Fisica Fundamentos de Ingeniería Nuclear - Apuntes ETSII UNED

Fundamentos de Ingeniería Nuclear1 Miguel Moro Vallina2

1 Apuntes preparados a partir del material mimeografiado elaborado por el equipo docente de la asignatura, Javier Sanz Gozalo, Mireia Piera Carreté, Patrick Sauvan, Francisco Ogando Serrano, Mercedes Alonso Ramos y Miguel Embid Segura: Fundamentos de Ingeniería Nuclear. Madrid, 2005. Los apuntes corresponden a la asignatura homónima del Plan de Estudios de 2001 de Ingeniería Industrial de la uned. 2 Correo: [email protected]. Web: http://narodnaia.googlepages.com

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Capítulo 1

Estructura de la materia y formas de energía 1.1.

Introducción: materia y energía

La materia se encuentra en varios estados: sólido, líquido y gaseoso, a lo que se añade el estado de plasma o gas ionizado, muy infrecuente en la Tierra pero el más extendido en el Universo. Su estructura u organización viene determinada por las fuerzas internas, i.e., por las fuerzas entre los constituyentes del sistema. Directamente asociada a éstas, se define la energía del sistema. Los componentes estructurales del sistema y los tipos de interacción que se establecen entre ellos determinan el valor de su energía.

1.2.

La energía: concepto y propiedades

¿Qué es la energía? La energía de un objeto o sistema es la cantidad de trabajo que el objeto o sistema puede hacer sobre algún otro objeto o sistema.

Las propiedades de la energía Aunque la definición de energía es operativa, es importante poner de manifiesto que, en la Física actual, no se sabe a ciencia cierta qué es la energía. Sabemos que hay una cierta magnitud física, llamada energía, que no cambia de valor en los múltiples cambios que ocurren en la naturaleza. También sabemos que hay fórmulas para calcular cierta cantidad numérica —una fórmula para cada forma de energía—, y que cuando las juntamos todas resulta siempre el mismo número. Aparte de esto, la energía tiene otras propiedades bien probadas que la caracterizan: – La energía siempre se conserva, i.e., nunca se crea ni se destruye.

1.3. Formas de energía

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– La energía se manifiesta en diversas formas. Las formas fundamentales son: energía cinética, potencial, térmica, química, nuclear y radiación electromagnética. Además de estas, la propia masa se puede concebir como una forma de energía, idea propuesta por Einstein a comienzos del siglo xx y que constituye el elemento fundamental para el estudio de la energética de las reacciones nucleares. – Cualquiera de las formas en que la energía puede manifestarse tiene que estar definida por una fórmula matemática específica que permita su cuantificación. La energía total se puede cuantificar como la suma de todas las fórmulas correspondientes a las distintas formas de energía. – La energía se puede convertir de una cualquiera de sus formas en otra. – La energía se puede transportar y transferir desde un objeto o sistema a otro cuando se establece una interacción entre ellos.

1.3.

Formas de energía

Energía térmica La energía térmica de una sustancia es una medida de la energía cinética —asociada a la agitación— y potencial —asociada a la atracción— del total de sus moléculas. El movimiento de dichas moléculas, independientemente de su velocidad, posee la característica esencial de ser un movimiento desordenado. Energía química La energía química es una forma de energía potencial microscópica que existe debido a las fuerzas de atracción electromagnéticas que se ejercen entre los constituyentes (átomos) de cada molécula. Se supone que la energía química consta de dos partes: una es energía cinética, correspondiente al movimiento de los electrones en el interior de los átomos; la otra es energía potencial eléctrica, consecuencia de la interacción entre las cargas eléctricas de los neutrones y protones. Las reacciones químicas son los procesos en los que tiene lugar la transformación de la energía química en otra forma de energía, procesos en los que los átomos de un sistema cambian de compañeros. Energía nuclear La energía nuclear es la energía involucrada en la interacción y consiguiente organización de las partículas dentro del núcleo. Tenemos fórmulas par computar dicha energía, aunque no tenemos las leyes fundamentales de las fuerzas de interacción. Sabemos, no obstante, que estas fuerzas no son ni gravitacionales ni electromagnéticas. Los cambios en el contenido de esta forma de energía en los sistemas vienen ligados a cambios en la estructura de los núcleos de los átomos constituyentes del sistema o, en otras palabras, a la ocurrencia de reacciones nucleares. Al igual que la energía química, la energía nuclear consta de dos partes: energía cinética de los nucleones —término empleado para designar indistintamente

1. Estructura de la materia y formas de energía

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a uno cualquiera de los dos tipos de partículas constituyentes estructurales del núcleo— en el interior del núcleo de los átomos; y energía potencial de interacción de los protones y neutrones —interacción dominada fundamentalmente por la fuerza nuclear fuerte, aunque también está presente la interacción elástica entre protones—. En una reacción nuclear la energía nuclear del sistema cambia, transformándose y liberándose normalmente en forma de energía cinética de los productos resultantes.

1.4.

Radiación electromagnética

La radiación se ha venido concibiendo de dos formas diferentes: como onda y como partícula. La utilidad de una u otra concepción depende del proceso que se estudie. La interpretación como partícula es especialmente útil en el análisis de los procesos de interacción de la radiación con la materia, mientras que la necesidad de una teoría ondulatoria de la radiación se puso de manifiesto al tratar de entender los fenómenos de interferencia y difracción. De acuerdo con el modelo ondulatorio, la radiación se concibe como una combinación de vibraciones eléctricas y magnéticas oscilantes que se propagan a través del espacio, y viene regida por las leyes de la teoría electromagnética de Maxwell. En 1886 y 1887, Heinrich Hertz llevó a cabo experimentos que confirmaron por primera vez la existencia de las ondas electromagnéticas y la teoría electromagnética de propagación de la luz. En la teoría electromagnética clásica, toda radiación, independientemente de su origen, se puede caracterizar por su frecuencia, que está ligada a su velocidad y a su longitud de onda. La velocidad de propagación de todo tipo de radiación electromagnética en el vacío es igual a la de la velocidad con que se propaga la luz en el mismo, c = 3 · 108 m/s. Para una radiación con longitud de onda λ y frecuencia ν, se tiene que c = λ · ν. La primera teoría sobre la naturaleza corpuscular de la luz fue propuesta por Einstein en 1905. Einstein propuso que la energía radiante existía en paquetes concentrados de energía, cuantos o corpúsculos.1 La energía E de un solo fotón está dada por la expresión E = hν, donde ν es la frecuencia de la radiación y h la constante de Planck, h = 6,62618 · 1034 J · s. En esta teoría, el fotón se define de la manera siguiente: (1) el fotón está asociado a la radiación de frecuencia ν; (2) tiene una velocidad igual a c, y (3) su energía es igual a hν. Al concebir al fotón como corpúsculo, se deduce que éste debe también tener una cantidad de movimiento p, y, tal como se verá más adelante, los fotones deben satisfacer la relación p = Ec . Se define el concepto de intensidad de energía I de un haz de radiación de frecuencia ν como el número de fotones de dicha frecuencia que atraviesan en un segundo una superficie de área unidad, perpendicularmente a la dirección de propagación, multiplicada por la energía de cada fotón. Así, se tiene que 1 En su artículo de 1905 titulado «On a heuristic point of view concerning the creation and conversion of light», Einstein usó la expresión cuanto de luz (quantum of light). La palabra fotón (photon) la introdujo más tarde (en 1926) G.N. Lewis para referirse al mismo concepto.

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1.5. Introducción a la mecánica relativista

I(ν) = N (ν) · hν. Si la energía de un fotón es muy pequeña —como es el caso, por ejemplo, de los fotones asociados a las ondas de radio— el número N (ν) debe ser muy grande para que I(ν) sea detectable. En estas condiciones, la propagación de la energía parece realizarse de una manera continua . Cuando, por el contrario, la energía de un fotón es grande con respecto a la energía puesta en juego por un fenómeno particular, se puede descubrir la presencia de cada fotón en tal proceso. Entonces aparece la discontinuidad den la estructura de la radiación. La doble manifestación de la estructura de la luz, corpuscular y ondulatoria se refleja en las mismas expresiones E = hν y p = λh , donde se combinan las características ondulatorias (ν y λ) y las de partícula (E y p). Esta dualidad onda-corpúsculo no pudo ser explicada hasta 1929 por la electrodinámica cuántica.

1.5.

Introducción a la mecánica relativista

1.5.1.

Dinámica de una partícula material

Sea una partícula material sobre la que no actúan fuerzas, i.e., una partícula libre. La mecánica relativista asocia a esta partícula dos magnitudes fundamentales: la cantidad de movimiento y la energía total. Para ser consistente con los dos postulados de partida de la teoría especial de la relatividad,2 y preservar las leyes de conservación de la cantidad de movimiento y de la energía, Einstein demostró que estas magnitudes han de adoptar una forma algo diferentes a la definición clásica. Cantidad de movimiento Sea una partícula que se mueve con velocidad v. La cantidad de movimiento de la partícula se define como p = m · v, donde m es la denominada masa relativista, que matemáticamente se expresa como: m(v) = √

1 · m0 , 1 − v 2 c2

(1.1)

en donde m0 denota una propiedad intrínseca de la partícula llamada masa en reposo. Con esta definición de p, la ecuación del movimiento de la partícula puede adoptar una forma equivalente a la dada originalmente por Newton, que establece que la fuerza es igual a la variación de la cantidad de movimiento: F = dp dt . La variación de la masa (relativista) de la partícula en función de la velocidad se ha comprobado experimentalmente; este efecto es fundamental en el 2 Los postulados de la teoría especial de la relatividad son los siguientes: (1) las leyes de la física son iguales en todos los sistemas inerciales; no existe ningún sistema inercial preferido (principio de relatividad ); (2) la velocidad de la luz en el espacio libre (vacío) tiene el mismo valor c en todos los sistemas inerciales (principio de constancia de la velocidad de la luz ). No se ha encontrado aún ninguna objeción experimental a la teoría especial de la relatividad de Einstein.


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diseño de aceleradores. En efecto, el campo de fuerzas a aplicar para acelerar una partícula una cantidad dada tiene que ser mucho más intenso si la partícula posee una velocidad grande que si posee una velocidad pequeña. Así, en estados de alta velocidad, la intensidad del campo a aplicar tiene que se mucho mayor de la que cabría esperar basándose en las leyes de Newton.

Energía total Para ser consistente con las distintas hipótesis de partida, Einstein obtuvo que la expresión para la energía total de una partícula material que se mueve con velocidad v debía ser de la forma E = mc2 ; esta expresión, atendiendo a la ecuación (1.1), puede reescribirse de esta manera: mc2 = m0 c2 + m0 c2 √

1 −1 . 1 − v 2 c2

(1.2)

En el segundo miembro de esta ecuación se distinguen dos términos. El de la derecha representa la energía cinética EC del objeto, i.e., la energía que posee en virtud solamente de su movimiento. Einstein interpretó el término m0 c2 , el otro de los componentes de la energía total del cuerpo, como una energía intrínseca del mismo, que denominó energía de reposo, E0 . E0 se define como la energía relativista de la partícula en reposo. El concepto de energía de reposo fue explícitamente considerado por Einstein como la consecuencia más importante de toda su teoría especial de la relatividad. Dentro del campo concreto de la física y la tecnología nuclear, representa el concepto base para explicar todas las transformaciones energéticas. Si se considera la energía cinética de un cuerpo como una forma de energía externa, la energía de la masa en reposo podría considerarse como la energía intrínseca o interna del cuerpo. Einstein propuso la hipótesis de que las conclusiones obtenidas en el estudio de la dinámica de una partícula referidas a su energía total y energía en reposo eran aplicables universalmente a cualquier sistema de partículas. La expresión (1.2) puede también escribirse como E = m0 c2 + EC , y por tanto EC puede escribirse como: 1 −1 . EC = m 0 c2 √ 1 − v 2 c2 Otra expresión muy conveniente para la energía cinética es: EC = m0 c2 (γ − 1), donde γ, un parámetro muy empleado en todos los desarrollos y cálculos de la mecánica relativista, es un parámetro adimensional que caracteriza el estado de movimiento de la partícula y que se expresa como: γ = γ(v) = q

1 1−

v2 c2

.

El desarrollo en serie de potencias de γ(v) es: γ =1+

5 v 6 1 v 2 3 v 4 + + +··· 2 c 8 c 16 c


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Puede comprobarse que, si vc 1, el desarrollo en serie de potencias se reduce al primer término y la expresión resultante para EC es EC = 12 m0 v 2 , que coincide con la expresión de la mecánica clásica para la energía cinética. A efectos prácticos, esta expresión es suficientemente exacta para la mayoría de las aplicaciones siempre y cuando v < 0,2·c, o equivalentemente, EC = 0,02·E0 . Otra diferencia significativa entre la mecánica clásica y la mecánica relativista es la siguiente: en mecánica clásica una partícula libre, si no está sometida a ninguna fuerza, está situada en un campo de potencial constante de valor arbitrario. Si la partícula se encuentra en reposo su valor de energía es arbitrario. En mecánica relativista, por el contrario, la energía de la partícula libre que se encuentra en reposo tiene un valor concreto y claramente identificable, su energía en reposo. Por último, merece señalarse una expresión adicional que relaciona explícitamente la energía total con la cantidad de movimiento y la energía en reposo: E 2 = p2 c2 + m20 c4 .

1.5.2.

Unidades de masa y energía y equivalencia entre ellas

La fórmula E = mc2 de la dinámica relativista nos lleva a aceptar la existencia de la magnitud física masa-energía. En la física clásica no se reconocía el que julios y kilogramos pudieran ser dos unidades que realmente correspondían a la misma clase de magnitud física, la masa-energía. Hoy se puede aceptar el considerarlas como dos unidades diferentes para la misma magnitud física, y c2 se puede interpretar como el factor de conversión para pasar de unas unidades a otras. A escala atómica, las energías se expresan habitualmente en electronvoltios (eV). Un electronvoltio es la energía cinética que adquiere un electrón en el vacío sometido a un campo eléctrico creado por una diferencia de potencial de un voltio. Puede comprobarse que 1 eV = 1, 602177 · 10−19 J. Como unidad de masa atómica se emplea la llamada unidad de masa atómica unificada (uma). Se comprueba que 1 uma = 1, 660540 · 10−24 g= 931, 49 MeV.

1.5.3.

Dinámica de una partícula sin masa

Las expresiones que se han establecido anteriormente para calcular la energía cinética de una partícula no pueden aplicarse a partículas con masa en reposo nula. Para tales partículas —de las que el ejemplo más significativo son los fotones— no es físicamente apropiado hablar de energía cinética. Puede comprobarse, obviamente, que v = c ⇐⇒ m0 = 0 sin más que operar con la expresión 2 E = √ m0 c2 2 . En cualquier caso, el térmico «masa en reposo cero» es un tanto 1−v /c

engañoso, puesto que es imposible encontrar un sistema de referencia en el cual los fotones (o cualquier partícula que viaje a la velocidad de la luz) estén en reposo.


1.5.4.

9

Sistema aislado de partículas

Sea un sistema aislado de partículas, i.e., un sistema sobre el que no actúan fuerzas externas. La evolución del sistema vendrá regida exclusivamente por las interacciones que se establecen entre sus partículas constituyentes. Existen una serie de leyes que limitan y encuadran el número de posibilidades de dicha evolución. Más concretamente, existen una serie de magnitudes físico-matemáticas que se conservan, permanecen constantes. La mecánica relativista permite proponer dos leyes de conservación, que se aceptan como válidas para toda clase de fenómenos experimentados por un sistema aislado, cualquiera que sea su tamaño y los valores de las velocidades implicadas. La ley de conservación de la cantidad de movimientoPdel sistema N afirma que la cantidad de movimiento, que denotamos por P¯ = i=1 p¯i , permanece constante a lo largo del tiempo. Veamos la ley de conservación de la energía total del sistema. Sea un sistema en el que las N partículas libres que lo constituyen no interactúan entre sí (i.e., se trata de un sistema de partículas libres). Sea Ei la energía de la partícula de masa mi en un cierto instante, verificándose que Ei = E0i +ECi . La mencionada PN PN P ley afirma que se cumple que E = N i=1 E0i + i=0 ECi . i=1 Ei = La ley de conservación de la energía total estable, por tanto, que la energía del sistema en dos instantes cualesquiera debe ser idéntica. Obviamente, si la suma de la energía/masa en reposo de cada una de las partículas constituyentes decrece, la suma de la energía cinética de las partículas del sistema habrá aumentado; se habrá producido una conversión de masa en reposo en energía cinética. Y viceversa.

1.5.5.

Energía de enlace de un sistema

El contenido de la energía intrínseca o energía en reposo de cualquier sistema material se debe a varios tipos de contribuciones. Estas contribuciones se pueden clasificar en dos categorías: por una parte, las debidas al movimiento y la energía potencial correspondiente a la interacción entre los constituyentes y, por otra, la energía de la masa en reposo de dichos constituyentes. La primera contribución recibe el nombre de energía interna del sistema. ¿Cuáles son las posibles contribuciones a esta energía interna? Una de ellas estará asociada a la energía traslacional de las moléculas y a la energía potencial intermolecular. Otra es la energía asociada a los estados de vibración y rotación y energía potencial de interacción interatómica de los núcleos dentro de las moléculas. Los estados de movimiento de traslación (Et ), rotación (Er ) y vibración (Ev ) pueden cambiar cuando el cuerpo absorbe o desprende energía calorífica. Otra contribución a la energía interna es la asociada al movimiento y energía potencial entre electrones y núcleo, i.e., la asociada a las distintas estructuras electrónicas que pueden acontecer. Esta energía (que llamaremos energía electrónica, Ee o química) cambia bien cuando suceden reacciones químicas, bien cuando un átomo se excita o desexcita absorbiendo o emitiendo radiación. La

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energía interna puede también asumir la forma de energía asociada al movimiento e interacción de los componentes del núcleo. Esta energí, que denominanos energía nuclear, En , está asociada a las reacciones nucleares y cambia cuando éstas acontecen. En todo caso, y como es obvio, la contribución mayor a la energía de reposo del sistema se debe a la suma de la energía de masa en reposo de las partículas constituyentes del cuerpo, la cual se considera la fuente primaria de la energía interna. Esta también puede cambiar, como sucede por ejemplo en la creación y aniquilación de electrones y positrones. La masa en reposo de un cuerpo no es, por tanto y en general, una cantidad constante. Así resulta que la energía de reposo de un cuerpo o sistema determinado viene dada por la siguiente expresión: X E0i . E0sist = Et + Er + Ev + Ee + En + Por otra parte, la energía interna del sistema sería: Eint = Et + Er + Ev + Ee + En , | {z } | {z } EC

EP

siendo EC la energía cinética del sistema y EP su energía potencial. Empleando la relación entre masa en reposo y energía de reposo, la expresión anterior referida a la energía de reposo del sistema se puede escribir como: X M0sist · c2 = Et + Er + Ev + Ee + En + M0i · c2 . Si comparáramos la masa M0sist de cualquier sistema integrado por un determinado número de partículas ligadas (sistema ligado) con la suma de las masas P M0i de sus partículas constituyentes cuando éstas se encuentran dispersas en estado libre (sistema disperso), se obtendría lo siguiente: la diferencia entre la masa total del sistema y la suma de la masa de sus partes es un número negativo. Su valor absoluto se conoce con el nombre de defecto de masa, M def. Esto es: X M0i − Mdef . M0sist =

De acuerdo con la ecuación de equivalencia masa-energía expresada por la relación de Einstein, el defecto de masa tiene asociado una energía —denominada energía de enlace del sistema— de valor Eenlace = Mdef · c2 . La energía de enlace representa la cantidad total de energía que se debe suministrar al sistema si se le quiere disgregar en cada uno de sus componentes constituyentes. También representa la energía que se emitiría —en forma de fotones— si las partículas constituyentes se unieran para formar el sistema ligado. La energía de enlace, en definitiva, es una medida de la estabilidad del sistema, de la ligazón entre sus partes.

Capítulo 2

La naturaleza atómica y nuclear de la materia 2.1.

Composición de átomos y núcleos: propiedades generales

En un átomo se pueden distinguir dos zonas. Existe una región central, el núcleo, donde se hallan concentradas las cargas positivas y prácticamente toda la masa del átomo. Está formada por dos clases de partículas o nucleones: los protones (mp = 1,6742929 · 10−27 kg y qp = 1,602177 · 10−19 C) y los neutrones (mn = 1,67495 · 10−27 kg y qn = 0). El número total de protones en el núcleo se denomina número atómico (Z). El número total de nucleones de un núcleo se designa por la letra A y se conoce como número másico. Rodeando al núcleo hay una nube de electrones que se mueven en torno a él a gran distancia. Se tiene que me = 9,10954 · 10−31 kg y qe = −1,602177 · 10−19 C. El diámetro asociado a la nube eletrónica del átomo es del orden de 10−10 metros. El núcleo, sin embargo, ocupa una región cuyo diámetro es del orden de 10−15 metros. La masa de los nucleones es unas dos mil veces mayor que la del electrón, lo que hace que en el núcleo se concentre prácticamente toda la masa del átomo y que la materia en el núcleo sea aproximadamente 1014 veces más densa que la materia macroscópica ordinaria. Para hacer una primera estimación de la masa de un núcleo, es suficiente conocer el número de nucleones y saber que la masa de un nucleón es alrededor de 1,67·10−27 kilogramos. Mediante una simple suma de la masa de todos ellos se puede calcular la masa aproximada de un átomo. Sin embargo, este resultado no es más que una estimación, pues en él se hace abstracción del defecto de masa correspondiente a la ligazón entre los distintos componentes del átomo. En su estado normal, los átomos se encuentran en estado eléctricamente neutro. Bajo ciertas condiciones químicas, el átomo puede ganar o perder uno o varios electrones, y quedar entonces cargado positiva o negativamente. Cuando esto ocurre se dice que el átomo se ha ionizado, y pasa a recibir el nombre de ion.

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2.2.

2.2. Los elementos químicos y los isótopos

Los elementos químicos y los isótopos

Un elemento químico es una sustancia que está formada por átomos que tienen el mismo número atómico, i.e., el mismo número de protones. Los átomos que existen en estado natural en la Tierra pertenecen a 90 elementos químicos con números atómicos comprendidos entre 1 y 92. Los elementos químicos tecnecio (43 protones) y promecio (61 protones) no existen en estado natural. Sin embargo, se pueden crear de forma artificial, al igual que otros elementos que contengan un número de protones superior a 92, tales como el plutonio (94 protones). Actualmente se conocen 109 elementos distintos. Las distintas especies atómicas cuyos núcleos se caracterizan por tener un número particular de protones y neutrones se denominan nucleidos. Para indicar un nucleido se escribe el símbolo químico del elemento con un superíndice en la parte izquierda que indica el número másico, A X, donde X es el símbolo químico del elemento correspondiente. A veces, se incluye como subíndice a la izquierda el número atómico del nucleido, A Z X. Los átomos de un mismo elemento químico que tienen distinto número de neutrones se denominan isótopos de dicho elemento. Las propiedades químicas de un átomo dependen solamente de la disposición de los electrones en su nube, la cual se presenta en todos los isótopos de un elemento con idéntica estructura. Así pues, todos los isótopos de un mismo elemento tienen las mismas propiedades químicas, y entonces son difíciles de separar entre ellos. Sin embargo, la ligera diferencia de masa entre sus núcleos hace que sus propiedades físicas se diferencien un poco. La mayoría de los elementos presentes en la Tierra están constituidos por una mezcla de isótopos. La proporción en que cada uno de ellos está presente en la mezcla isotópica natural de un elemento varía de un elemento a otro, y viene dada por la llamada abundancia isotópica natural.

2.3.

Peso atómico, mol y densidad atómica

La base para asignar masas atómicas es comparar las masas de los átomos con la masa de un átomo específico que se toma como referencia. Actualmente se toma como referencia el átomo 12 C, que es el isótopo más abundante del carbono. El peso atómico de un átomo se define como la masa de un átomo relativa a la masa del átomo 12 C en una escala en la que el peso atómico del 12 C se toma igual a 12. Por tanto, el peso atómico no tiene unidades y se expresa simplemente como un número. El peso atómico P de un elemento se define como el peso atómico de la mezcla de isótopos, i γi Mi , siendo γi la abundancia relativa de cada isótopo expresada en tanto por uno. La masa total de una molécula relativa a la masa de un átomo de 12 C se denomina peso molecular. El peso molecular de una molécula formada por un

2. La naturaleza atómica y nuclear de la materia

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determinado número de átomos es igual, lógicamente, a la suma de los pesos atómicos de los átomos constituyentes. Es necesario introducir otra magnitud, la cantidad de materia, cuya unidad es el mol. Un mol es la cantidad de materia de un sistema que contiene tantas entidades elementales como átomos hay en 0,012 kilogramos de 12 C. Se define el número de Avogadro como la cantidad de átomos de 12 C que hay en una masa de 0,012 kilogramos. Su valor es: NA = 6,0221367 · 1023 mol−1 . La masa de un mol de átomos, moléculas, etc., se denomina masa molar. La masa molar se expresa en g/mol y su símbolo recomendado es M . A la masa molar atómica se la suele denominar peso atómico gramo y a la molecular peso molecular gramo. La masa de un mol de átomos de una determinada especie atómica coincide con un número de gramos igual a su peso atómico o masa atómica relativa. En vez de expresar la masa de los distintos átomos con las unidades habituales macroscópicas, se emplea una unidad que resulta mucho más natural. Se trata de la unidad de masa atómica unificada, cuyo símbolo es u, y que, no obstante, suele expresarse en la bibliografía como uma; se define como la doceava parte de la masa del átomo de 12 C. En los problemas de ingeniería nuclear, a menudo se hace necesario calcular el número de átomos contenidos en un centímetro cúbico de una sustancia correspondientes a cada una de las distintas especies atómicas que componen dicha sustancia. En esta operación, así pues, se calcula la llamada densidad atómica (átomos por centímetro cúbico) de cada una de las especies. La densidad A atómica de un elemento es N = ρN M . Para sustancias compuestas de moléculas individuales, la fórmula a utilizar para calcular la densidad atómica de cada NA , donde M es la masa de un mol de moléculas y ni especie es Ni = ni ρiM es el número de átomos de cada una de las especies presentes en la molécula. La fórmula para obtener la densidad atómica de un isótopo particular i en un A elemento es Ni = γi ρN M .

2.4.

Energía del átomo y del núcleo: estados excitados y radiación

La energía de enlace de un sistema o energía del sistema, se define como la energía necesaria para separar el sistema en sus constituyentes hasta distancias lo suficientemente lejanas para que no haya interacción entre ellos. En ese supuesto estado, la energía de las partículas —que denominamos Elibre es igual a la suma de las masas de las partículas. A su vez, la energía correspondiente al estado de las partículas en que éstas se encuentran formando un sistema ligado —energía que representaremos por Eligado — es igual a la masa en reposo del sistema ligado en que se han integrado. La teoría física actual de la Mecánica Cuántica plantea que la energía de un sistema puede únicamente tomar ciertos valores de energía —i.e., está cuan-

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2.5. Energía de enlace del núcleo y del átomo

tizada—. Cuando tal sistema intercambia energía con sus alrededores, lo hace sólo en cantidades discretas. La idea de la cuantización de la energía, que contradice la teoría clásica de la física newtoniana, ha sido confirmada por toda la experimentación realizada hasta la fecha. El estado de menor energía en el que el sistema se encuentra normamente se denomina estado fundamental. Cuando el sistema posee más energía que la correspondiente a la de su estado de energía fundamental, se dice que está en un estado excitado o un nivel de energía excitado. El estado fundamental y los diversos estados excitados se pueden representar convenientemente mediante un diagrama de energías de nivel. Cuando acontece una transición que hace pasar al sistema de un estado a otro de energía menor, el sistema emite un fotón con una energía igual a la diferencia entre las energías de los dos estados entre los que se produce la transición. En definitiva, la diferencia de energía entre los estados se emite en forma de radiación electromagnética. Ésta, dependiendo de la estructura de niveles del sistema emisor, tendrá una distribución (o espectro) de energía determinada, i.e., pertenecerá a una u otra zona del espectro electromagnético, con mayor o menor intensidad. El núcleo puede considerarse como un sistema formado a partir de sus constituyentes, los nucleones. Éstos, al igual que los electrones del átomo, no pueden estructurarse en niveles de energía arbitraria, sino que sólo se pueden organizar en estados discretos con determinados valores de energía bien definidos. Las energías de los estados del núcleo y las diferencias energéticas entre los estados son considerablemente mayores para el caso de los núcleos que para el de los átomos. Esto se debe al hecho de que las fuerzas nuleares que actúan entre los nucleones son mucho más intensas que las fuerzas electrostáticas que actúan entre los electrones y el núcleo. Los núcleos en estados excitados pueden decaer a un estado de menor energía emitiendo un fotón con una energía igual a la diferencia entre las energías de los estados inicial y final. La energía de los fotones emitidos en estas transiciones del núcleo son, por regla general, mucho mayores que las energías de los fotones que se originan en las transiciones electrónicas del átomo; a tales fotones se los denomina rayos γ. Un núcleo en estado excitado puede también perder su energía de excitación por un proceso denominado conversión interna, que se estudiará posteriormente.

2.5.

Energía de enlace del núcleo y del átomo

Se ha encontrado experimentalmente que la masa de un núcleo es menor que la suma de las masas de sus constituyentes, los nucleones, en aproximadamente un uno por ciento. Un núcleo que contenga Z protones y N neutrones tiene una masa M 0 que puede escribirse así: M 0 = Zmp + N mn − Md0 ,


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donde mp y mn son las masas en reposo del protón libre y del neutrón libre, respectivamente, y Mp0 es el defecto de masa del núcleo caracterizado por los números A y Z. Aplicando la relación de Einstein al defecto de masa se llega a la expresión: EL (A, Z) = [Zmp + N mn − M 0 (A, Z)] c2 ,

(2.1)

donde EL representa la energía de enlace o energía de ligadura del núcleo.1 Por otra parte, la relación entre la masa atómica M y la masa nuclear M 0 de un nucleido dado (A, Z) es: M = M 0 + Zme − EL,e (A, Z), donde EL,e (A, Z) es la energía de enlace total de todos los electrones en el átomo cuyo núcleo tiene una masa M 0 (A, Z). Finalmente, se puede deducir la expresión: Md0 = ZMH + N mn − M (A, Z) +EL,e (A, Z) − ZEL,e {z } |

(2.2)

EL (A,Z)

donde EL,e es la energía de enlace entre un átomo de 1 H y su núcleo. Los dos últimos términos de la ecuación (2.2) se pueden despreciar. El error que se introduce haciendo esto es insignificante debido a que los ZEL,e y EL,e (A, Z) son menores que unos pocos keV y tienden a cancelarse entre sí, mientras que EL (A, Z) es del orden de los MeV. La expresión simplificada de dicha ecuación permite calcular fácilmente la energía de enlace de cualquier núcleo. Se comprueba que EL aumenta con el número másico, aunque dicho aumento no tiene lugar a una tasa constante. Una magnitud más interesante que la energía de enlace del núcleo es la energía de enlace media por nucleón, que se define, como es natural, como EAL . El interés de esta magnitud radica en que está mucho más directamente relacionada con la estabilidad del núcleo que la energía de enlace. Físicamente representa la energía media que debería comunicarse a cada uno de los nucleones para separarlos completamente unos de otros, i.e., para separar el núcleo en sus constituyentes. Un núcleo será tanto más estable cuando mayor sea su energía de enlace por nucleón. A los núcleos con un valor alto de esta magnitud deberá conferirseles una cantidad de energía comparativamente grande para que estos sistemas puedan disgregarse; inversamente, cuando se formen a partir de sus constituyentes, se liberará una cantidad grande de energía. A partir del estudio de cómo varía la energía de enlace media por nucleón en función del número másico, se pueden extraer las siguientes conclusiones: – La energía de enlace EL no aumenta con el número másico a una tasa constante. 1 El factor c2 , que multiplica la masa para transformarla en energía, se omitirá a partir de ahora en esta sección, y se tomará como expresión equivalente a la (2.1) la siguiente:

EL (A, Z) = Zmp + N mn − M 0 (A, Z).

16

2.5. Energía de enlace del núcleo y del átomo – Hay algunas desviaciones importantes en los datos respecto a la curva de ajuste para valores bajos de A, mientras que por encima de A = 50 la curva presenta una variación suave. – Los valores de EAL varían de una manera irregular para núcleos ligeros A < 20, pudiéndose destacar dos hechos: el primero es el bajo valor (1,113 MeV) por nucleón para el deuterio (2 H); el segundo es que se observa un rápido aumento de de EAL , existiendo un máximo significativo para A = 4, correspondiente al 4 He, de 7, 07 MeV por nucleón, y otros máximos para A = 4n, que corresponden a los nucleidos 8 Be, 12 C, 16 O, 20 Ne. – Para A > 20, EAL permanece en una franja bastante estrecha de energía, entre 7,3 MeV y 8,7 MeV. A partir de A = 20, aumenta hasta llegar a un máximo de 8,7 MeV por nucleón alrededor de A = 60 y después disminuye lentamente hasta un valor de 7,6 MeV por nucleón para A = 240. Este decrecimiento es más acusado para A > 150. Puesto que la masa de un neutrón o protón, medida en unidades de energía, es de unos 931 MeV, en una primera aproximación, se puede decir que el defecto de masa de los 9 nucleidos en la región de A < 20 es del orden de 931 , i.e., alrededor del uno por ciento.

El comportamiento de la curva permite determinar los procesos mediante los que es posible obtener energía de origen nuclear. Se liberará energía siempre que uno o más núcleos se transformen y pasen a una configuración más estable, i.e., con una mayor energía de enlace por nucleón. La citada curva sugiere claramente dos tipos de procesos: por un lado, procesos basados en unir dos núcleos ligeros para formar, al menos, un núcleo más pesado y estable (reacciones de fusión); por otro, procesos basados en dividir un núcleo muy pesado en dos núcleos más ligeros y más estables (reacciones de fisión). Veamos qué energía se liberaría en cada proceso. En el caso de la fusión, supóngase que dos núcleos de deuterio 2 H se unen para formar un núcleo de helio-4, 4 He. Considerando las energías de enlace por nucleón del 2 H (1,113 MeV) y del 4 He (7,07 MeV), se tiene que hay una ganancia de energía de enlace del sistema —o sea, una liberación de energía en el proceso— de 5,96 MeV por nucleón. Puesto que en el proceso intervienen cuatro nucleones, la energía liberada es aproximadamente 24 MeV. Para el caso de la fisión, considérese un núcleo de uranio-235 que se fisiona en dos fragmentos de aproximadamente igual masa, por ejemplo A = 117 y A = 118. Hay una ganancia de energía de enlace del sistema de 0, 9 MeV por nucleón. Puesto que en el proceso intervienen 235 nucleones, la energía liberada es aproximadamente 211 MeV. Introduzcamos ahora un nuevo concepto, que hay que distinguir claramente del de energía de enlace por nucleón. Ésta se refiere a un promedio sobre todos los nucleones de el núcleo, y no a ninguno de los nucleones en concreto. Pero a veces, es preciso conocer la energía de enlace de un nucleón particular contenido en el núcleo —i.e., la cantidad de energía necesaria para extraer al nucleón del núcleo—. A esta energía de enlace se la denomina energía de separación (E S ), y es enteramente análoga a la energía de ionización del electrón en el átomo. Por


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ejemplo, la ES del neutrón menos ligado del núcleo —llamado último neutrón— se calcularía como: A ES = Mn + M · A−1 Z X − M · Z X · 931 MeV/u.

La energía ES es la justa necesaria para expulsar el neutrón del núcleo sin suministrarle nada de energía cinética. A su vez, si el proceso se reinvierte y un neutrón sin energía cinética es absorbido por un núcleo A−1 Z X, la energía que se libera es igual a ES . Aparte del concepto de energía de separación del último neutrón —o, como comúnmente se denomina, energía de separación del neutrón—, en Física Nuclear también son de interés los conceptos de energía de separación de un protón, de una partícula alfa, etc. y, en definitiva, el concepto de la energía de separación de una partícula de un núcleo. El concepto de energía de separación del neutrón es el más importante de ellos dentro de la Tecnología de Reactores.

2.6.

Fuerzas en la Naturaleza y fuerzas entre nucleones

Las distintas formas de energía potencial contenida en los sistemas de partículas que existen en la Naturaleza están asociadas a distintos tipos de fuerzas. En la Naturaleza existen cuatro tipos de fuerzas entre los cuerpos físicos, a partir de las cuales se sistematiza nuestro conocimiento actual de los fenómenos físicos. Estas cuatro fuerzas son: gravitacional, electromagnética, fuerte y débil. Todas las otras fuerzas que podrían parecer necesarias para explicar un fenómeno nado —como, por ejemplo, la fuerza de rozamiento actuando sobre un objeto en movimiento en el seno de un fluido— son realmente formas simplificadas de describir fenómenos demasiado difíciles de describir directamente en términos de las interacciones básicas, y representan la manifestación macroscópica de las fuerzas básicas que actúan a nivel microscópico entre las partículas de los sistemas. Las cuatro fuerzas se describen en términos de su campo asociado, y han de considerarse como fuerzas que actúan a distancia. Antes del nacimiento de la Física Nuclear, las dos fuerzas conocidas eran la gravitacional y la electromagnética. Sin embargo, las propiedades conocidas de los núcleos no se podían explicar basándose en esos dos tipos de fuerzas. Incluso la propiedad más simple y aparente es inexplicable en función de ellas. Todo núcleo contiene protones que se repelen entre sí electrostáticamente. Estas fuerzas repulsivas se deben contrarrestar por una fuerza atractiva: si esto no ocurriera, los núcleos no podrían existir como entidades estables. Obviamente, dicha fuerza no puede ser la fuerza gravitacional, pues para un par de protones es aproximadamente 36 órdenes de magnitud más débil que la electrostática. Es la interacción fuerte —o fuerza nuclear fuerte— la que asegura la cohesión del núcleo ejerciendo una atracción muy intensa entre los nucleones. Estas fuerzas fuertes son las que compensan la repulsión coulombiana de los protones en el núcleo. Sólo se ejerce a distancias muy cortas, del orden de unos pocos diámetros de núcleo; es decir, su radio de acción es de unos pocos fermios. La

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2.6. Fuerzas en la Naturaleza y fuerzas entre nucleones

fuerza nuclear fuerte es mucho más intensa que la fuerza coulombiana. Así, para separaciones del orden de un fermio, la fuerza nuclear entre dos protones es del orden de cincuenta veces más intensa que la repulsión coulombiana. A distancias de cuatro fermios, las fuerzas fuerte y coulombiana son aproximadamente iguales, mientras que a 25 fermios, la fuerza fuerte es ya seis órdenes de magnitud inferior a la coulombiana. Por otra parte, la fuerte repulsión que aparece a distancias muy pequeñas evita el colapso total de la materia nuclear. La interacción débil —o fuerza nuclear débil — es responsable de que ocurran ciertos fenómenos radiactivos, como por ejemplo la desintegración beta—. Su existencia fue postulada por Enrico Fermi en 1930 en el desarrollo de una teoría cuantitativa de la desintegración beta. Su radio de acción es extremadamente corto —de algunas centésimas el tamaño de un nucleón— y es alrededor de cien mil veces más débil que la interacción fuerte. Sin embargo, es la principal responsable de las reacciones termonucleares que permiten al Sol y las estrellas emitir energía al exterior. En la evolución de todo sistema aislado de partículas, independientemente del tipo de fuerza que actúe entre las mismas, hay ciertas magnitudes físicas que se conservan, que no cambian con el tiempo. Dos de las leyes generales de conservación son la conservación de la cantidad de movimiento y la conservación de la masa-energía. La conservación de la carga también se verifica en la evolución de todo tipo de sistemas aislados. En el caso concreto de los procesos regidos por la interacción nuclear, aparte de las tres leyes de conservación mencionadas, también se verifica la conservación del número de nucleones. Además de éstas, existen otras leyes de conservación como las de la paridad, momento angular e isoespín total. En los procesos nucleares en los que la fuerza responsable es la interacción débil, la paridad y el isoespín, en general, no se conservan. Las leyes de conservación son de enorme importancia, pues limitan el número de posibilidades y fijan los cauces por los que ha de discurrir un proceso. En el campo particular de los procesos nucleares, esto se traduce en que, mediante ellas, es fácil predecir si un determinado nucleido puede o no experimentar un tipo concreto de desintegración, o si es posible que una determinada reacción nuclear pueda producirse, etc., todas ellas cuestiones, lógicamente, de enorme importancia.

Capítulo 3

Radiactividad y reacciones nucleares 3.1.

Estabilidad nuclear y desintegración radiactiva

Los nucleidos que se encuentran en la naturaleza pueden ser estables e inestables. Los nucleidos inestables se caracterizan por experimentar el fenómeno de desintegración radiactiva o radiactividad : un nucleido se desintegra de manera espontánea, emitiendo radiación —partículas de distinto tipo o rayos γ— y se transforma en un nucleido diferente, que a su vez puede ser estable o inestable. Si el nucleido producido es inestable se repite el proceso hasta que al final, después de una cadena de procesos radiactivos, se obtiene un nucleido estable. A los nucleidos inestables también se les denomina nucleidos radiactivos, radionucleidos o, más impropiamente, radioisótopos —término ya prácticamente en desuso—. En este epígrafe, se abordará el problema de la estabilidad de forma semiempírica, tratando de ver si los núcleos estables presentan algún tipo de sistemática. Para ello, es útil dibujar el diagrama Z-N , también denominado tabla de nucleidos o carta de Segré. En estos diagramas, los isótopos estarán sobre rectas paralelas al eje de ordenadas; los nucleidos con igual número de neutrones —denominados isótonos— estarán sobre rectas paralelas al eje de abscisas y los nucleidos con igual número másico —denominados isóbaros— estarán sobre rectas perpendiculares a la recta N = Z. El análisis del gráfico permite extraer las siguientes conclusiones: – Los nucleidos estables están situados dentro de una franja relativamente estrecha, conocida como franja de estabilidad —, comprobándose cómo al crecer Z para que el átomo sea estable, debe crecer simultáneamente la relación N Z. – Para los nucleidos ligeros, A < 20, los nucleidos estables se agrupan en torno a la recta N = Z. Para valores mayores de A, los nucleidos esta-

3.1. Estabilidad nuclear y desintegración radiactiva

20

bles presentan un número de neutrones N superior al de protones Z. En este caso, la relación N Z es mayor que uno y para A > 50 tiende aproximadamente a 1,6. Estos neutrones extra necesarios para estabilizar a los nucleidos más pesados actúan como si fueran pegamento nuclear, que mantiene el núcleo cohesionado compensando las fuerzas eléctricas repulsivas entre los protones cargados positivamente. – Las configuraciones de nucleones pares son más estables. – Fijémonos en el número de isótopos que encontramos según sea el valor de Z y en el número de isótonos según sea el valor de N . El número de ellos varía significativamente al variar Z en el caso de los isótopos, y N en el de los isótonos. En particular, se observa que por lo general hay más isótopos si Z es igual a 8, 20, 28, 50, 82 o 126, y más isótonos si N tiene los mismos valores. Los nucleidos para los que N o Z tienen alguno de estos valores se llaman nucleidos mágicos y a los citados números, números mágicos. Algunos nucleidos tienen ambos números N y Z mágicos, y son por ende excepcionalmente estables. Las razones de la estabilidad e inestabilidad de los nucleidos se explican en base a la naturaleza y propiedades de las fuerzas nucleares. La conclusión más relevante es que solamente ciertas combinaciones de neutrones y protones dan lugar a núcleos estables. Éstos se encuentran dentro de la denominada franja de estabilidad, y los nucleidos situados por encima y por debajo de las curvas que delimitan dicha franja son radiactivos. Éstos, a su vez, se desintegran, de forma que —mediante un único proceso o mediante una cadena de ellos— se convierten finalmente en un nucleido estable situado, por tanto, dentro de la franja de estabilidad.

3.1.1.

Procesos de desintegración radiactiva

Desintegración β + Los nucleidos con defecto de neutrones experimentan la desintegración β + . Este proceso consiste en la emisión de un positrón (e+ ) y un A neutrino (ν) por el núcleo padre A Z X, que se transforma en un núcleo hijo Z−1 X. La ecuación del proceso es: A ZX

A −→ Z−1 X + e+ + ν.

Este proceso puede explicarse suponiendo que existe un mecanismo por el que uno de los protones en el núcleo se transforma en un neutrón, un positrón y un neutrino. La ecuación representativa, por tanto, puede escribirse de forma más condensada: p −→ n + e+ + ν. El protón libre es estable y la transformación anterior puede ocurrir en el interior de un núcleo atómico gracias a que un protón puede recibir de los restantes nucleones la energía necesaria para realizarla. El neutrino, por su parte, es una partícula con masa en reposo prácticamente nula, sin carga eléctrica y que apenas interacciona con la materia. En cuanto al nucleido producido en la desintegración β + , se observa que es un isóbaro del inicial. En el proceso hay un cambio en la identidad de uno de los nucleones, reduciéndose en uno el número de protones para que de esta forma el núcleo resultante sea más estable.

3. Radiactividad y reacciones nucleares

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Desintegración β − Los nucleidos con un exceso de neutrones experimentan el proceso de desintegración β − , emitiendo un electrón y un neutrino: A ZX

A −→ Z−1 X + e− + ν.

En esta transformación se transforma en un protón y el número atómico del producto resultante aumenta en una unidad. La ecuación del proceso puede expresarse como: p −→ n + e− + ν. El proceso que acontece en el núcleo del átomo de conversión de un neutrón en un protón, un electrón y un neutrino, también se realiza cuando se trata de un neutrón libre. Si bien los neutrones en el interior de un núcleo atómico estable son, a su vez, estables, no lo son en estado libre, y con un período de desintegración de unos catorce minutos experimentan la transformación mencionada. Características comunes a ambas desintegraciones β Un nucleido que experimente desintegración β da origen a electrones (o positrones) que se emiten con un espectro de energía continua, i.e., pueden tener cualquier energía comprendida entre 0 y una energía máxima Emáx . Las energías máximas de los espectros pueden variar entre, aproximadamente, 18 keV para el 3 H hasta 13 MeV para el 12 B, pero en general no suelen superar los 5 MeV. Frecuentemente, el núcleo hijo resultante de la desintegración β es también inestable y experimenta otra desintegración β. Esto conduce a una cadena de desintegración. Captura electrónica Un núcleo con defecto de neutrones puede también aumentar su número de neutrones por captura electrónica. En este proceso, el núcleo captura uno de los electrones atómicos —generalmente pertenecientes a las capas más internas y ligadas—, el cual se une a un protón, convirtiéndose en un neutrón y emitiendo un neutrino: A ZX

A X + ν. + e− −→ Z−1

El vacío producido en la nube electrónica es llenado posteriormente por otro electrón de un nivel energético superior, con la consiguiente emisión de radiación γ, característica del elemento hijo. Desintegración α Este proceso consiste en la emisión de una partícula α por A−4 el núcleo padre A Z X, que se transforma en un núcleo hijo Z−2 X. La partícula α es el núcleo del nucleido 42 He y tiene la propiedad de ser muy estable. El proceso se representa mediante la ecuación: A ZX

−→ A−4 Z−2 X + α.

La desintegración por emisión de partícula α es comparativamente muy infrecuente en nucleidos más ligeros que los del plomo, pero es común a los nucleidos más pesados. Las partículas α se emiten con un espectro de energías discreto, cualitativamente similar al espectro energético de los fotones emitido por los átomos excitados.

