes de un reactor. Salvaguardias tecnológicas en un reactor nuclear. Tratamiento de residuos radiactivos. Principales características de los reactores de agua ligera BWR y PWR. Explicar el funcionamiento de una central nuclear.