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Desintegración γ, conversión interna y transiciones isoméricas El núcleo formado como resultado de una desintegración β (β + o β − ), captura electrónica y desintegración α, queda habitualmente en un estado excitado. El núcleo hijo excitado normalmente se desexcita y desintegra muy rápidamente —en menos de un nanosegundo— mediante emisión de radiación γ y también mediante el denominado proceso de conversión interna. Un núcleo excitado por desintegración γ puede alcanzar directamente el estado fundamental mediante emisión de un fotón γ, o bien lo puede hacer pasando sucesivamente por diferentes estados excitados de decreciente energía, con la correspondiente emisión sucesiva de fotones γ. El proceso se puede representar como: A ∗ A Z X −→ Z X + γ. Un núcleo en estado excitado puede también perder su energía de excitación por conversión interna. En este proceso, la energía de excitación del núcleo se transmite directamente a un electrón orbital del átomo, el cual es emitido con una energía cinética Ee igual a la diferencia entre la energía de excitación y la energía de enlace del electrón emitido. El proceso puede representarse así: Ee = Ei − Ef − EL,e , siendo Ei y Ef las energías de los estados inicial y final del núcleo y ELe la energía de enlace del electrón emitido. En general, la mayoría de los núcleos en estados excitados permanecen en dicho estado —desde el instante en que se forman hasta que se desintegran por emisión de rayos γ o por conversión interna— un espacio de tiempo muy pequeño, comprendido entre 10−14 y 10−11 segundos. Sin embargo, debido a las peculiaridades de su estructura interna, ciertos estados excitados pueden sobrevivir durante un largo tiempo. Estos estados de vida larga se denominan estados isoméricos o metaestables. Un núcleo en estado isomérico se desintegra normalmente al estado fundamental siguiendo un proceso denominado transición interna o isomérica —emisión de rayos γ o conversión interna—, aunque también puede experimentar la desintegración α o β. Como conclusión general de lo expuesto, se puede decir que un núcleo sin el número necesario de protones y neutrones para ser estable se desintegra por emisión de rayos α o rayos β o por captura electrónica, procesos que suelen ir acompañados de la subsiguiente emisión de rayos γ. Finalmente, es necesario hacer hincapié en que las transiciones radiactivas que puede experimentar un núcleo atómico no son arbitrarias, sino que están sujetas a una serie de leyes de conservación que, obviamente, también rigen para las reacciones nucleares.

3.1.2.

Ley fundamental de la desintegración radiactiva: cálculos de radiactividad

Hay una sola ley que gobierna todos los procesos de desintegración, sean del tipo que sean. Esta ley establece que la probabilidad de que un núcleo dado se desintegre en la unidad de tiempo es una constante independiente del instante


23

de vida considerado, i.e., independiente de la edad del núcleo. Esta constante se denomina constante de desintegración y se representa por λ. Así, se cumple: −

dN = λN (t), dt

y por tanto

N(t) = N0 e−λt .

(3.1)

Otra magnitud muy útil para caracterizar la velocidad de desintegración es el llamado período de semidesintegración o simplemente período (half-life), que se define como el tiempo que ha de transcurrir para que el número de átomos radiactivos se reduzca a la mitad y se suele simbolizar por T o T1/2 . Se tiene que T = lnλ2 . Cuanto mayor sea la constante de semidesintegración de un radionucleido, más rápidamente se desintegrará y menor será su período. De esta definición, se tiene que la ecuación (3.1) puede expresarse como: N (t) = N0 e−0,693tT .

(3.2)

En general, esta ecuación resulta más atinada que la (3.1), dado que las tablas de datos nucleares recogen usualmente la información relativa a los períodos de los radionucleidos, y no de las constantes de semidesintegración. Otro parámetro de cierto interés que también se utiliza para caracterizar la evolución temporal de una sustancia radiactiva es la vida media (mean life), τ , que se define como el valor medio de la vida de un átomo radiactivo. Se demuestra que τ y λ son magnitudes inversamente proporcionales, y por tanto que T = 0, 693τ . Se define la actividad de una muestra o sustancia radiactiva como el número de átomos que se desintegran en la unidad de tiempo. Sea una muestra radiactiva con N (t) núcleos en el instante t, cada uno de ellos con la misma constante de desintegración, λ; la actividad de la muestra en el instante t vendrá dada por: A(t) = λN (t). La unidad de actividad en el Sistema Internacional es el becquerel (Bq), siendo 1 Bq = 1 desintegración por segundo; sin embargo, la unidad de actividad que más se usa en la práctica es el curie (Ci), siendo 1 Ci = 3,7 · 1010 Bq. Se utilizan varios múltiplos y submúltiplos: kilocurie, milicurie y microcurie. El concepto actividad específica (Aesp ) se introduce para dar cuenta de la masa o del volumen del material radiactivo en el que se producen las transformaciones radiactivas. Se mide en becquerel por kilogramo o por metro cúbico, bien en curie por gramo o por centímetro cúbico. Muchos radionucleidos se desintegran siguiendo un único proceso, pero también hay un número importante de ellos que pueden desintegrarse por dos o incluso por tres modos diferentes. A este proceso se le denomina ramificación. Para los casos en los que un radionucleido se desintegre por vía múltiple, podemos definir la constante de desintegración total como la suma de las constantes P de desintegración parciales: λ = λi .

La probabilidad de que la desintegración del nucleido acontezca mediante un modo determinado se denomina fracción de ramificación para el proceso particular Ri , y se define como el cociente entre la constante de desintegración

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i . En las del proceso particular y la constante de desintegración total: Ri = λλtot tablas de datos nucleares la información que suele aparecer para cada radionucleido es su período y las fracciones de ramificación correspondientes a cada uno de los procesos de desintegración que el nucleido puede experimentar. En el caso de que alguno de los nucleidos experimente una cadena de desintegración radiactiva del tipo:

λ

λ

λ

A B C A −−→ B −−→ C −−→ ···

El sistema de ecuaciones diferenciales que rige la evolución temporal del número de átomos de los distintos nucleidos A, B, C, etc., se puede obtener fácilmente mediante simples ecuaciones de balance, del tipo: dNi = Fuentes − Sumideros. dt La ecuación general que da el número de isótopos del nucleido i en el instante t en función de las constantes de desintegración de todos los otros nucleidos de la serie fue obtenida por Bateman en 1910. Si N1 (0) es el número de átomos del primer nucleido de la serie en el instante t = 0 y Ni (0) = 0 para i > 1, la ecuación de Bateman adopta la forma: Ni (t) = λ1 λ2 · · · λi−1

i X j=1

e−λj t i Q

k=1 k6=j

3.1.3.

(3.3)

(λk − λj )

Radiactividad natural y artificial

Se conocen con el nombre de nucleidos radiactivos naturales o fuentes naturales de radiación aquellos nucleidos emisores de radiación presentes en la Tierra que no han sido originados a causa de la actividad humana. La radiactividad natural proviene bien de los radionucleidos presentes en la corteza terrestre (nucleidos primigenios) o bien de los nucleidos producidos por la interacción de los rayos cósmicos con la atmósfera (nucleidos cosmogénicos). Los nucleidos radiactivos artificiales (nucleidos antropogénicos) o fuentes artificiales de radiación son aquellos que han sido producidos como resultado de alguna actividad humana. La división entre ambas clases de radiactividad, aunque carece de sentido físico —las leyes que gobiernan ambas son, obviamente, las mismas— posee un valor histórico, puesto que la radiactividad fue descubierta por Becquerel en 1895, merced a la existencia en la naturaleza de nucleidos radiactivos, concretamente el uranio (que veló las célebres placas fotográficas de Becquerel). En cambio, la radiactividad artificial fue descubierta mucho después, en 1934, cuando Curie y Joliot comprobaron que podían fabricarse artificialmente átomos radiactivos por medio de reacciones nucleares.


3.2.

25

Reacciones nucleares: introducción

Una reacción nuclear es un proceso de interacción entre dos partículas, en el que la fuerza operativa es la fuerza nuclear fuerte. Normalmente, una de las partículas posee mucha mayor velocidad que la otra. A la partícula rápida se la denomina proyectil, mientras que a la más lenta se la llama blanco. Para las energías de las partículas proyectil presentes en las instalaciones nucleares de interés (E < 20 MeV), las reacciones nucleares producen habitualmente dos productos finales. La reacción nuclear es un caso particular de lo que en física se denomina colisión; a este respecto, su tratamiento es idéntico al de cualquier otro tipo de colisión. En general, uno de los productos de la reacción es ligero y el otro pesado. No obstante, en algunos casos ambos productos tienen masas comparables, e incluso idénticas.

3.2.1.

Cinemática de una reacción nuclear

Por cinemática de una colisión se entiende el análisis de la interacción basado solamente en las leyes generales de conservación, que son independientes del tipo de fuerzas entre las partículas. Para el propósito de este texto, es suficiente considerar cuatro de las leyes fundamentales que gobiernan todos los procesos nucleares, ya sean reacciones o desintegraciones: la conservación de los nucleones, la conservación de la carga, la conservación de la energía y la conservación de la cantidad de movimiento. El principio de conservación de la energía, entre otras aplicaciones, se puede usar para predecir si cierta reacción es energéticamente posible. Si se trata de una reacción del tipo a + b −→ c + d, el principio de conservación de la energía permite formular la siguiente ecuación: Ec + Ed − Ea + Eb = [(Ma + Mb ) − (Mc + Md )] c2 , | {z } | {z } | {z } EC f

EC i

(3.4)

Q

donde ECi y ECf son las energías cinéticas inicial y final del sistema y Q representa la energía correspondiente a la diferencia entre las masas en reposo de las partículas iniciales y finales. En todos los cálculos y tabulaciones, Q se expresa siempre en MeV. Si Q > 0, la reacción es exoenergética. En estas reacciones hay una cierta ganancia de energía cinética, que se traduce en una pérdida en la masa nuclear de las partículas. Obviamente, que el proceso sea exoenergético significa que las reacciones pueden ocurrir sin aportación de energía externa, no que realmente ocurran de manera espontánea. Pueden existir barreras de potencial que impidan la ocurrencia espontánea del proceso, el cual sólo se producirá si se comunica al sistema inicial una cierta cantidad de energía que sirva para activar el proceso, que una vez iniciado se desarrollará liberando una cantidad neta positiva de energía. Si Q < 0, hay una disminución en la energía cinética de las partículas, y por tanto un aumento de la masa en reposo. A este tipo de reacciones se las

3.2. Reacciones nucleares: introducción

26

denomina endoenergéticas. Una propiedad importante de estas reacciones es la denominada energía umbral de la reacción. Si el proyectil es una partícula con masa, la energía umbral se define como la mínima energía cinética que ha de poseer para que la reacción se pueda producir. Si el proyectil es un rayo γ, se define de forma análoga, como la mínima energía que el rayo ha de poseer para que se pueda producir. Las reacciones exoenergéticas no presentan umbral real, aunque sí pueden presentar un umbral práctico o aparente ligado a la existencia de barreras de potencial. En el caso de reacciones del tipo a+b −→ c+d, suponiendo que la partícula b está en reposo y la a es el proyectil, se puede demostrar que la expresión para la energía umbral, Eau , es la siguiente: Eau = −Q

Ma + M b . Mb

Es interesante obtener la expresión el valor de Q en términos de las masas de los átomos neutros que contienen a esos núcleos y así poder hacer uso de las tablas de masas atómicas para evaluar dicha expresión. Partiendo de la definición de Q anteriormente mencionada, se llega a: Q = [((Ma + Za me ) + (Mb + Zb me )) − ((Mc + Zc me )

+(Md + Zd me ))] · 931 MeV,

(3.5)

donde me es la masa del electrón y Zi , con i = a, . . . , d, son los números atómicos de los elementos relacionados por la reacción nuclear. Dado que la diferencia entre las energías de enlace de los electrones del primer y segundo término de la igualdad es despreciable y que las masas de los electrones en el primer y segundo término de la igualdad (3.5) se compensan completamente, la conclusión que se obtiene es que la definición de Q de la ecuación (3.4) es una fórmula suficientemente válida, en la que las Mi pueden interpretarse como las masas de los átomos neutros en cuestión, aunque en la reacción nuclear los verdaderos sujetos sean los núcleos atómicos.1

3.2.2.

Sección eficaz microscópica. Tasas de reacción

Sea una sustancia sometida al bombardeo de determinadas partículas; como consecuencia de dicho bombardeo, ocurrirán diversas reacciones nucleares distintas. Interesa saber, para cada tipo de reacción, el ritmo o la tasa de reacciones nucleares, i.e., el número de reacciones nucleares de un determinado tipo que tienen lugar por unidad de volumen y de tiempo en cada punto del reactor. Para muchos tipos de interacciones, la tasa de reacciones de un determinado tipo se puede describir en términos de una magnitud conocida como sección eficaz microscópica. Ésta es una magnitud escalar directamente proporcional a la tasa de producción de ese tipo de reacción. 1 El que Q se pueda evaluar a partir solamente de las masas atómicas es de gran utilidad, puesto que para las masas de la mayoría de los núcleos desnudos no se dispone de una información lo suficientemente exacta.


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Es razonable suponer, tal como la realidad confirma, que el número de interacciones de un determinado tipo por unidad de volumen y tiempo (Rj ) es directamente proporcional a la concentración de las partículas B del material blanco, R ∝ [B] y directamente proporcional a la concentración de las partículas proyectil A, Rj ∝ [A]. El número de interacciones que ocurren en un determinado intervalo de tiempo es proporcional al número de partículas A que atraviesan la región considerada en ese intervalo temporal; por tanto la tasa de interacciones es también directamente proporcional a la velocidad de las partículas A, Rj ∝ va . Puesto que éstas son las únicas variables implicadas, se puede escribir: Rj ∝ va [A][B]. Falta, por tanto, encontrar la constante de proporcionalidad de esta ecuación. Históricamente, se ha empleado σ para denotarla; σ no es una constante universal, sino una función —de estructura extraordinariamente compleja en algunos casos— que depende de las partículas A y B que sufren la reacción, del tipo de reacción y de la energía o velocidad de la partícula proyectil A. Así, puede escribirse: Rj = σabj (Ea )va [A][B]. (3.6) Debido a que las dimensiones de la constante de proporcionalidad σ son las de un área, se la denomina sección eficaz. En concreto, σabj (Ea ) es la sección eficaz microscópica de un blanco constituido por partículas B para la reacción tipo j y partículas incidentes A de energía cinética Ea . Las secciones eficaces microscópicas para interacción entre neutrones y núcleos, así como para interacción de rayos γ y átomos son, por lo general, del orden de 10−24 cm2 . Por ello, la unidad de sección eficaz que se utiliza habitualmente es el barnio o barn, siendo 1 b = 10−24 cm2 . Teniendo en cuenta que el producto va [A] = Φa , siendo Φa el flujo escalar o flujo de partículas tipo A, la ecuación (3.6) queda en la forma: Rj = σabj (Ea )Φa [B]. Si se conoce la densidad de las partículas de la especie blanco y el flujo, y medimos la tasa de un determinado tipo de reacciones, se puede determinar la R sección eficaz microscópica como σabj = [B]Φj a . Normalmente, las partículas B son núcleos o átomos que, a efectos prácticos, se pueden considerar en reposo en el laboratorio y, por lo general, las partículas A en movimiento rápido (los proyectiles) son neutrones o rayos γ. Sin embargo, se ha de considerar que hay interacciones en las que ambas especies de partículas están en movimiento. En este caso, la distinción entre partículas blanco y proyectil no tiene significado, y la ecuación generalizada para la tasa de reacciones se puede escribir como: Rj = σabj (Eab )vab [A][B], donde vab es la velocidad relativa entre las partículas A y B. La sección eficaz para las distintas reacciones es función de esa velocidad relativa o, equivalentemente, de la energía cinética relativa.

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Las reacciones sufridas por las partículas blanco B pueden ser de distinto tipo (j, k, l, . . . ). La tasa total de reacciones que sufren las partículas B constituyentes de la sustancia blanco se puede expresar como: Rtot = σabj + σabk + σabl + · · · Φa [B].

Denominamos sección eficaz microscópica total, σtot , a la suma de secciones eficaces de cada uno de los procesos que puede experimentar P una partícula B con proyectiles A de una determinada velocidad, σtot = i σabi (Ea ). De este modo, naturalmente, Rtot = σtot (Ea )Φa [B].

3.2.3.

Sección eficaz macroscópica y recorrido libre medio

Se denomina sección eficaz macroscópica de una reacción al producto de la sección eficaz microscópica de dicha reacción y la densidad de las partícula del blanco. Del mismo modo, se puede definir la sección macroscópica total como el producto de la sección eficaz microscópica total y la densidad de las partículas del blanco. Históricamente se ha empleado Σ para representar la sección eficaz macroscópica cuando las partículas proyectil son neutrones; cuando son fotones, se ha empleado µ. Así: Σabj Φa para neutrones, Rj = (3.7) µabj Φa para fotones, siendo Σabj = σabj [B] o µabj = σabj [B] según se trate de neutrones o fotones. En la ecuación (3.7) de tasa de reacciones aparecen ahora sólo dos parámetros: la sección eficaz macroscópica y el flujo. La primera totaliza la información necesaria sobre la especie que constituye el blanco, englobándose en dicho parámetro las características nucleares del nucleido y su densidad. El flujo, a su vez, totaliza la información sobre las partículas proyectil. Las dimensiones de la sección eficaz macroscópica son la inversa de la longitud, y se utiliza como unidad convencional el cm−1 . En el caso común de tener un material compuesto por distintos nucleidos, la sección eficaz total del compuesto es la suma de las secciones eficacesP macroscópicas correspondientes a los diversos nucleidos que lo integran: Σj = i σji [Bi ].

La capacidad de un medio para reaccionar con los neutrones que inciden sobre él —o, lo que es equivalente, para atenuar su flujo— es función de Σ. Supongamos un cierto flujo de neutrones colimados y monoenergéticos. Este haz tiene una intensidad de I0 n/cm2 s e incide perpendicularmente sobre la superficie externa de un cierto material, compuesto por dos partículas B de un solo nucleido. Consideremos en el interior del mismo dos planos infinitamente próximos y paralelos a la superficie externa, situados a distancias x y x + dx respectivamente. Nos interesa conocer la intensidad I(x) de los neutrones que penetran en el material a una distancia x sin haber experimentado ninguna interacción o colisión. A esta intensidad I(x) se la denomina intensidad residual del haz tras haber atravesado un espesor x de material. Se demuestra que: I(x) = I0 e−Σt x .


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Otra cuestión importante es hallar la longitud que, como promedio, penetrará en el material un neutrón del haz sin haber participado hasta entonces en ninguna reacción nuclear. A este valor se le denomina recorrido libre medio. Para su cálculo hay que definir una probabilidad compuesta que evalúe la probabilidad de que los neutrones atraviesen el medio sin colisionar hasta una distancia x y además sufran una colisión en el intervalo entre x y x + dx. Ello nos dará una función de densidad con la que se podrá evaluar el recorrido libre medio como la esperanza matemática de dicha distribución estadística. La probabilidad compuesta se podría escribir como p(x)dx = p1 (x)p2 (x)dx, donde: p1 (x) =

I(x) = e−Σt x I0

y

p2 (x)dx =

Σt I(x)dx = Σt dx, I(x)

de modo que la función de probabilidad compuesta es: p(x)dx = Σt e−Σt x dx

(3.8)

y la esperanza matemática de la función de probabilidad de la ecuación (3.8) es 1 Σt . Así se concluye que el recorrido libre medio es precisamente el inverso de la sección eficaz macroscópica total del material en cuestión. En la bibliografía se suele denotar como λt . Un determinado material con unas dimensiones dadas puede ser «efectivamente delgado» para unos neutrones porque el recorrido libre medio de éstos sea muy largo para la velocidad que tiene; y, sin embargo, puede ser muy ancho para otros neutrones porque el recorrido libre medio de estos neutrones, con diferente velocidad, sea muy pequeño respecto de sus dimensiones físicas. En relación con estas circunstancias, se ha introducido el concepto de espesor óptico, que se define como el cociente entre el espesor geométrico y el recorrido libre medio. Por último, es preciso indicar que el recorrido libre medio de una reacción particular j es λj = Σ1j . Se cumple además que la suma de los inversos de los recorridos libres medios de las distintas reacciones es igual al inverso del recorrido libre medio total: λ1t = λ1j + λ1k + λ1l + · · ·

3.2.4.

Variación de la sección eficaz con la energía. Modelo del núcleo compuesto

Para referirse a la función σabj (Ea ) representativa de la sección eficaz de una reacción con la energía del proyectil se utiliza el término de función de excitación de una reacción. El hecho más llamativo que presentan estas funciones es la presencia de resonancias. Se dice que aparece una resonancia cuando hay una variación muy fuerte de la sección eficaz en un intervalo muy estrecho de la energía cinética relativa proyectil-blanco; en otras palabras, cuando se produce una variación súbita del valor de la sección eficaz ante pequeñas variaciones de la velocidad relativa proyectil-blanco. Los máximos o picos de las distintas resonancias se alcanzan para valores determinados de la energía cinética del proyectil. En cada una de ellas, el valor de la sección eficaz experimenta una variación súbita, alcanzándose un máximo —situado en el centro del intervalo

30


energético de resonancia— en la energía resonante, y disminuyendo muy rápidamente por las alas de la resonancia a medida que la energía cinética del proyectil se aleja de la energía resonante. La Física Nuclear ha desarrollado una serie de modelos nucleares de reacción para intentar dar cuenta de todos estos fenómenos. La utilidad de estos modelos radica en que la observación experimental de las secciones eficaces —particularmente en el caso en que se dan abundantes resonancias— es una tarea compleja que a menudo se ha de guiar a través de cálculos teóricos previos, desarrollados precisamente sobre la base de dichos modelos. Uno de los modelos más sencillos, pero que a su vez ha permitido explicar las características de muchas reacciones —incluida la aparición de resonancias— es el modelo de reacción a través de núcleo compuesto. Para el caso de neutrones en el rango energético de interés en la tecnología de fisión y fusión, prácticamente todas las reacciones se pueden explicar mediante este modelo, propuesto por Bohr en 1936. Se supone que el proceso de una reacción se desarrolla en dos etapas. En la primera, el proyectil es absorbido por el núcleo blanco, dando lugar a la formación del denominado núcleo compuesto; en el caso, por ejemplo, A+1 de que la partícula proyectil fuera un neutrón, se tendría A Z X + n −→ Z X. En la segunda etapa, se produce la desintegración del núcleo compuesto, que puede tener lugar en distintas formas, cada una de ellas con distinta probabilidad.2 En el caso general, según este modelo, una partícula incidente a es capturada por el blanco X para formar un sistema compuesto, el núcleo compuesto C. La energía de la partícula a se reparte de manera casi inmediata entre todos los nucleones y C se forma en un estado excitado C∗ . Después de un tiempo del orden de 10−14 a 10−12 segundos, se desintegra emitiendo una partícula. Durante el tiempo de vida del núcleo compuesto C∗ , hay un intercambio continuo de energía entre todos los nucleones, hasta que uno de ellos (o una agrupación de ellos) obtiene una energía superior a su energía de separación y es capaz de abandonar el núcleo, convirtiéndose en una partícula libre. De esta forma, la desintegración del núcleo compuesto da lugar a los productos finales de la reacción: a + X −→ C∗ −→ b + Y . La aparición de máximos o resonancias en los valores de la sección eficaz se explican fácilmente admitiendo que la reacción transcurre vía formación del núcleo compuesto. Sabemos que los núcleos tienen varios estados excitados que corresponden a diferentes configuraciones de nucleones en el núcleo. Resulta que el proyectil incidente y el núcleo blanco tienen mucha mayor probabilidad de combinarse y formar un núcleo compuesto si la energía del proyectil es tal que el núcleo compuesto se produce en uno de sus estados excitados. Se puede demostrar que, independientemente de cómo se forme el núcleo compuesto, éste tendrá una energía de excitación igual a la energía de separación, Sp , de la partícula proyectil del núcleo C, más una fracción de la energía cinética x , donde Ea es la energía cinética del de las partículas iniciales, Ec = Ea MaM+M x proyectil en el sistema del laboratorio y M denota las masas de las partículas 2 Nótese

la analogía de esta teoría con la del complejo activado para las reacciones químicas.


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que intervienen en la reacción. Sólo cuando la energía cinética Ea del proyectil conduzca a un valor de ES + Ec igual a una de las energías de los estados excitados de C, se tendrá una resonancia en la sección eficaz. Se observa que en el caso de que la partícula proyectil sea un neutrón y el blanco sea un núcleo pesado en reposo, Ec es prácticamente coincidente con la energía cinética del neutrón incidente.

Capítulo 4

Interacción de la radiación con la materia Una de las diferentes formas en que los distintos tipos de radiación se pueden agrupar es en función de su poder de ionización; así, hablaremos de radiación ionizante y no ionizante. El tipo de radiación no ionizante es la radiación electromagnética con longitudes de onda λ de aproximadamente 1,0 nanómetros o mayores. A esta parte del espectro electromagnético corresponden las ondas de radio, microondas, luz visible (λ = 770–390 nm) y luz ultravioleta (λ = 1–390 nm). La radiación ionizante incluye el resto del espectro electromagnético (rayos X, λ ≈ 1,0–0,005 nm) y rayos γ, que son aquellos con longitudes de onda menores que las de los rayos X. También incluye todas las partículas atómicas y subatómicas, tates como electrones, positrones, protones, alfas, neutrones, iones pesados y mesones. Una partícula cargada, al moverse a través de la materia, interacciona — mediante fuerzas de Coulomb— con los electrones (negativos) y el núcleo (positivo) que constituye los átomos del material. Como resultado de estas interacciones, la partícula cargada pierde su energía de forma continua y, finalmente, se detiene tras viajar una distancia finita denominada alcance. El alcance depende del tipo y energía de la partícula y del material en el que se mueve. La probabilidad de que una partícula cargada pueda atravesar una lámina de material sin interacciones es prácticamente cero. Los neutrones y los gammas no tienen carga. Estos tipos de radiación interactúan con la materia en diferentes formas, pero hay una probabilidad finita distinta de cero de que un neutrón o un rayo γ pueda atravesar cualquier espesor de material sin experimentar ninguna interacción. Como resultado, no se puede definir un alcance finito para neutrones y gammas. Para describir la interacción y deposición de energía de estos dos tipos de radiación de la materia, el concepto más adecuado es el de sección eficaz de colisión.

4.1. Partículas cargadas

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4.1.

Partículas cargadas

4.1.1.

Mecanismo de integración: magnitudes caracterizadoras de la pérdida de energía y la penetración de la materia

A medida que una partícula se acerca a un átomo localizado en un punto cualquiera de nuestro sistema material, pueden ocurrir diferentes sucesos en competencia. La mayoría de los mismos son consecuencia de la interacción electromagnética entre la partícula cargada y los electrones atómicos. Estas interacciones se pueden interpretar como colisiones de la partícula incidente con los electrones atómicos, y pueden ser de tipo elástico o inelástico. En el primer caso, la energía cinética total se conserva y una parte de la energía cinética de la partícula incidente se transfiere como energía cinética al átomo. En el segundo caso, parte de la energía que pasa de la partícula cargada transferida al átomo queda en forma de energía interna del mismo, que pasa a un estado excitado — uno o más de sus electrones se sitúan en estados excitados— o bien es ionizado —arrancándose uno o más electrones del átomo—. En el caso de la ionización, la energía que la partícula cargada transfiere al electrón es superior a su energía de enlace en el átomo, por lo que escapa y se convierte en una partícula libre. El resultado es que se crea un par iónico: un ion negativo constituido por el electrón expulsado y un ion positivo formado por el átomo al que le falta un electrón. El fenómeno de ionización originado por la transferencia directa de la energía de la partícula cargada incidente a los electrones atómicos recibe el nombre de ionización primaria. Cuando el valor de la energía transferida de la partícula cargada al electrón es menor que la energía de enlace, éste no puede abandonar el átomo, pero la energía puede ser suficiente para que el electrón pase a ocupar un nivel de energía superior. Si sucede esto, el átomo queda excitado, y el proceso recibe el nombre de excitación. El átomo excitado volverá en general a su estado fundamental mediante la emisión de radiación electromagnética, dando lugar, en muchos casos, a nuevas ionizaciones. Este último tipo de ionización recibe el nombre de ionización secundaria. También es posible que la partícula cargada penetre en la nube de electrones e interactúe con el núcleo. Estas interacciones pueden ser de tipo coulombiano o de tipo nuclear. Las interacciones dominantes entre partículas cargadas y núcleo son las coulombianas, siendo las interacciones regidas por la fuerza nuclear muy infrecuentes. En la interacción de las partículas cargadas con el núcleo, se produce una dispersión elástica, en la que el núcleo sufre un mayor o menor impulso de retroceso, dependiendo de la energía y la masa de la partícula incidente. Si ésta es suficientemente masiva y energética, el núcleo de retroceso puede atravesar su propia nube electrónica y moverse en el medio como una partícula cargada. En la dispersión elástica con los núcleos atómicos se puede provocar un cambio brusco de la velocidad de la partícula incidente, lo que se traduce en una fuerte aceleración de la partícula, que origina —de acuerdo con las leyes de la electrodinámica clásica— la emisión de radiación electromagnética con la consiguiente pérdida de energía. Esta radiación emitida como consecuencia de poseer una partícula cargada aceleración recibe el nombre de radiación de frenado o Bremsstrahlung. La ionización total, Itot , producida por el paso de una partícula cargada a través de la materia, se define como el número total de iones

4. Interacción de la radiación con la materia

35

que se crean —tanto por ionización primaria como secundaria— a través de su recorrido. Consideremos una partícula cargada con una energía cinética E0 . Supongamos que pierda toda su energía en un material produciendo una ionización total Itot . Definimos la energía media para producir un par iónico o energía media de ionización de esa partícula en ese medio como el cociente: = IEtot0 . La ionización específica se define, por su parte, como el número de pares de iones, tanto primarios como secundarios, creados por la partícula incidente por unidad de recorrido de ésta en el material. Si dI es el número de pares de iones producidos entre los puntos x y x + dx del recorrido, la ionización específica en dI . el punto x será: Is = dx Las características de los procesos de interacción de las partículas cargadas con la materia hacen que la pérdida de energía de la partícula a lo largo del recorrido se produzca de forma prácticamente continua. Para describir de forma cuantitativa esta pérdida continua de la energía de la partícula incidente, se define el poder de frenado o pérdida lineal de energía como la energía perdida por la partícula en el material por unidad de longitud de su recorrido: T = − dE dx . Es conveniente hacer la distinción entre el poder de frenado debido a la ionización o excitación de los átomos del medio y el debido a la pérdida por radiación. La pérdida lineal de energía es la suma de ambas. Asimismo, es importante considerar el concepto de transferencia lineal de energía, que se define como la energía transferida por la partícula localmente al medio por unidad de longitud de su recorrido. Esta energía transferida localmente al medio será la que se pierde debido a los procesos de ionización y excitación. Así, L = − dE dx . Tanto el poder de frenado como la transferencia lineal de energía se expresan en unidades de energía por unidad de longitud: MeV/cm. El poder de frenado por ionización está ligado con la ionización específica producida por la partícula a través de la siguiente relación: − dE dx ion.+excit. = Is . Se define el alcance R de una partícula cargada que incide normalmente sobre una superficie de un medio material como la distancia máxima de penetración en dicho medio. El alcance, en otras palabras, es el espesor necesario del material considerado para absorber prácticamente toda la radiación de partículas cargadas. No hay que confundir el alcance con la longitud del camino recorrido por la partícula cargada hasta que se detiene y es neutralizada. En las denominadas partículas pesadas, las trayectorias pueden considerarse prácticamente rectilíneas y, por tanto, el alcance coincidirá aproximadamente con la longitud del camino recorrido. Por el contrario, los electrones y positrones sufren desviaciones notables al interactuar con los electrones y núcleos atómicos del medio, y su trayectoria es en zigzag. Por esta razón, la longitud del camino realmente recorrido por un electrón será muy superior a su alcance. El alcance es una cantidad promedio, dado que las partículas del mismo tipo con la misma energía cinética en el mismo medio no se detendrán después de haber atravesado el mismo espesor R. Los puntos de máxima penetración se distribuyen en torno a un valor medio que es tomado como valor del alcance.

36

4.1. Partículas cargadas

Se ha comprobado que, en muchas situaciones, las magnitudes que hemos introducido son directamente proporcionales a la densidad ρ del medio material a través del cual se mueve la partícula cargada. Para eliminar esta dependencia es conveniente medir los recorridos de las partículas y los espesores de los materiales absorbentes en unidades de masa por unidad de superficie. El espesor expresado en estas unidades recibe el nombre de espesor másico xm . Su relación con el espesor lineal viene dado por la densidad del medio: xm = ρx. El poder de frenado expresado en función del espesor másico se denomina poder de frenado másico y está relacionado con el poder de frenado lineal según −dE/dx la expresión siguiente − dE . Las unidades en las que se expresa dx m = ρ 2 son MeV·cm /g. Del mismo modo, el alcance lineal R se relaciona con el alcance másico Rm mediante la ecuación Rm = Rρ. El alcance másico es independiente del estado de la materia. Una partícula tendrá el mismo Rm tanto si se mueve en hielo, agua líquida o vapor.

4.1.2.

Interacción de las partículas alfa con la materia

La inmensa mayoría de las partículas α producidas por desintegración radiactiva poseen energías comprendidas entre 2 y 8 MeV. Los radioisótopos más frecuentes emiten con energía E < 6 MeV. Cuando en su movimiento la partícula haya consumido prácticamente toda su energía cinética, terminará su vida capturando primero un electrón y después otro, convirtiéndose así en un átomo normal de helio. Pero antes habrá generado un número muy considerable de iones. Por ejemplo, una partícula α de 5 MeV, al atravesar aire en condiciones normales, produce unos 144 mil pares de iones. La ionización específica para esta energía es de 2,9 · 104 pares/cm. El máximo corresponde a una energía de entre 0,8 y 1 MeV, siendo éste de 7,2·104 pares/cm. El poder de frenado de estas partículas es muy notable (la contribución del proceso de emisión de radiación de frenado es muy despreciable) y, consecuentemente, el alcance es muy corto. Puede observarse que para las energías más frecuentes (E < 6 MeV), éste no llega a 5 cm en el aire en condiciones normales, y ni a una décima de milímetro en el tejido animal. En aluminio, una partícula de 5 MeV tiene un recorrido de 0,022 mm. Así, el blindaje de las partículas α no presenta ningún problema, y su contribución a la irradiación externa de los organismos vivos es despreciable. No obstante, la presencia de radioisótopos emisores α no puede ignorarse en muchos problemas de ingeniería, dado que estos radionucleidos, si se ingieren o inhalan, pueden ser muy tóxicos para la salud, debido a la gran ionización específica que las α emitidas producen en los tejidos.

4.1.3.

Interacción de las partículas β con la materia

Las partículas β son partículas ligeras (electrones y positrones) cuyas energías se distribuyen según un espectro continuo del cual se conoce, en general, la


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energía máxima. Esta energía máxima del espectro beta, Emáx no suele sobrepasar, para la mayoría de los emisores β, los 5 MeV. Los electrones y positrones se comportan esencialmente igual en cuanto a los procesos de interacción y transferencia de energía a la materia: en ambos casos van perdiendo energía por ionización y excitación y también por radiación de frenado, siguiendo una trayectoria compuesta de segmentos en zigzag. Difieren en cómo terminan su vida. El positrón, una vez que ha perdido casi toda su energía cinética, interactúa con alguno de los muchos electrones del medio que atraviesa y se produce la aniquilación del par electrón-positrón en una cantidad equivalente de energía, que se manifiesta como dos fotones que se desplazan en sentidos opuestos. Cada uno de estos fotones posee una energía de 0,511 MeV, la energía equivalente a la masa en reposo del electrón. En cambio el electrón, al consumir toda su energía cinética, no se aniquila, sino que por lo general es captado por los átomos del material, convirtiéndose en uno de sus electrones orbitales. La ionización que producen las partículas β es mucho menor que la producida por las partículas pesadas tales como las partículas α. Así, para electrones de 1 MeV, se tiene una ionización específica en el aire del orden de 50 pares de iones/cm, mientras que para partículas α de la misma energía la ionización específica es de 72 000 pares de iones/cm. Las partículas β tienen una capacidad de penetración mucho mayor que la que ofrecen las partículas α de igual energía. Así, para radiación β con una Emáx = 3 MeV, se tiene un alcance en aire de 13 metros, mientras que el alcance de las partículas α de 3 MeV es de sólo 1,7 cm. Sin embargo, la radiación β no penetra tanto en medios no gaseosos, y por esta razón no resulta difícil de blindar. Se ha observado experimentalmente que, en una primera aproximación, el alcance másico es independiente del absorbente y sólo depende de la energía máxima del espectro beta. Una fórmula empírica que puede utilizarse es: 1,265−0,0954 ln Emáx 0,412 · Emáx si Emáx < 2,5 MeV. Rm = 0,530 · Emáx − 0,106 si Emáx > 2,5 MeV.

4.1.4.

Fragmentos de una reacción de fisión

La fisión de un nucleido produce, por regla general, fragmentos de masa diferente, siendo el más ligero el que presenta una mayor energía cinética. Los fragmentos de fisión, independientemente del grupo al que pertenezcan y dado su elevado valor de A, son desde el punto de vista físico partículas cargadas muy pesadas. Los productos de fisión aparecen como átomos altamente energéticos y altamente ionizados que perderán su energía al interactuar con el medio. La carga media de los productos de fisión es de aproximadamente +20e. Debido a su mucha carga, producen una ionización específica muy alta, y consecuentemente su alcance es muy pequeño. El alcance de los fragmentos de fisión es un factor importante en el diseño de las barras de combustible de los reactores de potencia. Una vaina de material de no más de 0,05 cm es una barrera que asegura

4.2. Interacción de los rayos X y γ con la materia

38

que no escapen al refrigerante.

4.2.

Interacción de los rayos X y γ con la materia

El término radiación gamma se reserva normalmente a la radiación electromagnética emitida como resultado de la transición entre los estados energéticos del núcleo (del orden de los MeV), mientras que el término de rayos X se refiere a la radiación emitida como consecuencia de la transición entre los estados energéticos de los electrones atómicos (del orden de los keV). Los fotones, en el rango de energías mencionado, pueden interactuar con la materia de diversas formas. Sin embargo, basta tener en cuenta sólo tres de estos procesos para abordar la gran mayoría de los problemas de ingeniería nuclear. Éstos son el efecto fotoeléctrico, el efecto Crompton y la producción de pares. Efecto fotoeléctrico En el proceso denominado efecto fotoeléctrico, el fotón es totalmente absorbido por el átomo con el que interactúa y su energía se transfiere íntegramente a un electrón atómico que, como consecuencia de ello, abandona el átomo. Este electrón que escapa al átomo se denomina fotoelectrón, y la energía cinética con la que escapa es igual a la diferencia entre la energía del fotón incidente y su energía de enlace en el átomo. El fotoelectrón puede proceder de capas atómicas de mayor o menor energía; los procesos más probables son los que dan lugar a fotoelectrones procedentes de las capas más internas de los átomos. El átomo residual será, por tanto, un ion positivo con una vacante electrónica, generalmente en una de las capas más internas. Esto provoca una reordenación de los electrones y, por tanto, una emisión secundaria en forma de rayos X (rayos X característicos del átomo en cuestión) que, a su vez, puede provocar nuevos efectos fotoeléctricos. El efecto fotoeléctrico es el proceso dominante para fotones de baja energía, siendo especialmente importante cuando la interacción tiene lugar con elementos pesados. Efecto Crompton El efecto Crompton puede interpretarse como una colisión entre el fotón incidente y un electrón del átomo. En este proceso el fotón incidente pierde una parte más o menos grande de su energía en función del ángulo con que emerge el fotón resultante de la dispersión, el cual, por lo tanto, queda con una frecuencia asociada más pequeña que la inicial. La energía que pierde el fotón pasa al electrón en forma de energía cinética. Como resultado del efecto Crompton queda un átomo residual ionizado que, a diferencia de lo que ocurre en el caso del efecto fotoeléctrico, presenta una vacante electrónica en una de las capas externas (electrones con energías de enlace bajas) y, por lo tanto, la emisión de radiación electromagnética provocada por la reordenación de los electrones será de menor intensidad y de energía más baja que la correspondiente al efecto fotoeléctrico. La probabilidad de que ocurra una interacción por efecto Crompton au-


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menta con el número atómico del elemento con el que interactúan los fotones, y disminuye al crecer la energía de los mismos. Es el proceso predominante para los valores intermedios de la energía de los fotones, entre 0,5–10 MeV aproximadamente.

Producción de pares electrón-positrón Este proceso se caracteriza porque el fotón, en su interacción con el núcleo, desaparece, creándose a su vez un par electrón-positrón. Esta transformación de la energía fotónica en la creación de partículas materiales —i.e., con masa en reposo— recibe el nombre de materialización. La energía cinética del par electrón-positrón se disipa mediante los mecanismos usuales de pérdida de energía de las partículas cargadas. Finalmente, el positrón, cuando prácticamente haya entregado al medio toda su energía cinética, interaccionará con un electrón y se producirá su aniquilación, que es el proceso inverso a la materialización. La probabilidad de ocurrencia del proceso de producción de pares aumenta con el número atómico y con la energía, siendo el efecto preponderante para energías del orden de 10 MeV y superiores.

4.2.1.

Algunas implicaciones prácticas asociadas a la fenomenología de los procesos

Desde un punto de vista práctico, el efecto Crompton es la causa de muchos problemas encontrados en el blindaje de rayos gamma. Es el único de los tres procesos mencionados en el que el fotón no desaparece. El fotón dispersado, que por término medio tendrá una energía del mismo orden que la energía del fotón incidente, puede interactuar de nuevo en otra parte del sistema. Por otra parte, el tratamiento de la dispersión múltiple de los rayos X es un tema clave en el diseño de blindajes y, en general, en cualquier problema de transporte de radiación, siendo uno de los problemas que requiere mayor esfuerzo. En el campo de los efectos biológicos de la radiación electromagnética, una de las cuestiones importantes es entender el origen de su poder ionizante. Al estudiar los principales procesos de interacción de los fotones con la materia, se ha visto que en cada uno de ellos únicamente se produce un par de iones. No se puede hablar, por tanto, de una ionización primaria o directa, pues en la práctica ésta es inexistente a escala macroscópica. Sin embargo, los fotoelectrones, los electrones Crompton y los pares electrón-positrón, al ser partículas cargadas, provocan ionizaciones secundarias. Esta es la razón de que se considere a la radiación electromagnética suficientemente energética como radiación indirectamente ionizante. En general, llamamos radiación indirectamente ionizante (correspondiente a partículas no cargadas, tales como rayos γ y los neutrones) a la que produce la excitación y ionización del medio, mayoritariamente por efecto de interacción de la radiación con la materia y no en el proceso mismo de interacción. En la interacción de rayos γ o neutrones se produce ionización, pero esta ionización resultante del proceso primero o directo de interacción es completamente

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4.2. Interacción de los rayos X y γ con la materia

insignificante comparada con la causada subsiguientemente por interacción de las partículas cargadas formadas. Por el contrario, se dice que las partículas cargadas son radiación directamente ionizante porque directamente generan un número muy significativo de iones cuando interactúan con la materia.

4.2.2.

Atenuación y absorción de la radiación electromagnética

Se puede definir la sección eficaz por átomo para la interacción de fotones como la suma de las secciones eficaces correspondientes a cada uno de los procesos de interacción fotónicos: fotoeléctrico, Crompton y producción de pares. También es útil definir la sección eficaz macroscópica como la obtenida de multiplicar la sección eficaz microscópica por la densidad atómica. Por tradición, a las secciones eficaces microscópicas para fotones se las denomina coeficientes de atenuación (µ). El coeficiente de atenuación total es la suma de los coeficientes de atenuación correspondientes a cada uno de los tres procesos de interacción. Las unidades de µ son cm−1 y éste recibe el nombre de coeficiente de atenuación lineal. El significado µ se pone de manifiesto al analizar la ley de actuación de un haz colimado y monoenergético de radiación fotónica: I(x) = I0 e−µx .

(4.1)

La ley expresada en esta ecuación se puede deducir fácilmente asignando a µ el significado físico de la probabilidad de interacción por unidad de área. Es preferible escribir la ecuación (4.1) de este modo: µ

I(x) = I0 e− ρ ρx = I0 e−µm xm , donde ρ es la densidad del material absorbente. El coeficiente µm = µρ recibe el nombre de coeficiente másico de atenuación. Se expresa habitualmente en cm2 /g. Al producto xm = xρ se le denomina espesor másico o densidad superficial y suele expresarse en g/cm2 . El coeficiente de atenuación lineal depende de la energía del fotón incidente y del número atómico Z del material con el que interactúan los fotones, así como de la densidad del material. Los coeficientes másicos de atenuación son independientes de la densidad del medio y, por tanto, también de su estado físico. A efectos prácticos, el coeficiente de atenuación másico total para un compuesto o mezcla µc se calcula mediante la suma de los coeficientes de atenuación másica total de cada elemento µi ponderada con la fracción en peso de cada elemento en el compuesto, wi . En el caso de radiación electromagnética, no tiene mucho significado hablar de alcance, dado que la atenuación sigue una ley de tipo exponencial. En este caso, para comparar la penetración de un determinado haz en distintos materiales, es útil introducir un concepto llamado espesor de semirreducción, x 12 , que se define como el espesor de material necesario para reducir la intensidad del


41

haz hasta la mitad de su valor. x 21 =

0,693 ln 2 = . µ µ

La ley de atenuación (4.1) es válida bajo la hipótesis de que la intensidad I se refiera sólo a los fotones que no han sufrido interacción con el blanco, i.e., a lo que definimos como intensidad residual. Ahora bien, si quisiéramos saber cuál es la intensidad real del haz asociado a las diferentes abscisas x, hay que tener en cuenta que los fotones dispersados por efecto Crompton pueden volver al haz residual. Por lo tanto, la intensidad real del haz para fotones de cualquier energía —no sólo con la energía de los fotones del haz inicial— será mayor que la prevista por (4.1), dado que en general incorporará parte de los fotones dispersados. Para tener en cuenta este hecho se modifica dicha ley de atenuación introduciendo el llamado factor de atenuación B, que dependerá de la naturaleza del material, de su espesor y de la energía de los fotones. Esta segunda y más exacta aproximación a la solución del problema del blindaje se expresa como: I(x) = I0 B(µx)eµx .

4.2.3.

Deposición de energía

Consideremos que en un punto del medio se tiene un haz de fotones de energía E y una intensidad o flujo de fotones Φ y se quiere calcular la energía depositada en el mismo. Recordemos que la tasa de colisiones por unidad de volumen se puede expresar como R = Φµ, donde µ es el coeficiente de atenuación lineal. La expresión que permite calcular la tasa de energía depositada por unidad de volumen W en dicho punto es formalmente similar a la anterior: W = EΦµd . Al producto EΦ correspondiente a la intensidad o flujo de energía en este punto lo llamamos coeficiente lineal de absorción, µa . Si los fotones fueran absorbidos en cada colisión, toda su energía se comunicaría al medio. Entonces la tasa de energía que se depositaría en el medio por unidad de volumen sería simplemente W = EΦµ. En esta expresión, el coeficiente lineal de absorción es igual al coeficiente de atenuación lineal; el producto Φµ representa la tasa de colisiones por unidad de volumen y E es la energía de los fotones presente en el elemento de volumen puntual. Pero sabemos que no en todas las colisiones se absorben los fotones. Cuando un fotón sufre una interacción, sólo parte de su energía es absorbida por el medio en el punto donde tiene lugar la interacción. En puridad, los rayos X, los fotones de dispersión Crompton y los rayos de aniquilación γ pueden escapar, pero los primeros y los últimos, al tener, en general, bastante menor energía que los fotones de dispersión Crompton tienen una probabilidad de interacción mayor y por lo tanto una menor probabilidad de escapar. Por ello, se supone que en los procesos de efecto fotoeléctrico y producción de pares, toda la energía del fotón se transfiere al medio; es sólo en el caso del efecto Crompton

4.3. Interacción de los neutrones

42

donde una fracción importante puede escapar. En los dos primeros procesos, se acepta que toda la energía es absorbida por el medio. En realidad, en el caso de la producción de pares esto no es completamente cierto: la energía cinética EC = E − 1,022 MeV comunicada al par electrón-positrón siempre se deposita, pero los 1,022 conferidos a la reacción de aniquilación pueden no depositarse en el medio si éste es demasiado delgado. En el caso de la interacción por efecto Crompton, la única energía depositada es la energía cinética del electrón; la energía asociada a los fotones Crompton dispersados escapa del medio. Todas estas consideraciones se traducen en una expresión para el coeficiente lineal de absorción de energía que toma la forma: µa = µ F E +

¯C E µC + µ P P , E

(4.2)

¯C es la energía media del electrón Crompton. La ecuación (4.2) se donde E PP puede escribir también como µa = µF E + µC . µC a +µ a se denomina coeficiente ¯ EC C C lineal de absorción Crompton, µa = E µ . De forma análoga a como se definió el coeficiente másico de atenuación, se puede definir el coeficiente másico de absorción como µρa . La tasa de deposición de energía por unidad de masa se expresa como EΦ µρa .

4.3.

Interacción de los neutrones

Los neutrones no interactúan electromagnéticamente con las partículas cargadas, y por lo tanto, al penetrar en el medio material, no se ven afectados ni por los electrones orbitales del átomo —no pueden ionizar directamente el material que atraviesan— ni por la carga positiva del núcleo. Los neutrones atraviesan la nube de electrones del átomo e interactúan directamente con su núcleo mediante fuerzas nucleares. Dado que éstas son de corto alcance y los núcleos atómicos sólo ocupan una fracción ínfima del volumen de la materia, los neutrones recorren distancias relativamente grandes si se compara con las correspondientes a otras radiaciones. En consecuencia, la radiación neutrónica es muy penetrante, y la probabilidad de interacción nuclear es mucho mayor para los neutrones que para las partículas cargadas.

4.3.1.

Reacciones nucleares con neutrones

Dispersión elástica En la dispersión elástica, el neutrón interactúa con el núcleo y después de la reacción reaparece un neutrón y un núcleo de la misma naturaleza y en el mismo estado de energía interna que el núcleo blanco inicial. A ZX

+ n −→ A Z X + n.

Una característica particular de esta interacción es que la energía cinética total de las dos partículas que colisionan se conserva. La diferencia entre la energía cinética de las partículas antes y después de la colisión no está en su valor total,


43

sino en su diferente distribución entre las partículas. De forma abreviada, esta reacción se representa por (n, n) y su sección eficaz, por σn . En este proceso el neutrón transfiere parte de su energía cinética al núcleo. Un neutrón con una energía dada irá perdiendo energía cinética —como consecuencia de las sucesivas dispersiones elásticas con los núcleos del medio— hasta que finalmente quede en equilibrio térmico con los átomos o moléculas del medio. Cuando esto ocurre decimos que el neutrón, como consecuencia del proceso de moderación, se ha termalizaado, y a los neutrones que alcanzan las energías comprendidas dentro del rango de equilibrio térmico se les denomina neutrones térmicos. Este equilibrio depende de la temperatura del medio con el que interactúa. El logro de un proceso de moderación y termalización eficiente es, como se verá más adelante, la base de la operación de los tipos de reactores de fisión más importantes.

Dispersión inelástica En el caso de la dispersión inelástica, el núcleo producto o núcleo residual es idéntico al que sufre la colisión, excepto en que se encuentra en estado excitado: A A ∗ 0 Z X + n −→ Z X + n . La energía cinética total final es menor que la energía cinética total inicial, diferenciándose en una cantidad igual a la energía de excitación del núcleo producido. El núcleo producido en un proceso de dispersión inelástica normalmente ∗ A emite uno o más rayos γ para alcanzar su estado fundamental: A Z X −→ Z X + γ. En la mayoría de los casos, los rayos γ se emiten en un intervalo extremadamente corto, menor de 10−10 segundos, tras la ocurrencia de la interacción de dispersión. En algunos casos, poco frecuentes, el núcleo producto queda en un estado metaestable, por lo que la emisión de rayos γ puede ocurrir ya con un período apreciable. La dispersión inelástica —que se denota por (n, n0 ), y su sección eficaz por es una reacción endoenergética. En el rango de energía de interés (< 20 MeV) tiene lugar fundamentalmente a través del mecanismo de formación y desintegración de un núcleo compuesto.

σ 0n —

Captura radiactiva En la captura radiactiva, el neutrón es capturado por el núcleo y, del mismo modo que en el caso anterior, se produce la emisión de uno o más rayos γ: A A+1 Z X + n −→ Z X + γ. Para las energías de interés, la reacción sigue el mecanismo de formación y desintegración de un núcleo compuesto: A ZX

∗

A+1 + n −→ A+1 Z X −→ Z X + γ.

Esta interacción —que se denota por (n, γ), y su sección eficaz por σγ — es exoenergética, y resulta particularmente interesante en la tecnología de reactores nucleares por diferentes razones:

44

4.3. Interacción de los neutrones – En relación a una población neutrónica, cada reacción (n, γ) que se produce significa la eliminación de un neutrón de la misma. Las reacciones cuya ocurrencia supone una disminución neta en el número de neutrones se denominan reacciones parásitas. Precisamente la reacción (n, γ) es la más importante de todas ellas, al ser la que puede producirse de forma apreciable en el rango de energías de la población neutrónica de un reactor nuclear. Su ocurrencia es uno de los factores importantes a considerar en el establecimiento de un balance neutrónico que posibilite el funcionamiento de las reacciones en cadena. – Los rayos γ de captura constituyen, generalmente, la fuente de calor dominante en los materiales de blindaje utilizados en las distintas instalaciones nucleares. – En muchos casos, el núcleo producto de la reacción es radiactivo, desintegrándose, por lo general, emitiendo una partícula β y rayos γ. Estos rayos γ conllevan problemas de blindaje y mantenimiento durante la operación del reactor. Este problema es especialmente significativo tras la parada definitiva del reactor, durante un intervalo temporal cuya duración puede extenderse durante varios años. – Gracias a estas reacciones se puede generar material con excelentes propiedades para fisionarse partiendo de material con propiedades mucho peores. A las reacciones (n, γ) que propician este hecho se las denomina capturas fértiles. Así, por ejemplo, el 239 Pu y el 233 U se producen por capturas fértiles a partir del 238 U y el 232 Th, respectivamente.

La morfología de la sección eficaz σγ de cualquier reacción (n, γ) se caracteriza por presentar tres regiones diferenciadas. En la región de bajas energías, que comprende el rango térmico, σγ disminuye sistemáticamente al aumentar la energía neutrónica en proporción inversa a la raíz cuadrada de la energía y, por tanto, de forma inversamente proporcional a la velocidad de los neutrones. Se dice que esta es la región v1 dado que la sección eficaz obedece con bastante aproximación la ley v1 . Posteriormente, aparece la región de resonancias aisladas. Finalmente, en el rango más energético, las resonancias desaparecen o, más exactamente, quedan indiscernibles. Es el tramo de resonancias no resueltas o de soplamiento de resonancias. Reacciones con emisión de partículas cargadas El núcleo compuesto formado por la captura de un neutrón puede algunas veces desintegrarse emitiendo una partícula cargada. En este caso tendremos como productos un núcleo residual y la partícula cargada emitida. En muchos casos, las reacciones epc son endoenergéticas. Sin embargo, algunas de ellas son exoenergéticas y pueden producirse con neutrones de cualquier energía. Como se señaló anteriormente, para que una reacción endoenergética se verifique, el neutrón debe disponer de una energía cinética que, como mínimo, ha de ser igual al valor de la energía umbral de la reacción. Si el neutrón incidente


45

tiene una energía superior al umbral, la probabilidad de ocurrencia de la reacción será siempre distinta de cero; ahora bien, en muchas ocasiones sucede que, para valores de energía en torno al umbral e incluso bastante superiores, la probabilidad es muy baja, y sólo cuando la energía del neutrón es muy superior al umbral dicha probabilidad es apreciable. En estos casos, hablamos de dos tipos de umbral, el umbral real físico y el umbral aparente o umbral práctico, que es aquel en el que la sección eficaz de la reacción tiene un valor lo suficientemente apreciable como para ya no poder ser ignorado en las aplicaciones prácticas. Algunas de las razones por las que las reacciones epc son de interés en ingeniería nuclear son las siguientes: – La mayoría de estas reacciones dan lugar a nucleidos radiactivos, con la consiguiente problemática asociada, lo que acarrea la necesidad de utilizar blindajes en el circuito primario de refrigeración de los reactores de fisión de agua a presión. – Las reacciones epc 10 B(n, α)7 Li y 6 Li(n, α)3 H tienen secciones eficaces muy altas a bajas energías y se pueden emplear en la detección de neutrones de poca energía y como medio de blindaje frente a ellos. – La reacción epc 6 Li(n, α)6 H representa la mayor fuente de producción de tritio, el combustible necesario para los futuros reactores de fusión nuclear. – La reacción epc 14 N(n, p)14 C produce el radionucleido 14 C, lo que ocurre siempre que se produce una reacción nuclear en la atmósfera. – Las reacciones (n, p) y (n, α) introducen hidrógeno y helio respectivamente en el material en el que se producen. La presencia de estos gases — especialmente del helio— en el seno de los materiales estructurales de una instalación puede producir un deterioro muy peligroso en sus propiedades mecánicas. Reacciones que producen neutrones Las reacciones del tipo (n, 2n) y (n, 3n) son endoenergéticas, dado que uno o dos neutrones, respectivamente, se extraen del núcleo blanco. De éstas, la reacción (n, 2n) es la más probable en el rango de E < 20 MeV. Aun en este caso, las energías umbral son bastante altas, estando situados para la mayoría de las reacciones entre 7 y 12 MeV. Reacciones tipo cascada Se denomina reacción tipo cascada a toda reacción en la que los productos finales constan, además del núcleo residual, de más de una partícula masiva —i.e., una partícula con masa en reposo distinta de cero—. Además de las reacciones ya mencionadas, (n, 2n) y (n, 3n), se podrían incluir dentro de esta clase de reacciones (n, np), (n, 2α), (n, nt), etc. Sólo la reacción (n, 2n) es digna de consideración en la tecnología nuclear de las reacciones de fisión. Todas ellas son reacciones endoenergéticas. Fisión El neutrón interactúa con el núcleo y hace que éste se fragmente en dos de masas de valor intermedio con respecto a la inicial. Esta reacción es la

4.3. Interacción de los neutrones

46

principal fuente de energía nuclear para fines prácticos. La notación empleada para ella es (n, f ) y para la sección eficaz, σf .

4.3.2.

Clasificación de reacciones y secciones eficaces

Las interacciones de los neutrones con los núcleos se pueden dividir en dos categorías: – Dispersiones. En ellas, las partículas iniciales y finales son de la misma naturaleza. – Absorciones o capturas. Es toda interacción que no es de dispersión, y en la que, por tanto, la naturaleza de las partículas finales es distinta de la de las iniciales. Es útil clasificar las reacciones en relación sus secciones eficaces, especialmente de cara a los problemas de cambio de composición isotópica de los materiales sometidos a irradiación. En este contexto hablamos primeramente de sección eficaz neutrónica total de un núcleo, σT , que se define como la suma de las secciones eficaces individuales de todas las interacciones posibles. La sección eficaz total se puede separa en sección eficaz de dispersión σdis y en sección eficaz de remoción del núcleo blanco, σr . σdis engloba la sección eficaz correspondiente a la dispersión elástica más la correspondiente a las inelásticas en las que el producto resultante se desintegra prácticamente de forma inmediata para quedar en un estado de energía interna idéntica a la del núcleo blanco. σr , por su parte, es la suma de las secciones eficaces para todos los procesos en los que el núcleo producido es, o bien diferente del núcleo blanco en lo que respecta a sus números A o Z o bien, si posee igual A y Z, está en un estado de energía interna de período de semidesintegración significativamente diferente al del núcleo blanco.

4.3.3.

Tasas de reacción con un flujo polienergético

Antes de abordar este epígrafe, es necesario definir las siguientes magnitudes: Φ(E)dE es el flujo de neutrones con energías comprendidas entre E y E + dE; σi (E) es la sección eficaz para la reacción de tipo i inducida por neutrones con energía cinética E; N , por último, es el número de núcleos blanco por unidad de volumen. La tasa de reacciones por unidad de volumen se expresa por la ecuación: Z R = dEΦ(E)N σi (E), (4.3) donde la integración se extiende sobre el rango de energías neutrónicas de interés. El flujo total es: Z Φ=

Φ(E)dE.


47

La sección eficaz media se define de forma tal que cuando se multiplique por el flujo total dé como resultado la tasa de reacción de la ecuación (4.3), i.e., Z ¯ = ΦN σ R = dEΦ(E)N σi (E) = ΦΣ ¯i , de donde se deduce que la expresión de definición de la sección eficaz media, σ ¯i , es: R dEΦ(E)N σi (E) R . (4.4) σ ¯i = Φ(E)dE

Capítulo 5

Fisión nuclear La reacción de fisión tiene algunas características sumamente atractivas desde el punto de vista de su aprovechamiento, especialmente la gran cantidad de energía que se libera en ella. Tan importante como ésta o más es que, en ella, se produce un número de neutrones suficientemente elevado. Por otra parte, la reacción de fisión también presenta características poco deseables. Entre ellas, la fundamental es la relativa a que su ocurrencia lleva intrínsecamente asociada la generación de productos de fisión radiactivos con una actividad muy alta y tiempos de vida significativos.

5.1.

Fisión espontánea y fisión inducida

Se denomina reacción de fisión al proceso por el cual un núcleo se escinde en dos fragmentos cuyas masas, en general, no difieren mucho de la mitad de la masa del núcleo inicial, aunque no tienen por qué se iguales. En el proceso se liberan también otras partículas —como neutrones y fotones γ— y, además, el proceso se caracteriza por ser muy exoenergético. Identifiquemos primero los nucleidos para los que la fisión es energéticamente posible. En principio, para cualquier nucleido pesado (A > 50), la escisión en dos da lugar a una operación más estable y constituye, por tanto, un proceso energéticamente permitido. Se abre así la posibilidad de un proceso de fisión espontánea que sin embargo, aunque ocurre en la naturaleza, es bastante más infrecuente de lo que podría pensarse. De hecho, el proceso de fisión espontánea nunca se ha observado para nucleidos más ligeros que el 230 Th, cuyo período es extremadamente largo. El período decrece rápidamente a medida que aumente el número atómico, hasta que para el elemento 102 es solamente del orden de segundos. Para los isótopos del torio, el uranio y el plutonio que se manejan en las instalaciones nucleares, el período para la fisión espontánea es, en todos ellos, mayor que 1010 años. Como ya se ha mencionado anteriormente, para conocer el carácter espontáneo o no de una reacción y, de ser espontánea, la velocidad a la que se verifica,

50

5.2. Nucleidos fisionables por neutrones

es necesario tener en cuenta la existencia de barreras de activación. Al verificarse un cambio —sea químico o nuclear— es necesario destruir unos enlaces para formar otros y, aunque los nuevos cuerpos sean más estables, primero hay que comunicar la energía necesaria para inestabilizar suficientemente los enlaces existentes. Así, en el caso de la reacción de fisión, se requiere comunicar energía para deformar el núcleo hasta un punto en el que el sistema pueda empezar a escindirse en dos. A esta energía se la denomina indistintamente energía crítica de fisión, Ecr o energía de activación Ea . Ea es la energía mínima que hay que comunicar a un núcleo para que se fisione de forma inmediata. La realidad es que si al núcleo se le comunica una energía inferior a Ea existe siempre una cierta probabilidad de atravesar la barrera de potencial (el denominado efecto túnel ) y, por tanto, de que se produzca la fisión. No obstante, bajo estas condiciones la probabilidad de que se produzca la fisión es muy baja, o, en otras palabras, el período del núcleo inestabilizado para desintegración por fisión es muy grande y tanto mayor cuanto menor sea la energía comunicada en relación a la energía crítica necesaria para la fisión inmediata. Cualquier método por el que se introduzca en el núcleo una energía Ea o superior causa su fisión inmediata, y de él se dice que es un método capaz de provocar la fisión inducida del núcleo. El más importante de todos es la absorción neutrónica, dando lugar al proceso que convencionalmente denominamos fisión inducida por neutrones. Cuando un neutrón es absorbido se forma un núcleo compuesto inestable en un estado excitado con una energía de excitación, Eex , igual a la energía cinética del neutrón incidente, EC , más la energía de separación del neutrón en el núcleo compuesto, Sn . Para que el núcleo compuesto formado artificialmente por la absorción de un neutrón se pueda fisionar es necesario y suficiente que posea una energía en exceso sobre su estado fundamental superior a Ea , i.e., que si Eex > Ea , la fisión tiene lugar de forma espontánea. En ingeniería nuclear se emplea el término nucleido fisionable para designar a los núcleos que, si se bombardean con neutrones de energía menor que 18 MeV, pueden fisionarse de forma apreciable.

5.2.

Nucleidos fisionables por neutrones

Cuando la energía de separación es ya por sí misma mayor que la energía crítica para la fisión del núcleo compuesto, entonces la fisión puede ocurrir con neutrones carentes de energía cinética. Así ocurre, por ejemplo, con el 236 U, formado tras la absorción de un neutrón por el núcleo de 235 U. A diferencia de este caso, existen otros nucleidos pesados para los que la energía de ligadura del neutrón no es suficiente para comunicar al núcleo compuesto una energía de excitación igual o superior a la energía crítica. Los núcleos tales como el 235 U, que pueden fisionarse con neutrones de cualquier energía, reciben el nombre de nucleidos fisibles. A este subconjunto de los nucleidos fisionables pertenecen también, entre otros, el 233 U, el 239 Pu y el 241 Pu. La otra clase de nucleidos fisionables estaría constituida por aquellos

5. Fisión nuclear

51

que, al igual que el 238 U, requieren que el neutrón posea una determinada energía cinética para que se produzca su fisión. A estos nucleidos se les denomina fisionables pero no fisibles. Dentro de esta categoría cabe mencionar, aparte del 238 U, al 232 Th. Si el núcleo blanco tiene los números A y Z de distinta paridad, será fisible por regla general, mientras que si A y Z tienen igual paridad, el núcleo será fisionable pero no fisible.

5.3.

Secciones eficaces de fisión inducida por neutrones

La morfología de la sección eficaz en función de la velocidad del neutrón incidente es, a nivel cualitativo, relativamente similar a la de captura radiactiva, pudiéndose observar en ambas las ya comentadas tres regiones energéticamente diferenciadas. La fisión presenta generalmente valores de la sección eficaz mayores que la captura, sobre todo en el rango térmico, región en la que σf tiene una forma muy próxima a v1 . Subsiguientemente a la región v1 aparece la región de resonancias resueltas; y finalmente, en la región de más energía, éstas ya desaparecen o, hablando más propiamente, quedan indiscernibles. En esta región la variación de σf es suave. Los valores de las secciones eficaces en la región de alta energía son modestos (aproximadamente un barnio), especialmente si se comparan con los grandes valores de σf en la región v1 , superiores a aquellos en más de dos órdenes de magnitud. Dado que el proceso de fisión, para todos los elementos con aproximadamente A > 90, es un proceso exoenergético, estrictamente no hay ninguna energía neutrónica por debajo de la cual no se pueda inducir la fisión en un elemento pesado, i.e., no existiría energía umbral. Ahora bien, cuando esta energía no es suficiente como para producir una energía de excitación del núcleo compuesto superior a Ea , la probabilidad de ocurrencia de la fisión es muy baja, y por lo tanto lo mismo ocurre para su σf correspondiente. Por lo tanto, en estos casos, en lugar de verdaderos umbrales teóricos, existen umbrales prácticos, que en consecuencia admiten una definición arbitraria; aquí admitiremos que el umbral práctico es aquel valor de la energía por debajo del cual la sección eficaz de fisión es menor de 0,1 barnios. En definitiva, siempre que la energía de separación del neutrón Sn sea superior a Ea , diremos que el núcleo blanco no tiene umbral. Por el contrario, cuando Ea > Sn , hay un umbral práctico. Otro aspecto importante es el de la competencia entre reacciones. Los neutrones que interactúan con los núcleos pueden haber sufrido distintos procesos: dispersión elástica o inelástica, ser absorbidos por captura radiactiva, etc. No obstante, con los nucleidos fisibles a bajas energías neutrónicas sólo son posibles tres tipos de interacciones: dispersión elástica, captura radiactiva y fisión. El valor de σd es mucho menor que σγ y que σf ; en consecuencia, captura radiactiva y fisión son, con mucho, los procesos más probables cuando los neutrones poseen energía bajas. El cociente entre las secciones eficaces de estos dos procesos se denomina razón captura a fisión y se indica por α.

5.4. Productos emitidos durante la fisión

52

5.4.

Productos emitidos durante las distintas fases del proceso de fisión inducida por neutrones

En la fisión inducida por neutrones se pueden distinguir una secuencia de diferentes sucesos. Sea un núcleo A Z X bombardeado por un neutrón. El comienzo de la secuencia tiene lugar cuando el neutrón es absorbido por el núcleo y se forma un núcleo compuesto excitado A+1 Z X, el cual, de forma inmediata, se escinde en dos fragmentos. Estos fragmentos nacen fortísimamente excitados, siendo extraordinariamente inestables. Su energía de excitación se irá liberando en etapas sucesivas. En la primera, que transcurre desde el propio instante de la fisión hasta aproximadamente 10−14 segundos después de la misma, estos fragmentos de fisión tan excitados emiten neutrones y rayos γ. Son los denominados neutrones y rayos γ inmediatos. Los núcleos resultantes al final de esta etapa son, en general, muy radiactivos, encontrándose sin embargo ya en estado fundamental o en estados isoméricos. Estos nucleidos reciben diferentes denominaciones: precursores, fragmentos o productos primarios de fisión o fragmentos directos de fisión. Se trata de nucleidos aún inestables, debido a que poseen una relación N Z superior a la correspondiente a su estabilidad. En su búsqueda por la estabilidad, estos nucleidos se constituyen en padres de cadenas o series radiactivas, cada una de las cuales se caracteriza por la emisión de sucesivas partículas β negativas, que vienen normalmente acompañadas de la emisión de rayos γ. Los productos de estas cadenas reciben el nombre de productos de fisión secundarios. Unos pocos de éstos se desintegran por emisión espontánea de neutrones. Estos neutrones se denominan neutrones retardados o diferidos.

5.4.1.

Productos de fisión

La rotura del núcleo compuesto formado puede tener lugar de maneras muy variadas, cada una de ellas con una determinada probabilidad. Por ejemplo, la fisión del 235 U con un neutrón de 0,025 eV se produce en más de cuarenta formas diferentes, originándose así más de ochenta productos de fisión primarios, que a su vez se desintegran produciéndose al final más de doscientos productos de fisión diferentes. Es muy importante conocer la cantidad de cada uno de los fragmentos de fisión que se produce; en la práctica, este valor se da en tanto por ciento y recibe el nombre de rendimiento de fisión para un nucleido particular. Este parámetro se define, por tanto, como la probabilidad de que se forme un determinado nucleido en la fisión inducida de un nucleido producida por un neutrón con una energía particular. Si la fisión es binaria, dado que cada fisión da lugar a dos nucleidos el rendimiento total de fisión es del doscientos por ciento. Los rendimientos de fisión se han determinado con gran precisión para los materiales fisionables más importantes. Se suele tomar como eje de abscisas los números de masa de los distintos productos de fisión primarios del nucleido blanco, A Z X y por ordenadas el porcentaje en que ocurre el modo de fisión de-

5. Fisión nuclear

53

terminado que los produce. Se obtiene así una serie de puntos, los cuales, muy aproximadamente, están situados sobre una curva continua que, en general, presenta dos picos distintos, correspondientes a la emisión del fragmento ligero y pesado. Para las ordenadas se emplea escala logarítmica, dado que los porcentajes con los que se producen los diferentes modos de fisión varían enormemente. Una característica fundamental de los productos de fisión (sean primarios o secundarios) es que, en su mayoría, son radiactivos.

5.4.2.

Neutrones de fisión: inmediatos y diferidos

La mayoría de los neutrones liberados en la fisión se emiten en el propio instante de la misma. El número de neutrones que aparece en una fisión, simbolizado por ν, depende del nucleido blanco que haya experimentado la reacción y de la velocidad del neutrón incidente. Si se representa la variación del número medio de neutrones por fisión ν en función de la energía cinética del neutrón incidente, se obtendría una función moderadamente creciente. Los valores de ν para fisiones inducidas por neutrones de 0,0253 eV son de 2,43 para el 235 U, de 2,87 para el 239 Pu y de 2,48 para el 233 U. En la descripción y valoración de la calidad de los posibles tipos de combustibles de un reactor nuclear, se utiliza el denominado parámetro η. Este parámetro es igual al número de neutrones liberados (debido a fisión) por cada neutrón que absorbe un núcleo fisionable. Dado que la captura radiactiva compite con la fisión, η es siempre menor que ν. En concreto, se tiene: η=ν

σf σf =ν . σa σγ + σ f

ν En términos del parámetro α, se tiene que η = 1+α . Para una mezcla de nucleidos fisionables y no fisionables, η se define como el número P medio de neutrones emitido por neutrón absorbido en la mezcla: η = Σ1a = i vi Σfi .

Los neutrones inmediatos de fisión se emiten con un espectro de energía cinética continua, en un rango energético de 0,1 MeV a 10 MeV, siendo E¯C = 2 MeV. El valor a utilizar como energía representativa de ellos desde un punto de vista monoenergético ha de ser tal que mantenga la energía total del conjunto ¯C . La energía total del conjunto de de neutrones emitidos, y esto lo cumple E neutrones emitidos es de 5 MeV. Aunque el número de neutrones diferidos no llega al uno por ciento del total de los neutrones liberados en el conjunto total de procesos asociados a la fisión, juegan un papel crucial en la viabilidad del control de los reactores nucleares. Los neutrones diferidos son sólo una pequeña fracción de los neutrones que aparecen libres en el reactor, no emergiendo directamente de la reacción de fisión en sí, sino como consecuencia de la desintegración radiactiva tipo emisión de neutrón experimentada por algunos nucleidos producidos en el seno de algunas de las cadenas de desintegraciones subsiguientes a la fisión. Un ejemplo de esto ocurre cuando el producto de fisión 87 Br se desintegra a 87 Kp, el cual se puede formar en un estado excitado tal que uno de sus neutrones deja de estar ligado al núcleo, emitiéndose con una energía de aproximadamente 0,3 MeV. Es el 87 Br

54

5.5. Energía librada en la fisión: energía útil y energía total

el que, con un período de semidesintegración de 54,5 segundos, induce el retraso en la aparición del neutrón. A los nucleidos que operan como el 87 Br se les denomina precursores de neutrones diferidos. Tradicionalmente, los precursores se han agrupado en seis familias, que tienen como característica distintiva su período de semidesintegración. El parámetro βi se define como la fracción de todos los neutrones liberados en una fisión que aparecen como neutrones diferidos en el grupo i. Se tiene que βi = ννi . Este parámetro resulta de extrema importancia en la cinética del reactor nuclear. Las energías medias de los neutrones de cada una de las familias de diferidos están en el orden de los 400 keV. Habida cuenta de que estos proceden de semidesintegraciones bien definidas, es lógico encontrar que el espectro energético de cada una de las familias, a diferencia de los neutrones inmediatos, está muy poco distribuido y se centra en torno a una energía cinética determinada.

5.5.

Energía librada en la fisión: energía útil y energía total

Aproximadamente un 0,1 por ciento de la masa reaccionante en la fisión desaparece como tal masa, convirtiéndose en energía que se manifiesta de diversas formas. A este respecto, es importante hacer dos matizaciones: primero, no toda la energía liberada en el proceso se puede aprovechar; segundo, una parte de la energía asociada al proceso de fisión aparece en el instante de la fisión propiamente dicho, mientras que otra se produce con un cierto retardo con respecto a aquella. En el caso del 235 U, su reacción de fisión libera unos 205 MeV de energía. El 85 por ciento de la energía liberada en la fisión aparece como energía cinética de los fragmentos de fisión. Estos fragmentos se detienen tras haber recorrido unos 10−3 centímetros desde el lugar de la fisión, lo que sucede después de un tiempo del orden de 10−11 segundos tras la fisión, intervalo durante el cual ceden toda su energía cinética al medio, convirtiéndose finalmente en energía calorífica. Aproximadamente un siete por ciento de la energía de fisión no se produce en el instante de la fisión, sino que se va manifestando en las sucesivas desintegraciones de las cadenas radiactivas a lo largo de un intervalo de tiempo marcado por los períodos de semidesintegración de los miembros de dichas cadenas. La energía producida por desintegración está compuesta de unos 8 MeV de energía cinética de las partículas β, 7 MeV de energía de rayos γ y 12 MeV de energía cinética de neutrinos. Los neutrinos que acompañan a la desintegración β tienen una capacidad de interacción con la materia prácticamente nula, por lo que la energía cinética de estas partículas escapa completamente a cualquier sistema nuclear que se diseñe. La energía β y γ de desintegración, que representa uno 15 MeV, es energía recuperable que se deposita en el reactor. Esta deposición se realiza de manera diferida respecto al momento en que ocurrió la fisión. Esta energía así depositada se denomina energía residual de modo convencional, aunque lo más propio sería denominarla energía radiactiva. La energía cinética de los neutrones emitidos, 5 MeV, así como la energía cinética de la radiación γ inmediata, 7 MeV, también se deposita en el reactor. Tendríamos entonces un valor para la energía

5. Fisión nuclear

55

total emitida de 207 MeV, de la cual 195 MeV son aprovechables. Dado que la mayor parte de los neutrones de fisión permanecen durante su vida dentro del reactor, éstos finalmente son capturados por los núcleos en el sistema. Los reactores se diseñan de forma que uno de los ν neutrones emitidos por fisión sea absorbido por un núcleo fisionable para producir fisión. Por lo tanto, el resto (ν − 1) deben ser absorbidos por una reacción distinta a la fisión. Esta reacción de absorción es, en la mayoría de los casos, del tipo captura radiactiva, la cual da lugar a uno o más rayos γ, cuya energía dependerá del material que sufra la reacción. De modo aproximado, se puede decir que las capturas contribuyen a aumentar la energía depositada en 5 MeV por cada fisión, lo que en total da una energía depositada por fisión de alrededor de 200 MeV. Para un reactor con una potencia térmica, de P megavatios, se tiene una tasa de fisiones de 2,70 · 1021 · P fisiones por día. La tasa de quemado, en gramos de material fisionado por día, se obtiene dividiendo por el número de Avogadro y multiplicando por el peso atómico gramo del nucleido que se fisione, 235,0 en el caso del 235 U. Así se obtiene que, para este combustible, la tasa de quemado es de 1,05P gramos por día. Recuérdese, no obstante, que los nucleidos fisionables se consumen tanto por fisión como por captura radiactiva. Dado que la tasa total de absorción es σσfa = 1 + α veces la tasa de fisión, se deduce que el 235 U se consume a una velocidad de 1,05(1+α)P gramos por día, aproximadamente igual a 1,23 gramos por día y megavatio de potencia si las fisiones se inducen fundamentalmente por neutrones térmicos. Como ya se comentó, del orden del siete por ciento de la potencia no desaparece al anularse el flujo neutrónico que induce las fisiones, sino que permanece como residuo correspondiente a las desintegraciones. Esta potencia irá decayendo con el tiempo a medida que se vaya atenuando la actividad de los productos de fisión, i.e., el número de sus desintegraciones. El no disponer de los medios de refrigeración adecuados para extraer este calor que se deposita a causa de las desintegraciones cuando el reactor se encuentra parado conduciría a situaciones absolutamente inaceptables del reactor. Por lo tanto, el cálculo de la potencia residual o radiactiva es uno de los puntos obligados en el diseño de varios de los componentes del reactor nuclear.

Capítulo 6

El reactor nuclear de fisión 6.1.

El ciclo neutrónico

Los neutrones nacidos de la fisión quedan expuestos a las reacciones con el medio circundante, y éstas se concretarán en una u otra clase de reacciones en función de las secciones eficaces macroscópicas de los diversos materiales que constituyen el reactor. En un reactor comercial, no habrá, en general, una mezcla homogénea de todos los nucleidos componentes del reactor, sino que existirán multitud de zonas distintas de composición diferente, por los que las probabilidades de reacción serán también distintas. El origen de la vida de un neutrón es la fisión que lo ha generado, y su final — a efectos prácticos de la economía neutrónica del reactor— será bien su absorción por un nucleido del sistema, bien su fuga: en ambos casos se habrá perdido un neutrón libre de la población neutrónica del reactor. Entre estos dos hitos, el intervalo que transcurre es muy corto medido en términos convencionales, aunque sea muy largo medido en términos intrínsecamente nucleares. Cabe considerar el concepto de generación neutrónica como el conjunto de neutrones que se han producido por fisiones acaecidas prácticamente al mismo tiempo y que, a su vez, originarán a través de nuevas fisiones los neutrones de la generación siguiente. En todo caso, este concepto generacional no es realmente útil para ahondar en el estudio de la neutrónica de un reactor, por las limitaciones intrínsecas que conlleva; especialmente, por el hecho de que las generaciones neutrónicas se superponen temporalmente unas con otras. Por otra parte, existe el problema de los neutrones diferidos, que implica una problemática particular a la que se prestará atención más adelante. Sin embargo, y a pesar de sus limitaciones, el concepto generacional servirá para establecer lo que podríamos denominar el primer balance neutrónico de un reactor, aun cuando posteriormente éste deba perfeccionarse mediante el uso de las ecuaciones pertinentes. Los neutrones nacidos de la fisión deberán estar sometidos en un reactor térmico a una sucesión de procesos nucleares gracias a los cuales el reactor automantenga la reacción en cadena. No todos los neutrones seguirán determinísticamente el ciclo neutrónico que caracteriza globalmente al reactor, sino que éste es representativo de la mayoría de los neutrones o, por así decirlo, de su conducta media. Los reactores térmicos se construyen de tal forma que la mayo-

6.2. Criticidad

58

ría de los neutrones nacidos de fisión, con energías del orden de 2 MeV, pierdan prácticamente la totalidad de su energía, convirtiéndose en neutrones térmicos —en equilibrio con el medio circundante— en el proceso de moderación. El neutrón, una vez alcanzado el menor nivel de energía, que corresponde al rango térmico, se difundirá a lo largo del reactor hasta experimentar una reacción de absorción o fugarse del mismo. Ahora bien, se establece un ciclo porque parte de las absorciones serán necesariamente fisiones, y éstas proporcionarán nuevos neutrones libres que puedan comenzar de nuevo el ciclo. Así pues, el ciclo neutrónico tiene fundamentalmente dos partes en los reactores térmicos: una orientada fundamentalmente a hacer perder energía cinética los neutrones libres para llevarlos a la zona térmica (moderación); otra correspondiente al proceso de difusión de dichos neutrones térmicos en el seno del reactor, interactuando fundamentalmente a través de reacciones elásticas, ganando o perdiendo muy pequeñas cantidades de energía en cada choque, hasta que, a la postre, ocurra cualquiera de los sucesos finales ya antedichos. Durante el período en el cual los neutrones tienen aún una energía muy rápida, superior a 1 MeV, existe la posibilidad no desdeñable de que provoquen fisión en el 238 U, que es el nucleido combustible más abundante. En lo que resta del período de moderación, lo más significativo son las resonancias que presentan todos los nucleidos intermedios y pesados, en especial el 238 U. Este nucleido posee unas características muy peculiares entre los 4 eV y los 4,5 keV y prácticamente captura cualquier neutrón que atraviese la zona de combustible con una energía que esté dentro de una resonancia. Las capturas del 238 U son capturas fértiles, pues producen 239 Pu. Hay que enfatizar, por último, que los neutrones térmicos aparecen como tales en el seno del moderador, que es el material que, en definitiva, los lleva hasta su estado de mínima energía.

6.2.

Criticidad

Es especialmente importante mantener el mismo número de neutrones en dos generaciones sucesivas, de tal manera que la población neutrónica se mantenga estacionaria y, consecuentemente, se mantenga también estacionaria la potencia, salvo por el consumo de combustible que irá sufriendo el reactor, lo cual se aprecia solamente en períodos de tiempo muy superiores a los típicos del ciclo neutrónico. Cuando un reactor está conformado de tal manera que se cumple este principio de mantenimiento de la población neutrónica, se dice que funciona en régimen estacionario y más específicamente se dice que el reactor está en estado crítico. El concepto de criticidad y masa crítica o tamaño crítico van asociados directamente a este estado crítico en el que la reacción en cadena se automantiene, sin variación temporal de la población neutrónica. El parámetro η del 235 U correspondiente al rango térmico es de 2,05, valor que se obtiene multiplicando el número medio de neutrones por fisión —que se puede redondear en 2,5— por la tasa o número de fisiones térmicas dividido por el número total de absorciones neutrónicas térmicas. El parámetro total η

6. El reactor nuclear de fisión

59

del combustible, incluyendo las capturas del 238 U, es igual al número total de neutrones producido por fisiones térmicas dividido por la suma total de capturas más fisiones térmicas habidas en el combustible. Su valor para el 235 U es de aproximadamente 1,68. Este parámetro, η térmico, es el que caracteriza fundamentalmente la capacidad multiplicativa neutrónica del combustible. Existe la posibilidad (reducida) de inducir fisiones rápidas, que en este caso son el 2,5 % de la multiplicación neutrónica. A esto se le denomina efecto de fisión rápida, se caracteriza por y se define como el número total de neutrones producidos por fisión dividido por el número total de neutrones producidos por fisiones térmicas. En el caso del 235 U, posee un valor de aproximadamente 1,05. En cuanto a la fase moderación, en ella el proceso fundamental de desaparición de neutrones es la captura en las resonancias, fundamentalmente del 238 U, por lo que se puede definir un parámetro (p) denominado probabilidad de escape 80 a las resonancias. En este caso, el factor p sería igual a 99 = 0,81. Así pues, un 81 % de los neutrones logran superar con éxito la moderación sin caer capturados en las resonancias de los diversos nucleidos, fundamentalmente del 238 U. El factor p, que marca una probabilidad, tiene como límite teórico la unidad. También es un factor menor que la unidad el que caracteriza la termalización o difusión térmica neutrónica, en la que el éxito se ha de medir por la probabilidad de que los neutrones térmicos se absorban en el combustible, suponiendo que no existen fugas. Este factor, f , se denomina factor de utilización térmica. En el caso del 235 U, su valor es aproximadamente de 0,734. En las caracterizaciones anteriores se ha omitido el tratamiento de la fuga, por lo cual podría decirse que los parámetros que caracterizan el ciclo neutrónico —η, , p y f — son representativos de un reactor de tamaño infinito, en el que no existirían fugas. Esta es efectivamente la expresión que se utiliza para caracterizarlos, y tiene interés porque a través de estos parámetros se mide la capacidad intrínseca de una composición material para multiplicar neutrones; esta es una propiedad de extraordinaria importancia, que conviene aislar del problema de las fugas. En resumen, en el diseño de un reactor es fundamental garantizar la criticidad, y ello se logra disponiendo los materiales constituyentes y conformando un espectro neutrónico que permita un balance cuadrado en el ciclo neutrónico; para cuadrar exactamente este balance, es necesario disponer de un material de control que absorba el exceso neutrónico que haya en cada momento. Este exceso variará lentamente a lo largo del tiempo, según se consuma el combustible y se acumulen los productos de fisión, y también puede variar rápidamente, por ejemplo, como consecuencia de cambios en la temperatura del reactor. Por lo general, la herramienta empleada como material de control será el 10 B, aunque también se emplean aleaciones de plata, cadmio e indio, barras dopadas con hafnio o gadolinio, etc. El concepto de criticidad sólo depende de la composición del reactor y de su geometría (forma y tamaño). Precisamente, lo que se efectúa al introducir o extraer las barras de control es modificar la composición del reactor. En principio, un reactor puede estar en estado crítico a cualquier nivel de potencia; i.e., la criticidad no depende del nivel de población neutrónica.

60

6.3.

6.3. Factor de multiplicación en un medio infinito

Factor de multiplicación en un medio infinito

Para medir la evolución de la población neutrónica en un reactor de tamaño infinito se puede utilizar el concepto de factor de multiplicación de un medio infinito, k∞ , definiendo este parámetro como el cociente entre el número de neutrones de una generación y el número de neutrones de la generación anterior. Este parámetro, no obstante, puede expresarse también en términos de magnitudes más representativas de la población neutrónica, como las tasas de reacciones. El numerador del cociente es el número de neutrones producidos por fisión como consecuencia de las absorciones que han sufrido los neutrones de la generación anterior. Dado que todos los neutrones de esta última generación anterior han de morir por absorciones, el cociente anterior puede expresarse, con νΣ Φ más rigor, como k∞ = ΣafΦ . Para que haya multiplicación neutrónica es necesario que los neutrones que se absorban en el combustible produzcan un cierto número de nuevos neutrones libres a través del proceso de fisión, proceso que se valora mediante el parámetro η. Ahora bien, es preciso tener en cuenta que sólo una fracción de neutrones se absorbía en el combustible respecto de todos los neutrones térmicos disponibles en el reactor; esta fracción venía dada precisamente por el factor de utilización térmica, f . Para producir neutrones térmicos, por otra parte, hace falta previamente haber moderado los neutrones que nacieron al principio de la generación que se está contabilizando; esto se valora a través de la probabilidad de escape a las resonancias. Por último, es preciso tener en cuenta la probabilidad —aunque sea pequeña— de que se produzcan fisiones rápidas que contribuyan a la multiplicación neutrónica; este proceso se valora mediante , factor de fisión rápida, que posee un valor sólo un dos o un tres por ciento por encima de la unidad. Así, resulta: k∞ = ηf p, expresión en la que η puede calcularse, con suficiente aproximación, simplemente gracias a las tablas de secciones eficaces; el cálculo de f y p resulta mucho más complicado, debido a que dependen de la configuración heterogénea en la que se encuentren el moderador y el combustible, y algo similar puede decirse de .

6.4.

Factor de multiplicación efectivo

En un reactor comercial, las fugas neutrónicas serán casi despreciables, porque se han de minimizar atendiendo a dos razones: por un lado, la economía neutrónica del reactor se resentiría si las fugas fueran significativas; por otro, una tasa de fugas considerables implicaría unos niveles de radiación neutrónica alrededor del reactor intolerables. Si se denomina P a la probabilidad de no fuga neutrónica del reactor, se podría definir el factor de multiplicación efectiva k de un reactor finito como el producto del factor de multiplicación infinita correspondiente a su material multiplicado por dicha probabilidad de no fuga, i.e., k = k∞ P . La probabilidad de no fuga puede factorizarse en dos términos, siguiendo la pauta del ciclo


61

neutrónico. Si se denomina probabilidad de no fuga rápida a X y probabilidad de no fuga térmica a Y , se podría decir que por cada neutrón rápido nacido, otros X neutrones realizan el proceso de moderación dentro del reactor, i.e., sin fugarse de él, aun cuando algunos de ellos sean capturados en las resonancias, lo cual se evalúa con su parámetro correspondiente, p. De los que han llegado a ser térmicos, una fracción Y será absorbida en el reactor; dicha fracción, representa, para dichos neutrones, la probabilidad de no fuga térmica. Análogamente, podría escribirse la ecuación para X en función de las tasas de moderación y de captura en resonancias más la tasa de fuga rápida. Globalizando todo el ciclo neutrónico y teniendo en cuenta que la tasa de moderación de neutrones lleva posteriormente bien a la fuga de neutrones térmicos o bien a su absorción en el reactor, la probabilidad de no fuga total, obviamente, es el cociente entre la tasa total de absorciones y la suma de éstas más las fugas.

6.5.

Evolución temporal de la población neutrónica

Realicemos una primera estimación de cómo se desenvuelve en el tiempo la población neutrónica de un reactor dado. Supondremos que los neutrones aparecen en generaciones sucesivas y que entre dos consecutivas transcurre el tiempo que tarda un neutrón en morir desde que nace por un proceso de fisión. Esta vida del neutrón libre se designará por ` (de lifetime). Así, considerando que N es el número total de neutrones existente en el reactor y que t es la variable temporal, y eligiendo como punto inicial en el tiempo una generación cualquiera a partir de la cual se cuenta la evolución, puede escribirse: ∆N kN − N = , (6.1) ∆t ` en la que se ha expresado la variación de la población neutrónica según una ecuación en diferencias finitas, de tipo generacional sucesiva. En la realidad, sin embargo, las generaciones están muy mezcladas en el tiempo, pero esto puede representarse por el límite diferencial de la expresión anterior, que transforma las ecuaciones (6.1) en una ecuación diferencial de variables continuas: k−1 k−1 dN = N N (t) = N (0) exp t, (6.2) dt ` ` N (t0 + `) = N (t0 ) · k,

que se han integrado de forma inmediata admitiendo que el factor de multiplicación efectiva es constante en el tiempo, lo cual es válido en primera aproximación. La conclusión más importante de la ecuación anterior es que representa una evolución del reactor muy distinta en función del valor de k. Así, se pueden distinguir claramente tres regímenes: – k = 1, en cuyo caso la población neutrónica permanece constante. Es el caso denominado crítico, en el cual el reactor está precisamente en su condición exacta de automantenimiento de la reacción en cadena. Este es el

62

6.5. Evolución temporal de la población neutrónica modo en el que ha de funcionar un reactor en régimen nominal. Implícitamente se considera que el reactor lleva crítico desde tiempo infinito o, a efectos prácticos, que ha olvidado ya sus condiciones iniciales, lo cual sucede habitualmente en unos pocos segundos. Durante ese período inicial transitorio, el reactor será crítico, pero aún no habrá alcanzado el régimen estacionario. – k < 1, lo que significa que la población neutrónica del reactor decrece exponencialmente con el tiempo. A este régimen se le denomina subcrítico y, de alcanzarse, la potencia del reactor se anularía en unos pocos segundos, o incluso en fracciones de segundo. – k > 1, lo que correspondería al régimen denominado supercrítico, en el que la población neutrónica del reactor aumentaría exponencialmente; la potencia del reactor alcanzaría un valor exorbitadamente alto y no podría ser extraída por el refrigerante del mismo. El régimen supercrítico sólo es tolerable en un reactor durante fracciones de tiempo muy cortas y, realmente, en condiciones de supercriticidad no muy separadas del estado crítico. La ecuación (6.2) puede escribirse de la forma: t

N (t) = N (0)e T ,

donde

T =

` , k−1

en la cual la variable T se denomina período del reactor. El período es infinito para el caso crítico y negativo para el caso subcrítico, pero realmente en dichos regímenes esta magnitud tiene poca relevancia. Su utilización real radica en el caso supercrítico, en el cual el tiempo T marca el intervalo que ha de transcurrir para que la potencia del reactor se multiplique por e. En un reactor comercial no se toleran estados supercríticos con valores muy bajos de T . Si éste cae por debajo de 10 segundos, las barras de control entran en el reactor y se anula la reacción en cadena. Por reactividad se entiende la capacidad del reactor de multiplicar la población neutrónica; numéricamente se define como k−1 k . La reactividad es positiva para los estados supercríticos. Hay que recordar que no todos los neutrones producidos en las fisiones son inmediatos, sino que algunos viven en estado fetal (dentro de los núcleos) durante un tiempo considerablemente largo hasta que emergen como netrones libres. En este sentido, el cómputo de duración de una generación neutrónica o intervalo entre dos generaciones de fisiones sucesivas se tendría que hacer de acuerdo con la ecuación: `¯ = (1 − β)` + β(τ + `), en la que se ha ponderado el número de neutrones inmediatos, 1−β, y el número de neutrones diferidos, cuya fracción es β, por sus duraciones correspondientes. Aunque en los neutrones diferidos se pueden identificar varias familias — típicamente seis—, en este caso se han congregado todas en una sola caracterizada por una constante de desintegración media λ, cuyo inverso es el tiempo


63

medio de decaimiento τ , que viene a ser del orden de los 13 segundos. A partir de la expresión anterior y de los datos expuestos se aprecia que el término debido a los neutrones inmediatos es despreciable frente al sumando debido a los neutrones diferidos, que es aproximadamente 0,09 segundos en el caso más usual de emplear 235 U como combustible, al que corresponde una β de 0,0065. Así pues, el tiempo efectivo de una generación parece estar dominado por los neutrones diferidos y resulta notablemente superior al que se había utilizado antes, que correspondía exclusivamente a la vida media de los neutrones libres. Este nuevo tiempo es casi cien veces superior al de dicha vida media en los reactores de grafito-gas y de diez mil veces superior en el caso de los reactores de agua ligera. Esto implica que las reactividades máximas que se pueden permitir para no traspasar el límite de período mínimo de 10 segundos se modifican sustancialmente. La cota de la constante de multiplicación efectiva será prácticamente independiente del tipo de reactor y sólo dependerá del combustible utilizado, puesto que éste es el que caracteriza a β y a λ. En el caso del 235 U, la k máxima permitida es de 1,009. Para mejorar la teoría expuesta, definiremos una k referida sólo a la producción de neutrones inmediatos, que llamaremos kp (de prompt neutrons): kp =

(1 − β)νΣf Φ P = (1 − β)k. Σa Φ

Tanto las absorciones como la probabilidad de no fuga afectan a todos los neutrones libres, pero en el numerador sólo se cuentan los inmediatos producidos, dado que los diferidos aparecerán, por término medio, unos 13 segundos después. En una primera aproximación, podríamos decir que la evolución a muy corto plazo estaría dominada por los inmediatos, y seguiría pues una ley: kp − 1 N (t) = N (0) exp t . ` Si kp > 1, la evolución temporal inmediata sería ya una exponencial creciente, y ` sería sólo la vida media de los neutrones libres, no la `¯ calculada anteriormente. A esta situación se la denomina supercriticidad pronta, y de alcanzarse tendría efectos muy dañinos. Por ejemplo, si en un reactor pwr1 de ` = 10−5 segundos se alcanza una kp = 1,001, se tendría que Tp = 0,01 segundos; es decir, en una centésima de segundo su potencia se habría multiplicado por e, y en un segundo habría alcanzado e100 ≈ 1030 veces el valor inicial. Estas cifras ponen en evidencia la rapidísima respuesta de un reactor supercrítico pronto. Existen, no obstante, ciertos mecanismos —que se analizarán posteriormente— que harían disminuir kp a medida que aumenta la temperatura. Aun así, la pendiente de subida es tan fuerte que los procesos termodinámicos subsiguientes serán altamente irreversibles y podrán dañar tanto al combustible como a las vainas, pudiendo asimismo expulsar al refrigerante del reactor por sobrepresión de ondas de choque. 1 . Como En definitiva, el parámetro k no debe nunca superar el valor 1−β β 1, dicho valor es igual a 1 + β. Así pues, el valor máximo de supercriticidad 1 La nomenclatura de reactores utilizada habitualmente es la siguiente: pwr significa Pressurized Water Reactor ; bwr, Boiling Water Reactor ; ambos tipos de reactores pertenecen a la clase de los reactores de agua ligera, lwr (Light Water Reactor ). Más adelante se tratarán de manera más extensa los diferentes tipos de reactores.

6.6. Potencia del reactor

64

o exceso de k sobre 1 que puede permitirse es precisamente β, la fracción de neutrones diferidos.2 En realidad, la cota superior que se especificará en los reactores corresponde a supercriticidades del orden de, a lo sumo, el treinta o el cuarenta por ciento del valor de β; de alcanzarse esa cifra, se produciría la inserción de las barras de apagado en el reactor, con lo que en dos o tres segundos tras la detección de esa violación de seguridad, la potencia neutrónica del reactor sería nula. El nivel de 10 segundos de mínimo período se fija por ser tres o cuatro veces superior al tiempo que se necesita para proceder al apagado neutrónico por la inserción mecánica de las barras, mucho más lenta que la detección, computación y envío electrónico de la orden de parada, que habitualmente se denomina scram.

6.6.

Potencia del reactor

El objetivo de una central nuclear es generar energía eléctrica, lo que tiene lugar gracias a un ciclo termodinámico en el que la fuente calorífica o foco caliente, directa o indirectamente, es el reactor nuclear. La temperatura que puede alcanzarse en ese foco caliente está acotada por las propiedades físico-químicas de los materiales que se utilicen. Las temperaturas que se alcancen dependerán de la potencia térmica que se genere y de los procesos de extracción de calor que se desarrollen. Estos últimos dependen básicamente del régimen de refrigeración, y de ahí que en materia de seguridad nuclear sea fundamental mantener la refrigeración suficiente para garantizar las temperaturas dentro del margen aceptable. Más de un 95 % de la potencia generada en el reactor se deposita en el combustible, mientras que alrededor de un 3 % se deposita en el moderador y el resto en los demás materiales —estructuras, absorbentes de control, etc.—. Esto es importante para establecer apropiadamente las ecuaciones de transmisión de calor y termohidráulica, pero por lo que a la neutrónica respecta, lo que más interesa ahora es señalar la diferencia entre la potencia directamente dependiente de la población neutrónica libre del reactor y la potencia emanada de las desintegraciones radiactivas. La principal característica de estos nucleidos radiactivos es que su potencia no se anula por el hecho de anularse la población neutrónica del reactor. La potencia radiactiva permanece, decayendo según las leyes de desintegración nuclear en función de los nucleidos que componen los productos de fisión (más los actínidos y productos de activación, para ser exactos).

6.6.1.

Potencia neutrónica

Sabemos que la tasa de fisiones Σf Φ. En cada fisión se liberan aproximadamente 205 MeV, de los cuales habría que descontar los neutrinos y la energía contenida potencialmente en los productos radiactivos, y habría que agregar la 2 Recuérdese

que β = 0,0022 para el

239

Pu y β = 0,0065 para el

235

U.


65

potencia de las capturas neutrónicas, que se producen el mismo tiempo que las fisiones. Todo ello viene a reducir la cifra anterior a unos 195 MeV por fisión. No debe entenderse que Σf Φ es directamente la fuente de calor en cada punto del reactor, pues ya se comentó que parte de esa energía se deposita distribuidamente, aunque la mayor parte, un 85 %, se deposita muy localmente. En todo caso, si se toma como volumen unitario una porción vertical de una barra de combustible con su refrigerante y su moderador asociado, el valor Σ f Φ será muy representativo de la densidad de potencia en esa zona. La expresión exacta de la densidad de potencia generada, en W/cm2 , es: W =a

Z

E0

Σf (E)Φ(E)dE, 0

donde a es un factor de conversión de unidades que, teniendo en cuenta una generación de potencia inmediata de 195 MeV por fisión, vale a = 3,15 · 10 −11 J/fisión. La densidad de potencia puede escribirse como: Z E0 Z Eth Σf ΦdE, Σf ΦdE + a W =a Eth

0

expresión en la que la primera integral se refiere al rango térmico (y es la fundamental) la segunda al resto. En el rango térmico se puede escribir: Z

Eth 0

¯f Σf ΦdE = Σ

Z

Eth

¯ f Φth , ΦdE = Σ

0

lo cual explica el carácter de promedio de Σf y el carácter de integral del flujo Φth . En cuanto a la variable espacial, es obvio que tanto Σf como Φ variarán de un punto a otro. La sección eficaz variará cuando cambie el medio material. El flujo lo hará de forma continua. Ahora bien, el valor estrictamente puntual de la densidad de potencia tiene poco significado. Es más representativo promediar el resultado sobre un pequeño volumen como el mencionado, con una porción vertical (de un centímetro aproximadamente) de barrita de combustible más su vaina, refrigerante y moderador asociados.3 La densidad de potencia se expresaría como: R R a V E Σf Φ(E, ν)dEdV R W (r) = . dV V Otro parámetro representativo de la potencia neutrónica es la potencia específica, referida a la potencia generada por unidad de masa de combustible. Se 3 El volumen V al que se extiende la integral no tiene por qué ser siempre de las dimensiones aludidas, sino que a veces hay que aplicarlo a todo un elemento de combustible, e incluso a todo el reactor —lo que proporcionaría la densidad de potencia media de la instalación—.


66 expresa así: E(r) =

a

R R V

ER

Σf Φ(r, E)dEdV , V m(r)dV

donde m(r) es la densidad de combustible, que sólo será distinta de cero dentro de la barrita de combustible.

6.6.2.

Quemado. Consumo de combustible

Las reacciones de absorción producen un cambio en la naturaleza de los nucleidos reaccionantes, que es drástico en el caso de la fisión. El término quemado identifica más estrictamente la extracción de energía del combustible nuclear. Más exactamente aún, se define el quemado, o el grado de quemado, como la cantidad total de energía extraída por unidad de masa del combustible inicialmente cargado en el reactor. El primer efecto del quemado es el consumo de nucleidos fisibles —particularmente el 235 U inicial— y tiene connotaciones negativas para el mantenimiento de la criticidad del reactor a largo plazo, pues se van depauperando sus cualidades de multiplicación neutrónica. El segundo efecto es la generación de nucleidos fisibles a partir de capturas fértiles, y lógicamente éste tiene un efecto positivo. En el caso de los reactores reproductores, el inventario total de fisibles aumenta con el tiempo, lo cual permite mantener la criticidad durante largos períodos de funcionamiento. Ahora bien, todos los reactores térmicos basados en 235 U son no reproductores, de modo que le inventario de nucleidos fisibles disminuye con el tiempo. El tercer efecto es la acumulación de productos de fisión, que tienen una repercusión realmente negativa para la capacidad multiplicadora neutrónica del reactor. El cuarto efecto —que en realidad es el mismo que el anterior, visto desde otra situación— es la disminución de nucleidos combustibles en su conjunto, incluso en el caso de reactores reproductores. El consumo neto se debe a las fisiones, pues las capturas no tienen otras consecuencias que cambiar unas especies por otras, apareciendo los transuránidos (actínidos altos) como el 239 Pu, el 240 Pu, 241 Pu, 242 Pu, americios y curios. A partir de un gramo de material combustible se obtiene que la energía generada por la fisión de todos sus núcleos es de aproximadamente 8 · 1010 julios, pero una cifra redondeada más fácil de recordar es la de 24 MWh, i.e., 1 MW día. Hay que tener en cuenta, en cualquier caso, que solamente un tres por ciento del material combustible experimenta fisión. Se trata de un porcentaje realmente bajo —aunque sea comercialmente rentable—, que desciende aún más si consideramos que para fabricar un kilogramo de uranio enriquecido hacen falta unos seis kilogramos de uranio natural. Cuando el combustible llega a estar tan depauperado en su reactividad que no puede mantener la reacción en cadena, el reactor se apagaría motu proprio. Aunque existen técnicas para alargar un poco su funcionamiento, el único remedio para volver a trabajar nominalmente es descargar el combustible más


67

quemado y reemplazarlo por otro nuevo. Ahora bien, además de la limitación por reactividad, el quemado alcanzable está limitado también por el máximo deterioro sufrido por las vainas, aunque esta limitación queda muy por encima de la anterior en los lwr. El motivo de esta limitación se debe a que la estructura metálica de la barra experimenta notables cambios por irradiación, tanto por capturas como por dispersiones, que originan núcleos de retroceso, creando vacantes intersticiales en la red cristalina. Ello hace que la vaina pierda ductilidad y que suba la temperatura de transición de comportamiento dúctil a frágil, con el consiguiente riesgo de aparición y propagación de grietas. En definitiva, cuanto mayor sea el grado de quemado a alcanzar, mayores han de ser los requisitos impuestos al material de las vainas y a sus procesos de fabricación.

6.6.3.

Potencia residual

Llamemos t al momento en el que calculamos la potencia del reactor, ai a la energía liberada promedialmente en cada desintegración y γi al llamado rendimiento de fisión —i.e., el tanto por uno de aparición del nucleido i en cada fisión—. La tasa de fisiones en un momento genérico τ vendrá dada por Σf Φ(τ ), siendo Σf la sección eficaz media de fisión y Φ el flujo total del reactor en el momento τ . La potencia residual será la suma de las contribuciones de todos los productos de fisión i, que poseerán una vida media cuyo inverso será la constante de desintegración, λi . De cada producto de fisión, su inventario Mi vendría regido por la ecuación: dMi (t) = γi Σf Φ(t) − λi Mi (t), dt cuya integración es: Mi (t) =

Z

t

γi Σf Φ(τ )e−λi (t−τ )dτ ; 0

de este modo, la potencia residual se expresaría por: Z t X γi Σf Φ(τ )e−λi (t−τ )dτ . Pr (t) = a i λi i

0

La teoría anterior adolece de una imprecisión fundamental: los productos de fisión primarios no decaen directamente en nucleidos estables, sino que son origen de una cadena de varias desintegraciones sucesivas. En dichas desintegraciones, además, los períodos varían mucho, de segundos a miles de años, todo lo cual obligaría a tener que resolver las ecuaciones de evolución para cada isótopo. En la práctica, la potencia residual se calcula por modelos semiempíricos que globalizan todas las contribuciones. La radiactividad acumulada en un reactor de potencia que lleve varios meses de funcionamiento es de inventario muy elevado, y su desaparición por decaimiento natural es muy lenta. Especialmente crítico para la seguridad del reactor es el período inmediatamente subsiguiente a la parada del reactor, pues


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la abundancia de desintegraciones hace que su potencia térmica asociada sea muy elevada. A efectos de potencia, lo que realmente cuenta es el resultado macroscópico de esas desintegraciones, que se puede medir como el porcentaje que representa la potencia residual sobre la potencia nominal con que había trabajado el reactor. Dado que los productos radiactivos alcanzan casi todos un nivel de saturación durante el funcionamiento, la potencia residual resulta casi independiente del tiempo que haya funcionado el reactor antes de su apagado. Para tiempos de enfriamiento superiores a un día, se puede utilizar, en primera aproximación, una ley empírica de decaimiento potencial —como resultado de la adición de las múltiples exponenciales existentes, algunas de ellas interrelacionadas—. Si llamamos T0 al tiempo de funcionamiento y t al de enfriamiento subsiguiente a la parada, la citada ley da: Pr = 0,0023(t−0,2 − T0−0,2 ), P0 donde los tiempos han de expresarse en días y la validez de la expresión queda restringida a t < T0 y t > 1 día. En los casos en que se requiera una evaluación muy precisa de la potencia residual se ha de recurrir a un cálculo preciso de la acumulación del inventario radiactivo (familia a familia) y de su posterior decaimiento, para lo cual existen códigos de computación.

Capítulo 7

Centrales nucleares 7.1.

Introducción

Una central nuclear es un tipo de central térmica en la que la obtención del vapor para accionar la turbina se produce mediante reacciones nucleares, particularmente la reacción de fisión. La materia prima que se emplea para alimentar las centrales nucleares es el uranio, pues el ciclo del torio, el otro material fisionable abundante en la Tierra, no ha sido comercializado hasta la fecha por carecer de isótopo fisible. Es en el foco calorífico de la central es donde se dan las características específicas de una central nuclear. El hecho de que exista radiación implica diferencias adicionales, incluso en el aspecto físico externo de la central, y por supuesto en todo lo referente a la protección y vigilancia radiológica. Un parque de alta tensión da salida, como en toda central térmica, a los kilovatios hora generados, que son vertidos a la red general de transporte de electricidad. Este parque es, en principio, absolutamente convencional en todos sus sistemas, aunque merece destacarse por su tamaño, debido a la potencia nominal de los reactores nucleares de hoy día. Los transformadores principales del parque de alta tensión van alimentados a través de las barras que provienen del o de los alternadores de la central. En los primeros diseños de centrales nucleares, en los que la potencia unitaria de los turbogeneradores era inferior a la potencia total del reactor, existían dos o más alternadores por cada reactor. En las centrales actuales, y prácticamente en todas las construidas a partir de 1970, el conjunto turbina-alternador es unitario por reactor, lo cual ha significado un aumento extraordinario en la potencia unitaria de las turbinas, que en menos de diez años pasaron de unos 250 MW eléctricos por unidad a más de 1 000 MW eléctricos por unidad. Datos típicos de un turbogenerador de una central de 1 000 MW eléctricos son: alternador síncrono trifásico de 22 kV, con 1 220 MVA de potencia total, un factor de potencia de 0,9, refrigeración interna por hidrógeno a 3 atm, con excitatriz por eje, sin escobillas y estator refrigerado por agua. Su velocidad nominal de giro, en Europa, es de 1 500 rpm, mientras que en América es de 1 800. La conversión de la energía calorífica a energía mecánica se realiza según un esquema tradicional de ciclo de Rankine, aunque el circuito del fluido de

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7.1. Introducción

trabajo (agua-vapor) va considerablemente más sellado y protegido respecto de fugas de lo que es habitual en las centrales térmicas. Si esto es válido en general para todo tipo de centrales, mucho más lo es para aquellas —como el reactor bwr— en los cuales el vapor se genera en la propia caldera nuclear. En la concepción básica del circuito termodinámico se identifican cuatro grandes componentes: el sistema de generación de vapor, la turbina, el condensador y las bombas. Al igual que la turbina, el condensador y las bombas han de estar dimensionados para la potencia unitaria de la central, que puede alcanzar e incluso superar los 3 000 MW térmicos. El rendimiento de conversión en las centrales nucleares es de un 31 o 32 por ciento, menor que en las centrales térmicas convencionales, porque la temperatura del foco calofírico en las centrales nucleares no puede alcanzar, por motivos de seguridad, las temperaturas de una caldera de combustión. Esto implica mayor calor evacuado a través del condensador por unidad de energía eléctrica producida en la central. Por motivos elementales de seguridad y de elasticidad de respuesta ante posibles desconexiones del equipo eléctrico, las centrales disponen de un by-pass de la turbina al condensador y en algunos casos (infrecuentes en nuestro ámbito tecnológico) de condensadores adicionales o aliviadores de carga térmica. Esta posibilidad de desviar el vapor al condensador en el caso de que la turbina quede inoperante por su desacoplamiento con el alternador —y deje de funcionar, por tanto, como sumidero de energía para equilibrar el ciclo termodinámico— permite desacoplar hasta cierto punto las condiciones de trabajo del reactor nuclear de las anomalías que puedan ocurrir en la red eléctrica exterior, aunque este desacoplamiento no puede ser duradero más allá de un cierto plazo. No obstante, el desacoplamiento ha de ser tal que permita la respuesta segura del reactor y su acondicionamiento en una situación de espera que no conlleve ningún problema de refrigeración. En las bombas usadas es común la existencia de laberintos y estopadas múltiples para evitar la fuga de refrigerante; no sólo por razones de presurización del circuito, que son elementalmente importantes, sino asimismo para minimizar la dispersión de radiactividad y mantener la integridad del circuito de trabajo termodinámico, que es en cierta medida una barrera contra la difusión de efluentes radiactivos. En cualquier reactor existen varias bombas de alimentación por dos motivos: en primer lugar, por el hecho de que la potencia calorífica a extraer suele necesitar varias bombas con objeto de dotar al fluido de las condiciones de presión y caudal necesarias para extraer la alta potencia calorífica generada. Por otro lado, y con mayor relevancia aún desde el punto de vista de la seguridad, la multiplicidad de componentes en paralelo permite siempre mejorar la disponibilidad o fiabilidad general, e impide que un único fallo en una bomba pueda repercutir negativamente, al cien por cien, en las condiciones de refrigeración del reactor. En los casos de generación directa nuclear del vapor, existen dos conjuntos de bombas: uno que realiza la circulación de condensado y otro que realiza la recirculación del refrigerante no convertido a vapor durante su paso por el núcleo; esta conversión, para garantizar la refrigeración adecuada de la parte superior del reactor, no puede pasar de un cierto porcentaje de vapor en peso, que normalmente ronda el 13 por ciento.

7. Centrales nucleares

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En los reactores de agua a presión, existen dos circuitos absolutamente diferentes, con un componente común que son los generadores de vapor, aunque en ellos no hay nunca mezcla del refrigerante primario y del secundario. En el caso de los reactores de grafito-gas, un fluido gaseoso realiza la refrigeración del reactor, para posteriormente generar vapor en el generador de vapor. En este caso las bombas de impulsión del gas refrigerante primario son esencialmente soplantes; es decir, muy similares a los ventiladores convencionales, pero accionados en este caso por una turbina de vapor. Las bombas de condensado, por el contrario, actúan en el circuito secundario, reponiendo en el calderín del generador de vapor el agua condensada, una vez expansionada en la turbina. El reactor es el sistema en el cual se verifican las reacciones de fisión, así como otra serie de reacciones de reacciones nucleares, y se aumenta la temperatura de sus componentes a partir de la liberación energética de las reacciones, teniéndose que proceder a su refrigeración para mantener las temperaturas en un nivel estacionario, y tan alto como sea tecnológicamente posible.

7.2.

Tipología de reactores

7.2.1.

Reactores de agua a presión

La característica básica de los reactores de agua a presión es que el agua refrigerante del reactor permanece líquida a su paso por el reactor. Como consecuencia de esta opción de diseño, el vapor necesario para accionar la turbina se ha de generar en un componente diferente de éste, situado a menor presión que la del circuito primario. El circuito primario, en el caso de los grandes reactores de potencia unitaria de 3 000 MW térmicos, está distribuido en tres lazos, todos los cuales pasan por el corazón del circuito, que es el propio reactor. Cada lazo tiene un generador de vapor y una bomba de recirculación. En el generador de vapor el agua del primario cede su energía al agua del secundario, que entra en ebullición. El agua así enfriada en el primario del generador de vapor retorna, gracias a la impulsión de las bombas, al reactor. Un componente adicional es el presionador, sistema que actúa para regular la presión de trabajo del circuito primario y que tiene como función la de inyectar o extraer agua del circuito, según se necesite aumentar la presión de éste o relajarla. En el circuito secundario se realiza, estrictamente hablando, el ciclo termodinámico, pues en él se encuentra el generador de vapor o foco caliente, la turbina, el condensador y las bombas de condensado, que vuelven a presionar el fluido asta las condiciones de trabajo del secundario del generador de vapor. En éste se introduce el agua caliente del primario por la parte interna de unos tubos de transmisión, por cuyo exterior viaja el fluido secundario que se transforma en vapor. En cuanto al reactor, se halla inserto en una vasija de acero, de medio metro de espesor aproximadamente, provista de una tapa que va embridada a la vasija en condiciones normales de funcionamiento, y que puede retirarse de la misma

72

7.2. Tipología de reactores

para proceder a la recarga del combustible. El combustible ocupa el lugar inferior del espacio hueco de la vasija, estando en la parte superior los elementos guía de las barras de control, que en número parcial estarán fuera del combustible durante el funcionamiento nominal. El refrigerante entra en la vasija del reactor por las bocas conectadas a las ramas frías del circuito primario, procedentes de las bombas de recirculación, y tras viajar por la zona periférica del anillo de la vasija, llegan a su espacio inferior, para a partir de ahí subir verticalmente lamiendo las vainas del combustible y proceder a su refrigeración. El refrigerante emerge por la parte superior del núcleo y se distribuye a través del amplio espacio superior hacia las bocas que conectan con las tuberías conducentes a los generadores de vapor. El combustible va encapsulado en vainas de aleación de circonio cuya integridad es uno de los primeros objetivos de seguridad nuclear, para evitar que los productos radiactivos que se generan en el combustible durante el funcionamiento de la central puedan pasar al refrigerante y, posteriormente, al medio circundante. El combustible se fabrica en forma de pastillas de dióxido de uranio enriquecido (UO2 ), con una concentración de 235 U sobre el uranio total del orden del tres por ciento. Las dimensiones de las pastillas son de algo menos de un centímetro de diámetro y unos 2,5 de altura, y se apilan en el interior de la vaina, manteniéndose firmes mediante la presión de un muelle vertical instalado en el tapón de la vaina, a la vez que se presuriza ligeramente el interior mediante un gas inerte para mejorar la transferencia de energía en la interfaz combustiblevaina. En la parte superior de la vaina queda un espacio hueco para alojar los productos de fisión gaseosos que escapan de las pastillas de combustible. Las vainas así cargadas —que tienen aproximadamente 1 cm de diámetro unos 4 m de altura, de los cuales unos 360 cm son de altura activa, i.e., de combustible real— se agregan formando lo que se denomina elemento de combustible, que es la pieza unitaria de movimiento de combustible en el interior del reactor. La constitución de estos elementos obedece a una estructura reticular cuadrangular, formando en su interior figuras prismáticas de unos 21 cm de lado y 4 m de altura. Existen un pie y un cabezal para alojar las vainas en su posición correspondiente y darles la rigidez mecánica adecuada. Con ese motivo también se disponen una serie de rejillas espaciadoras a diversas alturas de las vainas, para mantener éstas en la posición debida y evitar aproximaciones entre vainas que produzcan puntos de escasa refrigeración que alcancen temperaturas muy altas. Al final de cada ciclo de operación, que dura entre 12 y 24 meses, se ha de recargar el reactor, extrayéndose los elementos combustibles más gastados e insertando elementos nuevos o frescos. Es precisa la existencia de un edificio de combustible —o, en su caso, una piscina de combustible próxima al reactor— para poder verificar la recarga de éste, teniendo en todo momento que ir los elementos de combustible irradiado bajo agua, debido a la potencia residual. Finalmente, en la central debe existir un sumidero último de calor que, incluso en los accidentes más severos que se puedan prever, garantice la refrigeración del calor producido por las desintegraciones radiactivas. Este sumidero último de calor debe tener una construcción sismorresistente para garantizar su funcionamiento en el caso del terremoto más perjudicial que se haya previsto en el diseño.


7.2.2.

73

Reactores de agua en ebullición

Al contrario que los de agua a presión, los reactores de agua en ebullición están concebidos para que el agua que refrigera el combustible cambie de fase a su paso por el reactor. Desde este punto de vista, el reactor de agua en ebullición está más cerca de la concepción clásica de una central térmica, en el sentido de que no introduce componentes adicionales en el proceso de generación de vapor, sino que emplea directamente el reactor como generador de vapor, en clara similitud a una caldera de combustión. Los reactores de agua a presión, que tienen un circuito primario absolutamente estanco en condiciones nominales, ofrecen a priori una barrera adicional contra la propagación de radiactividad respecto de lo que ocurre en los reactores de agua en ebullición, en los que la fuga de los productos radiactivos al refrigerante se puede transmitir directamente al exterior. Por otra parte, la no introducción de una barrera intermedia en el proceso de generación de vapor, como es el generador de vapor en su interfaz primario-secundario, hace que los reactores de agua en ebullición presenten una realimentación nuclear-termohidráulica más viva, que permite ajustar la potencia del reactor a la demanda del turboalternador con mayor flexibilidad. En la vasija de los reactores bwr existe una recirculación de agua líquida hacia la parte anular de la misma, alrededor del reactor, donde se mezcla con la proveniente del condensado. Esta mezcla es succionada por una corriente formada con el agua de la parte inferior de dicho espacio anular, entrando todo ello en el colector inferior, desde el cual penetra ascendiendo en el núcleo del reactor, lamiendo verticalmente las vainas al igual que en el pwr, pero entrando en ebullición en este caso. La ebullición no es total: aproximadamente el 13 por ciento se convierte en vapor, recirculándose como agua líquida el 87 por ciento restante hacia el espacio anular exterior. El combustible de los reactores de agua en ebullición es, asimismo, óxido de uranio y, por supuesto, va envainado en tubos de aleación de circonio. Las dimensiones de los componentes del reactor son sensiblemente parecidas a los reactores de agua a presión, aunque en este caso la altura activa sea unos 20 cm mayor y la disposición de las varillas en elementos de combustible no se haga en bloques de base tan ancha, sino en prismas más pequeños, de unos 13 × 13 cm.1

7.2.3.

Reactores de grafito-gas

Los reactores de grafito-gas, que funcionan con uranio natural, constituyen la primera familia comercial de reactores nucleares. Aunque posteriormente se han visto superados desde el punto de vista económico y tecnológico por los reactores de agua ligera, esto no significa en absoluto que sus características básicas o de seguridad sean poco atractivas; se trata simplemente de que el de1 En los pwr el número de varillas es del orden de 200 o incluso mayor, empleándose configuraciones de 14 × 14 o 16 × 16 varillas por elemento; por el contrario, en los bwr iniciales se empleaban 6 × 6 varillas por elemento, y en los más modernos 8 × 8 varillas.


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sarrollo tecnológico de los reactores de agua ligera, especialmente en lo referente a potencia unitaria, ha hecho que los reactores de grafito-gas resulten menos rentables. En los generadores de grafito-gas, la generación de vapor se hace indirectamente, puesto que el combustible no es refrigerado por agua, sino por CO2 . La elección de este refrigerante se debe fundamentalmente a tres motivos: su escasa actividad química, lo cual permite emplear cualquier tipo de material en el reactor sin que existan problemas de incompatibilidad química con el refrigerante; su gran transparencia neutrónica, lo cual es necesario en este tipo de reactores que emplean uranio natural; y, por último, el hecho de que la densidad de potencia de estos reactores es pequeña, entre otras razones porque la fracción de volumen que puede ocupar el combustible es reducida, por la alta razón que tiene que haber entre el número total de átomos de carbono en el grafito que sirve de moderador y el número total de átomos de combustible. La necesidad de grandes volúmenes de grafito para moderar neutrones hace que estos reactores sean muy voluminosos en comparación con los reactores de agua ligera, y su densidad de potencia sea relativamente baja. El uso del carbono como moderador se debe a sus buenas propiedades neutrónicas, en tanto que permite ralentizar los neutrones rápidos de fisión y a su vez captura muy pocos neutrones, por lo que no incide de manera negativa en la economía neutrónica del reactor. El reactor va embebido en una gran edificación que incluye también los turboventiladores que sirven para mover el CO2 y mantener el caudal refrigerante. En el circuito de refrigeración se incluye un intercambiador de calor gas-agua en cuyo secundario se genera vapor. A partir de este vapor, las características son sensiblemente similares a las de las centrales térmicas convencionales. El combustible es, en este caso, uranio metálico aleado y envainado; la configuración física del combustible ha sufrido una evolución, pues inicialmente tenía forma de estrella trigonal, y en los reactores más modernos es un cilindro hueco refrigerable tanto por el interior como por el exterior. El combustible se fabrica en módulos de altura reducida, del orden de 60 cm, apilables uno sobre otro dentro de los canales que forman los bloques de grafito, cuyo apilamiento constituye la estructura fundamental del reactor. Los bloques de grafito forman efectivamente una agregación en columna que permite la ubicación de los elementos combustibles, que son recargables con el reactor en funcionamiento a través de una máquina que opera sobre el techo del reactor y conecta su pequeño almacén de elementos con el canal en el que se tiene producir la sustitución. Esta recarga continua es fundamental para la economía de estos reactores, pues al emplear uranio natural disponen de muy poca reactividad inicial, y el quemado de descarga es de unos 5 MWd/kg.

7.2.4.

Reactores de agua pesada

Los reactores de agua pesada obedecen a un concepto similar a los reactores de agua a presión, pero la configuración del reactor nuclear y su circuito prima-


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rio son distintos del ya visto. Pueden funcionar con uranio natural, aunque a menudo emplean uranio ligeramente enriquecido, y emplean agua pesada como moderador. Disponen de unos generadores de vapor en los cuales hay transferencia de calor del circuito primario al secundario, que es en el que se realiza el ciclo termodinámico de Rankine, al igual que en los pwr. El circuito primario consta de un reactor contenido en una gran calandria o tanque de agua pesada, que es cruzada por los canales donde se aloja el combustible. Estos canales van refrigerados también por agua pesada, aunque en este caso no se mezcla con la que constituye la masa de moderador, pues este agua pesada interna o próxima al combustible tiene la misión fundamental de refrigeración y debe alcanzar una temperatura suficiente para la producción de vapor en los generadores antedichos. Al igual que en los reactores de grafito-gas, en éstos se produce la recarga de combustible de modo continuo, y los elementos de combustible entran por uno de los extremos del tubo o canal de combustible y salen por el otro. Los elementos de combustible se constituyen también como una agregación de varillas de dióxido de uranio envainadas, aunque en este caso el elemento de combustible posee forma cilíndrica en vez de prismática. Debido a la altísima inversión que requieren, estos reactores han tenido un despliegue comercial relativamente modesto, restringido fundamentalmente a Canadá, con algunas exportaciones a América Latina y Asia, debiéndose señalar no obstante que obtienen unos factores de carga elevadísimos y, en general, unas prestaciones muy positivas, como consecuencia, entre otras cosas, de su mecanismo de recarga continua.

7.2.5.

Reactores rápidos

El principio físico de los reactores rápidos es evitar la moderación de neutrones, de modo que éstos permanezcan rápidos hasta su desaparición por fuga o por absorción en un núcleo —que es el suceso que domina casi al cien por cien la desaparición de neutrones en un reactor—. Esta clase de reactores no han sido comercializados aún, y es posible que encuentren dificultades en su comercialización, por problemas relacionados con su seguridad y específicamente con el uso abundante de plutonio. Los reactores rápidos ofrecen como principal peculiaridad la obligación de no introducir entre sus componentes ningún material de peso atómico ligero, como podría ser el agua. Esto lleva a la necesidad de refrigerarlos mediante metales líquidos, particularmente sodio. En este caso, por tratarse de un metal alcalino y por su reactividad química con el agua, existen tres circuitos de refrigeración encadenados, verificándose en el terciario el ciclo termodinámico del agua. En el primario se refrigera el reactor transfiriéndole la energía calorífica al secundario, a través de un intercambiador sodio-sodio. Todos los elementos principales de los reactores rápidos, incluido el núcleo


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del reactor y la cobertura fértil que lo rodea, están sumidos en una gran cuba de sodio, que circula en fase líquida realizando el recorrido primario de modo integral dentro de la vasija. La causa fundamental de tal adopción se debe a la búsqueda de un sistema que minimice la probabilidad de fuga de sodio y fallo en la refrigeración del reactor. Esta modalidad de circuito primario integrado y de mínima probabilidad de fuga puede inspirar la evolución de los reactores de agua a presión hacia sistemas más seguros. También ha sido adoptada en los diseños de reactores híbridos. El reactor en sí está constituido por un núcleo central de alto contenido en plutonio —en forma de dióxido mezclado con UO2 —, rodeado de una cobertura de uranio empobrecido (de colas de enriquecimiento) que envuelve al reactor tanto verticalmente como alrededor de su periferia cilíndrica. Los elementos de combustible en los cuales se ensamblan las varillas de combustible suelen configurarse hexagonalmente y poseen una altura activa muy reducida, de tan sólo un metro en algunos diseños, con objeto de maximizar las fugas axiles para minimizar los efectos peligrosos de reactividad que pueden producirse por el vaciado del sodio. Las fugas neutrónicas del núcleo son absorbidas en la capa fértil, produciéndose precisamente el efecto reproductor, i.e., la generalización de nucleidos de 239 Pu a partir de las capturas neutrónicas en el 238 U.

7.2.6.

Reactores híbridos

La principal característica de los reactores híbridos es que no alcanzan la masa crítica. Se denominan híbridos porque utilizan dos reacciones sinérgicamente relacionadas con objeto de hacer posible su funcionamiento, pues la reacción de fisión por sí sola no mantendría la reacción en cadena. La otra reacción sinérgica tiene que producir los neutrones que alimenten la multiplicación neutrónica subcrítica. Aunque hay varias opciones de cara a escoger esta segunda reacción, las alternativas más claras son la reacción de fusión deuterio-tritio (que produce un núcleo de helio y un neutrón de 14 MeV) y la reacción de espalación, provocada por el choque sucesivo de un protón muy rápido (varios cientos de MeV) contra varios núcleos de un isótopo pesado, como el plomo o el 238 U. De estos choques el protón arranca decenas de neutrones, de varios MeV cada uno. En el caso de utilizar la reacción deuterio-tritio, se necesita un pequeño reactor de fusión para producir el flujo neutrónico que alimente al conjunto subcrítico de fisión. Esos reactores de fusión aún no están disponibles, ni siquiera en fase de investigación. Por el contrario, sí existen numerosos aceleradores de protones para producir fuentes de espalación. Esta es la opción seguida en el Amplificador de Energía, cuyos primeros experimentos fueron hechos en el cern en otoño de 1994. Tanto la fuente de espalación como el conjunto subcrítico (en el que puede usarse torio preferentemente) están inmersos en una gran vasija de plomo fundido. Este material cumple dos misiones importantes: la de fluido calorífero que refrigera el reactor, transfiriendo el calor a un cambiador; y la de difusor neutró-


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Cuadro 7.1: Características de diversos reactores convencionales Tipo pwr bwr hwr gcr

Comb. UO2 UO2 UO2 metal

Enriquecimiento 3,5 3,2 1,2 0,71

MWd/kg 35 32 10 5

W/cm3 105 55 10 2

W/g 37,5 25 12 3

nico, para que los reactores se distribuyan uniformemente por el reactor. Este cambiador de calor representa un foco caliente para alimentar un ciclo de Rankine, aunque el calor puede tener otras aplicaciones directas o de transformación (desalación de agua de mar, síntesis de combustibles químicos, producción de hidrógeno, etc.). La mayor ventaja que aportan los reactores híbridos es la de trabajar en régimen subcrítico, y ser por tanto inmunes a accidentes de reactividad, los más catastróficos que pueden ocurrir en la industria nuclear.

7.3.

Magnitudes básicas de los reactores nucleares

En la tabla (7.3) figuran una serie de datos sobre las distintas familias de reactores citadas anteriormente; la tabla se completa con las siguientes definiciones: – Material combustible: es la forma físico-química en la que se dispone el combustible fisionable. Suele utilizarse una aleación metálica en el caso de que el combustible vaya a recibir una tasa de irradiación o quemado baja, mientras que en los casos de alta irradiación se recurre al dióxido de uranio —perfectamente miscible con el dióxido de plutonio—; se han identificado otros combustibles alternativos que no han llegado a comercializarse, tales como el carburo de uranio y el nitruro de uranio. – Enriquecimiento: expresa, en tanto por ciento (bien en átomos o bien en peso) la cantidad de 235 U sobre uranio total. La palabra enriquecimiento hace referencia al combustible que contiene más 235 U del que existe en el uranio natural (un 0,71 por ciento), y asimismo se emplea para designar el proceso industrial de separación isotópica por el cual se obtiene un producto enriquecido y unas colas empobrecidas. – Quemado o grado de quemado: mide la cantidad de energía extraída de un combustible nuclear. Habida cuenta de que la fisión completa de todos los núcleos contenidos en un gramo de material combustible (uranio, plutonio, torio. . . ) representa, en números redondos, 1 MWd, se emplea la unidad de MWd por tonelada o kilo de combustible para expresar esta magnitud.

7.3. Magnitudes básicas de los reactores nucleares

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– Densidad de potencia: es el cociente entre la potencia térmica generada en el reactor y el volumen ocupado por éste. También se emplea para expresar, de modo más local, la potencia generada alrededor de un punto del reactor, por centímetro cúbico. Esto requiere ciertas matizaciones, puesto que la potencia se genera mayoritariamente en el seno del combustible, con pequeña aportación a la potencia generada térmicamente en el refrigerante, en el material estructural y en el material de control, por interacciones neutrónicas con estos materiales. Como, por otra parte, el refrigerante tiene que evacuar la potencia térmica generada en el combustible, esta magnitud se usa siempre en un sentido promediado o integral, i.e., abarcando todos los materiales que constituyen el reactor. – Potencia específica: es la potencia térmica dividida por la masa de combustible empleada en el reactor. Se puede aplicar igualmente como una magnitud de descripción local, afectando a una varilla de combustible, a todo un elemento de combustible, etc. El quemado es igual al producto de la potencia específica (expresada en MWd/kg) por el tiempo de funcionamiento (expresado en días); lógicamente, de ello se deduce que las distintas varillas del reactor, y una varilla a distintas alturas, pueden experimentar grados de quemado diversos en función de la potencia específica de cada punto.

7.3.1.

Criticidad y quemado

Para que un reactor funcione en régimen estacionario, debe haber alcanzado lo que se denomina masa crítica; ésta es la cantidad de combustible, a la densidad especificada, con la cual se obtiene una multiplicación neutrónica que iguale a las pérdidas neutrónicas totales, con lo que la población neutrónica libre en el reactor se mantenga constante a lo largo del tiempo. La masa crítica no es un concepto simple, sino que está relacionado con la configuración y composición del reactor; con mayor rigor habría de hablarse de estado crítico, concepto definido con anterioridad. A lo largo de la irradiación del combustible, medida en tiempos macroscópicos habituales (horas, días, etc.), se va produciendo una depauperación del combustible nuclear, que se empobrece en nucleidos fisibles contenidos en su seno y, sin embargo, va incrementándose en productos de fisión, que en mayor o menor medida son absorbentes neutrónicos. La consecuencia fundamental de esta evolución es que el reactor, a medida que transcurren los días efectivos a plena potencia, va cambiando su composición isotópica de manera ostensible, con lo que cambian también las especificaciones de su estado crítico. Para contrarrestar este efecto caben dos alternativas: o bien eliminar nucleidos que capturen neutrones en abundancia —lo que supondría extraer absorbentes del reactor— o bien aumentar el contenido de nucleidos fisibles en el reactor —lo que supondría incorporar a éste combustible fresco—. No es posible realizar una extracción efectiva y segura de los productos de fisión (venenos neutrónicos) por las implicaciones radiológicas que conllevaría. Así pues, si se desea tener capacidad para extraer un absorbente, es necesario haberlo introducido


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previamente, como previsión de las necesidades de extracción de este material que van a aparecer después. Por ello, en vez de partir de un reactor que esté optimizado en su momento inicial, precisamente se empobrece la capacidad multiplicadora neutrónica de dicho reactor introduciendo un absorbente manejable o absorbente de control ; se llama así porque será el material móvil a través del cual se mantendrá el control del reactor, bien en funcionamiento estacionario, bien en situación de parada segura. Los materiales usados como absorbentes neutrónicos de control y la disposición física de éstos varía de una familia de reactores a otra. En los reactores de agua ligera, el nucleido empleado por excelencia es el 10 B, uno de los dos isótopos naturales del boro.2 También son materiales susceptibles de ser empleados con este fin las aleaciones de cadmio, plata e indio; el hafnio, y el gadolinio. En cuanto a la forma físico-química de disponer el absorbente de control, la práctica más general es hacerlo en forma sólida, envainado, formando barras o placas manejables desde el exterior con el mecanismo adecuado. Sin embargo, en el reactor de agua a presión se puede emplear disuelto en el agua para lograr una mayor uniformidad volumétrica del efecto de absorción neutrónica. Esto se verifica diluyendo ácido bórico en el agua de refrigeración y variando su concentración por adición o extracción de agua borada en función de las necesidades de la planta. Así, los reactores, en el momento del inicio de su funcionamiento, tienen un combustible en su seno con masa potencialmente mayor que la masa crítica; lo cual, sin embargo, no es exactamente cierto, por la presencia de un absorbente exterior introducido precisamente para contrarrestar el exceso de reactividad del combustible empleado. Este exceso de reactividad es lo que va a permitir que el reactor funcione durante un período más o menos largo sin necesidad de extraer combustible irradiado e introducir combustible fresco. A lo largo de este período, que corresponde al ciclo de quemado, el operador ha de ir extrayendo el absorbente de control, de tal manera que vaya manteniéndose el estado crítico del reactor. En los primeros reactores comerciales, que fueron los de grafito-gas, el exceso de reactividad que se podía alcanzar al comienzo de un ciclo era ciertamente pequeño, porque usaban uranio natural como combustible, como ya se ha dicho, lo que obligó a diseñar estos reactores para que pudieran funcionar con recargas continuas; esta recarga continua, como también se ha mencionado, sólo era posible gracias al escaso quemado de descarga y la baja densidad de potencia característicos de estos reactores. Algo absolutamente distinto ocurre en los reactores de agua ligera, donde los grados de quemado alcanzados son de 30 MWd por kilogramo y las densidades de potencia y presiones de trabajo no permiten la recarga continua con fiabilidad y seguridad suficientes, por lo que se opta por un sistema de recarga discreta. 2 En realidad, el boro se emplea siempre como tal material, i.e., sin separación neutrónica previa, puesto que este proceso, muy caro, no estaría justificado en absoluto desde el punto de vista de la eficacia neutrónica de su absorbencia. El boro natural (que contiene una 19 por ciento de 10 B), en la forma química que mejor se preste a las necesidades del tipo de reactor, suele ser el absorbente más usado.

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Cada 12, 18 ó 24 meses se detiene el reactor y se procede a la sustitución de los combustibles gastados por los elementos nuevos, a la vez que se reorganiza la configuración de los diversos elementos del reactor para obtener la mejor distribución de potencia con la mayor simetría posible respecto del eje vertical del reactor. En este caso, lógicamente, no se produce la recarga de un solo elemento de combustible cada vez, sino de varios de ellos, aproximadamente un tercio de los que en total conforman el núcleo. Por ello, al comienzo de un ciclo nuevo en un reactor de agua ligera, el exceso de reactividad es muy considerable. Un ciclo de combustible queda finalizado cuando, tras la extracción de todos los absorbentes de control, el reactor esté en estado crítico, pues a partir de ahí un quemado adicional del reactor supondrá un empobrecimiento de éste en capacidad multiplicativa y un aumento del inventario de productos de fisión, lo que en definitiva llevará al reactor a un estado subcrítico, en el que se apagará rápidamente su población neutrónica, anulándose prácticamente la tasa de fisiones. En la práctica, existe la posibilidad de extender ligeramente la duración del ciclo, pero a costa de disminuir la potencia del reactor para reducir la temperatura del combustible; esta magnitud puede coadyuvar, junto con la densidad del refrigerante, a generar un incremento de reactividad, aunque relativamente pequeño. Esta práctica, denominada coastdown, no es aplicada más que en casos estrictamente necesarios en los que conviniera demorar unos días la finalización del ciclo, mediante la reactividad extra generada por reducción de la temperatura del combustible. Para conseguir un adecuado desarrollo de cada ciclo, es necesario realizar previamente los análisis y estudios de gestión de combustible, que llevarán a la identificación de cuál es el enriquecimiento idóneo a cargar en los combustibles frescos y cuál ha de ser la configuración detallada de los diversos elementos de combustible en el seno del reactor. Con ello se conseguirán minimizar los picos de potencia y temperatura, y uniformar la potencia específica en los diversos puntos del reactor.

7.3.2.

Autoestabilidad del reactor

El control externo, que tiene una importancia fundamental en los reactores de investigación de muy alta potencia, no es, sin embargo, la causa de que el reactor se estabilice en el estado crítico en los reactores de alta potencia y, particularmente, en los reactores comerciales. En éstos existen unos mecanismos de realimentación negativa de la población neutrónica del reactor, que tienden a mantener ésta en un nivel constante, o a pasar a un nivel estable superior o inferior en función de las acciones externas que se hayan introducido en el reactor. Gracias a esta realimentación negativa, que actúa además en un plazo de tiempo del orden de la propia generación neutrónica, los reactores comerciales poseen unas características extraordinarias de autoestabilidad. Los procesos en que se basa esta realimentación negativa se denominan efectos de reactividad, y en los reactores de potencia refrigerados por agua son básicamente dos: el efecto Doppler o efecto de la temperatura del combustible,


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y el efecto de densidad del moderador, que en este caso es agua ligera. En el caso de los reactores moderados por grafito y refrigerados por gas, el segundo efecto importante es el de la temperatura del grafito —que corresponde a la temperatura de termalización de los neutrones— y no, lógicamente, el de la densidad del refrigerante, que no tiene efectos sobre la población neutrónica. El efecto Doppler o de temperatura del combustible tiene lugar cuando aumenta la temperatura del combustible y es consecuencia del aumento de capturas neutrónicas en el 238 U. Por tratarse de un proceso de transmisión de calor por conducción en el seno del propio combustible, este mecanismo de realimentación es muy rápido, con constantes de tiempo del orden de la cienmilésima o diezmilésima de segundo. Esta realimentación se opone, por ejemplo, a cualquier aumento de potencia, como consecuencia del aumento de temperatura que aquél conllevaría. De modo similar, si la refrigeración empeora, el combustible se calienta, se producen más capturas neutrónicas y la potencia desciende. El mecanismo de realimentación a través de las variaciones en las variables físicas de los moderadores es distinto en el caso del agua que en el del grafito. En el primero, el efecto es relativamente complejo, y se concreta en un cambio de las condiciones de moderación de los neutrones, lo cual repercute en el resultado de la competencia entre procesos nucleares que se da en el reactor. Aunque este mecanismo es complejo, se puede acotar un rango de variables en el cual se garantiza que, a través del efecto de la densidad del moderador, se tendrá un mecanismo de realimentación negativa. En el caso del grafito, lo que varía al cambiar la temperatura de éste es la temperatura del espectro neutrónico térmico, lo cual conlleva a su vez variaciones en la competencia entre procesos nucleares, y particularmente en la mayor o menor probabilidad de provocar fisiones. El grafito puede inducir realimentaciones positivas (y, por tanto, ser causante de inestabilidades) en presencia de 239 Pu, por la resonancia de fisión que posee este nucleido alrededor de 0,3 eV. No obstante, las consecuencias de este efecto son despreciables frente al efecto Doppler en prácticamente todas las situaciones que se pueden prever en un reactor, y por supuesto en todas las situaciones tolerables de su funcionamiento.

7.3.3.

Conversión y reproducción en el combustible nuclear

En las denominadas capturas fértiles, los nucleidos de tipo par-par, como el U o el 232 Th, capturan un neutrón convirtiéndose en el siguiente isótopo de número másico más alto, concretamente 239 U o 233 Th, que son emisores de vida relativamente corta y que, tras dos emisiones de este tipo, se transforman en nucleidos par-impar de carácter fisible. Las siguientes reacciones ejemplifican el proceso:

238

238 92 U

β−

β−

−→ 239 −→ 239 + n −→ 239 94 Pu, 93 Np − 92 U −

232 90 Th

β

−

β

−

−→ 233 + n −→ 233 −→ 233 92 U. 91 Pa − 90 Th −

(7.1) (7.2)

Estos procesos tienen una importancia considerable en la evolución temporal de las propiedades nucleares del combustible. Recuérdese la degradación que

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sufrían las características multiplicativas neutrónicas del combustible nuclear como consecuencia del consumo de sus nucleidos fisibles, que son proporcionalmente pocos comparados con los nucleidos fértiles, pues incluso en los reactores que utilizan enriquecimiento, éste no suele superar el 3,5 por ciento. A través de estos procesos de captura fértil se produce una regeneración de la capacidad multiplicativa neutrónica del combustible nuclear, puesto que en un período relativamente breve —del orden de dos días en el caso del 238 U— las capturas en este nucleido conllevan la aparición de un nuevo nucleido, el 239 Pu, cuyas características nucleares como isótopo fisible son tan buenas o mejores que la del 235 U. Así pues, la disminución de la cantidad de nucleidos fisibles originales debido al quemado se puede equilibrar hasta cierto punto con la aparición de nucleidos fisibles como consecuencia de las capturas fértiles. Para valorar la potencialidad de este proceso se define como razón de conversión el cociente entre la tasa de capturas fértiles y la tasa de absorciones en nucleidos fisibles. En el caso de que la razón de conversión arroje un resultado mayor que la unidad, se la denomina razón de reproducción, entendiendo por reproducción el hecho de que, en ese reactor, el inventario de nucleidos fisibles aumenta con el tiempo de funcionamiento del reactor, puesto que se generan más nucleidos fisibles a partir de los isótopos fértiles que la cantidad de nucleidos fisibles destruidos en el mismo intervalo de tiempo. La evolución temporal de la cantidad de nucleidos fisibles en el reactor se puede escribir según la ecuación diferencial: dI = −σa IΦ + σc P Φ = −σa IΦ + Rσa IΦ, (7.3) dt donde I es la concentración de nucleidos fisibles (impares) y P de fértiles (pares), siendo R la razón de conversión, σ las secciones eficaces y Φ el flujo neutrónico. La integración de la ecuación (7.3) conduce a: I(t) = I(0)e(R−1)σa Φt ;

(7.4)

como se observa, si la razón de conversión es mayor que la unidad, los nucleidos fisibles aumentan con el tiempo. En la integración anterior, en todo caso, se ha supuesto que la razón de conversión es constante durante el período de integración, lo cual no es cierto salvo en períodos de tiempo relativamente cortos. Se comprende que, de extenderse los períodos de integración a un tiempo indefinidamente largo, los nucleidos fértiles se irían consumiendo y por tanto no podrían experimentar una tasa elevada de capturas fértiles. En todo caso, cabe diferenciar claramente dos tipos de reactores: aquellos en los cuales la razón de conversión es menor que la unidad, y aquellos en los que la razón es superior a la unidad y por tanto son reproductores. Obviamente, estos últimos presentan ventajas notabilísimas desde el punto de vista del aprovechamiento del combustible, puesto que no sólo queman los nucleidos fisibles inicialmente cargados, sino gran cantidad de los nucleidos fértiles que los acompañaron en la carga. Como consecuencia de que el inventario de nucleidos fisibles aumenta, la pérdida de reactividad del combustible con el quemado puede ser muy pequeña, aun cuando se vayan almacenando los productos de fisión, que son en este caso los responsables prácticamente únicos de que se produzca una caída en la reactividad del reactor.


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Los reactores con razón de conversión menor que la unidad son denominados convertidores o quemadores. Normalmente esta última acepción se reserva para aquellos en los cuales la razón de reproducción no es muy alta, del orden de 0,5. Esta denominación comprende prácticamente la totalidad de los reactores comercializados en la actualidad. La acepción de convertidores se debería restringir a los reactores que tienen razones de conversión considerablemente altas, próximas a la unidad, aunque inferiores a ella. A esta cifra se acercan los reactores de grafito-gas y los de agua pesada, aunque todavía proporcionarían cotas más altas los reactores de gas de alta temperatura y los reactores, aun en fase de análisis teórico, de geometría espectral, de geometría variable y similares. Para poder construir un reactor reproductor es necesario que el nucleido fisible tenga un valor del parámetro η —número medio de neutrones producidos por absorción— mayor que dos. Esta acotación es estrictamente válida en el caso de que los nucleidos fértiles no contribuyan a las fisiones. El comportamiento de este parámetro depende considerablemente de la energía del neutrón incidente en la reacción, hasta tal punto que en unos rangos de energía el valor del parámetro es muy inferior a dos. Este rango de energías corresponde precisamente a la zona de resonancias, donde las capturas neutrónicas desempeñan un papel muy importante en la competencia entre procesos neutrónicos y hace que disminuya el protagonismo de la fisión, que es en general la reacción dominante en estos nucleidos. Asimismo, hay que tener en cuenta que el número de neutrones por fisión aumenta ligeramente al aumentar la energía del neutrón incidente en todos los nucleidos, y especialmente en el 239 Pu. Con estas precisiones, se entiende que en el rango térmico los nucleidos fisibles presenten un valor de η alrededor de dos, con una clara ventaja del 233 U, que es considerado como el único nucleido fisible que podría asegurar el funcionamiento de un reactor térmico reproductor, aun cuando su margen de maniobra, o exceso de reproducción, sería muy pequeño, puesto que para él η = 2,15 en valor medio en el espectro térmico. El 235 U podría mantener un reactor térmico justamente reproductor, puesto que su valor medio de η es ligeramente superior a dos, y en el caso del 239 Pu se duda que pueda obtenerse en ningún caso un reactor térmico reproductor. La zona intermedia o de resonancias, que abarca aproximadamente desde 1 eV hasta 1 keV, ofrece, por una parte, valores fuertemente oscilantes del parámetro η y, por otra, ciertas incertidumbres sobre su valor medio, aunque en todo caso se admite que quedaría siempre por debajo de dos. Por el contrario, en el rango más rápido, los tres nucleidos —especialmente el 239 Pu, presentan valores de η notablemente superiores a dos. Con un espectro típico de reactor rápido refrigerado por sodio, el plutonio presenta un valor de η = 2,4, lo cual permite un amplio margen para reproducción y, a pesar de las competencias inevitables de las capturas en otros materiales del reactor, incluido el sodio, se podría alcanzar una razón de reproducción de 1,25. El interés del mecanismo de la reproducción no se circunscribe al aumento de la eficiencia energética de la central. También abre la posibilidad de reciclar el combustible descargado, con alto contenido en nucleidos fisibles, aunque tenga el inconveniente de ir acompañado de productos de fisión, que presentan un inventario radiactivo ciertamente preocupante desde el punto de vista radiológico, por lo que se han de separar del combustible para el reciclado de éste.

7.4. Sistemas de seguridad

84

7.4.

Sistemas de seguridad

Debe recordarse, antes de abordar este epígrafe, que la radiactividad y la reactividad son las raíces básicas de la problemática existente en un reactor nuclear. La radiactividad es la capacidad de algunos nucleidos de emitir radiaciones ionizantes como consecuencia de su inestabilidad nuclear; la reactividad es la capacidad de un sistema (reactor) de multiplicar su población neutrónica libre y, por ende, la potencia generada en su seno.

7.4.1.

Sistemas relativos a la radiactividad

La radiactividad no sólo supone la liberación de una radiación ionizante, sino la consiguiente interacción de ésta con el medio circundante, lo cual genera calor. Esto da pie a que, al acumularse un inventario de productos radiactivos en el reactor, aparezca una potencia radiactiva, no dependiente del flujo neutrónico en ese momento, que se tiene que refrigerar para evitar que el combustible y la vaina se fundan. Así, hay que tener en cuenta la necesidad de vigilar los niveles de radiactividad en diversos puntos de la central y su entorno, para poder determinar acciones de seguridad (como la parada rápida del reactor) en caso de que los niveles alcancen la cota máxima permitida. Vigilancia de la radiactividad La vigilancia de la radiactividad es llevada a cabo por varios subsistemas, normalmente inconexos entre sí, puesto que tienen que abarcar varias áreas del reactor, de la central y de su entorno. Por ejemplo, deberá existir un sistema de vigilancia de la radiactividad del primario, que fundamentalmente mida la radiactividad que acompaña al refrigerante a su salida del reactor, lo cual medirá con gran aproximación la cantidad de productos radiactivos que se fugan a través de las vainas. Debe existir también un sistema, que comprende a su vez diversos subsistemas, que vigile las diversas líneas de efluentes de la central a la atmósfera y a la hidrosfera, para determinar si en estas efluencias existen productos radiactivos en concentración superior a la máxima tolerable. Adicionalmente, debe existir un plan de vigilancia radiológica ambiental, que conlleva la necesaria red de puntos de medición alrededor de la central, para asegurar que la dispersión de los efluentes radiactivos no produce acumulaciones de radiactividad en ningún punto, ni en ninguna cadena trófica, de tal forma que no se vulneren las concentraciones máximas permitidas por la legislación. Blindajes El fuerte campo de radiación electromagnética de alta energía (radiación γ) existente como consecuencia de las reacciones y desintegraciones nucleares que tienen lugar en el seno del reactor, obliga a blindar gran parte de los locales de la central, sobre todo en el edificio del reactor, así como a lo largo de las tubería de líquidos radiactivos, de forma que se evite la exposición indebida al personal. Algunas operaciones de mantenimiento exigen la presencia de personal de la central en diversas áreas próximas al reactor, lo cual implica


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la adopción de blindajes. El blindaje es, por lo general, un conjunto de piezas estáticas que cumplen su función de modo continuo, en lo cual se diferencia de otros sistemas de seguridad que típicamente funcionan sólo en caso accidental.

Sistemas de tratamiento de residuos En una central resulta inevitable la generación de productos de desecho que tienen cierto contenido radiactivo, y que han de verterse o transformarse en productos sólidos de fácil almacenamiento en la propia central. Los residuos producidos durante el funcionamiento de una central son de media y baja actividad lógicamente, con un contenido de productos radiactivos por unidad de volumen o de peso sustancialmente inferior al combustible irradiado, que constituye la base del denominado residuo de alta actividad, cuyo tratamiento exige unas operaciones totalmente distintas a las de los anteriores residuos y se deben realizar en una planta preparada a tal efecto. Aunque los residuos puedan proceder de material sólido activado —i.e, de material que contiene productos radiactivos como consecuencia de reacciones de captura neutrónica—, la mayor preocupación por los desechos radiactivos durante la operación de la central se debe generalmente al proceso de purificación del refrigerante, lo cual produce fundamentalmente residuos solidificables, aunque una pequeña porción haya de evacuarse por vía líquida a la atmósfera.

Sistemas de refrigeración del calor residual La misión de estos sistemas es asegurar la refrigeración incondicional del calor residual —procedente de las desintegraciones radiactivas— en condiciones accidentales. Está compuesto, a su vez, por varios subsistemas que actuarán en diversas circunstancias. Por ejemplo, pueden existir sistemas de refrigeración para casos en los que el reactor quede despresurizado ligeramente y haga falta la inyección de refrigeración a muy alta presión, aunque con bajos caudales. El extremo opuesto sería que el reactor hubiera quedado prácticamente a presión atmosférica y no se necesitara inyección del refrigerante a alta presión pero, sin embargo, se requirieran caudales mucho mayores. En casos accidentales, será necesario extraer una potencia de, como mucho, el siete por ciento de la nominal. Un caso particular de refrigeración del calor residual es el que se ha de mantener durante la recarga de combustible en los reactores de agua ligera.

7.4.2.

Sistemas relativos a la reactividad

El reactor ha de estar protegido contra su propia capacidad de multiplicar rápidamente la potencia que genera, porque la sobrepotencia conllevaría problemas para el mantenimiento de temperaturas adecuadas. Incluso podrían producirse sobrepresiones que dislocarían la configuración mecánica de los diferentes sistemas físicos del reactor. La posibilidad de un incremento súbito de potencia radica en los propios procesos nucleares que sirven de base para el funcionamiento del reactor. Si este balance se desequilibra por causas de diversa naturaleza —en el sentido de favorecer la generación de neutrones libres— se entra en la zona de operación

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7.4. Sistemas de seguridad

de supercriticidad o reactividad positiva, en la cual la potencia aumenta con el tiempo. En un cierto margen de esa zona, dicho aumento es admisible, tolerable y controlable mediante los mecanismos intrínsecos del reactor. Sin embargo, podrían aparecer estados supercríticos con una excesiva reactividad positiva, que produjeran un aumento inadmisible de potencia, contra lo que se ha de proteger al reactor. Conviene poner énfasis en la existencia de una zona suficientemente amplia de reactividad como margen de operación en la cual la tendencia del reactor a aumentar su potencia es controlable o, mejor dicho, autocontrolada por el propio reactor. En cualquier caso, la protección exterior se realiza limitando: – El nivel de potencia total del reactor, que generalmente se fija entre un 115 y un 120 por ciento de la potencia nominal. – La velocidad de aumento de la potencia, que se restringe a ciertos valores para evitar que la propagación sea tan fuerte que puedan aparecer ondas de choque o se llegue a una inercia en el aumento de la potencia que traspase con mucho la sobrepotencia admisible. En los reactores, normalmente, no se tolera que la potencia aumente a una velocidad tal que se duplique en menos de diez segundos. Los sistemas que llevan a la práctica estas funciones de seguridad se componen básicamente de tres partes o subsistemas: un subsistema de medición de variables energéticas y neutrónicas; un subsistema de lógica de seguridad de la central, que analiza la medida y, en caso necesario, ordena la parada rápida del reactor; y un subsistema capaz de efectuar dicha parada rápida, que en todos los reactores de potencia se materializa en unos absorbentes neutrónicos muy fuertes, dispuestos en las llamadas barras de control de parada (scram), que se insertan en el reactor cuando se recibe la orden de parada, anulando en pocos segundos la población neutrónica libre y por tanto la potencia neutrónica (aunque permanezca la potencia radiactiva).

Capítulo 8

Aceleradores de partículas 8.1.

Introducción

Por acelerador de partículas se entiende un aparato capaz de transmitir energía a partículas de tamaño del orden atómico y conseguir que adquieran una velocidad elevada respecto del aparato acelerador. Mediante una aportación suficientemente elevada de energía, se espera que las partículas aceleradas puedan, por una parte, acceder a regiones espaciales de acceso electromagnéticamente difícil (núcleos atómicos con sus intensos campos eléctricos) y, por otra, realizar una transferencia de energía a otras partículas de forma súbita e intensa. Los comienzos del estudio de la aceleración de partículas se remontan a los inicios del siglo xx: en 1908, Ernest Rutherford estudió el desvío de las trayectorias de las partículas α al atravesar una lámina delgada de oro y, a partir de tal experimento, propuso un modelo de estructura atómica de tipo planetario. Se comprobó que las radiaciones emitidas de modo natural tienen la capacidad de llegar hasta el núcleo de los átomos, venciendo la repulsión electrostática. Esto abría el campo a poder alterar el contenido de los núcleos, i.e., a lograr la transmutación de la materia. Esto, unido a la posibilidad de inducir radiactividad sobre núcleos estables, abría también la posibilidad de obtener una gran cantidad de nuevos núcleos atómicos radiactivos de propiedades hasta entonces desconocidas. Estos nuevos núcleos atómicos obtenidos artificialmente serían radiactivos en muchos casos, con lo que se dispondría entonces de muchas nuevas posibilidades para medicina y otros campos de aplicación. El modo más eficiente de transferir energía a las partículas se encontró desde los primeros comienzos en el campo electromagnético, debido al largo alcance de la fuerza electromagnética y a la gran densidad de carga eléctrica de la mayor parte de las partículas subatómicas. La impartición de una gran cantidad de energía a una partícula, en virtud de la dualidad onda-corpúsculo y los desarrollos de la Física Cuántica, da lugar a que su longitud de onda de de Broglie se reduzca, produciendo por tanto unos paquetes de ondas más y más compactos que producen interacciones de carácter más y más localizado. Así, la obtención de partículas de muy alta energía permite introducirse en el interior del núcleo atómico y conseguir información con muy alta resolución. Dichos experimentos

8.2. Fundamentos de la aceleración de partículas

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permiten inducir propiedades de las partículas nucleares, lo que ha dado lugar a la teoría de los quarks y la cromodinámica. Desde los 100 keV de los primeros aceleradores, se ha pasado a cantidades superiores al TeV (1012 eV) en los grandes aceleradores de investigación. En experimentos de tan alta densidad de energía se logra penetrar en el interior de los nucleones y, asimismo, producir nuevas partículas con las que experimentar y poner a prueba las teorías físicas actuales. Teniendo en cuenta las altas energías impartidas por los aceleradores de partículas, en la mayoría de las ocasiones es absolutamente necesario el uso de la mecánica relativista para calcular el movimiento de las partículas aceleradas, puesto que la energía cinética de las partículas se hace del orden de su energía en reposo.

8.2.

Fundamentos de la aceleración de partículas

La aceleración de partículas se realiza mediante la interacción de éstas con algún campo externo, de modo que se produzca una transferencia de energía entre el campo y la partícula. Las energías involucradas en las interacciones fuerte y débil no son en absoluto desdeñables, pero su utilización práctica en sistemas aceleradores no es posible debido a la falta de control del proceso. Por contra, se pueden producir campos electromagnéticos intensos con relativa facilidad y con gran control sobre su evolución espacio-temporal. La mayoría de las partículas subatómicas —con la notable excepción del neutrón— poseen una elevada carga eléctrica específica con respecto a los valores manejados en sistemas macroscópicos. Para el caso de pretender acelerar partículas neutras (átomos, por ejemplo) se deberán utilizar, cuando sea posible, métodos para proporcionarles carga eléctrica. En el caso de átomos completos, se procederá a su ionización para posteriormente devolverlos a la neutralidad de carga antes de abandonar el acelerador.

8.2.1.

Definiciones preliminares

Se definen antes que nada algunos conceptos que serán útiles para los epígrafes subsiguientes: – Haz de partículas: es un conjunto de partículas tales que localmente su dirección de propagación sea muy semejante. – Energía de un haz: es la energía media de las partículas transportadas en un haz. Se mide comúnmente en unidades de electronvoltio. Valores de energía normales son de MeV para aceleradores de uso industrial o médico, y de hasta TeV para aceleradores de investigación en altas energías. – Corriente de haz: se mide como la magnitud de carga eléctrica que poseen todas las cargas que atraviesan una superficie perpendicular al eje del haz.

8. Aceleradores de partículas

89

– Fuerza electromagnética: se define como la fuerza que sufre un cuerpo por interacción con un campo electromagnético. Según la ecuación de Lorentz, F = q(E + v × B). – Estabilidad de haz: es la propiedad por la cual una partícula cuya trayectoria se desvíe de la esperada presente una tendencia a volver a la misma. – Focalización del haz: se denomina así al proceso de cambio de dirección selectivo de las partículas del haz, de modo que puedan variarse las dimensiones transversales del mismo.

8.2.2.

Transferencia de energía

Teniendo en cuenta que la fuerza debida al campo magnético es perpendicular a la velocidad de las partículas que la sufren, no produce transferencia de energía. De este modo, la forma de impartir energía a una partícula pasa por crear un campo eléctrico en una dirección lo más parecida posible a la de la velocidad. La variación así producida sería: dEk = F · v = qE · v. dt El modo de producir este campo eléctrico y su distribución en el espacio y en el tiempo dan lugar a los diferentes diseños prácticos que conllevan los diferentes tipos básicos de aceleradores. Los principales modos de producir campos electromagnéticos intensos son los siguientes: – Uso de condensadores de alta tensión: se logran así campos eléctricos intensos en ausencia de campo magnético; presentan el problema del manejo de muy altas tensiones (del orden del MV), que pueden producir rupturas dieléctricas en medios no conductores. – Uso de corrientes eléctricas intensas en bobinas: una corriente no variable produce un campo magnético en ausencia de campo eléctrico; en el caso de corrientes variables en el tiempo, se consigue un campo electromagnético con componente tanto eléctrico como magnético. – Producción de radiación electromagnética en cavidades resonantes.

8.2.3.

Control de la trayectoria del haz

En la mayoría de las aplicaciones en las que se emplean aceleradores de partículas, se pretende hacer incidir las partículas del haz sobre un punto exterior o interior al propio acelerador; para ello se necesita tener un control de precisión sobre la trayectoria de las partículas aceleradas. Con el fin de asegurar la integridad del haz de partículas aceleradas, hay que asegurar que se mantiene acotada la dispersión transversal del mismo. Inherentemente, todos los haces tienen una tendencia a la dispersión, debida a que un conjunto de partículas cargada del mismo signo sufren una fuerza

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8.2. Fundamentos de la aceleración de partículas

repulsiva que en primer orden de aproximación es de dirección perpendicular al eje del haz y de magnitud proporcional a la distancia al mismo dentro de él. Asimismo, las partículas pueden entrar al acelerador con una velocidad transversal al haz, o simplemente por la agitación térmica se hace que la velocidad de alguna de las partículas no sea paralela al eje del haz. Los elementos encargados de corregir la trayectoria de las partículas del haz se denominan lentes de partículas cargadas, y cumplen fundamentalmente tres funciones: – Confinamiento del haz: se realiza principalmente en dirección perpendicular al eje del mismo, para mantener acotado su radio. En situaciones de haz pulsado y campos variables puede interesar también un confinamiento longitudinal, de modo que el tamaño longitudinal del pulso de partículas se mantenga también limitado. – Focalización del haz: en diversas aplicaciones, se requiere que las partículas aceleradas incidan sobre una superficie de pequeñas dimensiones, menor que la dimensión transversal del haz. – Formación de imágenes: mediante una deflexión del haz controlada y precisa se consigue producir una imagen mediante el impacto en una pantalla fosforescente. Este mismo método es utilizado en algunos aceleradores médicos para la distribución de dosis sobre el paciente. El análisis de las lentes electromagnéticas lleva consigo un estudio del campo electromagnético que producen y su efecto sobre las partículas del haz. Los campos eléctrico y magnético están ligados entre sí por las ecuaciones de Maxwell. – Campo eléctrico: acelera a las partículas en la dirección del propio campo. La componente paralela Ep producirá un cambio en la magnitud de la velocidad, mientras que la transversal Et introducirá una curvatura en la trayectoria de las partículas. – Campo magnético: induce sobre las partículas una fuerza perpendicular a sí mismo y a la velocidad de la partícula. Por definición, tal fuerza no puede transmitir energía, pero sí produce una curvatura en la trayectoria de la partícula. En el caso de una partícula con velocidad v perpendicular al campo magnético, el movimiento de la partícula está incluido en ese mismo plano, y se trata de una circunferencia de radio R = mv qB , donde q es la carga de la partícula y m su masa. En el caso más general de que la velocidad de la partícula no sea perpendicular al vector campo magnético, el análisis comprende la descomposición de la velocidad en una componente paralela y perpendicular al campo magnético. Es fácil demostrar que la componente paralela no se ve alterada por la fuerza magnética, mientras que la componente perpendicular se comporta como en el caso plano. La superposición de ambos movimientos da lugar a una hélice. En los razonamientos anteriores se ha supuesto implícitamente que el campo magnético es homogéneo espacialmente. En el caso más general, esto no es cierto, sino que el hecho de que la aproximación sea válida depende


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de las variaciones de campo que haya en una distancia del orden del radio de la órbita. Lo que sí se desprende de las deducciones anteriores es que, en ausencia de otras interacciones, una partícula se mantiene confinada en un cilindro de radio R. Asimismo, y con el fin de deflectar partículas, un campo magnético perpendicular a la trayectoria produce una curvatura de la misma, de modo que ante un campo de magnitud constante, cada partícula sigue una trayectoria circular. No obstante, partículas con diferentes velocidades seguirán trayectorias diferentes.

8.3.

Esquemas prácticos de aceleración de partículas

8.3.1.

Acelerador electrostático Van der Graaff

Este acelerador fue construido por primera vez en 1931 en la Universidad de Princeton por el equipo de R.J. Van der Graaff. Lo que se buscaba era una máquina capaz de trabajar con una alta tensión continua, lo que evitaría los problemas de oscilaciones en el potencial que se tenía con la corriente alterna. El principio de funcionamiento de este acelerador es la generación de un campo magnético intenso mediante la elevación del potencial de un electrodo hasta valores de millones de voltios. El modo de conseguir este potencial es el transporte de partículas cargadas a un electrodo, de modo que éste vaya ganando carga eléctrica. El electrodo actúa entonces como un condensador. El sistema consta de una correa hecha de material aislante que se mueve accionada por un motor entre dos poleas. En una de ellas se sitúa un inyector de cargas —que no es más que una pila de media tensión terminada en punta—. Es conocido el efecto de que las puntas intensifican el campo eléctrico en su entorno, lo que causa que se produzcan iones en el aire —u otro medio gaseoso que llene el aparato— y el sistema se diseña de modo que los positivos sean proyectados sobre la cinta transportadora. Esa cinta, que continuamente está en movimiento, lleva esas partículas cargadas hasta el otro electrodo, donde otra aguja recoge las cargas mediante un proceso análogo al de deposición. Este segundo electrodo se encuentra aislado, con lo que acumula todas las cargas que recoge y, por ende, va aumentando su potencial como un condensador. La utilidad de este proceso radica en que, de este modo, el potencial del segundo electrodo llega a valores muy superiores a los producidos en el inyector de cargas. Una de las limitaciones más importantes de este tipo de acelerador es que, precisamente, una tensión demasiado elevada puede producir la ruptura dieléctrica del medio gaseoso, lo que produciría la descarga del electrodo de alta tensión. El límite de ruptura dieléctrica del aire seco a presión ambiental es aproximadamente de 106 V/m, lo que obligaría a construir aparatos de dimensiones muy grandes para poder llegar a esas tensiones. La solución aplicada suele ser la sustitución del aire en el interior del aparato por SF 6 o mezclas de N2 y CO2 a mayor presión que la ambiental. De este modo, se ha llegado a tensiones de varios MV en aparatos de gran tamaño (varios metros de altura).

8.3. Esquemas prácticos de aceleración de partículas

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El proceso consigue generar la diferencia de potencial necesaria para acelerar partículas cargadas. El modo más simple de lograr la aceleración es situar una fuente de iones negativos (electrones o átomos cargados) en el electrodo conectado a tierra. Dichos iones se verán acelerados hacia el electrodo positivo (el de alta tensión). Con el fin de magnificar el efecto acelerador, en el caso de átomos cargados, en la zona de alta tensión se puede realizar un cambio de signo de los iones —arrancando al menos dos electrones— de modo que la aceleración continuaría por repulsión hasta el terminal de tierra. El proceso de aceleración se lleva a cabo siempre en conducciones a las que se ha hecho un vacío suficientemente alto como para evitar las interacciones de las partículas aceleradas con el medio. En todo este proceso hay cargas negativas que entran en contacto con el electrodo positivo, lo que, unido a las corrientes parásitas, hace que sea necesario inyectar constantemente nuevas cargas positivas. Este proceso está soportado por el motor de la cinta, que es el que energéticamente sostiene el proceso de aceleración de las cargas utilizadas en el aparato. Las principales características de este modelo de acelerador son: la gran uniformidad de la energía de las partículas aceleradas —la distribución energética de las partículas se halla concentrada en torno a un único valor—; la operación en modo continuo, lo que produce una corriente de cargas de gran estabilidad; por último, valores de corriente excesivamente bajos, del orden del µA.

8.3.2.

Betatrón

Este modelo de acelerador fue presentado por D.W. Kerst en 1940, y tomó su nombre por su especial adecuación para acelerar electrones o partículas beta. El diseño es, a grandes rasgos, el de un transformador eléctrico, en el que el secundario ha sido sustituido por un canal en el que se ha hecho el vacío y por el que circulan las partículas aceleradas. Según las ecuaciones de Maxwell, un campo magnético variable con el tiempo siempre ha de venir acompañado de uno eléctrico cuya circulación en una línea cerrada será distinta de cero. Esto, interpretado según la ley de Faraday, se puede concretar en que sobre los bornes de una espira atravesada por un flujo variable de campo magnético se induce una diferencia de potencial. Esta propiedad abre la posibilidad de construir un circuito cerrado en el que una partícula cargada pueda ganar energía y recorrerlo como un proceso continuo. El acelerador consta de un núcleo masivo metálico de tres columnas de alta permeabilidad magnética y unas bobinas acopladas a la columna central. Ésta tiene un espacio hueco para distribuir mejor el campo magnético. Se busca que exista campo magnético dentro del canal de aceleración para que produzca una curvatura en la trayectoria de las partículas aceleradas, de modo que se mantengan en una órbita circular. En caso de ser una columna rígida como las otras dos, el campo magnético se encontraría prácticamente confinado en su interior, y las partículas aceleradas seguirían trayectorias rectas, escapando del acelerador inmediatamente. En este acelerador existen, por tanto, dos campos


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eléctricos que cumplen misiones diferentes, aunque ambos son generados a partir del estímulo de las bobinas de la columna central: – El campo magnético se encarga del guiado principal de la trayectoria, aunque eso no exime de la necesidad de otros medios de guiado. – El campo eléctrico lleva a cabo la transferencia de energía y, por tanto, la aceleración de las partículas del canal de aceleración. Recordemos que, según la ley de Faraday, la fuerza electromotriz inducida sobre el canal de aceleración es: =

∂Φ . ∂t

Para poder obtener una fuerza electromotriz que posea el mismo signo en todo momento, la variación del campo magnético debe ser monótona. Esto conduce a que el funcionamiento de este acelerador no pueda ser continuo como el del modelo de Van der Graaff. La inducción magnética que imparten las bobinas principales debe ser creciente y lo que se hace es funcionar con pulsos en los que la intensidad de corriente que circula por ellas va aumentando hasta un cierto límite. Esto impone un cierto límite en el tiempo del proceso e aceleración. La práctica a seguir es repetir el proceso de un modo cíclico. Un valor típico de funcionamiento de los betatrones son 200 Hz. Es decir, que todo el proceso de aceleración dura 5 ms. Para cada vuelta que una partícula acelerada da dentro del canal, su energía se incrementará en ∆E = q. En el proceso de aceleración, y en el régimen clásico del movimiento (válido para iones pesados), la aceleración que experimenta una partícula es a = Eq m , i.e., resulta proporcional a la relación entre carga y masa. En un mismo tiempo de aceleración conseguirá mayor velocidad la partícula que experimente mayor aceleración a causa del campo eléctrico. Y lo que es más importante, la partícula que consiga más velocidad, logrará completar más vueltas al circuito. Como la energía transferida por el campo eléctrico es proporcional al número de vueltas, la cantidad de energía será mucho mayor para las partículas que hayan completado mayor número de vueltas al circuito de aceleración. Por la razón anterior, los electrones adquieren mucha más energía que los iones atómicos al ser acelerados en un betatrón. Obviamente, la velocidad de la luz es un límite infranqueable para partículas materiales, con lo que el número de vueltas está asimismo limitado para un tiempo dado. Esto supone asimismo un límite para la capacidad de aceleración de estas máquinas, que para unos valores razonables de campo magnético está cercano a los 500 MeV para electrones. Otra limitación para la aceleración circular de partículas cargadas, especialmente para electrones, es la emisión de radiación de sincrotrón. Todas las partículas cargadas libres sometidas a una aceleración emiten una radiación electromagnética llamada radiación de sincrotrón. En todas las aceleraciones circulares no sólo existe la aceleración procedente de aumento de energía cinética, sino también la centrípeta, debida a la curvatura de la trayectoria. La

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emisión de radiación de sincrotrón, salvo que se busque específicamente, es un efecto indeseado, ya que su energía procede de la cinética de la partícula, además de suponer un motivo de riesgo radiológico para los trabajadores de los aceleradores. La magnitud de emisión de esta radiación varía directamente con la cuarta potencia de la energía de las partículas e inversamente con la tercera potencia de la masa de la partícula. Esto supone una fuerte limitación para la aceleración de electrones a gran energía, justamente el caso para el que el betatrón es el más adecuado.

8.3.3.

Ciclotrón y otros aceleradores resonantes

Existen unos aceleradores circulares que, si bien tienen funcionamientos diferentes, comparten una característica común: imparten a las partículas unos movimientos cíclicos sincronizados con los campos utilizados. Mediante este efecto resonante se consigue que, al igual que en otros sistemas con frecuencias propias, se produzca una absorción alta de energía desde un estímulo oscilante. Se hará especial énfasis en el ciclotrón por ser de más fácil comprensión, además de por haber sido el primero en aparecer. El resto de aceleradores aparecieron precisamente como soluciones a las limitaciones del ciclotrón en cuanto a energía de aceleración y estabilidad del haz. La primera versión de ciclotrón fue desarrollada por E.O. Lawrence en 1930. Se trata de otro modelo de acelerador circular en el que, como ocurre en el caso del betatrón, se dispone de un campo magnético para conformar la trayectoria de las partículas y de un campo eléctrico para producir la aceleración. El aparato tiene una forma cuasi-cilíndrica y la sección circular está dividida en dos mitades, existiendo un espacio circular entre ambas. El campo magnético es uniforme en cada uno de los medios círculos (tradicionalmente llamados dés debido a su forma) y perpendicular al eje del cilindro. Dicho campo magnético permanecerá constante durante todo el proceso. Las dos dés se encuentran aisladas entre sí y se les comunica una diferencia de potencial de modos oscilante, de forma que en el espacio hueco entre ellas se produzca un campo eléctrico de dirección constante pero sentido oscilante. Dentro de cada una de las dés, el campo magnético homogéneo curva la trayectoria de las partículas según una circunferencia. Entre las dos dés se establece una diferencia de potencial oscilante, de modo que las partículas que abandonen una dé siempre vean un campo eléctrico del mismo sentido que su velocidad, lo que producirá un incremento de energía igual al salto de potencial entre las dés, multiplicado por el valor de la carga. La característica especial de este esquema es que la frecuencia de oscilación del campo eléctrico no debe cambiar según las partículas se van acelerando. El tiempo que tarda una partícula en realizar la trayectoria circular de una dé es el siguiente: πR πm mv ; t= = , R= qB v qB que es independiente de la velocidad de la partícula. Si se desprecia el tiempo


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que tardan las partículas en pasar de una a otra dé —como consecuencia de la escasa separación entre ambas, comparada con su tamaño—, la expresión del tiempo que tarda una partícula en realizar un ciclo completo es el doble que la expresión anterior, con lo que la frecuencia de oscilación del campo eléctrico qB debe ser f = 2πm , conocida de antemano. Para cada uno de esos ciclos, la partícula ha adquirido la energía correspondiente a dos saltos de una a otra de las dés. Esto corresponde a un valor de 2qV , donde V representa la diferencia de potencial entre ellas. Es aquí donde se aprecia de modo directo el carácter resonante del proceso de aceleración. La frecuencia de oscilación debe fijarse a un valor propio dado, o de otro modo no se producirá un efecto de aceleración. Así pues, se tiene que la trayectoria de las partículas no es exactamente circular, sino una especie de espiral compuesta por arcos de circunferencia, con radio creciente. Ello facilita una inserción de las partículas en regiones diferentes de la de extracción de partículas aceleradas. Uno de los principales límites del ciclotrón, tal y como se ha presentado hasta ahora, es que la propiedad de frecuencia constante de todas las partículas aceleradas sólo es válida mientras los efectos relativistas no sean apreciables. Por ello, en la práctica se emplea para la aceleración de iones, pero no de electrones, que presentan efectos relativistas a partir de una energía mucho menor. Por otra parte, tiene como ventaja la producción continua de micropulsos de partículas, sincronizado con la oscilación del campo eléctrico. Versiones más evolucionadas del ciclotrón utilizan un diseño en el que las dés están divididas en sectores, que pueden poseer diferentes formas y valores de campo magnético. Con esto se logra aumentar la estabilidad del haz, de modo que una partícula que saliera de él tendría una tendencia natural a volver al mismo. Con el fin de superar los límites de energía anteriormente mencionados, el diseño del ciclotrón evolucionó al sincrociclotrón. Éste es un ciclotrón con frecuencia de oscilación de campo eléctrico variable, de modo que se puedan tener en cuenta los efectos relativistas y no se pierda el sincronismo de la aceleración. Con una forma similar al ciclotrón, son característicos por los grandes imanes utilizados para curvar la trayectoria de iones a alta energía. Actualmente quedan dos de ellos en funcionamiento: el de 184 pulgadas del Laboratorio Lawrence Berkeley y el modelo sc del Centro Europeo para la Investigación Nuclear (cern). Pueden acelerar protones hasta unos 600 MeV, produciendo corrientes del orden del miliamperio. El modelo más avanzado derivado del ciclotrón es actualmente el sincrotrón. Ésta es una máquina de funcionamiento cíclico, en la que tanto el campo eléctrico como el magnético oscilan de modo resonante con las partículas aceleradas. Opuestamente al ciclotrón, en el sincrotrón existe una única órbita circular en la que se produce la aceleración de las partículas. Esto facilita el posicionamiento de los elementos de direccionamiento y control del haz. El desarrollo de los sincrotrones ha sido especialmente provechoso para el campo de las altas energías. Se pueden construir de manera modular y ensamblarse en anillos de aceleración de kilómetros de longitud. En estos diseños, los imanes encargados de guiar el haz ocupan sólo una pequeña parte del circuito


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de aceleración, con el consiguiente ahorro de material. El número de etapas de guiado (curvado de la trayectoria) no está prefijado y depende del diseño. Dicho circuito puede estar compuesto por zonas curvas y rectas, con el fin de facilitar la inyección o extracción de partículas y otros experimentos. En este acelerador, al igual que en el ciclotrón, la aceleración y el guiado de las partículas son realizados por sistemas diferentes. El sistema de aceleración se puede realizar por un proceso de inducción, como en el caso del betatrón, o por radiofrecuencia. La parte curva del canal de aceleración está cubierta por sistemas de deflexión del haz. Una ventaja fundamental del sincrotrón frente al ciclotrón es que, al poseer una órbita cerrada de aceleración, los campos magnéticos se ciernen a unas extensiones mucho menores. Mediante el uso de sincrotrones, se ha llegado en varios casos a energías de aceleración de cientos de GeV, e incluso de TeV. Por supuesto, en ese rango de energía los efectos relativistas son apreciables no sólo para electrones sino incluso para iones. Con esos valores de energía, la emisión de la mencionada radiación de sincrotrón vuelve a ser una limitación. En todos los elementos de curvatura del haz hay una fuerte emisión, lo que pone un límite superior a la energía máxima que puede emitir un acelerador. Dicho límite teórico se alcanza cuando la energía comunicada en la sección de aceleración iguala a las pérdidas por radiación de sincrotrón. Puesto que dicho límite teórico varía con la raíz cuarta del radio de curvatura, ello ha llevado a la construcción de enormes sincrotrones, de kilómetros de extensión.

8.3.4.

Aceleradores lineales

Los aceleradores lineales comprenden una vasta cantidad de sistemas de aceleración a energías medias. Un acelerador lineal (o linac en terminología inglesa) es un sistema en el que el canal de aceleración es una línea recta. La diferencia fundamental que eso impone respecto a los circulares es que las partículas aceleradas recorren el circuito de aceleración una sola vez. Esto claramente limita la energía de aceleración a valores inferiores, por la inferior longitud efectiva de la zona de aceleración. Como prestaciones positivas respecto a los aceleradores circulares, se tiene que se fabrican como elementos compactos que precisan de pocos o ningún elemento de curvatura del haz. La ausencia de curvatura también resuelve los problemas radiológicos relacionados con la a menudo indeseable radiación de sincrotrón que aparece fundamentalmente al curvar la trayectoria de electrones acelerados. Los aceleradores lineales pueden clasificarse en dos tipos: – Aceleración lineal por inducción: el uso de este sistema se remonta al año 1964; esta clase de aceleradores realizan el proceso de aceleración de un modo semejante a como se hace en el betatrón. Es decir, se generan unos campos magnéticos variables de modo que, de acuerdo con las ecuaciones de Maxwell, exista un campo eléctrico (por inducción) que tenga la dirección adecuada para acelerar las partículas. El haz de partículas se comporta como el secundario de un transformador eléctrico. A diferencia del betatrón, en este caso se sitúan en línea centenares de estos transformadores con el fin de mantener constante la dirección del campo


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eléctrico durante la aceleración. Al igual que con el betatrón, se tiene un haz pulsado de partículas de energía de hasta decenas de MeV y, lo que lo caracteriza, pulsos muy cortos de corriente muy alta, llegando al kA. El acelerador más importante de este tipo es el de la instalación darht (Dual-Axis Radiographic Hydrodynamics Test), construido en 1997 en el Laboratorio Nacional de Los Álamos (lanl, en Estados Unidos), dentro del plan de pruebas de laboratorio de armas nucleares. – Aceleración por radiofrecuencia: en esta categoría entran la mayoría de los aceleradores lineales utilizados tanto en medicina como en industria. En este caso, la aceleración del haz de partículas se realiza por absorción de radiación electromagnética previamente generada dentro de cavidades resonantes. La tecnología de las cavidades resonantes viene de la investigación militar para desarrollar radar y fuentes de microondas. Una cavidad resonante para radiofrecuencia es un contenedor metálico hueco diseñado de tal modo que ante un estímulo eléctrico periódico (una tensión alterna de cierta frecuencia) sea capaz de sostener en su interior un campo electromagnético anormalmente elevado. El fenómeno de la resonancia es propio de los sistemas oscilantes, y manifiesta un acoplamiento entre las ondas presentes en el sistema y la geometría del mismo. Desde el punto de vista de los aceleradores, la propiedad aprovechable es que se pueden crear cavidades en las que exista un alto campo eléctrico que, sintonizado adecuadamente, pueda producir la aceleración de partículas. En el interior de las cavidades, el campo eléctrico oscila como una onda estacionaria. El diseño del acelerador ha de realizarse de modo que las partículas se vean sometidas al campo en el momento en que su sentido es el adecuado para la aceleración. El análisis del campo electromagnético en el interior de una cavidad se hace mediante un complejo proceso de separación de variables en las ecuaciones de Maxwell. Se obtienen unos conjuntos de funciones propias de oscilación dependientes de índices discretos (i, j, k). De este modo, se habla de los modos de oscilación del campo eléctrico T Ei,j,k y de los del campo magnético T Mi,j,k . Cualquier tipo de oscilación del campo electromagnético se expresa como combinación de estos modos propios. Diseñando el sistema para aprovechar el modo de oscilación adecuado, se llega a campos eléctricos promedio de 8 MV/m, lo que permite la aceleración de partículas a energías moderadas utilizando canales de aceleración de unos pocos metros. El primer acelerador lineal de estas características fue construido por el grupo de L. Álvarez en el lbnl a partir de emisores militares de radar, dando un resultado sin precedentes al acelerar una corriente de 0,4 mA a 32 MeV. Dicho acelerador se construyó con el fin de producir neutrones por interacción de electrones rápidos con núcleos atómicos. Dichos neutrones tenían la finalidad de inducir reacciones que produjeran material fisible para armas. Los aceleradores lineales han pasado desde entonces a ser una herramienta casi imprescindible en numerosos campos de la medicina y la industria. Estas máquinas han llegado a ser muy compactas, sin la voluminosidad y el peso de los aceleradores circulares.

8.4. Grandes aceleradores de investigación

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8.4.

Grandes aceleradores de investigación

– El Large Hadron Collider (lhc) y el Large Electron and Positron Collider (lep) del cern. El lhc es un sincrotrón acelerador de protones, situado entre Suiza y Francia, en el Centro Europeo de Investigación Nuclear (cern), una institución en la que participan más de veinte naciones. El lhc está situado en el mismo túnel subterráneo donde se encuentra el lep, otro sincrotrón destinado a acelerar electrones y positrones, que ha estado operativo desde el año 1989 hasta el 2000. Dicho túnel tiene una longitud e 27 kilómetros. El lep comenzó a operar con una energía de 45 GeV, llegando hasta un valor de 100 GeV. El lhc, por su parte, tiene previsto entrar en operación en el año 2007 y está diseñado para acelerar protones hasta una energía de 7 TeV. Funcionará con imanes superconductores refrigerados para producir los campos magnéticos necesarios para conformar la trayectoria curva del haz. – El Tevatron del Fermilab. El nombre de este acelerador fue escogido por la barrera que estaba llamado a alcanzar: acelerar partículas a más de 1 TeV. El Fermilab —originalmente llamado National Accelerator Laboratory y posteriormente renombrado en memoria del físico italiano E. Fermi— es un laboratorio nacional situado en Estados Unidos, que ha sido desde su creación uno de los punteros en el estudio de la estructura de la materia. El tevatron es un sincrotrón de seis kilómetros de perímetro situado bajo tierra, destinado a la aceleración de protones y antiprotones. Está operando desde 1992, aunque la energía de sus haces ha ido viéndose incrementada con el paso del tiempo hasta un valor de 980 GeV. – El Stanford Linear Collider (slc) de la Universidad de Stanford. Se construyó entre 1983 y 1989 en la Universidad de Stanford, en California. Se trata de un acelerador lineal capaz de producir haces de protones y electrones de hasta 50 GeV. Tiene una longitud de aceleración de dos millas (3,2 km), que se realiza mediante radiofrecuencia. En la parte final de su trayectoria, el haz se desdobla en dos de modo simétrico, para hacer colisionar entre sí las dos ramas producidas, en el interior de un detector. – El Advance Light Source del lbnl. El als es un sincrotrón de unos sesenta metros de diámetro situado en el Laboratorio Lawrence Berkeley en California. Se encuentra en operación desde 1993 y acelera electrones a una energía entre 1,5 y 1,9 GeV. Tal y como se comentó anteriormente, un radio de curvatura pequeño produce en el caso de electrones importantes pérdidas de energía por radiación de sincrotrón. Eso es exactamente lo que se pretende en el als, que produce masiva e intencionadamente radiación de sincrotrón, que se emplea para multitud de experimentos. La radiación producida, en el rango de ultravioleta y rayos X, posee una luminosidad excepcionalmente alta. El brillo de esa radiación, medido como el número de fotones emitidos por segundo por unidad de área y estereoradián supera en trece órdenes de magnitud el de una bombilla y en diez el de un tubo de rayos X.

Capítulo 9

Aplicaciones médicas de radionucleidos y radiaciones ionizantes 9.1.

Introducción

En medicina, las radiaciones ionizantes han sido utilizadas desde los primeros descubrimientos de la radiactividad, aunque los estudios sobre sus efectos han ido aportando más y más conocimientos para su aplicación médica. Las radiaciones ionizantes poseen un cierto poder de penetración en la materia viva, causando, en principio, imperceptibles daños estructurales en la misma. Esta propiedad es la fundamental para disponer de un método de actuación en el interior de los cuerpos vivos, evitando en lo posible las técnicas invasivas (cirugía) que tengan más complicaciones desde el punto de vista médico. Las principales aplicaciones en el campo médico de las radiaciones ionizantes son dos: – Diagnóstico: gracias a su poder de penetración, las radiaciones ionizantes pueden atravesar los cuerpos vivos y entregar cierta información a detectores situados adecuadamente. La radiación puede provenir de haces externos, o incluso generarse mediante radioisótopos incorporados al propio cuerpo. Según el tipo de información que se extraiga de las medidas, una técnica puede ser funcional o anatómica. – Terapia: las radiaciones ionizantes constituyen la base de una serie de prácticas curativas de enfermedades; son especialmente importantes en oncología, proporcionando un riesgo de agresión contra las células cancerosas, aunque no exento de riesgo contra las sanas.

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9.2.

9.2. Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes

Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes

La ciencia que estudia los efectos de las radiaciones ionizantes en la materia viva es la radiobiología. Dicha ciencia estudia los cambios originados por la interacción de las radiaciones con la materia y el comportamiento posterior de la misma, así como su capacidad de recuperación. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (icrp) distingue tres conceptos básicos en radiobiología: el cambio, que sucede inmediatamente después de la interacción; el daño, que ocurre cuando los cambios inducidos por la radiación no pueden ser reparados por el cuerpo; y la lesión, cuando se manifiesta en el sujeto irradiado o su descendencia como una enfermedad.

9.2.1.

Cambios biológicos inducidos por radiación

Cuando la radiación ionizante penetra en un cuerpo vivo, deposita sobre él su energía, de un modo semejante al de cualquier otro tipo de materia; unos tipos de radiación resultan ser más dañinos que otros, incluso para la misma cantidad de energía depositada. Cuando una partícula o cuanto de radiación interactúa en el interior de un cuerpo vivo, cede gran cantidad de energía a las moléculas en las que tiene lugar el proceso. Esta energía es en todos los casos superior a la de ligadura de los átomos dentro de las moléculas, y asimismo a la de los electrones corticales de cada átomo. La mayoría de las veces, esto produce la ionización y/o la ruptura de la molécula en cuestión. Teniendo en cuenta la gran energía de las partículas incidentes (del orden del MeV) frente a las energías de ligadura moleculares (del orden del eV), una única partícula es capaz de producir ese efecto destructivo a miles de moléculas. Estas interacciones hacen que en el medio biológico aparezcan radicales libres orgánicos e iones OH − y H + . Estos cambios bioquímicos tienen lugar un instante posterior a la interacción de la partícula, unos picosegundos después. Los nuevos compuestos son altamente reactivos y, en muchos casos, tóxicos. Su aparición en el interior de las células puede explicar su muerte de manera inmediatamente posterior a la irradiación. Los radicales libres producidos poseen cierta capacidad de difusión dentro del medio líquido corporal, con lo que los efectos nocivos pueden extenderse a regiones diferentes a las irradiadas. Los daños originados por este proceso aparecen de modo inmediato tras la irradiación, y con una gravedad que depende de la magnitud de la misma. Otro tipo de cambios inducidos por la irradiación ionizante es el que tiene lugar en el material genético de las células. En el interior de las células existen unas moléculas, especialmente el adn, que son fundamentales de cara a la reproducción de la misma. La acción directa de la radiación incidente sobre las moléculas de adn puede provocar su ruptura y, asimismo, los radicales libres anteriormente citados pueden atacarlo. Como resultado de esta interacción, se

9. Aplicaciones médicas de radionucleidos y radiaciones ionizantes

101

ve afectada la capacidad reproductiva de la célula, si bien ésta puede seguir viviendo temporalmente. Este tipo de interacción da lugar a daños que se presentan tras un lapso de tiempo variable, dependiendo de la tasa de reproducción de las células afectadas.

9.2.2.

Respuesta celular

No todos los cambios inducidos sobre el adn asumen el carácter de daño permanente. El adn posee una cierta capacidad de recuperación de cambios anormales. Existe un sistema de enzimas que pueden reparar en cuestión de minutos rupturas de la cadena de adn. En función de carácter del cambio, se tiene tres posibilidades: la recuperación completa —correspondiente al 95 % de los casos de cambio de adn—, que restituye los cambios inducidos por la radiación, siendo el período de restitución tiene lugar en un período de tiempo del orden de minutos; la recuperación errónea, cuando el sistema de recuperación del adn realiza erróneamente la restitución, dando lugar a mutaciones genéticas y aberraciones cromosómicas; la imposibilidad de recuperación —la posibilidad más remota de las tres—, que puede ocurrir en el caso de rupturas múltiples de una cadena de adn. En el caso de perdurar un daño en los cromosomas tras la fase de recuperación, el cambio puede dar lugar a la muerte de la célula o a la imposibilidad de la reproducción. En el caso de aparecer mutaciones genéticas, la célula puede sobrevivir, transmitiéndolas a su descendencia, que puede presentar un comportamiento anómalo. Estas células pueden, en ciertos casos, producir tumores cancerosos. La radiosensibilidad se define como la capacidad de una célula de sufrir daños por los cambios inducidos por radiación. No todos los diferentes tipos de células del cuerpo presentan la misma radiosensibilidad; ello significa que hay ciertas partes del cuerpo que deben protegerse más que otras a las radiaciones ionizantes. Entre éstas se encuentran las que van a tener que reproducirse más y por tanto tienen más capacidad de transmitir mutaciones. Se trata de las gónadas, y también de los fetos en gestación. La radiosensibilidad celular puede ser asimismo potenciada o disminuida de modo artificial mediante la administración de fármacos específicos, que afectan a la actividad de los radicales libres dentro de la materia biológica. Un hecho comprobado, en el que se basa la terapia oncológica, es que las células tumorales cancerosas presentan una radiosensibilidad superior a la de las normales. Esto hace posible realizar irradiaciones intencionadas con la finalidad de que los efectos negativos sobre las células cancerosas sean muy superiores a los producidos sobre las células normales. La cantidad de radiación que recibe una célula viene expresada por la dosis absorbida de radiación, que se define como la energía de la radiación incidente que es absorbida por la materia, por unidad de masa. Su unidad es el gray (Gy), que corresponde a un julio por kilogramo. Además de los mencionados efectos a corto plazo, directamente relacionados

9.3. Aplicaciones médicas de diagnóstico

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con una exposición excesiva a la radiación, existen otros efectos a más largo plazo. Los efectos globales que la irradiación puede provocar en un ser vivo pueden, así, dividirse en dos categorías: – Deterministas: son efectos que siempre se producen ante irradiaciones de una determinada magnitud. Tienen un umbral inferior, en el sentido de que los daños por irradiaciones por debajo de ese límite son reparadas por el cuerpo, no dejando secuelas. – Estocásticos: estos efectos pueden aparecer o no tras la irradiación. Aparecen a más largo plazo, cuando las lesiones deterministas han sido ya corregidas. No tienen un umbral mínimo de aparición, i.e., pueden darse tras cualquier tipo de irradiación, si bien se considera que la probabilidad de aparición es proporcional a la dosis recibida. La interacción de las radiaciones ionizantes con la materia viva presenta siempre un grado de riesgo que hay que evaluar y, por supuesto, minimizar. Naturalmente, en actividades que impliquen el uso de radiaciones, incluida la terapia oncológica, hay que evaluar si los efectos curativos compensan estos riesgos.

9.3.

Aplicaciones médicas de diagnóstico

Desde que quedó en evidencia la capacidad de las radiaciones ionizantes de atravesar medios sólidos, se pensó en su aplicación para obtener información del interior del cuerpo humano. Actualmente existen diversas técnicas que aportan información tridimensional con alto grado de detalle sobre la anatomía y la funcionalidad del cuerpo humano.

9.3.1.

Rayos X

Los rayos X fueron primeramente descubiertos por Wilhem Conrad Roentgen en 1895 durante su investigación con tubos de rayos catódicos y emisión de radiaciones desde descargas eléctricas en tubos de vacío. Descubrió inmediatamente la capacidad de esas radiaciones (en principio, de origen desconocido: de ahí su nombre) para atravesar cuerpos sólidos en mayor o menor proporción. En diciembre de 1895 apareció la que sería la primera radiografía de un ser vivo. Inmediatamente después del descubrimiento —y con total desconocimiento de los riesgos asociados—, la técnica radiográfica se extendió a gran velocidad en el campo médico y, curiosamente, también en el recreativo. La naturaleza de los rayos X es la de una radiación electromagnética. Su energía (la de sus cuantos de radiación) se encuentra inmediatamente por encima de los rayos ultravioleta, desde unos 300 eV en adelante. Los rayos X no son una radiación nuclear, sino que provienen de una transición electrónica; sin embargo, se estudia con el resto de radiaciones ionizantes, ya que su comportamiento es análogo.


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El proceso básico de producción de rayos X es, pues, una transición en la que uno de los electrones de un átomo cambia de nivel, de modo que su variación de energía es mayor de varios centenares de electronvoltios. Esto puede ocurrir en diversos escenarios: – Materia a muy alta temperatura: cuando la temperatura de la materia supera el millón de grados, el medio se encuentra en estado de plasma. Parte de los electrones de los átomos se separan de éstos y se comportan como partículas libres. En ese medio la velocidad media de las partículas es superior a la que se tiene a temperatura ambiente. La violencia de las colisiones entre partículas (ya sean iones positivos o electrones) hace que los electrones ligados se desplacen de su nivel de mayor estabilidad. Se trata de una situación de equilibrio en la que los electrones que vuelven a esos niveles emiten fotones que pueden estar en el rango de los rayos X. Este tipo de emisión se da en el centro de las estrellas, donde el estado térmico de la materia cumple las condiciones de este punto. Cuando es misma situación ocurre a cientos de grados, sin llegar al estado de plasma, se produce una emisión similar en forma de radiación infrarroja. – Estimulación externa de los electrones atómicos: haciendo colisionar partículas aceleradas sobre materia, los electrones de ésta se ven expulsados de sus órbitas de equilibrio. Los niveles energéticos superiores son inestables, con lo que los electrones tienden a volver al nivel de menos energía que esté permitido. Si las colisiones son lo suficientemente enérgicas, estas transiciones inducidas pueden dar lugar a la emisión de rayos X. Las partículas incidentes pueden provenir de radiación natural o de partículas aceleradas. La característica de este modo de emisión es su isotropía de emisión. – Radiación de sincrotrón y de frenado: la aceleración súbita de partículas cargadas, especialmente electrones, produce una emisión de radiación. De un modo semejante, la deceleración súbita de electrones produce la llamada radiación de frenado o, como tradicionalmente se ha llamado, Bremsstrahlung. Contrariamente al caso anterior, los rayos X emitidos de este modo provienen de la desaceleración de partículas cargadas y tienen una dirección preferente, con lo que la emisión no es isótropa sino que posee una dirección preferente: la dirección original del haz de partículas. – Captura electrónica por parte del núcleo: la función de onda de los electrones más internos de un átomo no es despreciable en la región ocupada por el núcleo. Esto hace que algunos isótopos presenten el proceso de captura electrónica, por lo que un electrón interno es absorbido por el núcleo. Al quedar un hueco libre en un nivel interno, los electrones superiores tienden espontáneamente a ocuparlo, emitiendo en la transición radiación que puede caer en el rango de los rayos X. El espectro de energías de los fotones producidos por los anteriores métodos puede diferir entre ellos, y también en función de otros parámetros del diseño. En el caso de producción de rayos X a partir de descargas eléctricas, los parámetros fundamentales son el potencial eléctrico de alimentación y el material

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de construcción del ánodo. En el caso de la captura electrónica o excitación de los electrones atómicos, la emisión se produce exclusivamente en las energías correspondientes a las transiciones electrónicas del átomo según los electrones van ocupando posiciones de menor energía desde los niveles superiores. El frenado de los electrones, por el contrario, puede dar lugar a la emisión de radiación de modo continuo en todo un rango de energía, en función de la magnitud del frenado que sufran. En un caso real, se superponen los dos tipos anteriores de espectro. Por una parte, el correspondiente a las transiciones electrónicas de los niveles del átomo en cuestión, que depende del material del que esté constituido el átomo. Por otra parte, se tiene el continuo correspondiente a la radiación de frenado, que sigue una distribución continua dependiente del potencial aplicado para acelerar los electrones. El espectro tiene un valor mínimo correspondiente a la máxima hc energía λmín = eV . En el área de diagnóstico del campo médico, con intensidad de radiación moderada, el modo de obtener rayos X es, en su gran mayoría, mediante descargas eléctricas entre electrodos. En un recipiente de vacío se dispone, en un electrodo, de un filamento incandescente, de modo que los electrones que se liberan en él se vean acelerados hasta el electrodo positivo, donde sufren un proceso de frenado, al tiempo que colisionan con los átomos del proceso de destino. Es en estos dos procesos donde se producen rayos X. El ánodo se construye con una cierta inclinación, de modo que presente una cierta sección visible desde la abertura de salida de los rayos. En los esquemas prácticos el ánodo se construye como un disco rotatorio, de modo que el punto de incidencia de los electrones va cambiando. Esto se hace para evitar un excesivo calentamiento que podría llevarlo al punto de fusión. Se suelen escoger materiales metálicos de alto punto de fusión, como el volframio, el molibdeno, del cobre o una aleación de hierro y cromo. Los dos parámetros fundamentales de funcionamiento son: – Tensión de aceleración: esta tensión marca la energía que tendrán los electrones al colisionar con el ánodo y, en última instancia, la energía media de los rayos X producidos. En general, cuanta más energía tienen los fotones producidos, más poder de penetración en la materia poseen. En las aplicaciones médicas, esta tensión se selecciona en función del espesor de cuerpo que habrán de atravesar los fotones. Como valores típicos se tienen desde 60 kV para radiografías dentales a 200 kV para cuerpo entero. – Intensidad de corriente de electrones: una vez fijada la tensión de operación, esta intensidad de corriente es una medida indirecta de la intensidad de radiación emitida. Este parámetro es el que se encuentra en el control del aparato, que, dependiendo del modelo, tiene una conversión a dosis de radiación emitida por el tubo. Los valores medios para diagnóstico son de un orden que va de la unidad a la centena del miliamperio. El método de formación de imágenes a partir de los rayos X sigue un proceso muy semejante al de las fotografías ópticas. Tradicionalmente se han utilizado


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placas fotográficas especiales, láminas compuestas de una base flexible en las que se deposita una emulsión gelatinosa con gránulos de un compuesto de plata sensibles a la luz. La exposición de la placa puede ser directa o realizarse mediante una pantalla intensificadora fluorescente. Estas placas intermedias tienen la función de amplificar la radiación x incidente convirtiéndola a otra longitud de onda, que es la que se plasma en la placa fotográfica. Asimismo, existe la técnica de la fluoroscopia, en la que la radiografía produce una respuesta inmediata de fluorescencia en una placa, de modo que el médico puede observar en tiempo real el comportamiento dinámico del interior del cuerpo humano. Estas técnicas suelen ir acompañadas de la previa ingestión de fluidos de contraste, para seguir claramente la evolución de los mismos en el interior del cuerpo. En el caso de impresión directa, las placas tienen que estar diseñadas para la dosis de radiación x, que es mucho más intensa que la luz visible. Teniendo en cuenta la sensibilidad de la placa radiográfica y la intensidad de radiación, se calcula el tiempo de exposición. Lo que se busca es hacer trabajar a la placa en el rango donde presente una mayor sensibilidad, i.e., donde las variaciones de intensidad se reflejen en cambios de tonalidad más fuertes. Actualmente, en ciertos casos, se ha sustituido la impresión de placas fotográficas por cámaras ccd (Charge-Coupled Device) digitales especiales, del mismo modo que ocurre en la fotografía digital. A pesar de que la salida digital es semejante a la de las imágenes normales, en el estándar médico se emplean más de ocho bits para definir la escala de grises; normalmente se trata de doce o dieciséis bits. Con eso se consigue una sensibilidad a los diferentes tonos. El formato de almacenamiento e intercambio de información médica, entre la que se encuentran las radiografías, es llamado dicom (Digital Imaging and Communications in Medicine). El único punto común a la gran diversidad de aparatos empleados en la radiografía médica es que el tubo de rayos X debe estar blindado, por motivos de protección radiológica. Como material de blindaje se emplean carcasas de materiales de alto número atómico, como el plomo.

9.3.2.

Tomografía axial computerizada

Una limitación claramente observable en el método de los rayos X es que como resultado se obtienen imágenes bidimensionales. Es pues tarea del médico interpretar la imagen, utilizando sus conocimientos de anatomía para tener una idea de la posición real de los elementos representados en ella. Un avance frente a la radiografía tradicional vino con el desarrollo de la tomografía axial computerizada (tac, o ct o cat en sus siglas inglesas) mediante la cual, con el uso exclusivo de rayos X, se puede obtener información detallada sobre la composición de una sección transversal del paciente. Realmente, la información que se obtiene es, como en la radiografía tradicional, relativa a la absorción de radiación x por parte de los diferentes tejidos. Conociendo la composición aproximada del cuerpo humano se pueden inferir los valores de densidad a partir de los datos de absorción, mediante la llamada escala de Honusfield. La tac fue desarrollada por primera vez en 1972 por Godfrey Newbold Honusfield. El funcionamiento de la máquina se basaba en el estudio de una

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sección transversal de la anatomía (una «rebanada»), que podía realizarse en sucesivas posiciones para tener una visión global del interior del cuerpo. En la técnica tac, el paciente es situado en el interior de un cilindro, donde se encuentran en posición opuesta un tubo de rayos X y un sistema de detectores digitales. Durante el proceso de medida, el conjunto de tubo más detector giran alrededor del paciente, tomando datos desde diferentes perspectivas. Las máquinas tac son fácilmente reconocibles por su forma de prisma rectangular, con una abertura para la entrada del paciente. La gran dificultad de la técnica tac es el desarrollo de los algoritmos matemáticos que sean capaces de reconstruir el interior del cuerpo a partir de los datos de los detectores. Se tiene un sistema de muchas ecuaciones que posee como incógnitas las densidades de Honusfield (equivalentes a la capacidad de absorber radiación) en una matriz de puntos discretos en la zona del paciente. El número de incógnitas depende directamente de la resolución espacial que se desee conseguir, mientras que el número de ecuaciones depende del número de detectores de los que se disponga (resolución espacial) y del número de ángulos de rotación a los que se tomen imágenes (resolución angular). Uno de los problemas del tac original era el alto tiempo de exploración, que superaba, para un estudio abdominal, la media hora. Esta situación ha sido mejorada empleando detectores ccd de respuesta más rápida, detectores en matriz de múltiples filas, detectores de menor tamaño y, finalmente, tac helicoidal. En este último el cabezal del tac gira a la misma velocidad a la que se desplaza axialmente, describiendo un forma de hélice. Esto acorta el tiempo del estudio, al combinar los datos recogidos por las diferentes filas de detectores. Con los avances logrados se ha llegado a tiempos de exploración del orden de varios segundos, con una resolución espacial igual en las direcciones axial y transversal. Este último punto es muy importante par introducir el método tridimensional de visualización. Para esta tarea se recurre a la ayuda de computadoras transfiriendo los datos a unidades de visualización conforme al protocolo dicom anteriormente mencionado. Con la ayuda de computadoras se puede realizar una reconstrucción tridimensional del cuerpo humano. Una vez hecha esta reconstrucción, se pueden realizar cortes virtuales por planos arbitrarios, o aplicar filtros que visualicen sólo las zonas de interés. El uso de los estudios tac, como todos aquellos en los que intervienen radiaciones ionizantes, no está exento de riesgos radiológicos: en un estudio abdominal la dosis de radiación puede llevar a ser 500 veces mayor que en una radiografía de tórax.

9.3.3.

Resonancia magnética nuclear

La resonancia magnética nuclear (rmn) es una técnica tomográfica, al igual que la tac. Los orígenes de esta técnica se remontan al descubrimiento del efecto de resonancia magnética, realizado independientemente por Felix Bloch y Edward Purcell en 1946. Se utilizó durante las primeras décadas para el análisis molecular de sustancias, hasta que en 1971 Raymond Damadian des-


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cubrió que la respuesta a esta técnica en las zonas tumorales era diferente a la del tejido sano. Es entonces cuando esta técnica entró dentro de las prácticas de diagnóstico del tipo tomografía. La técnica original rmn se basa en la excitación y posterior relajamiento de los núcleos de los átomos presentes en una muestra. Es importante el hecho de que esta técnica no use radiaciones ionizantes sino radiofrecuencia. A partir de ella se obtienen datos anatómicos internos de composición química. Los neutrones y protones, elementos constituyentes del núcleo atómico, poseen un momento angular intrínseco llamado espín. Ese momento angular, propiedad vectorial, le confiere a esas partículas un momento magnético que las hace comportarse como pequeños imanes que interactúan con el campo magnético, con una tendencia a alinearse con él. El valor de ese momento magnético es siempre el mismo para todos los neutrones y protones, siendo 21 de la unidad fundamental. En un núcleo se encuentra un cierto número de nucleones cuyos espines se pueden cancelar entre ellos. Sin embargo, en numerosas ocasiones, debido a la paridad del número de los diferentes nucleones, no es posible la cancelación de sus valores. Es en ese caso cuando el núcleo posee un momento resultante que, según la física cuántica, debe ser también un múltiplo entero o semientero de la unidad fundamental. Al igual que se comporta un imán, el momento angular de un núcleo responde a la presencia de un campo magnético externo, con tendencia a orientarse en su dirección. Así, existe una componente energética relativa a la posición del espín, siendo de valor negativo (estable) cuando el espín se encuentra alineado con el campo. Esa componente energética es proporcional al valor del campo magnético, ∆E = kB. Según describe la teoría cuántica, la componente alineada con el campo magnético sólo puede tomar dos valores: paralelo o antiparalelo al campo. En una sustancia situada a una temperatura mayor que el cero absoluto, existe no obstante un cierto grado de desorden, que hace que existan elementos fuera de la posición de estabilidad. Mediante la aportación de energía se puede pasar de un estado a otro. Esto se consigue con radiación electromagnética de la energía adecuada para pasar de un estado a otro. La frecuencia de esa radiación necesaria se denomina frecuencia de Larmor y depende de cada núcleo, siendo siempre directamente proporcional a la magnitud del campo magnético presente. Hay que resaltar de nuevo que no todos los materiales son susceptibles de sufrir esta interacción con el campo magnético. Sólo aquellos que tengan un valor resultante de espín protónico o neutrónico pueden hacerlo. Estos núcleos suelen tener valores impares de número atómico o másico. No obstante, dentro de esta categoría se encuentran elementos presentes en el cuerpo humano, como el hidrógeno. Los elementos que responden a la rmn son de bajo número atómico, ya que en e caso de alto Z, el momento magnético electrónico apantalla al núcleo, con lo que no responde a los estímulos externos. Prescindiendo de consideraciones cuánticas, se puede considerar que el momento magnético de cada zona escogida es una magnitud clásica de variación continua. Por tanto, no hay sólo dos posibles estados, sino que el vector magnéti-

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co global puede tener cualquier dirección. Al aplicarle un campo magnético, esa dirección global se alineará con él, ya que la mayoría de los espines individuales lo hará. Si mediante un estímulo externo se saca un momento magnético de su posición de equilibrio, su tendencia natural es a volver a él con un movimiento de precisión alrededor de la dirección del campo magnético. La rotación del momento magnético alrededor del eje central siempre tiene como frecuencia la de Larmor, independientemente de la perturbación inicial. El proceso de vuelta al equilibrio tiene un tiempo característico fijo, por el que se pueden caracterizar diferentes materiales o tejidos. Pero lo más importante es que durante la oscilación del momento magnético se está emitiendo una señal electromagnética en la frecuencia de Larmor, que puede ser identificada. Si a un material magnetizado con un campo primario B se le somete a un campo magnético oscilante de frecuencia igual a la de Larmor, se puede girar el momento angular promedio de las zonas. Una vez desplazado de su situación de equilibrio, rotará como se ha descrito anteriormente. La propiedad más interesante de la rmn es que, una vez desaparecido el estímulo magnético oscilante, durante la vuelta a la posición de estabilidad, el material seguirá emitiendo radiación electromagnética en la frecuencia de Larmor en la zona en cuestión. La respuesta al estímulo va desapareciendo conforme los momentos magnéticos de las zonas se aproximan a la posición de equilibrio, momento en que cesa la emisión de señal de respuesta. En función de la potencia de la señal de respuesta, de su frecuencia y del tiempo de extinción, se puede inferir información sobre la composición de una muestra. Las respuestas de diferentes materiales se producen a diferentes frecuencias, con lo que en una mezcla todos los materiales presentes dejan su huella en la radiación saliente. Mediante un análisis de Fourier de la señal de respuesta se puede saber qué materiales hay presentes y en qué proporción, teniendo en cuenta la amplitud de las diferentes frecuencias. El modo de conseguir una resolución espacial se basa en realizar el estudio de un único material, introduciendo variaciones espaciales del campo magnético que se reflejen en una variación espacial de la frecuencia de Larmor. – Introduciendo inicialmente un campo magnético principal variable en el espacio, se consigue que la frecuencia de Larmor varíe en el espacio. Cuando se realiza el estímulo con un campo magnético oscilante, dicho campo interactuará únicamente con las zonas en donde la frecuencia de Larmor sea la de la onda de estímulo. De este modo se introduce una absorción selectiva, en la cual sólo se estimula una parte del dominio calculada de antemano. Es en esas zonas donde se produce la deposición de energía y la estimulación de los momentos magnéticos. – Inmediatamente después de realizada la absorción de energía y la alteración de los momentos magnéticos en la región seleccionada del sistema, se procede al cambio del gradiente del campo magnético principal. Con eso se consiguen modificar las frecuencias de Larmor en los diferentes


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puntos de la «rebanada» que ha absorbido energía. De este modo se tiene una diferenciación de la radiación emitida por las diferentes partes de la sección. Aun con dichas técnicas, por cada lectura existirá toda una zona unidimensional, con lo que la segunda parte del anterior proceso hay que repetirla con diferentes direcciones del gradiente siempre perpendiculares al campo magnético. De un modo rotativo, como se realizaba en el tac, se obtienen datos de la composición desde diferentes perspectivas, lo que convenientemente combinado da una representación tridimensional de la composición del material o sujeto. Hay que subrayar nuevamente la complejidad del conjunto de algoritmos computacionales que convierten los datos de los detectores en valores del espacio físico. En este caso, son de especial importancia las transformadas de Fourier que descomponen las señales recogidas por los detectores en las innumerables zonas que emiten con frecuencias diferentes según una onda que decae con el tiempo. Los resultados de la técnica rmn se visualizan de un modo semejante a como se realiza en la tac. Es asimismo una técnica funcional, pero no se consigue la gran resolución espacial del tac. Sin embargo, el hecho de no emplear radiaciones ionizantes constituye una clara ventaja frente a la tac, así como frente a las diferentes técnicas de resalte de imagen, que entran más en el campo médico que en el de la ingeniería. Las últimas tendencias en el uso médico de la rmn incluyen el estudio de resonancia magnética de los electrones en vez del núcleo, siendo el proceso semejante. Sin embargo, esta técnica está restringida a las pocas sustancias que presentan electrones desapareados en sus moléculas.

9.3.4.

Tomografía por emisión de positrones

Para concluir con la sección correspondiente a técnicas de diagnóstico, se va a tratar la única que utiliza material radiactivo como componente principal de funcionamiento. El primer aparato de tomografía por emisión de positrones (pet) fue construido por primera vez por E.J. Hoffman y M. Phelps en 1973 en la Universidad de Washington. Se trata de una técnica de imagen funcional, i.e., no da imágenes directas de la composición del cuerpo humano sino de su funcionamiento. El principio de la técnica pet se basa en la propiedad de algunos isótopos de desintegrarse espontáneamente emitiendo un positrón. El positrón es altamente reactivo en el medio material, donde abundan los electrones. Estudiando la colisión del electrón y el positrón, y despreciando la velocidad del centro de masa del sistema con respecto a la de la luz, se tiene que ambos fotones deben tener velocidades opuestas. Es decir, las velocidades comparten la dirección pero poseen sentidos opuestos. La propiedad fundamental es que si se consiguen detectar los dos fotones emitidos en la aniquilación, se sabe que ésta tuvo lugar en la línea recta que

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une los puntos de detección. Teniendo en cuenta el corto recorrido medio de un positrón dentro de un medio sólido (del orden del milímetro), se puede asumir sin gran error que los datos obtenidos corresponden al punto donde se desintegró el elemento emisor de positrones. Así pues, la técnica médica se basa en inyectar al paciente un compuesto que tenga átomos marcados isotópicamente de modo que emitan positrones. Con esta técnica se busca conocer de modo tridimensional cómo se distribuye ese compuesto dentro del cuerpo humano. El isótopo que se utilice debe cumplir los siguientes requisitos: – Posibilidad de introducirse en un compuesto tolerable por el cuerpo humano cuya evolución se quiera estudiar. – No tener como resultado de la desintegración un elemento que pueda ser tóxico. – Período de semidesintegración del orden de una hora. Hay que tener en cuenta que al paciente se le introduce una cantidad apreciable de producto radiactivo dentro del cuerpo. En el caso de una vida media larga, ese isótopo estaría impartiendo una dosis de radiación γ al paciente durante largo tiempo o exigiría tiempos de exposición muy elevados. En el caso de una vida media muy corta, gran parte de la cantidad del elemento se desintegraría desde el momento de su producción. Los principales isótopos que utilizados, que cumplen estas propiedades, son Fe, 11 C, 13 N y 15 O, siendo el primero el más utilizado. La producción de todos estos isótopos de corta vida se realiza en aceleradores de partículas. Teniendo en cuenta la corta vida media de los isótopos, el transporte desde el acelerador hasta la unidad pet debe hacerse con gran celeridad, y limita el radio útil de suministro de un acelerador. Cada acelerador, no obstante, tiene capacidad para cubrir las necesidades de varias unidades pet que estén suficientemente cerca. El isótopo más comúnmente utilizado en la técnica pet es el 18 F introducido en una molécula de fluordesoxiglucosa (fdg). Mediante el seguimiento del consumo de glucosa en el cuerpo se conocen las zonas afectadas de cáncer, que presentan un consumo muy superior a lo normal.

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La apariencia externa de una máquina pet es semejante a una tac o rmn. Se trata de un anillo de detectores que ha de envolver al cuerpo en estudio, ya que para obtener información de una desintegración, debe detectar ambos fotones emitidos en sentidos opuestos sobre una misma dirección. Teniendo en cuenta las dimensiones del sistema, y que viajan a la velocidad de la luz, el desfase de tiempos entre los dos fotones detectados no puede ser superior a un tiempo del orden del nanosegundo. Cuando se da una medida con esas condiciones, se dice que se tiene una coincidencia, que es la única fuente útil de datos. Para tener una buena resolución espacial, el anillo de detectores debe estar compuesto por una gran cantidad de ellos, de pequeñas dimensiones, para poder localizar con precisión la línea que han seguido los fotones hasta los detectores. Dichos detectores deben ser de muy pequeño tamaño y del alta precisión temporal. El método de detección de la radiación γ se basa en su conversión a luz


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por cristales especiales que están unidos a tubos fotomultiplicadores. Hasta hace pocos años se utilizaba para los cristales conversores el germanato de bismuto (bgo). Actualmente, la técnica ha avanzado con el ortosilicato de lutecio (lso), que permite cristales más pequeños (de 4 × 4 mm2 ), con un funcionamiento más rápido que permite un mayor número de medidas en una exposición. No obstante, la precisión espacial de la técnica pet está limitada por el recorrido libre medio de los positrones en el cuerpo. Este recorrido medio actúa como incertidumbre insalvable de la posición donde se produjo la desintegración y aparición del positrón. Existen dos modos de medida, con diferente lógica de reconstrucción de imagen. Se trata del método tomográfico y el tridimensional. – El método tomográfico estudia secciones transversales del cuerpo en estudio. Para eso, tiene un sistema de filtrado de la radiación γ entrante, de modo que únicamente deflecte la que proviene del plano central del anillo de detectores. Esto tiene la ventaja de tener unas menores exigencias en el sistema de detección. Se tienen menos detecciones por segundo, al filtrar parte de la radiación, y por otra parte el origen de la radiación está limitado a un plano, con lo que es más sencillo determinar su posición. – El método tridimensional recoge también medidas provenientes de zonas diferentes al plano central del sistema. Esto requiere un mayor número de detectores y una lógica más compleja para determinar la posición de las desintegraciones. Como ventaja, se tiene un mayor número de coincidencias en menos tiempo, lo que acorta el tiempo de medida. El proceso de medida de la emisión de radiación por el cuerpo bajo estudio tarda actualmente aproximadamente 20 minutos. Sin embargo, los métodos de formación de imagen mediante pet implican el análisis de una gran cantidad de información durante un tiempo del orden de horas. En la actualidad se están extendiendo máquinas que combinan en una acción un estudio de pet con uno de tac simultáneo. Ello posee la gran ventaja de que el paciente mantiene su posición exactamente durante el proceso de ambas técnicas. De este modo, se combina la información funcional del pet con la anatómica del tac, pudiendo localizar las zonas afectadas de cáncer con la gran precisión espacial que el pet no permite. La técnica pet no está exenta de riesgos radiológicos para el paciente, ya que se introduce en su sangre una cantidad de material radiactivo que, por otra parte, se desintegra en cuestión de horas. La dosis recibida en una sesión equivale aproximadamente a la recibida por radiación natural durante un año.

9.4.

Aplicaciones médicas de terapia

Las aplicaciones médicas de radioterapia buscan hacer desaparecer el tejido afectado de cáncer. Para eso se utilizan altas dosis de radiación que tienen como resultado la incapacidad de reproducción o incluso la muerte de las células

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9.4. Aplicaciones médicas de terapia

tratadas. En la terapia se imparten dosis de radiación muy superiores a las de diagnóstico, manejándose valores, en ocasiones, hasta mil veces más elevados. Las técnicas de terapia se dividen fundamentalmente en dos clases: – La teleterapia, en la que la radiación proviene de una fuente externa al paciente, a una cierta distancia. – La braquiterapia, donde las fuentes de radiación se sitúan en la proximidad de la zona afectada por cáncer y adaptadas a su forma. De este modo se reduce la dosis de radiación impartida a tejidos.

9.4.1.

Irradiaciones de cobalto-60

Esta técnica de terapia, tan antigua como el uso médico de las radiaciones, se basa en la exposición controlada de un paciente a una fuente intensa de 60 Co. El 60 Co es un metal con una actividad específica aproximada de 1100 Ci/g. Es emisor de radiación β y γ, teniendo la radiación γ energía en torno a 1 MeV. Se trata, por tanto, de un material cuyo manejo es extremadamente peligroso. Un irradiador de cobalto, o bomba de cobalto, es una especie de lámpara en la que la bombilla es sustituida por una pieza de unos 2 kCi de 60 Co. La colimación se realiza de modo sencillo: se tiene un pequeño cabezal de plomo que absorbe toda la radiación excepto la que circula a través de la ventana de irradiación. El mecanismo más complejo del sistema es de carga y descarga de la fuente, que se realiza con aire comprimido de modo remoto. Este tipo de máquinas, de coste relativamente bajo, han sido progresivamente sustituidas por aceleradores de electrones —a pesar de su precio más elevado—, por varias razones: – La presencia de material radiactivo en alta cantidad aumenta la posibilidad de accidentes. La emisión radiactiva no puede detenerse en ningún momento. – La pieza de cobalto debe ser renovada cada cierto tiempo, en torno a los diez años, debido al decaimiento exponencial de su actividad. Esa pieza, aunque inútil para radioterapia, sigue teniendo una actividad suficiente para ser considerada muy peligrosa. Han ocurrido ya conocidos accidentes en México y Brasil, donde fuentes de cobalto usadas han acabado en vertederos. – La energía de la radiación del cobalto es invariable.

9.4.2.

Aceleradores de partículas

Los aceleradores de partículas se utilizan en teleterapia, aunque en los últimos avances efectuados se han conseguido ventajas semejantes a las de la braquiterapia. Se emplean aceleradores de distintos tipos:


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– Máquinas convencionales de rayos X: estas máquinas funcionan acelerando electrones de modo electrostático hasta una energía en torno a los 200 keV. Entonces se produce una conversión a rayos X al colisionar con el ánodo. Este tratamiento se utiliza para cáncer de piel, puesto que los rayos X no son muy penetrantes. – Aceleradores lineales de electrones: este tipo de acelerador posee unas dimensiones modestas. Con él se obtienen unas energías de electrones de hasta 25 MeV, suficientes para tratamientos profundos en pacientes. Funciona como productor de rayos X al hacer incidir el haz de electrones sobre una lámina de material de alto Z como el volframio. Estas dos técnicas presentan el problema más típico de la teleterapia: las partículas depositan la energía preferentemente en la zona de entrada (la piel), en vez de en los tumores, que pueden ser más profundos. – Aceleradores de protones del tipo ciclotrón, que imparten a las partículas energías en torno a los 250 MeV. Los protones presentan una curva de deposición de energía diferente a la de los electrones o los rayos X, presentando su máximo en profundidad, lo cual es más beneficioso para actuar directamente sobre el tumor. La gran preocupación para el tratamiento con aceleradores es común para todos los equipos de teleterapia: impartir radiación únicamente en las zonas que lo necesiten, y no en el resto. Para ello se emplean diversas técnicas: – Control de la energía del haz: así se puede controlar el grado de penetración que tendrá el haz dentro del cuerpo. – Control de direccionamiento del haz: mediante un brazo rotativo (gantry) se consigue variar el ángulo de entrada del haz dentro del cuerpo. – Delimitación de la extensión del haz: mediante placas gruesas (mandíbulas o jaws), situadas en la zona de salida del haz (cabezal ) se consigue delimitar la extensión del haz en forma de rectángulo. – Colimación con multiláminas: dentro del cabezal, en el otro eje del que tiene las mandíbulas, se sitúan decenas de finas pero profundas láminas de volframio con la finalidad de colimar la radiación del haz. A diferencia de las mandíbulas, las multiláminas pueden conformarse de diferentes maneras. – Tratamientos de intensidad modulada: se trata de la evolución más moderna de tratamientos con aceleradores. Una vez determinadas las zonas del cuerpo a las que hay que impartir dosis y las que hay que salvaguardar de la radiación, un programa de ordenador calcula el modo óptimo de irradiar, calculando diferentes irradiaciones sucesivas con diferentes posiciones del gantry, mandíbulas y láminas. – Sistema de radioterapia guiada por imagen: el posicionamiento del paciente debe ser en todo momento muy preciso para poder aplicar las irradiaciones calculadas en las zonas calculadas. Modernamente se tienden a usar sistemas de rayos X que localizan en tiempo real el órgano a irradiar.

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9.4. Aplicaciones médicas de terapia

– Radioterapia intraoperatoria: se han desarrollado sistemas aceleradores de menor energía que son portátiles y pueden desplazarse a la sala de operaciones, irradiando la zona tumoral con el paciente abierto.

9.4.3.

Sistemas de braquiterapia

Los sistemas de braquiterapia tratan de impartir la mayor dosis a las zonas afectadas por cáncer, preservando las que no han sido afectadas. Para ello, se sitúan fuentes radiactivas en contacto con la zona bajo tratamiento, de modo que se obtenga la mayor dosis de radiación. Los numerosos métodos de tratamiento pueden clasificarse en dos grandes tipos: – Irradiación temporal: son sistemas en los que la fuente se acerca al tumor mediante algún sistema mecánico, o se colocan las fuentes radiactivas en la superficie del cuerpo durante el tratamiento. En caso de que la zona a tratar sea interna al cuerpo, se puede introducir la fuente en el interior de agujas que se introducen en el cuerpo. Se emplean isótopos radiactivos encapsulados para evitar contaminación al paciente, y con una vida media no muy larga para conseguir una alta actividad específica. Asimismo, la energía de sus radiaciones no debe ser muy alta (como en el caso de 60 Co) para concentrar la dosis en la zona irradiada. El 192 Ir, con 9340 Ci/g y 600 keV de energía media, es uno de los más utilizados. – Irradiación permanente: se basa en fuentes encapsuladas de pequeño tamaño que se introducen en el interior del cuerpo de modo permanente. Se emplean elementos con energía de radiación muy baja, de modo que las fugas globales del cuerpo del paciente sean lo más bajas posible. Además, el isótopo debe tener una vida corta para evitar posteriores accidentes con el material radiactivo que queda en el cuerpo. El 125 I, con dos meses de vida media y que emite radiación γ con energía de 35 keV y rayos X de menor energía, es utilizada en este tipo de tratamiento. La radiación γ de tan baja energía es fácilmente blindada por láminas muy finas de plomo, y dentro del cuerpo humano presenta un alcance del orden del centímetro, lo que proporciona una irradiación local de las zonas cancerosas.

Capítulo 10

Usos y producción industrial de radionucleidos y radiaciones ionizantes 10.1.

Introducción

Veamos el modo por el que se obtienen los isótopos radiactivos empleados en la medicina y la industria. Teniendo en cuenta que se suelen utilizar isótopos de vida media o corta, es necesaria su producción artificial, ya que hace mucho tiempo que se desintegró la cantidad que se pudiera originar en la explosión de la supernova de la que proviene la materia terrestre. Ya se han estudiado en el capítulo anterior las aplicaciones médicas de las radiaciones, pero hay que tener en cuenta que en el campo industrial no existen las fuertes limitaciones inherentes al riesgo biológico que conllevan aquéllas. En muchas ocasiones, en el campo industrial se busca precisamente su faceta más destructiva para los organismos biológicos: se trata del caso de la esterilización por radiaciones. Las radiaciones ionizantes en dosis muy altas son también causantes de modificaciones indeseadas de las propiedades de los materiales, pero los niveles de dosis son tan elevados que ese tipo de fenómenos se dan en ambientes de muy alta tasa de dosis continuada durante años (como ocurre en los materiales estructurales de reactores nucleares). Teniendo en cuenta la estabilidad de las fuentes radiactivas, consecuencia estadística de la gran cantidad de partículas que emiten, se pueden usar como un referente estable para ciertos procesos. Esto, unido a la gran sensibilidad de los detectores de radiación, las hace útiles para inferir con gran precisión datos de una muestra a partir de la interacción con radiaciones ionizantes.

10.2.

Producción de isótopos radiactivos

En la utilización de los radioisótopos, especialmente en el campo industrial, se buscan especialmente unas propiedades de las fuentes utilizadas: alta

116

10.2. Producción de isótopos radiactivos

actividad específica, tiempo de uso prolongado y energía adecuada. Estas son dos condiciones de efectos opuestos, con lo que dependiendo de las aplicaciones se da más o menos importancia a unos u otros criterios. El resultado es que la adecuación del material radiactivo depende mucho de la actividad que se quiera desarrollar. Existen dos medios fundamentales para producir isótopos radiactivos: – Mediante aceleradores de partículas, que inducen reacciones nucleares al hacer incidir partículas de alta energía (normalmente núcleos atómicos de bajo Z) sobre un blanco de material. – Mediante reactores nucleares, en los que se busca la producción de nuevos elementos como consecuencia de la absorción de neutrones de un material base o por la fisión de combustible nuclear.

10.2.1.

Producción de radioisótopos con aceleradores

El uso de aceleradores para producción de radioisótopos es una técnica bastante extendida, teniendo en cuenta que no implica la complejidad de mantenimiento de un reactor nuclear ni los problemas legales que implica la posesión de material fisible. Un acelerador de partículas produce un haz de partículas cargadas, de las que se espera que colisionen con el núcleo blanco produciendo una reacción. Dado que se busca en muchas ocasiones la adición de nuevos nucleones al núcleo blanco, se emplean aceleradores de protones u otros núcleos atómicos. En el caso común de utilizar como proyectil núcleos de hidrógeno o deuterio, las energías necesarias para provocar reacciones en una cantidad apreciable están en el orden de unos pocos MeV. No es necesario, por tanto, emplear grandes aceleradores para este tipo de actividad, sino que pueden tener el tamaño de una habitación. El tipo de acelerador más adecuado para este tipo de práctica son los ciclotrones. Los principales destinatarios de las fuentes producidas en un acelerador son los hospitales donde se tienen máquinas pet o los fabricantes de fuentes encapsuladas para tratamientos de radioterapia. Para las aplicaciones de pet, se han diseñado ciclotrones de un modo totalmente encapsulado. Situando en las cámaras blanco diferentes compuestos, se pueden lograr distintos isótopos de número atómico moderado. Seguidamente, y en la propia instalación, se ha de realizar un proceso de separación química del recién creado isótopo. Para toda la instalación, se requieren unas medidas especiales de radioprotección, debido a la presencia de material radiactivo. Con la energía del impacto de las partículas proyectil contra el blanco, es energéticamente posible arrancar neutrones como una de las reacciones secundarias. Esto supone un grave riesgo radiológico y de este modo es característico que la dependencia en la que está situado el acelerador tenga paredes de un espesor próximo al metro. Aceleradores de este tipo pueden impartir una corriente de hasta 80 µA de protones, de modo que durante un período de irradiación de dos horas se

10. Usos y producción industrial de radionucleidos

117

pueden lograr hasta 5 curios de 18 F, una de las sustancias más utilizadas en la técnica pet. Aceleradores de mayor energía son utilizados para la producción de fuentes radiactivas para braquiterapia. Éstos suelen ser elementos de más alto número atómico, con lo que es común acelerar hasta 30 MeV. En todo caso, la producción mediante estos aceleradores es modesta, sobre todo comparada con la que ofrecen los reactores nucleares. Sin embargo, es la alternativa ideal para la pequeña producción o el autoabastecimiento de sustancias radiactivas. En el extremo de altas energías, los aceleradores de partículas se están utilizando también para investigación en isótopos de muy alto número atómico, superior a cien. De esta manera, en las últimas décadas se ha producido una serie de nuevos elementos de la tabla periódica, para los que no existía ningún isótopo en la naturaleza. La investigación actual busca la llamada isla de estabilidad, una región del plano ZA en la que la teoría nuclear prevé una especial estabilidad.

10.2.2.

Producción de isótopos en reactores nucleares

El uso de reactores nucleares para la producción de isótopos conlleva importantes limitaciones de carácter legal, debido a la presencia de material fisible. Por ello se utilizan para obtener una producción alta de isótopos sólo en un número limitado de instalaciones. Esto hace que no valgan para el reparto rápido de isótopos de vida corta, como ocurre en el caso del pet. De la fisión del 235 U se obtienen todo un rango de isótopos de peso medio, habiendo unos máximos para los números atómicos de 95 y de 140. El modo de proceder es, por tanto, hacer funcionar el reactor con una cierta cantidad de combustible, pararlo después de un tiempo, extraer el combustible y tratarlo químicamente para conseguir la separación de los diferentes elementos. La mayor problemática que presenta esta técnica es que el manejo de combustible nuclear conlleva un riesgo inherente de desvío a usos militares. Además, el uranio no sólo sufre fisiones sino también capturas neutrónicas, que dan lugar a la producción de plutonio, el material más apto para armas de fisión. En España, al igual que muchos otros países, la legislación actual prohíbe el reprocesamiento del combustible nuclear sin excepción. En cuanto a la producción de isótopos radiactivos por medio de absorción neutrónica, se realiza mediante la introducción de muestras de material no fisible dentro de un reactor nuclear, en un entorno de alto flujo neutrónico. La interacción de los neutrones con el material de base produce reacciones de absorción neutrónica, que en la mayor parte de los casos lleva asociada la emisión de radiación γ. La mayoría de los isótopos producidos en la actualidad se consiguen mediante este método, ya que con él la producción es mucho más masiva que con los métodos anteriores. El caso más conocido de isótopo conseguido por absorción neutrónica es el 60 Co, así como el 99 Tc, ambos de uso común en industria y medicina. Una vez producido un radioisótopo de vida media o larga, se puede almacenar hasta su distribución. En casos de almacenamiento de isótopos con actividad muy elevada, hay que tener previsto un sistema de blindaje y refrigeración, para

10.3. Esterilización

118 poder disipar la energía liberada en las desintegraciones.

10.3.

Esterilización

La esterilización es una aplicación de la radiación en la que se requiere la destrucción más efectiva posible de todo organismo vivo de un sistema. Mediante el proceso de esterilización, se pretende la eliminación o inactivación de los microorganismos omnipresentes en el entorno natural. Esto significa que si bien pueden sobrevivir microorganismos al proceso de irradiación, se impide su posterior reproducción, lo que redunda en una esterilización diferida. Los microorganismos presentan, no obstante, una resistencia a las radiaciones superior a la de los humanos. Es una regla de carácter más o menos general que la resistencia a la radiación aumenta con la simplicidad del organismo. Para los humanos, un nivel letal de radiación de cuerpo entero se sitúa en torno a los 5 Gy. Por el contrario, para una cucaracha —conocidas por su alta resistencia a la radiación— el umbral se encuentra aproximadamente en 1 kGy. Pero existen microorganismos mucho más resistentes: el más resistente conocido en la actualidad es el Deinococcus, cuyo umbral de supervivencia se sitúa en 15 kGy. Los procesos de esterilización comunes buscan su efecto entre determinados microorganismos perniciosos, pero sin degradar la calidad del material irradiado. Pueden citarse los siguientes: – Instrumental médico: suele requerir únicamente una desinfección superficial. Existen, en ocasiones, métodos alternativos como el vapor, pero en el caso de materiales sensibles las radiaciones ionizantes respetan la integridad del material. – Alimentos: desinfección en profundidad. Se imparten dosis del orden de 10 kGy, para eliminar los principales patógenos. – Sangre: se irradia con dosis del orden de 20 Gy, para no dañar las propiedades de las células sanguíneas. Se busca reducir o activar los linfocitos de la sangre para reducir las posibilidades de rechazo en el receptor. – Servicio postal: actualmente se emplea en Estados Unidos como medida frente los ataques bioterroristas —ataques que dicho país ha aplicado profusamente en múltiples lugares del planeta—. Existen casos en los que basta con una esterilización superficial, mientras que, en otros, es necesario que la radiación penetre a una cierta profundidad. En función del grado de esterilización requerido, pueden emplearse diferentes tipos de radiación: – Rayos ultravioleta: se producen mediante lámparas eléctricas de alta intensidad. Tienen muy poco poder de penetración en sólidos, por lo que se utilizan en esterilización superficial.


119

– rayos X : se obtienen a partir de potenciales de pocos cientos de kilovoltios y se utilizan para esterilización en profundidad, aunque no para grandes espesores. – Rayos γ: esterilización de grandes espesores en producción continua. Se utilizan fuentes radiactivas de varios kilocurios de actividad, principalmente 137 Cs y 60 Co. Teniendo en cuenta la emisión continua de radiación por parte de las fuentes radiactivas, estos sistemas suelen utilizar una alimentación continuada mediante cintas transportadoras. Los materiales a esterilizar se introducen en un receptáculo blindado con plomo, dentro del que se encuentra una fuente de alta actividad. – Electrones: al igual que en el caso de la terapia médica, los aceleradores de electrones presentan la flexibilidad de operar emitiendo como producto final electrones o rayos X de alta energía.

10.3.1.

Irradiación de alimentos

La primera patente relacionada con la aplicación de radiaciones a los alimentos proviene del Reino Unido en el año 1905, si bien la primera instalación comercial de irradiación de alimentos se construyó en 1957 en Alemania. Desde entonces ha habido posturas legales contradictorias, debidas en su mayor parte al desconocimiento de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes sobre los alimentos. En 1970 se creó el Proyecto Internacional en el campo de la Irradiación Alimentaria (ifip), con la participación de 19 países y el amparo de la fao, la ocde y la Organización Internacional de la Energía Atómica (iaea). El estudio comprendía el efecto sobre animales de la alimentación con productos irradiados hasta 10 kGy. Las conclusiones del comité presentadas en 1980 incluían la no detección de ningún efecto negativo en alimentos irradiados con dosis de hasta 10 kGy. A raíz de los resultados obtenidos, en 1983 se creó el Grupo Consultivo Internacional sobre Irradiación de Alimentos (icgfi), en el que actualmente participan 45 países. En 1997 se realizó una extensión de las pruebas de 1979, llegando a irradiar alimentos hasta 70 kGy. Los resultados indicaron la no presencia de variaciones sensoriales apreciables; tampoco se encontraron efectos adversos en la salud de animales alimentados con esos alimentos irradiados.1 1 Citar como aval de un estudio a la fao o a la ocde —no digamos ya a la iaea— es ciertamente desconocer mucho acerca de la naturaleza de tales instituciones. Plantear —como sugiere el texto al hablar del porcentaje de alimentos que se pierden como consecuencia de los microorganismos— que la irradiación alimentaria puede ser una vía para acabar con el hambre en el mundo, es un insulto contra la razón. La causa del hambre en el mundo no está en el carácter perecedero de los alimentos; está en una forma de relaciones sociales que antepone el beneficio privado a la satisfacción de las necesidades humanas, excepto aquellas que estén respaldadas por dinero. Quienes no poseen ese dinero —como consecuencia, entre otras cosas, de haber sido expulsados de las tierras que cultivaban— no tienen acceso a una alimentación básica, ya sea natural, irradiada o tratada con químicos. Pero además, las afirmaciones vertidas acerca de la irradiación adolecen de un defecto muy común: aplicar mecánicamente los resultados de una investigación de laboratorio a un ecosistema, ignorando las múltiples interrelaciones que existen en él. En primer lugar, acabar con la fauna microbiana presente en los alimentos puede traer consecuencias muy negativas para la fauna y la flora intestinal, mucha de la cual realiza operaciones básicas en la función digestiva; la apuesta por la irradiación

120

10.4. Ensayos no destructivos

En España, la comercialización de productos alimentarios irradiados está regulada por el Real Decreto 348/2001. Este decreto marca qué tipo de alimentos con fines de comercialización pueden ser irradiados, con qué métodos y con qué dosis máximas. Asimismo, estipula que los alimentos de venta al consumidor final deben estar convenientemente etiquetados con la palabra irradiado en un lugar visible. Asimismo, se prevé la operación de una agencia de control, que tiene como cometido la comprobación del cumplimiento de este reglamento. En breve entrará en operación tal agencia en el Instituto de Salud Carlos iii, dependiente del Ministerio de Sanidad y Consumo.

10.4.

Ensayos no destructivos

Como ensayo no destructivo se entiende el estudio de un material de modo que se mantenga su utilidad. En función de la base física de su técnica de obtención de información, los ensayos no destructivos se clasifican en ópticos, electromagnéticos, ultrasónicos, por líquidos penetrantes y radiográficos. La radiografía es uno de los tipos de ensayos no destructivos más versátiles y más importantes utilizados en la industria actual. Mediante el empleo de rayos X o γ altamente penetrantes —o, en el caso de las neutrografías, el empleo de neutrones— se puede obtener información sobre el estado interno de materiales sin necesidad de dañarlos en absoluto. En el campo del radiografiado, la magnitud que tradicionalmente se ha empleado para representar la cantidad de radiación absorbida por el material es la llamada exposición; su unidad es el renguenio (o roentgen, en su denominación inglesa), que se define como la dosis de radiación capaz de producir una carga por ionización de 2,58·10−4 C/kg en aire seco en condiciones normales de presión y temperatura. El porqué de la definición de esta unidad de medida viene dado por el modo de funcionamiento de un tipo muy importante de medidores: los de ionización gaseosa. Los conceptos de dosis y de exposición no se refieren exactamente al mismo efecto, si bien conociendo el potencial de ionización del aire y su densidad en esas condiciones se tiene que —para el aire y una radiación de baja energía— la equivalencia es 1 R = 0,88 mGy; en otros materiales, el mismo flujo de radiación puede dar lugar a dosis diferentes, en función de su capacidad para absorberla. pertenece a la misma lógica biocida que impregna el tratamiento de los alimentos con agrotóxicos, según la cual es esencial que en el nivel microbiano reine la paz de los cementerios. En segundo lugar, la irradiación, teniendo en cuenta la mutabilidad de muchos microorganismos —entre ellos, las bacterias— puede fácilmente traer como consecuencia la rápida aparición de cepas ultrarresistentes a la propia irradiación; esta dinámica es ya habitual debido al uso de antibióticos y agrotóxicos, lo que obliga a emplear químicos cada vez más devastadores y en mayores cantidades. En tercer lugar, el carácter altamente mutágeno de la irradiación puede generar bacterias que, además de ser resistentes a ella, sean patógenas y desconocidas, y generar enfermedades mucho peores que las que se intentan erradicar con el biocidio. Finalmente, ¿qué empresas procesadoras se permitirán la complejidad tecnológica que exigen las técnicas de irradiación y los estudios que van asociados a ella? Al igual que ha ocurrido con la mayor parte de los «avances tecnológicos» en el terreno agrícola y alimentario, la propuesta de los alimentos irradiados será un nuevo operador de la centralización del capital en el sector.—Nota de M.M.


121

El esquema básico de una exposición radiográfica implica la medida de la cantidad de radiación que atraviesa una muestra de material. En función de la distribución de intensidades tras el material, se pueden inferir propiedades suyas referentes a la absorción, como el espesor o el contraste. Se entiende como la diferencia de respuesta —ya sea en placa u otro dispositivo— para variaciones de la propiedad medida en el objeto: espesor, densidad, etc. Por lo que respecta a la fuente de radiación, pueden escogerse rayos X o γ de diversas energías. En el caso de los rayos X, se logra esa modulación escogiendo el potencial de aceleración de los electrones que los generan. En el caso de utilizar sustancias radiactivas, las radiaciones disponibles corresponden a las de los radioisótopos disponibles o a combinaciones de ellos. La energía de la radiación utilizada está en relación directa con el espesor y la densidad de los objetos a radiografiar. Cuanto mayor sea la energía de la radiación electromagnética, mayor será su capacidad de penetración y, por tanto, menor su atenuación dentro del medio que atraviesa. Contrariamente al caso médico, los rayos conseguidos con potenciales de hasta 200 kV pueden no ser suficientemente penetrantes, con lo que se recurre a energías del orden del MeV, que son posibles con fuentes radiactivas de 60 Co o 137 Cs. Ha de resaltarse que la utilización de una energía demasiado alta supone también un inconveniente para la obtención de un buen contraste. En el caso de que casi toda la radiación atraviese el objeto bajo estudio, el registro sobre la placa será muy uniforme, sin información clara sobre las irregularidades del objeto. Si se denomina I0 a la intensidad incidente sobre el objeto e I(x) a la saliente, para un espesor x de material, para un flujo de radiación monoenergética se tendrá la relación: I(x) = I0 e−µx , donde µ representa el coeficiente de absorción del material radiografiado. Dicho coeficiente es propio de cada material o incluso mezcla de materiales; su valor en el caso de mezclas no es siempre la combinación lineal de sus componentes. En general, presenta una dependencia creciente con el número atómico del material, siendo los elementos de alto Z los que absorben mejor la radiación electromagnética. Se denomina densidad óptica del material al valor I0 τ = log , I que representa una medida de la improbabilidad del paso de la radiación a través de un cuerpo, y en el caso anterior de radiación monoenergética toma el valor µx. En el caso de los rayos γ, el coeficiente de absorción µ depende de la energía de la radiación incidente, µ = µ(E). En el caso más general, se tiene una distribución inicial I0 (E) y se llega a la siguiente expresión: Z Z I(x, E) = I0 (E)e−µ(E)x I(x) = I(x, E)dE = I0 (E)e−µ(E)x dE. Con las expresiones anteriores se puede tener una idea inicial de cómo variará la impresión de imagen en la placa en función de las irregularidades del material radiografiado. Teniendo en cuenta que los detectores suelen tener una

10.4. Ensayos no destructivos

122

respuesta logarítmica de la radiación incidente, interesa maximizar la magnitud dτ d(log I) = , dx dx que representa las variaciones de la intensidad que llega a la placa, en función de las variaciones de espesor del material radiografiado. Este valor aumenta al aumentar el coeficiente de absorción, lo que mejoraría el contraste de la impresión de la placa. Sin embargo, ante mayores coeficientes de absorción es menor la cantidad de radiación que llega a la placa, con lo que se necesitan mayores tiempos de exposición para conseguir la formación de una imagen. Una vez formada la imagen, de cara a su lectura, se realiza un proceso análogo al propio proceso de radiografiado. Del mismo modo que en la impresión de la placa, se define la densidad óptica de una placa impresionada como: I0 D = ln . I Para conseguir un contraste óptimo, se decide el tipo de placa en función de sus propiedades. Los modelos de placas radiográficas comerciales tienen una determinada curva de respuesta, en la que se representa el valor de la densidad óptica obtenida (D) en función de la exposición de radiación recibida (X) medida en roentgen. El punto de trabajo de la radiografía debe tratar de calcularse para coincidir con la zona donde la curva presenta una pendiente mayor. Al valor de la derivada logarítmica de la densidad óptica con la exposición se la denomina sensibilidad de la placa, d(log D) S= . d(log X) Según esta propiedad, se puede hablar de placas lentas y rápidas. Esto es debido a que, al necesitar menos exposición, requieren menos tiempo de irradiación para formar la imagen. Una cuestión fundamental a la hora de calcular el tiempo de exposición para la toma de una imagen es no exceder una cierta densidad óptica. Existen escáneres especiales para radiografías con paleta de grises de dieciséis bits (65536 tonos), pero que son capaces de discernir densidades ópticas hasta un valor de cuatro y son, por tanto, mucho más sensibles que el ojo humano.

10.4.1.

Neutrografía

La neutrografía es un proceso especial de radiografiado en el que se utilizan neutrones como partículas incidentes. El que los neutrones sean partículas atómicas sin carga eléctrica les otorga un gran poder de penetración dentro de la materia. Las principales características de este método pueden resumirse en: – Presenta una discriminación de materiales superior a la radiografía con rayos X o γ. Las interacciones de las partículas incidentes se producen con los núcleos atómicos en vez de las cortezas electrónicas. Esto hace que los coeficientes de absorción —que en el caso neutrónico se denominan


123

secciones eficaces, como ya se vio— presenten unas pautas de variación diferentes a las de la radiación electromagnética. – Variando la energía de los neutrones se puede variar el comportamiento relativo de diferentes materiales. – Los objetos sometidos a neutrografía sufren en mayor o menor medida procesos de absorción de neutrones, que activan el material. Esto supone que un material inicialmente no radiactivo puede empezar a emitir radiaciones. Este aspecto desfavorable debe ser tenido en cuenta en las cuestiones de protección radiológica asociadas a esta técnica. – Una vez atravesado el objeto a radiografiar, la formación de la imagen mediante neutrones requiere su previa conversión a radiación electromagnética o a partículas cargadas. Esto puede hacerse de modo directo o indirecto. Debido a los problemas de protección radiológica asociados al uso de neutrones, esta técnica tiene un ámbito más reducido que el de las radiografías convencionales.

10.5.

Generación de energía

Aquí se traerá básicamente del aprovechamiento de la energía nuclear para la producción eléctrica, dejando de lado el caso de los reactores nucleares, ya tratados en profundidad. También se mencionarán los motores iónicos, que producen la energía a partir de un campo electromagnético.

10.5.1.

Generación de energía a partir de radioisótopos

Los sistemas que se van a tratar en este epígrafe convierten la energía radiada por sustancias radiactivas en alguna forma de energía aprovechable, generalmente eléctrica. El principal atractivo de este sistema es su escasa o nula necesidad de mantenimiento, lo cual posibilita aplicaciones en campos como el espacial. La liberación de energía nuclear por la sustancia radiactiva está garantizada en cantidad suficiente durante un tiempo dependiente del período de semidesintegración de la sustancia utilizada. Consideremos como ejemplo la cápsula de material radiactivo de una bomba de cobalto, con una actividad de 5 kCi y una emisión de fotones con una energía media de 1,1 MeV. La potencia liberada en este caso es de 29,8 W y evoluciona con el tiempo según una exponencial decreciente, de modo que ese valor se reduce a la mitad en 5,27 años. Durante ese tiempo habrá producido una cantidad de energía igual a: Etot =

Z

T1/2

P0 e−λt dt = P0 0

P0 T1/2 1 − e−λT1/2 = = 993 kWh. λ 2 log 2

10.5. Generación de energía

124

Teniendo en cuenta que la masa de una cápsula de cobalto es de unos pocos gramos, este método se presenta como una fuente de energía compacta y de funcionamiento fiable. Bajo cualquier tipo de condiciones, el cobalto —o cualquier otro radioisótopo— seguirá emitiendo energía según la tasa esperada. Los métodos más representativos de conversión de la energía de las partículas emitidas en energía eléctrica son los siguientes: – Ciclos termodinámicos convencionales. La sustancia radiactiva ocupa el papel de foco caliente y se requiere, por otra parte, un foco frío para su funcionamiento. – Sistemas termoeléctrico o termoiónicos. Producen una conversión directa de calor a energía eléctrica mediante un conjunto de termopares. Como todo sistema térmico de generación eléctrica, requiere también de un foco frío. Las partículas emitidas calientan la zona caliente mientras la fría se mantiene refrigerada de algún modo. – Baterías nucleares. Realizan la conversión de la energía cinética de las partículas a energía eléctrica, sin conversión intermedia a energía calorífica. Algunas de ellas se basan en hacer trabajar las partículas en sentido opuesto a un campo eléctrico o mediante la excitación de células fotovoltaicas por fotones producidos a partir de las partículas originales. Las principales aplicaciones de estos sistemas son aquellas en las que se requiere una cantidad de energía moderada de un modo continuo, que no sean accesibles al público —debido al riesgo radiológico— y que tengan un mantenimiento muy bajo. Siguiendo estas pautas, se utilizan generadores isotópicos en casos como: satélites, boyas marinas, estaciones polares, sismógrafos submarinos, naves espaciales. . . La elección del tipo y cantidad de radioisótopo varía según la aplicación final. El radioisótopo se elige en función de la vida de trabajo del sistema. Conviene escoger el que tenga la vida media más baja por encima de la del diseño, afectada por un cierto factor de seguridad. Seguidamente, se escoge una masa del mismo acorde con las necesidades energéticas que se tengan. Es decir, si se pretende que el sistema funcione durante cincuenta años, el período de semidesintegración óptimo será de cientos de años. No de decenas de años, porque al final de su vida trabajaría a muy poca potencia, ni de millones de años, porque entonces la potencia específica del radioisótopo sería tan baja que habría que utilizar mucha masa del mismo.

10.5.2.

Motor iónico

El motor iónico es un sistema —aún experimental— de propulsión mediante la aceleración de iones a través de un acelerador electrostático. En el motor iónico no intervienen sustancias radiactivas, pero teniendo en cuenta que se trata de una aplicación de los aceleradores de partículas, se comentará brevemente su funcionamiento.


125

El principio de funcionamiento es el siguiente: de un recipiente abierto por un extremo escapa gas a alta velocidad, v, lo que provoca una transferencia de cantidad de movimiento, que experimenta una fuerza F en sentido opuesto. Si m representa la masa de gas expulsada, se cumplirá la relación F = mv. ˙ Es decir, una vez prefijada la velocidad de escape de los gases, la masa de combustible es la que determina la fuerza que puede producirse durante un período de tiempo. Cuanto mayor sea la velocidad de escape, mayor será la impulsión del sistema, o bien ésta durará más tiempo. Los combustibles fósiles, por la elevación de temperatura que producen, llegan a conseguir unas velocidades de los gases de escape en torno a los 2000 km/h. La nasa ha investigado en motores iónicos cuyo funcionamiento se basa en la aceleración de iones de xenón que, en el momento de llegar al ánodo, captura electrones sin pérdida de cantidad de movimiento. El efecto neto es que estos átomos neutros acelerados abandonan el sistema a alta velocidad, al no sufrir fuerzas netas del campo electromagnético del acelerador. Uno de los motores desarrollados producía gases de escape a velocidades de más de 100000 km/h, más de cincuenta veces por encima de los valores del combustible químico. No obstante, por ahora se emite una cantidad de xenón tan baja que el empuje efectivo es insignificante. Lo más revolucionario de este motor es que es el primer motor de propulsión a chorro de funcionamiento eléctrico. Esto permite utilizar fuentes alternativas a los combustibles fósiles. Con él se espera reducir en un 90 % la masa del material de eyección en los viajes espaciales.

10.6.

Otras aplicaciones de industriales de las radiaciones ionizantes

Se enumeran a continuación de modo muy somero algunos otros campos de aplicación de las radiaciones ionizantes: – Control de niveles y espesores. El método a seguir consiste en irradiar los materiales con el tipo de radiación más adecuado y estudiar las partículas salientes del sistema. Esas partículas pueden haber atravesado el material —se hablaría entonces de métodos de transmisión— o haber rebotado en el material —métodos de retroproyección—. Con estas técnicas se analizan de modo continuo espesores de láminas de material, niveles de depósitos desde su exterior e incluso proporciones de agua en el subsuelo. – Tratamiento de materiales. El comportamiento de los plásticos (polímeros) es especial en cuanto a la modificación de sus propiedades físicas. La radiación puede inducir el entrelazado de las cadenas poliméricas, romper el tamaño medio e incluso generar el efecto contrario: inducir la polimerización de monómeros. Esto produce cambios drásticos en las propiedades físicas de los objetos irradiados y, en general, una amplia variación de respuesta que abre un campo de exploración conjunta con las ciencias químicas.

126

10.6. Otras aplicaciones de industriales de las radiaciones ionizantes

– Datación por carbono 14. El 14 C es un isótopo radiactivo del carbono con un período de semidesintegración de aproximadamente 5700 años. Con un período tan corto, ya habría desaparecido de la Tierra si no fuera porque se produce constantemente en la atmósfera por interacción del nitrógeno con los rayos cósmicos. Así se ha llegado a una situación de equilibrio en la que se produce tanto 14 C como el que se desintegra. Los seres vivos incorporamos 14 C al respirar y comer otros organismos que lo han incorporado antes, con lo que llegamos a tener en el cuerpo una concentración semejante a la del exterior. Una vez se produce la muerte, ya no se produce más incorporación de 14 C al cuerpo, mientras que el que ya está presente se sigue desintegrando. El resultado es que la concentración de 14 C baja con el tiempo según a ley C(t) = C0 e−λt . Midiendo la concentración de los restos de un ser vivo (u objetos de origen vegetal) se puede calcular el tiempo que ha transcurrido desde su muerte. La principal limitación de este método es que la concentración natural de átomos de 14 C es de uno por cada 1012 átomos de carbono. Teniendo en cuenta la posterior desintegración, la edad máxima calculable por este método son unos cincuenta mil años, que corresponden a unos nueve períodos de semidesintegración. – Coloreamiento de piedras preciosas. El uso de aceleradores de electrones en piedras preciosas causa en ocasiones cambios positivos de la coloración interna sin necesidad de tratamientos químicos que pueden dejar secuelas macroscópicas.

Capítulo 11

Sistemas de detección y medida de la radiación 11.1.

Introducción

Las radiaciones ionizantes son imperceptibles para el ser humano. Al no haber órganos especialmente sensibles a ellas, la única interacción detectable podría ser por calentamiento. Sin embargo, la deposición de energía que realizan es de una magnitud extraordinariamente baja, absolutamente imperceptible. Ello marca la necesidad de construir artefactos para detectar su presencia. El propio concepto de medida de la radiación puede ya entrañar cierta problemática. ¿Qué se quiere realmente medir? Se ha comentado en capítulos anteriores las definiciones de dosis y de exposición. Asimismo, se podría pensar en medir el flujo de partículas por unidad de área (utilizado en neutrónica), y todas esas definiciones corresponderían a magnitudes diferentes. En función de la aplicación que se pretenda se escogerán unas u otras unidades de medida. Asimismo, bajo las suposiciones de una composición determinada de material, existen equivalencias entre las diferentes magnitudes de medida. Como ya se ha visto, el tipo de interacciones que sufre una partícula incidente depende en principio de su carga eléctrica. En caso de poseer carga, caso de las partículas α y β, las interacciones electrostáticas juegan un papel importante, aunque de un modo diferente para cada una de ellas. Los fotones, a pesar de no poseer carga eléctrica, son portadores del campo electromagnético, con lo que también interactúan con las cargas eléctricas. En el caso de otras partículas sin carga con los neutrones, la interacción es totalmente diferente, produciéndose especialmente con los núcleos atómicos.

11.2.

Detectores de ionización gaseosa

A su paso por un medio material, las partículas incidentes interactuarán con las partículas cargadas circundantes: electrones y núcleos atómicos. Teniendo en cuenta la reducida masa de los electrones, éstos recibirán más energía de estas

128

11.2. Detectores de ionización gaseosa

interacciones, ocasionando la ionización del medio. Una vez producidos un par de cargas positiva (ion) y negativa (electrón), el electrón circula por el material hasta volver a recombinarse con otro ion positivo. El potencial de ionización de los gases más comunes es del orden de la decena de eV por cada molécula. Una partícula incidente con energía del orden del MeV podrá pues ocasionar la ionización de miles o millones de moléculas de gas. A estas cargas producidas directamente por interacción con las partículas incidentes se les llama ionización primaria. El valor cuantitativo de la ionización primaria depende de la forma del detector, presión y composición del gas de llenado. Asimismo, depende del tipo de partícula incidente y de su energía. Las partículas α, por ejemplo, producen muchos más pares por centímetro que por ejemplo la radiación γ. Los detectores de ionización gaseosa se basan en la detección de las partículas cargadas que se producen tras incidir la radiación ionizante en un recinto lleno de gas. Para esto se utiliza un campo eléctrico generado por electrodos dentro del recinto, que atrae a las cargas antes de que tengan tiempo de recombinarse. La llegada de una gran cantidad de cargas eléctricas a los electrodos genera un pulso de corriente eléctrica que puede ser convenientemente amplificado para su detección en un amperímetro. La corriente generada por los pulsos es del orden del picoamperio, lo que dificultará su detección, obligando al uso de potentes amplificadores. La tensión V de alimentación del circuito ha de ser alta para arrastrar las partículas cargadas antes de que se recombinen formando átomos neutros. En la gráfica de variación de la amplitud del pulso de corriente en función de la tensión de alimentación del circuito pueden distinguirse varias zonas: – Zona a. Si se aplica una tensión baja entre los electrodos, existe una alta probabilidad de que las cargas eléctricas se recombinen antes de llegar a ellos y por tanto la amplitud del pulso de intensidad se vea reducida. – Zona b. A partir de una cierta tensión, todas las cargas eléctricas producidas por ionización primaria son recogidas en los electrodos. Desde esa tensión en adelante se tiene una meseta en la curva de intensidad, ya que el efecto que se consigue al aumentar la tensión es acelerar más las cargas pero no aumentar su número. – Zona c. A partir de un cierto valor de la tensión, la amplitud de los pulsos de intensidad vuelve a crecer de modo muy apreciable. Esto es debido a que las cargas de ionización primaria, al ser aceleradas bruscamente hacia los electrodos, chocan con los átomos del gas de relleno hasta producir una ionización. Estas nuevas cargas son denominadas ionización secundaria, y su magnitud crece en proporción a la tensión de alimentación del circuito. Tensiones más altas llevan a cascadas de corriente, en las que incluso la propia ionización secundaria se realimenta al generar más iones por choque con los átomos del medio. La respuesta obtenida como impulso de corriente es proporcional a la ionización primaria con una constante de proporcionalidad denominada factor de amplificación del gas. – Zona d. Cuando la tensión se hace muy elevada, las cargas secundarias

11. Sistemas de detección y medida de la radiación

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son muy superiores a las primarias y llegan a enmascararlas de tal modo que se pierde la proporcionalidad con éstas. Bajo dichas condiciones, el pulso deja de tener dependencia de la partícula incidente, y cualquiera que genere suficiente ionización primaria da lugar a pulsos de-gran amplitud y duración temporal. Existen diseños de detectores de radiación para trabajar en todas las zonas excepto la a, que no presenta ventajas especiales y es, en cambio, donde se producen los pulsos de menor amplitud. – Los detectores que trabajan en la zona b de tensión se denominan cámaras de ionización. Presentan como ventaja la estabilidad de respuesta frente al potencial y, asimismo, al detectarse toda la radiación primaria generada, su lectura se corresponde exactamente con la definición de exposición. Su desventaja es que producen unos pulsos de intensidad de magnitud muy reducida, que requieren factores de amplificación muy altos para ser detectados y medidos. – Contadores proporcionales. Son denominados así los detectores que trabajan en la zona c de tensiones de alimentación. La constante de amplificación del gas produce unos pulsos de intensidad suficiente para ser detectada sin procesos especiales de amplificación. Como cada partícula incidente produce un pulso directamente medible, su medida se refiere exactamente al número de partículas de la radiación bajo medida. Dado que existe proporcionalidad entre la amplitud de los pulsos medidos y la ionización primaria causada por la partícula, sirven también para medir la exposición. Su principal desventaja es la sensibilidad de su respuesta a la tensión, que afecta en gran medida al factor de amplificación. – Los detectores que trabajan en la zona d son los denominados GeigerMüller. En este régimen, las avalanchas de cargas secundarias son tan intensas que se pierde información sobre la ionización primaria que las genera. Por ello, el detector no puede discriminar entre los diferentes tipos de radiación. Su principal ventaja es que los pulsos de intensidad son tan altos que pueden ser detectados por equipos electrónicos baratos. Además, no presentan mucha dependencia con la tensión de alimentación. Su principal desventaja, además de la incapacidad para discernir los diferentes tipos de radiación y su energía, es que la larga duración de los pulsos de intensidad limita el número de éstos que pueden detectarse por segundo, lo que clasifica a este aparato como un simple detector de radiación (y no medidor) o cuando se requiera poca precisión, habiendo además una irradiación no muy intensa. Las cámaras de ionización presentan una ventana de cara al exterior. Esa ventana es una pared especialmente transparente a la radiación para facilitar la entrada de la misma al recinto gaseoso. El espesor de la ventana se mide en mg/cm2 , siendo este valor el producto de la densidad por el espesor de la ventana. La atenuación que sufre la radiación depende directamente de ese factor. Los detectores de ionización, al igual que el resto de los que se van a estudiar, son susceptibles de la utilización de filtros para discriminar los diferentes tipos

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11.2. Detectores de ionización gaseosa

de radiación. Una pared de 200 mg/cm2 es suficiente para realizar mediciones γ, realizando el filtrado de las α y β que pudieran incidir.

11.2.1.

Cámara de ionización para detección de neutrones

Los neutrones no interactúan directamente con los electrones del medio, con lo que la ionización que producen es mínima y se debe sólo a las posibles reacciones con núcleos atómicos; por tanto, es necesario detectar partículas cargadas resultantes de procesos inducidos por neutrones. Los principales procesos empleados son los siguientes: – Reacción con boro-10. El 10 B es un isótopo del boro en una proporción atómica natural del 19,78 %. Convenientemente enriquecido, es introducido dentro de la cámara como BF 3 en forma gaseosa o como boro sólido depositado sobre los electrodos o la superficie exterior de la cámara. El 10 B tiene una alta tendencia reaccionar con neutrones, especialmente los de baja energía. Como resultado de la reacción, se produce una partícula α, que como se ha tratado tiene una alta capacidad de generar pares de iones. Normalmente, los campos neutrónicos vienen acompañados de radiación γ. Como la radiación γ también producirá ionización en la cámara gaseosa, es necesario tener especial cuidado en su discriminación. Por su alto poder de penetración, la radiación γ no se puede blindar sin afectar asimismo al campo neutrónico, con lo que la solución que se decide es discriminar los pulsos eléctricos generados por las partículas γ y las α resultantes de las reacciones sufridas por los neutrones. – Detectores de fisión. Otra reacción que producen los neutrones es la fisión de elementos pesados. En concreto, se utiliza uranio como revestimiento de los electrodos del detector. Los productos de la reacción de fisión son neutrones y núcleos atómicos altamente ionizados. La gran carga eléctrica de estos iones produce asimismo una ionización del medio muy concentrada. Esto da lugar a unos pulsos grandes, fácilmente discernibles de los que puedan provenir de la posible radiación γ. Como desventaja, estos detectores presentan una menor sensibilidad que los de boro. – Detectores de helio-3. Este material reacciona con neutrones para dar como productos un núcleo de 1 H y otro de 3 H. En función del tamaño del detector y de la presión del gas de llenado, se detectarán una o las dos partículas. Se suele utilizar helio presurizado para favorecer la detección de ambas, al aumentar la masa de gas que deben atravesar para escapar del detector. Estos detectores tienen más sensibilidad que los de boro, sobre todo para neutrones de energía. Si se quieren medir neutrones rápidos, es preciso reducir previamente su energía, i.e., termalizarlos. Para ello los detectores están recubiertos de un material de bajo número atómico, con alta capacidad de moderación. Se suele utilizar polietileno con recubrimiento de cadmio si se desea filtrar los neutrones lentos.


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Una cuestión importante referente a los detectores de neutrones es que, conforme detectan las partículas, la cantidad del aditivo reactante (ya sea boro, helio o uranio) va descendiendo de modo exponencial. Para flujos neutrónicos bajos, el tiempo característico es muy alto, pero para flujos del orden del que está presente en un reactor nuclear, puede ser del orden de días.

11.3.

Detectores de semiconductor

Este tipo de detectores está basado en un proceso físico semejante al de las cámaras de ionización, si bien su funcionamiento es totalmente diferente. El principio básico común es la excitación de electrones, de modo que obtengan movilidad y puedan ser recogidos por unos electrodos situados específicamente. En el caso de los detectores de semiconductor, el material base es un semiconductor sólido, en lugar de una cámara de ionización gaseosa. En su estado base, el material no conduce la electricidad, pero la incidencia de radiación produce la aparición de una gran multitud de pares electrón-hueco. Como es sabido, en el caso de producirse la excitación de un electrón con suficiente energía para adquirir movilidad y abandonar su posición en la red, pero no suficiente para abandonar el cristal, el electrón adquiere movilidad pasando su estado energético a la banda de conducción. Una vez desplazado de su posición de equilibrio, el electrón deja asimismo un hueco, cuya posición puede evolucionar con el tiempo si electrones vecinos pasan a ocupar su lugar. Asimismo, un electrón y un hueco pueden recombinarse para dar lugar a su desaparición como partículas móviles. Así, los huecos pueden tratarse como si fueran un tipo de partícula de carga positiva que sufre un proceso de difusión por el medio, al igual que los electrones. La producción de un par electrón-hueco posee un coste energético correspondiente al paso del electrón de la banda de valencia a la de conducción. Este valor depende de los componentes del material semiconductor, siendo del orden de unos pocos eV, bastante inferiores a las de ionización de compuestos gaseosos. Por tanto, una partícula incidente tiene energía suficiente para producir muchos más electrones móviles en un semiconductor que una cámara de ionización. Una vez producidas las cargas móviles, se aceleran hacia unos electrodos por medio de un campo eléctrico, al igual que se hacía en el caso de las cámaras de ionización. Este campo eléctrico de aceleración puede generarse principalmente de dos maneras: – Puede emplearse un campo externo del mismo modo que se realiza en las cámaras de ionización. En el caso de semiconductores sólidos, la tensión necesaria para recoger las cargas generadas es muy elevada. Tanto que produce asimismo unas corrientes parásitas debidas los pocos electrones que, únicamente por la agitación térmica, logran pasar a la banda de conducción. Este sistema apenas se emplea en la práctica. – Mediante el dopado del material semiconductor con elementos que tengan un electrón de valencia extra por una parte (zona n) y deficiencia de uno

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11.3. Detectores de semiconductor por otra (zona p), se logra realizar la llamada unión p-n. En esas condiciones, en el estado de equilibrio existen en una parte de la unión electrones con capacidad de movimiento y en la otra huecos también móviles. En la zona dopada con portadores n, algunos de los electrones se habrán difundido a la zona p, dando lugar a una carga neta positiva. En la zona p ocurrirá exactamente lo contrario, al haber aceptado electrones de la zona n para cubrir sus huecos. Eso le conferirá carga neta negativa. En las uniones p-n se forma espontáneamente una diferencia de potencial en la situación de equilibrio. Esa misma diferencia de potencial puede ampliarse aplicando una tensión externa que amplificará las desviaciones de carga. Se denomina zona de carga especial a la región en la que existe un campo eléctrico en la situación de equilibrio. A diferencia del caso de semiconductor homogéneo sin dopar, en este caso esa zona central es la única en la que existe campo eléctrico, con lo que no se darán corrientes parásitas por la presencia de electrones en la banda de conducción fuera de esa zona. El espesor de la zona de carga varía en los detectores desde decenas de micras hasta milímetros para tensiones del orden de los centenares de voltios. La concentración de una diferencia de potencial en una zona espacial tan estrecha produce un campo eléctrico intenso, suficiente para arrastrar las posibles cargas libres que se produzcan en la zona. Esas cargas libres pueden provenir, por ejemplo, de la interacción de radiación incidente con los átomos del material. El principal defecto de este diseño es la pequeña extensión de la zona de carga, única zona sensible a la llegada de radiación. Sin embargo, mediante la adición de litio, especie atómica de pequeño radio que se difunde con facilidad en la red cristalina, se puede extender la extensión de la zona de carga hasta el centímetro, valor suficiente para detener totalmente las partículas α habituales.

Los detectores de semiconductor presentan mejores propiedades que los de cámara de ionización por su resolución espacial y energética. La resolución espacial proviene de su pequeño tamaño, lo que permite localizar con precisión la posición de medida. La resolución energética proviene de la reducida energía necesaria para generar pares electrón-hueco y por tanto la formación de mayor carga primaria, que es recogida en los electrodos. El principal material base de construcción es el silicio, aunque hay una tendencia actual de pasar al germanio, que tiene una separación menor entre la banda de valencia y conducción. Asimismo, se estudian aleaciones de GaAs , que se encuentran aún en fase experimental. La principal desventaja de los detectores originales de silicio es que la agitación térmica de sus átomos provoca que algunos electrones pasen espontáneamente a la banda de conducción, causando unas corrientes parásitas que deben mantenerse reducidas para no enmascarar la medida de radiación. Por esa razón el cristal de medida debe refrigerarse a la temperatura del nitrógeno líquido, lo que hace que estos detectores no sean prácticos de cara a su uso portátil. Asimismo, la incidencia de radiación ionizante sobre el cristal de semiconductor produce defectos permanentes en la red cristalina, lo que, con el tiempo, merma la precisión de la medición.


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Actualmente se investiga en semiconductores de nuevos materiales tales como el cadmio-cinc-teluro (czt), que pueden presentar corrientes parásitas suficientemente bajas a temperatura ambiente. Los detectores de semiconductor han tenido un uso exhaustivo en el campo de la física de alta energía, para localizar con precisión la trayectoria de las partículas bajo estudio.

11.4.

Detectores de centelleo y termoluminiscencia

Los detectores de centelleo y de termoluminiscencia (tld) son dos tipos de detectores que, si bien tienen un modo de funcionamiento y unas aplicaciones diferentes, poseen un principio básico de detección semejante. Existen unas sustancias cristalinas denominadas luminiscentes, a las que la radiación ionizante provoca unos defectos reversibles en la red cristalina. Se provoca por tanto un estado de mayor energía y, al volver espontáneamente a la configuración de equilibrio, se emiten fotones en el rango de la luz visible. – En las sustancias utilizadas en detectores de centelleo, por ejemplo sulfuro de cinc dopado con plata —ZnS(Ag)— o yoduro de sodio dopado con talio —NaI(Tl)— la vuelta al equilibrio de la red cristalina es casi instantánea, lo que los hace útiles para detección y medida de la radiación. – En las sustancias utilizadas en los dosímetros de termoluminiscencia, como el fluoruro de litio, la vuelta al equilibrio es un proceso extremadamente lento a temperatura ambiente, lo que hace que a efectos prácticos la red no presente efectos de reparación en períodos del orden del mes. Sin embargo, frente a un calentamiento del material hasta temperaturas de 300◦ C, el material vuelve rápidamente al equilibrio, emitiendo súbitamente todos los fotones correspondientes al cambio de la estructura cristalina. Esta propiedad lo hace muy útil como dosímetro, i.e., como sistema capaz de medir la dosis acumulada durante un período de tiempo y revelarla en un único proceso de lectura que, además, produce la recuperación del material para un nuevo uso. Durante el proceso de medida se produce una cantidad reducida de fotones, ya sea durante el proceso de irradiación en los detectores de centelleo o en el calentamiento para el caso de tld. Es pues necesario recogerlos en un sistema amplificador denominado fotomultiplicador. La recogida debe realizar en un ambiente de oscuridad total para no enmascarar las medidas. En el fotomultiplicador los fotones son convertidos a una señal eléctrica mediante un fotocátodo, material metálico compuesto usualmente por aleaciones de cesio-plata o semiconductores, con un potencial de ionización muy bajo, de modo que los fotones sean capaces de arrancar electrones de la red cristalina. Los electrones provenientes del fotocátodo son acelerados en etapas sucesivas contra electrodos intermedios llamados dinodos, buscando un efecto multiplicativo al arrancar más electrones de éstos. En el último electrodo, el ánodo, se recoge una

134

11.4. Detectores de centelleo y termoluminiscencia

carga eléctrica proporcional a la inicialmente generada en el fotocátodo, pero amplificada por un factor del orden del millón. Este tipo de sistemas se utilizan también para los sistemas de visión nocturna, que también convierten la luz en un pulso eléctrico, lo amplifican y lo hacen incidir sobre una pantalla de fósforo que, de ese modo, emite luz.

11.4.1.

Detectores de centelleo

El número de fotones producido dentro de la red cristalina es directamente proporcional a la cantidad de energía absorbida de la radiación incidente y por tanto también lo será el pulso eléctrico obtenido a la salida del fotomultiplicador. De este modo, se puede realizar una discriminación energética de las partículas incidentes. La producción de fotones —y por ende de pulso eléctrico— hará referencia a la energía depositada dentro del cristal. Por eso es habitual que, incluso con radiación incidente monoenergética, se obtenga una distribución continua de energías, pero con una concentración de medidas en la energía correspondiente a la de las partículas incidentes. La eficiencia y adecuación de los materiales luminiscentes varía fuertemente entre ellos. Los parámetros más importantes son el tiempo característico T de relajamiento —vuelta al equilibrio acompañado de la emisión de fotones—, luminosidad —número de fotones por cada eV depositado por la radiación incidente— y la longitud de onda media de la radiación visible emitida. Existe otra característica importante de los cristales: su higroscopia, o tendencia a absorber y almacenar agua dentro de la red cristalina. La presencia de moléculas de agua perturba negativamente el comportamiento luminiscente del cristal, con lo que debe ser evitada.

11.4.2.

Dosímetros de termoluminiscencia

En el caso de tld, el número de fotones emitidos durante el proceso de lectura del dosímetro da una medida de la dosis que éste ha recibido desde la última lectura. Este tipo de dosímetros están muy extendidos para control de los trabajadores profesionalmente expuestos y adicionalmente como monitores de área (asociados a un habitáculo) en zonas donde no se esperan altas tasas de dosis en ningún caso. El dosímetro tld consta de una pieza cuadrada y fina de unos pocos milímetros de lado, compuesta de LiF u otro material con las mismas propiedades. Dicho material base debe estar protegido, con lo que está recubierto de una capa plástica de protección pegada a un soporte metálico con capacidad para uno o varios cristales. Todo el conjunto está encerrado en una cápsula de plástico en forma de tarjeta. Esta envoltura puede tener diferentes filtros para los diferentes cristales que contenga, de modo que no sólo se tengan datos de la dosis global sino posibilidad de distinguir entre β y γ. Las lecturas obtenidas a partir de este tipo de dosímetros no son muy precisas, debido a las irregularidades de los cristales, soportes, proceso de lectura, etc.


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Un método similar se emplea para detectar si un alimento ha sido irradiado, basándose en la medición del efecto termoluminiscente que poseen ciertos minerales que tienen incorporados los alimentos. Para ello se realiza un previo proceso de separación de minerales y se introducen en un detector tld especial donde siguen el proceso estándar de lectura. Las pautas concretas de detección vienen detalladas en la norma europea EN1788 de octubre de 2001.

Capítulo 12

Protección radiológica 12.1.

Introducción

La protección radiológica es el régimen de protección sanitaria que los países emplean para reducir a niveles aceptables los riesgos somáticos y genéticos que se derivan de la exposición a las radiaciones ionizantes de origen tecnológico, como son las generadas por los aparatos, las que resultan de procesar materiales naturales por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, o bien las que resultan de una alteración del fondo radiactivo natural, siempre que de ello se siga un aumento de la exposición. La preocupación por la protección radiológica comenzó a comienzos del siglo xx, al ponerse de manifiesto los primeros síntomas perjudiciales para la salud —eritemas, quemaduras, tumores malignos, etc.— atribuibles a la exposición a las fuentes de radiación utilizadas entonces: los rayos X y el radio. Con motivo del Segundo Congreso Internacional de Radiología —celebrado en Estocolmo en 1928— se creó así el Comité Internacional de Protección contra los rayos X y el Radio, que elaboró las primeras recomendaciones para el uso de estas fuentes. Trascurrida la Segunda Guerra Mundial, en 1950 el Comité fue reestructurado y asumió el nombre de Comisión Internacional de Protección Radiológica (cipr o icrp), con el que se la conoce actualmente, encomendándosele la tarea de reglamentar el trabajo con las nuevas sustancias radiotóxicas que se estaban generando en los aceleradores de partículas y en los reactores nucleares. A principios de la segunda mitad del siglo xx se habían consolidado ya las técnicas de manipulación a distancia de las fuentes intensas de radiación, recurriéndose para ello a telemanipuladores instalados en recintos blindados de confinamiento, lo que hizo posible que los trabajadores realizaran sus tareas en un ambiente laboral saludable. La autoridad con la que cuenta la icrp y su estilo de trabajo —vía recomendaciones, que los países transforman en reglamentos de obligado cumplimiento— ha llevado a la aplicación de la protección radiológica en los distintos países del mundo con un gran consenso. En el primer lustro del siglo xxi se vislumbran ya nuevas orientaciones tendentes a extender a todos los ecosistemas afectados por las tecnologías de las radiaciones los beneficios de la protección radiológica centrada hasta ahora en la especie humana.

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12.2. Fuentes naturales y artificiales de radiaciones y radiactividad

12.2.

Fuentes naturales y artificiales de radiaciones y radiactividad

Dentro del espectro electromagnético, la parte de energías más altas corresponde a las radiaciones ionizantes, que son aquellas que modifican la estructura de la materia sobre la que inciden, arrancando electrones de la corteza de los átomos (ionización). Las radiaciones ionizantes más importantes desde el punto de vista de la protección radiológica son: la radiación α, la radiación γ y los rayos X. Los neutrones, aunque no son radiaciones directamente ionizantes, sí lo son indirectamente, pues generan radiaciones ionizantes al interactuar con la materia, además de tener un gran alcance. La presencia de radiación ionizante es una constante en nuestro mundo y en el Universo. Entre las fuentes de radiación naturales, el propio Sol y el espacio exterior se encuentran en el origen de la llamada «radiación cósmica», de la cual llegan a la Tierra cada segundo del orden de 2 · 1018 partículas de muy elevada energía, fundamentalmente protones (un 86 por ciento, algunos de ellos de una energía mayor de 1 000 MeV) y partículas α (12 por ciento), junto con radiación x y γ. Al interactuar con la atmósfera terrestre, principalmente con el oxígeno y el nitrógeno, los protones más energéticos provocan reacciones que dan lugar a la aparición de neutrones, junto con una cascada de piones y mesones, que acaban acompañados por radiación γ, electrones y positrones. Esta radiación, al reaccionar con los constituyentes de la atmósfera, produce distintas sustancias radiactivas como el 39 Ar, el 14 C, el 3 H, el 7 Be y otros. No obstante, la atmósfera también nos protege de esa radiación, que en buena parte es frenada y absorbida en ella, de manera que al nivel del mar se recibe una dosis mucho menor de la que se tiene en zonas montañosas o de la que se recibe al viajar en avión.1 Al tratarse en su mayoría de partículas con carga eléctrica, son desviadas por el campo magnético terrestre, y en la dosis ecuatorial es menor que en los polos terrestres. En España, una persona promedio es atravesada cada hora por 100 000 rayos cósmicos de neutrones y 400 000 rayos cósmicos secundarios. Para el promedio mundial, la radiación cósmica supone un 16 por ciento de la dosis anual, i.e., aproximadamente 0,4 mSv. La radiación de fondo debida al gas radón, procedente de la desintegración del metal radio contenido en algunas rocas —fundamentalmente graníticas— también varía sustancialmente dependiendo de la localización. El radón surge por emanación de las rocas, lo que posibilita, por ejemplo, que se formen grandes concentraciones en el interior de las viviendas construidas en determinados lugares o con ciertos materiales, sobre todo si la ventilación es insuficiente. Sin embargo, la mayor contribución a la dosis media recibida por los habitantes del planeta procede la propia Tierra. En el subsuelo hay grandes cantidades de uranio, torio y otros elementos radiactivos que impregnan de radiactividad todo lo que se halla sobre el planeta, incluido nuestro propio organismo. Así, se reciben cada hora unos 200 000 000 de rayos γ procedentes del suelo y de los materiales de construcción, que causan un veinte por ciento de la dosis 1 Así, a diez kilómetros de altitud se reciben en promedio 5 mSv al año, mientras que a 600 metros sólo se reciben 0,03 mSv.

12. Protección radiológica

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promedio mundial, i.e., unos 0,5 mSv anuales. Además, el uranio, al desintegrarse de forma natural, provoca la aparición del gas radón, que se difunde a través de las grietas y poros del suelo y de los materiales de construcción, alcanzando el aire que respiramos. Los productos de la desintegración del radón son también radiactivos, pero ya sólidos, y quedan normalmente unidos a las partículas de polvo presentes en el aire. Las cantidades de radón, torón —fruto de la desintegración del torio— y sus descendientes varían enormemente según el tipo de rocas que forman el suelo y los materiales con que estén construidos los edificios, como también influye mucho el tipo de ventilación de los mismos. Se puede decir que, en promedio, en los pulmones de un habitante de España se desintegran cada hora unos 30 000 átomos, que emiten partículas α o β y algunos rayos γ. Éstos contribuyen, con aproximadamente 1 mSv al año, al 45 por ciento de la dosis promedio mundial. Con los alimentos y bebidas también ingerimos radionucleidos naturales, destacando el uranio y sus descendientes, sobre todo el 40 K, del que el organismo humano es portador en una cantidad suficiente como para que cada hora se desintegren en él unos 15.000.000 de átomos. Algunas aguas minerales, procedentes de macizos graníticos ricos en uranio y ciertos alimentos como el marisco, son especialmente ricos en material radiactivo natural. Esta contribución, con 0,3 mSv al año, viene a suponer el 12 por ciento de la dosis media total. Sin considerar el uso de las radiaciones en la terapia contra el cáncer, se puede afirmar que la dosis media recibida por la población de un país desarrollado como España, sólo con fines de diagnóstico, es del orden de 1,05 mSv por año, aunque algunas personas pueden recibir dosis de hasta 100 mSv. No obstante, puesto que no todos los países disponen de suficientes medios, las aplicaciones médicas —con 0,12 mSv al año— sólo representan un doce por ciento en el promedio de dosis mundial. Las innumerables aplicaciones cotidianas de las sustancias radiactivas, unidas al incremento de dosis por la radiación cósmica recibida al viajar en avión, suponen un pequeño porcentaje de entorno al 0,3 por ciento de la dosis mundial. La lluvia radiactiva producida por los ensayos de armamento nuclear en la atmósfera en los años cincuenta y sesenta o el accidente de Chernobyl también suponen una pequeña exposición de la población de todo el planeta, cifrada actualmente en unos 0,007 mSv anuales. Por último, hay que indicar que no sólo las centrales nucleares liberan radiactividad al medio ambiente, sino que también lo hacen otras formas de producción de energía eléctrica, por ejemplo la combustión del carbón. La dosis recibida en promedio por causa de la energía nuclear entre la población de España es inferior a 0,001 mSv, similar a la estimada para el promedio mundial, aunque un pequeño número de personas, en el entorno próximo a las centrales nucleares, pueden recibir dosis mayores, que en todo caso no superan los 0,01 mSv anuales. La dosis media anual recibida en España es de 3,71 mSv.

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12.3.

12.3. Unidades de dosis de radiación

Unidades de dosis de radiación

La dosis absorbida (D) se define como la cantidad de energía impartida por la radiación por unidad de masa expuesta a ella. La unidad en el Sistema Internacional es el gray (Gy), que equivale a 1 J/kg. También se usa a menudo una unidad de dosis absorbida antigua: el rad, que equivale 0,01 J/kg; dicho de otro modo, 1 gray equivale a 100 rad. El efecto biológico de la deposición de energía depende mucho del tipo de radiación. Es mucho más dañina una dosis de 1 rad debida a neutrones rápidos o partículas α que la misma dosis por rayos X o radiación γ. En general, las partículas pesadas producen más daño biológico que los fotones, pues debido a la mayor pérdida de energía por unidad de recorrido se crea una mayor concentración de la ionización. Para tener esto en cuenta, se multiplica la dosis absorbida D por un factor de calidad Q que dependerá del tipo de radiación. Con este producto se obtiene la dosis equivalente (H), que es una medida del daño biológico. Si D se expresa en Gy, H se obtiene en sieverts y, si D está en rads, H se obtiene en rems. Las unidades del Sistema Internacional Gy y Sv se usan en investigación y en el estudio de los efectos biológicos de la radiación, y en cambio en la operación de instalaciones nucleares se suelen usar más los rad y rem. Los efectos a largo plazo de la radiación en un organismo vivo dependen también de la velocidad a la que normalmente se deposita la energía, y por ello también se usa la magnitud tasa de dosis, expresada normalmente en unidades de rad por hora o de milirem por año, según se trate de tasa de dosis absorbida ˙ o tasa de dosis equivalente (D). ˙ (H)

12.4.

El objetivo y los principios básicos de la protección radiológica. El establecimiento de los límites de dosis

La protección radiológica tiene un doble objetivo fundamental: evitar la aparición de los efectos deterministas y limitar la probabilidad de incidencia de los efectos probabilistas hasta valores que se consideren aceptables. Se definen las prácticas, a efectos de la protección radiológica, como todas aquellas actividades que pueden incrementar la exposición humana por introducir nuevas fuentes de radiación, vías de exposición o individuos expuestos, o por modificar las relaciones entre las fuentes ya existentes y el ser humano. Se establecen tres principios básicos: – Justificación: toda práctica debe producir el suficiente beneficio a los individuos expuestos o a la sociedad como para compensar el detrimento por causa de la exposición a la radiación. Para cada práctica es necesario considerar la suma de todos los procesos asociados a ella, incluyendo explícitamente la generación y gestión de los residuos.


141

– Optimización: para cualquier fuente de radiación, las dosis individuales, el número de personas expuestas y la probabilidad de verse expuestas deben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible—un enfoque que habitualmente se expresa con las siglas de la expresión inglesa As Low As Reasonably Possible, alara. Puesto que se admite que toda dosis de radiación implica un riesgo no nulo, no es suficiente con cumplir los límites de dosis, sino que éstas han de reducirse hasta encontrar un valor óptimo, que maximice el beneficio neto total; para ello, mediante técnicas apropiadas, se puede comparar el esfuerzo necesario para aminorar las dosis frente a la reducción de detrimento sanitario obtenida. – Limitación de dosis y riesgos individuales. Ésta tiene como finalidad la protección de los individuos más expuestos, para garantizar que no se alcanzan límites inaceptables del riesgo de sufrir daños a la salud. Los límites, que se aplican a las exposiciones debidas a prácticas —exceptuando la exposición al fondo radiactivo natural y la exposición médica— han sufrido una disminución como consecuencia de las últimas recomendaciones de la icrp, que se sustentan en los últimos avances en radiobiología. Además de las operaciones o situaciones normales, es preciso considerar también las exposiciones potenciales debidas a accidentes. Generalmente, para estos casos las limitaciones se establecen con respecto a su probabilidad de ocurrencia. En el caso de las centrales nucleares, la empresa ha de realizar un estudio Analítico-Radiológico del emplazamiento, en un radio de 30 kilómetros, teniendo en cuenta el uso de la tierra y agua, demografía, costumbres, etc., además de la meteorología e hidrología locales, con el objetivo de determinar el grupo crítico de población y las dosis resultantes. Se podrán declarar exentas aquellas prácticas que no supongan una dosis efectiva comprometida esperable superior a 10 µSv por año para cualquier miembro del público, o una dosis colectiva efectiva comprometida superior a 1 Sv por persona. Cálculo de la dosis La dosis es una medida de energía absorbida por unidad de masa, y depende del tipo, energía e intensidad de la radiación, además de las propiedades físicas del objeto irradiado. En el caso de que el campo de radiación consista en un haz de rayos γ monoenergéticos, si el flujo es Φ, la sección eficaz macroscópica Σ y la energía de cada fotón E, la dosis en julios por gramo con exposición durante un tiempo de t segundos será: H=

12.5.

ΦΣEt . ρ

Exposición interna

La exposición interna es consecuencia de la exposición de partes internas de un organismo como resultado de la asimilación de sustancias radiactivas. Los materiales radiactivos pueden entrar en el cuerpo mediante la inhalación, la ingestión (comida y bebida), o ser absorbidas a través de los poros de la piel o de heridas. La dosis resultante depende de los siguientes factores:

142 12.6. Medios físicos para la protección frente a las radiaciones ionizantes – La cantidad de sustancia radiactiva que entra en el organismo, que a su vez depende de la velocidad de entrada y del tiempo de duración de ésta. – La naturaleza química de la sustancia, que afecta a su afinidad con moléculas de tipos determinados de tejidos, y que determina la velocidad de eliminación. En relación con ello se usa el período de semidesintegración biológico, que se define como el tiempo en el que se elimina la mitad de la cantidad inicial. – El tamaño de la partícula, que se relaciona con el recorrido del material en el cuerpo. – El período de semidesintegración radiactivo y el tipo y energía de la radiación, que determinan la actividad y la velocidad de deposición de energía, así como el tiempo que persiste la exposición a la radiación. – La radiosensibilidad del tejido. Hasta hace poco, la reglamentación limitaba la concentración de radionucleidos en el aire o agua de acuerdo con el concepto de órgano crítico: el que recibía mayor dosis efectiva después de la incorporación de un cierto radionucleido. De este modo, el efecto sobre el órgano seleccionado dominaba, despreciándose los efectos sobre otros órganos distintos. Por el contrario, según la nueva normativa, el cálculo de la exposición interna ha de hacerse teniendo en cuenta el efecto en todo el organismo. Esto es ahora posible gracias al aumento de la velocidad de computación y al uso de códigos de cálculo mucho más complejos, que antes no podían implementarse. Para el caso de varios radioisótopos, las concentraciones se limitan mediante el criterio siguiente: X Ci ≤ 1, (M P C)i i donde i es el índice del isótopo; la suma de los cocientes entre las concentraciones reales y las concentraciones máximas permisibles debe ser menor que uno.

12.6.

Medios físicos para la protección frente a las radiaciones ionizantes

Básicamente, los medios físicos destinados a la protección se agrupan en tres acciones posibles: eliminar la fuente, retirar al individuo o introducir una barrera entre ambos. Más detalladamente, los principales medios para garantizar la seguridad son: – Evitar la generación de radiación o isótopos que emitan radiación. Así, puede minimizarse la producción de emisores de radiación no deseados en la operación de un reactor nuclear mediante el control de impurezas en los materiales de construcción y en el refrigerante.


143

– Almacenamiento en contenedores o confinamiento mediante barreras múltiples de las sustancias radiactivas, para prevenir su dispersión. Las fuentes y los residuos radiactivos se suelen sellar mediante una o más capas de metal u otro material que proporcione hermeticidad, y los reactores nucleares y equipos de procesamiento químico se confinan en edificios a prueba de fugas. – Para el caso de los residuos radiactivos, proveer capas de material de blindaje entre la fuente de radiación y el individuo y seleccionar los medios geológicos con características favorables para su enterramiento. – Restringir del acceso a la región donde exista un nivel de radiación peligroso y aprovechar la reducción de la intensidad de la radiación con la distancia. – Diluir la sustancia radiactiva en grandes volúmenes de aire o agua en la descarga, para disminuir la concentración de material dañino. – Limitar el tiempo que una persona puede permanecer dentro de una zona de radiación, para reducir la dosis recibida. Así, resulta que los materiales radiactivos pueden ser tratados de tres modos: retención, confinamiento y dispersión. A su vez, la exposición a la radiación puede limitarse mediante métodos que impliquen distancia, blindaje y tiempo. Durante la planificación de una investigación en la que existan radiaciones, o en el diseño y operación de un proceso con radiaciones, se debe calcular la relación entre la fuente de radiación y su efecto sobre el organismo biológico, usando los límites de exposición dictados por la autoridad reguladora. En esta evaluación deberán estar incluidas las medidas necesarias de protección para las fuentes conocidas, o los límites que deben imponerse a la fuente de radiación, la velocidad de liberación de las sustancias radiactivas o la concentración de radioisótopos en el aire, el agua y otros materiales. Los cálculos detallados de protección radiológica son de mucha envergadura por varias razones. Por un lado, existe una gran variación de posibles escenarios o situaciones a considerar, tanto en la operación de los reactores como en los usos de los radioisótopos. Por otro, el uso de computadoras favorece el desarrollo de métodos de cálculo cada vez más sofisticados.

12.7.

El estudio del impacto radiológico

Cualquier planta necesita un estudio de impacto radiológico, aplicando el principio alara, para poder liberar material radiactivo. Se deben cumplir los límites de dosis individuales para al área exterior no restringida. Para efluentes líquidos, las dosis son: 3 mrem por año a todo el cuerpo y 10 mrem por año para cualquier órgano; por lo que se refiere a efluentes gaseosos, se tienen 10 mrem por año de rayos γ y 20 mrem por año de rayos β.

144

12.8. Los nuevos estándares de protección radiológica

Para conocer el impacto radiológico, hay que calcular el efecto de la liberación de aire o agua contaminada en la persona más expuesta. Los factores más importantes para calcular la liberación o la dosis son los siguientes: – Cantidad de radioisótopo en el efluente, especialmente 137 Cs, 14 C, 3 H, I y gases nobles. – Modo de transferencia del material, o sea, medio por el que se recibe la radiactividad: para efluentes líquidos como agua potable, alimentos procedentes del agua, depósitos en la costa o en la orilla, o alimentos que hayan sido regados, incluyendo derivados animales como la carne o la leche; si el medio es aire, la persona inmersa en una nube contaminada que respira aire, o partículas depositadas en las plantas. – Distancia entre la fuente y la persona afectada, teniendo en cuenta el efecto de dilución por dispersión. – Tiempo de transporte, para tener en cuenta el decaimiento por desintegración. – Edad del grupo de riesgo: bebé (de 0 a 1 años), niño (de 1 a 11 años), adolescente (de 11 a 17 años) y adulto (mayor de 17 años); como es sabido, la radiosensibilidad varía con la edad. – Factor de dosis, que se da en mrem/pCi. Estos factores están tabulados en función del isótopo, el grupo de edad, el hecho de que se trate de una inhalación o ingestión y el órgano afectado —huesos, hígado, cuerpo entero, tiroides, riñón, pulmón, tracto intestinal.

12.8.

Los nuevos estándares de protección radiológica

En 1991, basándose en las recomendaciones de la icrp, la nrc (Nuclear Regulatory Commissión) publicó la revisión de la reglamentación sobre exposición a las radiaciones: la nueva versión del reglamento 10CFR20. Este nuevo reglamento es más realista en cuanto a los riesgos y hace uso de toda la información acumulada sobre los riesgos de la radiación. Las principales modificaciones con respecto al reglamento anterior son las siguientes: – Uso de métodos computacionales para la deducción de la dosis. – Frente a los anteriores límites de dosis basados en el órgano crítico, el nuevo 10CFR20 considera la dosis al cuerpo entero procedente de todas las fuentes de radiación que afectan a órganos y tejidos. – Se suman la radiación externa y la interna para calcular la dosis total. – Se añade al efecto de cualquier irradiación a corto plazo los efectos a largo plazo de los radionucleidos fijados en el organismo.


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Cuadro 12.1: Factores de ponderación de la radiación en órganos y tejidos Órgano o tejido Gónadas Pecho Médula ósea roja Pulmón Tiroides Superficies óseas Resto del cuerpo a El

Ponderación 0,25 0,15 0,12 0,12 0,03 0,03 0,30a

factor es de 0,06 cada uno para cinco órganos.

Los límites de dosis se seleccionan en función del riesgo de cáncer para la mayoría de los órganos y tejidos, y del riesgo de enfermedades hereditarias en el feto en el caso de las gónadas. Se define así un nuevo concepto: dosis comprometida equivalente. El término comprometida implica tener en cuenta la exposición futura después de la inhalación o ingestión de material radiactivo. Se toma un tiempo de 50 años de vida laboral. Si un cierto radionucleido se deposita en un órgano del cuerpo, a partir de ese momento el nucleido sufre desintegración y se elimina biológicamente, impartiendo una dosis a ese órgano. La dosis total se denomina dosis efectiva comprometida (H50 ). La palabra efectiva tiene en cuenta el distinto riesgo de la radiación en los diferentes órganos o tejidos, haciendo una suma ponderada utilizando factores de ponderación wT como los empleados en el cuadro (12.8). Así, si H50T es la dosis comprometida al órgano o tejido T , la dosis efectiva será la suma: X H50E = wT H50T . T

Se han deducido límites de concentración de radionucleidos específicos a partir de los factores del cuadro (12.8) y de los datos sobre propiedades químicas, período de semidesintegración, tipos de radiación y datos de tejidos y órganos. Se dan restricciones de dosis para el límite anual de incorporación (Annual Limit Intake, ali) por inhalación o ingestión de 5 rem por año para un trabajador profesionalmente expuesto a las radiaciones. De este modo se deduce la concentración en aire derivada (Derived Air Concentration, dac) en un año de trabajo respirando aire contaminado. En el nuevo 10CFR20 se dan tablas de ali y dac para cientos de radioisótopos, permitiendo el cálculo de la exposición a mezclas de isótopos. El dac (microcurios por mililitro) se calcula a partir del ali (microcurios) dividiéndolo por los mililitros que respira la persona patrón en su jornada laboral durante un año. Se establecen límites de exposición diferentes para las extremidades, el cristalino y el embrión o el feto, y se distinguen dos tipos de dosis: – Dosis estocástica o probabilista: está relacionada con el riesgo de cáncer o efectos hereditarios. El número de efectos sobre la salud es proporcional a

12.9. Protección contra radiaciones no ionizantes

146

la dosis. El límite de dosis para efectos estocásticos es de 5 mrem/año. – Dosis no-estocástica o determinista: son dosis a tejidos para los que existe una dosis umbral para que haya un efecto, por lo que puede establecerse un límite concreto para la dosis anual. Como ejemplo están la piel y el cristalino. El riesgo de todo el cuerpo por rem de dosis es 1 de cada 6 000. Para el límite de 5 rem, el riesgo anual es de 8 · 104 , que equivale a unas ocho veces el valor aceptable en las industrias calificadas como «seguras». El límite de dosis para miembros del público (0,1 rem por año) es bastante inferior al de los trabajadores expuestos (5 rem por año).

12.9.

Protección contra radiaciones no ionizantes

Existen diferentes tipos de radiaciones no ionizantes, todas ellas bastante comunes en la vida cotidiana: radiaciones electromagnéticas ópticas —situadas entre el ultravioleta y el infrarrojo—; láseres; campos electromagnéticos de baja y muy baja frecuencia; radiofrecuencia, telefonía móvil y microondas; ultrasonidos. Las radiaciones no ionizantes pueden tener un efecto negativo sobre la salud, función del tipo de radiación y su magnitud. Actualmente existe una organización científica independiente, la icnirp (Comisión Internacional de Protección contra Radiaciones No-Ionizantes). Para cada uno de los tipos de radiación, la icnirp hace una clasificación de los distintos mecanismos relevantes de interacción, efectos adversos, cantidades físicas biológicamente efectivas y niveles de referencia usados para la exposición, y establece unos límites para la exposición del trabajador expuesto y del público en general. Se trata por tanto de una disciplina con una metodología muy similar a la Protección Radiológica.

Capítulo 13

Seguridad de instalaciones nucleares y radiactivas 13.1.

Introducción

Los productos de fisión acumulados en el interior del reactor —básicamente en los elementos de combustible, dentro de las vainas, en el caso de los diseños de reactores nucleares de agua ligera— suponen un riesgo, ya que constituyen una importante fuente de radiación. Es necesario asegurar la integridad del combustible a lo largo de todo su ciclo y que la liberación de material radiactivo sea despreciable. Esto implica limitaciones en el nivel de potencia y en la temperatura, y la garantía de refrigeración bajo cualquier circunstancia. Las propias características físicas de la fisión en cadena proporcionan una seguridad intrínseca. La elección de los materiales, su disposición y las restricciones en los modos de operación proporcionan un segundo nivel de protección. Una tercera línea de defensa la constituyen los equipos y estructuras que minimizan la probabilidad de un accidente y la cantidad de radiactividad liberada en su caso. Finalmente, la localización de centrales nucleares lejos de centros de gran densidad de población da lugar a una mayor protección. La declaración de que una central nuclear es segura, en un momento dado de su vida o en un intervalo de tiempo determinado, exige que los daños potencialmente producidos por la instalación sean inferiores a los tolerables. La cuantificación de los daños potenciales, o riesgos, inherentes a la central, supone el conocimiento específico de las secuencias o escenarios catastróficos que puedan dar lugar a liberaciones incontroladas de productos radiactivos o de radiaciones, la frecuencia con la que quepa esperar tales escenarios y la magnitud de los daños que se puedan producir. Lógicamente, esta no es una tarea sencilla, al tratarse de una tecnología compleja y novedosa. En reconocimiento de la dificultad de tales cuantificaciones, los expertos que diseñaron las primeras centrales nucleares utilizaron la llamada aproximación determinista, basada en el concepto de seguridad a ultranza o defensa en profundidad. A tal fin, definieron un conjunto de escenarios o accidentes en los que se había de basar el proyecto de la instalación, que llamaron accidentes de base del proyecto, y supusieron que podían suceder en la vida de la central;

148

13.1. Introducción

sobre esta base se diseñaron los sistemas de prevención y mitigación de las consecuencias de tales accidentes. Si en el peor de los casos los daños resultaban menores que los tolerables, se concluía que la central era segura. En la década de los años setenta, las tecnologías de la defensa y de los vuelos espaciales promovían el desarrollo de metodologías probabilistas para la cuantificación de los riesgos inherentes a tales actividades, que fueron adaptadas al caso de las centrales nucleares y consolidadas en 1975 en el famoso Informe Ramussen, en honor de este profesor del Instituto de Tecnología de Massachussets, director del llamado Reactor Safety Study patrocinado por la Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos. En cualquier caso, la metodología probabilista no ha sustituido completamente a la aproximación determinista, coexistiendo ambas bajo el concepto genérico de seguridad informada por el riesgo. La causa se debe a las incertidumbres propias de la nueva metodología. Entre tanto, se puede razonablemente asegurar que es satisfactoria la seguridad de las centrales nucleares que satisfagan los requisitos deterministas, observados a través de la metodología probabilista. El objetivo de la seguridad: el confinamiento de la radiactividad En una central nuclear, el riesgo es el de un accidente que libere grandes cantidades de productos radiactivos. En operación normal, estos productos peligrosos quedan en el mismo lugar donde han sido creados, en el uranio, del cual sólo se ha fisionado una pequeña fracción. Este uranio está dentro de una vaina metálica, constituyendo el combustible del reactor nuclear. Esta vaina representa pues una primera «barrera» que retiene los productos peligrosos. El propio combustible está confinado dentro de un recipiente, generalmente una vasija que está conectada a tuberías que permiten extraer la energía producida por la fisión: la vasija constituye la segunda barrera capaz de contener los productos peligrosos si llegaran a atravesar la vaina. El conjunto, en las centrales modernas, está dentro de un recinto hermético y resistente, tercera barrera entre el peligro y el medio ambiente. Los productos peligrosos están pues «confinados». La seguridad nuclear tiene por objeto analizar las situaciones que podrían poner en duda el confinamiento de los productos radiactivos y asegurar que las medidas tomadas permiten hacerles frente de forma eficaz. Estas situaciones son múltiples. Si se centra la atención en la primera barrera —la vaina del combustible—, está claro que el confinamiento se mantiene mientras se mantenga el equilibrio entre la energía desprendida por la fisión nuclear y la energía extraída por el circuito de refrigeración. Se perderá la integridad de esta primera barrera si se produce un desequilibrio entre la producción y la extracción de energía. Los dos grandes accidentes que han conmocionado la historia de la energía electronuclear en el mundo ilustran este mecanismo. En 1979, en Estados Unidos, en la central de Three Mile Island, una refrigeración insuficiente fue la que originó e accidente: el circuito de extracción de energía se vació, la vaina del combustible se fundió y los productos peligrosos pasaron entonces al circuito. Pero esta segunda barrera contuvo la mayor parte de la radiactividad, y los productos radiactivos que se escaparon quedaron confinados en el recinto de hormigón que se había construido alrededor del reactor. No hubo consecuencias

13. Seguridad de instalaciones nucleares y radiactivas

149

radiológicas. En Chernobyl, en 1986, sucedió a la inversa: un exceso de producción de energía fue lo que ocasionó la fusión del combustible y la liberación de los productos de fisión. La energía desprendida destruyó también las estructuras del reactor —la segunda barrera—, pero no había una tercera barrera —un recinto de hormigón—, lo cual explica la magnitud de las consecuencias para el medio ambiente de dicho accidente. El objetivo de la seguridad nuclear consiste en precisar la naturaleza y la magnitud de los riesgos a los que se expone la población y poner en marcha los métodos y los procedimientos que permitan dominarlos. En una instalación nuclear segura, lo que importa entonces ya no son los riesgos potenciales que presenta, sino los riesgos residuales reales, habida cuenta de las medidas tomadas. El riesgo nulo no existe, pero siempre se puede reducir un riesgo demasiado importante gracias a un enfoque basado en el conocimiento y la experiencia. Ya que hacer funcionar una máquina industrial compleja con un riesgo rigurosamente nulo es un objetivo inalcanzable, se puede definir un reactor seguro como aquél cuyo riesgo de accidente serio es suficientemente pequeño para ser considerado como aceptable, tomando como referencia los riesgos que la sociedad acepta para las otras actividades industriales.

13.2.

La «defensa en profundidad» como principio de seguridad nuclear

En primer lugar, es necesario identificar los fallos que pueden conducir a accidentes, ya se refieran a los materiales y equipos utilizados o a las actuaciones de los explotadores, o se originen a causa de acontecimientos exteriores, ya sean naturales o de origen humano. Posteriormente, es preciso estudiar cómo se puede defender la central frente a estas agresiones, y eventualmente instalar dispositivos capaces de reforzar sus líneas de defensa. Se entiende por tal una combinación coherente de dispositivos de protección, tales como obstáculos materiales contra las fugas radiactivas, márgenes de seguridad en el diseño, sistemas de seguridad automáticos e incluso procedimientos correctores establecidos por los operadores. Una central será segura si, frente a todo fallo y toda agresión, puede disponer de líneas de defensa suficientemente fuertes. Aquí, la fuerza es el resultado no sólo de la calidad de las disposiciones tomadas, sino también de la acumulación racional de estas disposiciones. Se parte del principio de que todo dispositivo de seguridad es vulnerable y debe ser sustituido o protegido por otro dispositivo. Con las líneas de defensa ocurre lo mismo: cada línea reduce la probabilidad de ocurrencia y/o la gravedad del accidente, y su apilamiento en profundidad permite alcanzar un nivel de riesgo suficientemente bajo para ser considerado aceptable. La seguridad de nuclear se construye sobre este concepto de defensa en profundidad, en el que la central está protegida por líneas de defensa sucesivas. Examinemos con más detalle las tres condiciones que hay que respetar para conseguir una central segura:

150

13.3. La seguridad en el diseño

– Un diseño que garantice tanto la prevención de los accidentes como las defensas contra sus posibles consecuencias. – Una realización exenta de defectos importantes e imperfecciones que no hayan sido identificadas y, si es necesario, reparadas. – Una explotación rigurosamente organizada y confiada a personal formado y experto.

13.3.

La seguridad en el diseño

Las tres barreras La defensa contra la diseminación de la radiactividad tiene un fundamento muy sencillo: se interponen una serie de barreras herméticas y resistentes entre los productos radiactivos y el medio ambiente para formar una pantalla contra las radiaciones y contener la radiactividad. El combustible propiamente dicho, sin ir más lejos, bajo la forma de una masa cerámica, tiene la propiedad intrínseca de retener la mayor parte de los productos de fisión. Después viene la vaina, en general metálica, siempre hermética y resistente a la corrosión. Ésta es la denominada primera barrera. La segunda barrera está constituida por el circuito de refrigeración primario que, aparte de las tuberías por las que circula el refrigerante, puede incluir una vasija de acero u hormigón u otros aceros resistentes a la presión. Por último, la mayor parte de los reactores están además rodeados por un edificio de paredes anchas de hormigón o acero resistente a la presión, que constituye la última barrera de confinamiento. La presencia de esta multiplicidad de barreras hace que las descargas radiactivas al exterior sean muy bajas en condiciones normales de operación, y que estén limitadas en caso de accidente. Únicamente, en el caso de que varias barreras perdieran simultáneamente su eficacia, podrían producirse descargas significativas. La integridad de las barreras puede verse amenazada de diferentes maneras, por ejemplo a causa de tensiones mecánicas debidas a sobrepresión, impactos o vibraciones, temperaturas excesivas, fragilización debida a radiaciones, corrosión. El diseño debe tener en cuenta estos fenómenos y la eventualidad de la pérdida de barreras. Las centrales deben estar también fuertemente protegidas contra las agresiones externas, tales como inundaciones y terremotos. El objetivo básico consiste en tratar de mantener la integridad de las barreras en todas las circunstancias. El diseño en materia de seguridad consistirá en organizar el conjunto de estas barreras y de los diferentes sistemas y circuitos asociados, dentro de una estructura de defensa en profundidad caracterizada por líneas de defensa sucesivas y tan independientes unas de otras como sea posible. Los tres niveles de defensa en profundidad En una central nuclear se distinguen tres niveles de defensa en profundidad ; cada uno de ellos constituye el equivalente a una línea de defensa. – Primer nivel: la prevención de incidentes. Las primeras medidas de prevención están destinadas a mantener el reactor y el conjunto de la instala-


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ción en condiciones de funcionamiento normal. Se trata primero de evitar los sucesos, de origen tanto interno como externo, que podrían perturbar este funcionamiento: prever por ejemplo las averías de los componentes, lo que exige la elección de equipos de probada fiabilidad. A este nivel, hay que preocuparse igualmente por los defectos menores que aparecerán inevitablemente a lo largo de la vida de la central. Ésta debe estar diseñada de manera que pueda absorber estas perturbaciones sin salirse de su ámbito de funcionamiento; esa es la función de los márgenes de seguridad. Una central bien concebida debe incorporar márgenes que permitan a sus componentes funcionar en condiciones más severas de lo previsto. Es fundamental dotar a la central de características de seguridad que intervengan por sí solas, sin la intervención del ser humano, cuando se produzcan sucesos perturbadores, para limitar sus efectos y mantener la instalación en su estado normal de funcionamiento. Pueden ser las válvulas de seguridad mencionadas más arriba o mecanismos de regulación como hay en todas las instalaciones industriales. Bajo esta primera línea de defensa pueden incluirse también medidas administrativas o institucionales; así, por ejemplo, se exige un estudio previo en profundidad de la seguridad de la central. – Segundo nivel: la vigilancia y los medios para actuar. El principio de la defensa en profundidad exige que se prevea que, a pesar de las barreras contenidas en el primer nivel, se pueden producir fallos que lleven a la central fuera de su nivel de funcionamiento previsto. La experiencia enseña además que siempre es así, en todas las instalaciones industriales, con mayor o menor frecuencia. Para una instalación que dispone de una primera línea de defensa fuerte, estos serán casos raros; pero cualquier desviación del nivel de funcionamiento previsto puede conducir a un accidente si no se tiene algo previsto para hacerle frente. Por tanto, en las centrales nucleares se instala sistemáticamente una segunda línea de defensa. Básicamente, ésta consta de dos elementos. En primer lugar, un dispositivo de vigilancia de la instalación y los parámetros que permiten garantizar que ésta se mantiene dentro de los márgenes previstos, i.e., dentro de la primera línea de defensa; este sistema puede ser continuo, con captadores y tratamiento de señal, o discontinuo, con controles periódicos. En segundo lugar, unos sistemas de seguridad que intervendrán —en principio automáticamente— cuando se detecten desviaciones, actuarán para evitar que el incidente degenere (dando lugar a un accidente que conduciría al deterioro de las barreras) y llevará la instalación a un estado seguro. – Tercer nivel: la reducción de las consecuencias o mitigación. Los dos primeros niveles resumidos hasta ahora son «clásicos» en materia de seguridad industrial. Desde luego, en el pasado se han conocido instalaciones consideradas seguras protegidas por una única primera línea de defensa; los accidentes ocurridos han demostrado la insuficiencia de este enfoque, y hoy en día la mayoría de las instalaciones potencialmente peligrosas han instalado una segunda línea. Las medidas de mitigación van más allá, y ciertamente ha sido en las centrales nucleares en donde, por vez primera, se han incorporado sistemáticamente en el diseño. Aquéllas tienen como objetivo limitar las con-

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13.3. La seguridad en el diseño secuencias de los accidentes, en el caso de que se produjeran a pesar de las dos líneas de defensa precedentes. La parte esencial de esta línea de defensa atañe a la integridad de la última barrera de confinamiento en condiciones extremas: en la fase de diseño se dimensiona el recinto de contención para que pueda seguir desempeñando su función cuando las otras barreras ya no la pueden desempeñar —cuando se ha dañado gravemente el combustible y cuando se ha producido una rotura en las tuberías por las que circula el fluido primario. Se introducen sistemas de seguridad que permitan mantener esta integridad durante un largo período, permitiendo principalmente la refrigeración del recinto con relación al calor desprendido por los productos de fisión. La defensa incluye además, aguas arriba, la gestión de la situación accidental, mediante la actuación de funciones normales y sistemas de seguridad, gracias a disposiciones particulares que garantizan el suministro de energía eléctrica; su objetivo es hacer más lenta la evolución del accidente y, si es posible, bloquear los productos peligrosos dentro de la instalación. Por último, aguas abajo incluye las medidas a tomar para proteger a las personas y al medio ambiente de los efectos de las posibles descargas radiactivas: son los planes de emergencia en caso de accidente.

Las funciones vitales para la seguridad y su protección La prevención comienza por el confinamiento de la radiactividad en el interior de la primera barrera, la vaina. Ésta no se verá seriamente dañada a menos que se produzca un desequilibrio significativo entre el desprendimiento de energía en el combustible y la extracción de la misma a través del sistema de refrigeración. Esto demuestra la importancia de las dos funciones vitales de la seguridad: el control de la potencia —i.e., de la reacción de neutrones en cadena— y la permanencia de la refrigeración del combustible nuclear. – El control de la potencia del reactor. La potencia variará proporcionalmente al número de neutrones. Se comprende por tanto claramente que actuando sobre los neutrones —absorbiéndolos más o menos mediante las barras de control insertas entre los elementos combustibles— es como se controlará el nivel de potencia de la instalación. Si la población de neutrones no se regula rápidamente, la potencia variará. Si aumenta, lo hace con una dinámica particularmente rápida, puesto que, debido a la reacción en cadena, el crecimiento será de razón geométrica y no aritmética. Si no se toma ninguna medida, y si coexisten otras características desfavorables de diseño, se puede llegar a destruir el reactor, como ocurrió en Chernobyl. En consecuencia, es vital que el diseño de un reactor nuclear garantice que todo aumento de la población de neutrones sea automáticamente contrarrestado mediante una acción en sentido contrario. – Capacidad de refrigeración. La pérdida de refrigeración —causada, por ejemplo, por una fuga o ruptura de tubería, por un fallo de la circulación del refrigerante o por ausencia de evacuación del calor del lado del secundario— podría provocar una elevación de la temperatura del combustible, después la ruptura de las vainas y la fuga de materiales radiactivos


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hacia la vasija o el circuito primario del reactor. Por tanto, hace falta garantizar permanentemente, en toda circunstancia, la extracción del calor producido en el combustible. Esta regla es válida también cuando el reactor está parado. En Three Mile Island, cuando se produjeron los fallos que originaron el accidente, las seguridades de la central funcionaron y pararon la instalación. Cuando esto ocurre, la central deja de suministrar energía eléctrica a la red, de forma casi instantánea. Pero ello no elimina la necesidad de seguir refrigerando el núcleo, puesto que las radiaciones emitidas por los productos de fisión desprenden calor. Hace falta extraerlo, y hacerlo además durante varias horas, días o incluso varios meses después de la parada del reactor. Naturalmente, puesto que la radiactividad es un fenómeno que decrece con el tiempo, el calor que hay que extraer decrecerá igualmente de manera bastante rápida: al cabo de un segundo, no representa más que el siete por ciento de la potencia nominal. Pero si la refrigeración no es proporcional a la potencia residual, el combustible se calentará y tarde o temprano la vaina que confina los productos peligrosos perderá su integridad. Eso es lo que sucedió en Three Mile Island cuando por error los responsables de la central detuvieron la refrigeración de emergencia.

Los sistemas de seguridad Tanto para controlar la potencia como para mantener la refrigeración y controlar las consecuencias de un eventual accidente, se pueden utilizar tres tipos de sistemas de seguridad siguiendo diversas combinaciones para proteger un reactor. Los primeros recurren a características llamadas intrínsecas; los segundos se denominan, respectivamente, sistemas activos y sistemas pasivos. La seguridad intrínseca se basa en las leyes físicas de la propia naturaleza. No es necesaria ninguna intervención exterior para mantener el reactor en condición segura o para restablecerla en caso de incidente. Por ejemplo, la mayoría de los reactores tienen un coeficiente de reactividad negativo; todo aumento de la temperatura provocado por un exceso de potencia conducirá a una reducción de ésta al menos en las mismas proporciones. Así, esta contra-reacción natural limita automáticamente los aumentos rápidos de potencia y puede incluso parar completamente el reactor. La falta de tal estabilidad intrínseca a baja potencia, unida a un sistema de parada demasiado lento, fue una de las principales causas del accidente de Chernobyl. La caída de las barras de control sólo por gravedad y la utilización de la energía almacenada en los dispositivos de inyección de emergencia (acumuladores) constituyen ejemplos de sistemas de seguridad pasivos. La mayoría de las barreras instaladas para confinar productos radiactivos constituyen también ejemplos de esta clase. A pesar del interés de los sistemas pasivos —se puede contar con su actuación sin intervención humana ni de un mecanismo—, ningún reactor en servicio se basa sólo en estos dos tipos (intrínsecos y pasivos) para controla todas las situaciones potencialmente peligrosas. Todos recurren a sistemas activos que funcionan a partir de señales de activación emitidas por captadores y con fuentes de energía eléctrica o neumática. En general, estos sistemas no necesitan intervención humana, sino que intervienen de forma automática.

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13.4. La calidad de la construcción

Además, para que un sistema de seguridad pueda cumplir su función con un buen margen de confianza, se establecen los puntos siguientes: – Redundancia: los componentes o subsistemas de un sistema de seguridad son más numerosos de lo que se requeriría para desempeñar la función, de tal manera que la seguridad jamás se basa en el funcionamiento de una única unidad. – Diversidad: dos sistemas o más, basados en principios de diseño o de funcionamiento diferentes, están dispuestos para asegurar cada función particular de seguridad, de manera que el conjunto de los sistemas no pueda averiarse por la misma razón —prevención de las averías llamadas «modo de fallo por causa común»—. – Separación física: los componentes o sistemas destinados a una función de seguridad están separados, para estar protegidos contra una pérdida simultánea debida por ejemplo al fuego o a la inundación; la separación queda asegurada por la distancia, o, en su defecto, por una barrera física. – Puesta en «avería segura»: los componentes o sistemas están concebidos para que se pongan automáticamente en posición segura en caso de fallo o de pérdida de alimentación. Chernobyl y las consecuencias de la falta de defensa en profundidad El reactor del tipo rbmk —reactor grafito-agua en ebullición— desarrollado en la urss, con el que estaba equipado la central de Chernobyl, adolecía de un defecto en el primer nivel de seguridad: no disponía de contra-reacción intrínseca estabilizante; por el contrario, las contra-reacciones eran desestabilizantes: todo aumento de la temperatura provocaba una aceleración de la reacción en cadena, i.e., un aumento rápido de la potencia. Pero los otros niveles de defensa eran igualmente defectuosos. El sistema de parada de la reacción en cadena estaba mal diseñado: no solamente era demasiado lento y no permitía controlar adecuadamente un transitorio rápido, sino que además era «vicioso», ya que su primer efecto inmediato se oponía a lo que el operador debía esperar de dicho sistema. En efecto, durante los primeros segundos, en vez de reducir la población neutrónica, la aumentaba. Por último, la central de Chernobyl estaba totalmente desprovista de un recinto de contención que envolviese el reactor, recinto que hubiera sido capaz de contener, al menos en cierta medida, los productos de fusión liberados por el aumento rápido de la potencia.

13.4.

La calidad de la construcción

Es fundamental para la seguridad que se construya una central nuclear en estricta conformidad con las especificaciones fijadas en el momento de su diseño. Esta conformidad se verifica a lo largo de las pruebas que preceden a la puesta en servicio de la central, y entonces se detectan y se corrigen posibles


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desviaciones entre las especificaciones y lo que se ha hecho sobre el terreno; como parte del enfoque de defensa en profundidad, es necesario prever también estas posibles desviaciones aguas arriba: este es el objeto de las disposiciones llamadas de garantía de calidad, que se establecen durante toda la duración del diseño y realización de la central; entre ellas se encuentra el suministro de material fabricado y construido de manera satisfactoria, conforme a las especificaciones particulares de la central.

13.5.

La explotación segura

El punto crucial de la seguridad operacional es lograr que las personas y las máquinas trabajen juntos de manera segura. Una de las causas principales de los accidentes de Chernobyl y Three Mile Island radicó, precisamente, en la conjunción de malos procedimientos operacionales y de un desconocimiento de los fenómenos físicos que rigen el funcionamiento de la central. En ambos casos, los operadores no entendieron lo que pasaba en el reactor a partir de las informaciones que se les proporcionaba en la sala de control. En Three Mile Island, algunas de esas informaciones se prestaban a confusión; en Chernobyl, la atención y el control se centraron únicamente en los sistemas de producción de energía. Los operadores, por tanto, no pudieron tomar medidas correctoras adecuadas; algunas de sus acciones contribuyeron incluso a agravar la gravedad de los accidentes.

13.5.1.

El factor humano

Necesidad de una clara definición de las responsabilidades Un explotador de instalaciones nucleares es responsable en el más amplio sentido de la palabra —operacional, legal, jurídico— de la seguridad de sus instalaciones. La gestión de la seguridad en el seno de la empresa requiere que el nivel central defina, establezca y controle una política de que se derivarán prácticas y procedimientos que garanticen la mejor seguridad. Esto exige que cada persona, en su campo y cualquiera que sea su nivel, conozca perfectamente hasta dónde llegan sus responsabilidades y sus obligaciones. La función del operador El operador es el responsable de la explotación de la instalación; recoge la información, la analiza y decide las acciones a tomar en función de las instrucciones escritas (los procedimientos de operación). Es un trabajo de gestión técnica, que puede ser muy activo cuando se perturba el funcionamiento normal. Pero, en este caso, sistemas automáticos de seguridad protegen la instalación; se han diseñado para que sean «auto-seguros» en caso de pérdida de corriente eléctrica. El operador no es y no debe ser el principal elemento sobre el que se base la seguridad de la instalación. El operador, por tanto, no reemplaza en circunstancias normales a los sistemas automáticos. De hecho, la mejor manera de garantizar la función de un sistema que controla varias variables, en interacción unas con otras, es utilizar

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13.5. La explotación segura

un ordenador consagrado sólo a esa función. Sin embargo, el operador debe continuar siendo capaz de parar rápidamente el reactor si es necesario; debe ser capaz de reconocer cualquier condición anormal de explotación y de reaccionar eficazmente, añadiendo de esta forma una redundancia adicional a la protección y dando preferencia a la seguridad en relación con la producción si es necesario. El operador tiene, por último, cuatro funciones esenciales: – Conocer las condiciones que deben respetar en operación normal todos los sistemas importantes para la seguridad. – Reconocer, con ayuda de los medios de control puestos a su disposición, las situaciones anormales que pueden ocurrir de improviso, e identificar su importancia para la seguridad. – Saber cómo puede restablecer las condiciones seguras de explotación en caso de anormalidad. – Pedir rápidamente ayuda si no puede restablecer él mismo la situación. Selección, formación y entrenamiento de los operadores Una central nuclear debe disponer permanentemente de operadores competentes, estables y bien formados para desempeñar sus funciones y responsabilidades. Dado que desempeñan una función clave en el necesario mantenimiento de un alto nivel de atención a la seguridad, su selección necesita una particular atención. Debe basarse en las especificaciones precisas de las tareas, en el profesionalismo y la experiencia, y en factores personales tales como la salud, la habilidad, el perfil físico, mental e intelectual. Los futuros operadores siguen un programa específico de formación. La utilización de simuladores es particularmente fecunda y eficaz en este proceso. Una de las cualidades más importantes que necesitan los operadores de las centrales nucleares es la aptitud para comprender, diagnosticar y anticipar el desarrollo de una situación global a partir de una gran cantidad de informaciones y parámetros. Esto exige, naturalmente, un profundo conocimiento de los sistemas y procedimientos y también la capacidad de relacionar los principios fundamentales con situaciones reales que pueden diferir de las que se han estudiado y analizado en los documentos. La interfaz entre la persona y la máquina La forma y el tamaño de los paneles de control, así como la instalación de dispositivos (indicadores, mandos, botones. . . ) se diseñan para que las indicaciones se puedan ver y comprender y se acceda a los mandos fácilmente. Los paneles sirven para que el operador comprenda los diferentes sistemas y proporcionan reagrupamientos claros y coherentes de los controles e indicaciones por función y sistema. El desarrollo de la informática permite hoy en día en las salas de control de las centrales modernas disponer, a partir de ordenadores, de sistemas de presentación de la información interactivos y en color. Este desarrollo es extremadamente valioso para la eficacia del trabajo común entre hombre y máquina,


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puesto que permite un acceso fácil y en el momento apropiado a informaciones que muy pocas veces son necesarias, pero que pueden ser vitales en caso de accidente. Se han hecho esfuerzos para que el operador esté en condiciones de reaccionar, diagnosticar y responder ante sucesos anormales. Las centrales nucleares francesas han llevado muy lejos el cuidado del «factor humano» de la seguridad: en ellas existe una figura, el Ingeniero de Seguridad, que no actúa en condiciones normales de explotación, pero a quien se acude si se produce cualquier suceso fuera de lo habitual. Los procedimientos de explotación El equipo de dirección de una central prepara un conjunto coherente de procedimientos de explotación antes del arranque y la autorización de la puesta en servicio. El equipo de la explotación debe operar la central en estricta conformidad con los procedimientos aprobados y las autorizaciones concedidas. El equipo de explotación trabaja permanentemente según las especificaciones del diseño, dirigiendo un programa coherente y exhaustivo de pruebas y vigilancia de los sistemas de seguridad y de las barreras, y manteniendo la capacidad para hacer frente a toda crisis o accidente. En toda circunstancia en la que los operadores puedan intervenir como respuesta a una alteración del estado de la central, se prevén sistemáticamente procedimientos escritos para guiarlos y garantizar que disponen de todas las informaciones detalladas necesarias para controlar la situación. En las centrales se realiza el mantenimiento y las pruebas a intervalos planificados para garantizar que siguen siendo fiables. Los sistemas de seguridad necesitan un enfoque específico porque deben intervenir en caso de fallo de los sistemas normales de funcionamiento. Unos programas de pruebas más amplios vigilan estos sistemas y sus componentes, y sus resultados se utilizan para garantizar su disponibilidad.

13.5.2.

El valor de la experiencia adquirida

Es necesario confrontar permanentemente los resultados de la experiencia de explotación con los objetivos que se habían fijado. Dentro de esta experiencia, es natural conceder una particular importancia a todas las situaciones anormales que se han encontrado. Por esta razón, se ha establecido en todas las centrales nucleares un sistema de recogida y análisis de sucesos de explotación. Identificar todo defecto de material, todo mal funcionamiento de los equipos y, de forma más general, todo lo que puede constituir un signo de deterioro de las condiciones de explotación, es una de las responsabilidades importantes de los explotadores. Una vez realizada esta identificación, hace falta analizar los datos recogidos en función de su importancia para la seguridad; de ellos es necesario inferir las lecciones que pueden afectar tanto a las disposiciones para el diseño como a los procedimientos de explotación; por último, es necesario difundir los resultados de estas investigaciones a todas las personas interesadas. Los sistemas de información sobre incidentes, que los organismos interna-

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13.6. La seguridad de las otras instalaciones nucleares

cionales emplean en el mundo, son complementarios a los sistemas nacionales y garantizan el reparto de las informaciones en todos los países miembros. La Asociación Mundial de Explotadores Nucleares (wano) desarrolla estos intercambios entre explotadores de centrales.

Three Mile Island: una toma de conciencia De la misma manera que el análisis de Chernobyl demuestra a dónde pueden conducir las insuficiencias de seguridad en el diseño, el de Three Mile Island ilustra lo que puede ocurrir cuando no se toma bien en cuenta la seguridad de la explotación: la falta de formación de los operadores para hacer frente a las situaciones accidentales, las informaciones dadas a los explotadores capaces de inducirles al error, etcétera. Hasta el accidente de Three Mile Island, parecía que, a partir del momento el que se había diseñado una instalación, nada grave podía pasarle. Se pedía simplemente a los explotadores que siguieran al pie de la letra las especificaciones de los constructores, que no cubrían más que ciertas situaciones. En Three Mile Island, en abril de 1979, cuando una mala maniobra en el circuito auxiliar provocó automáticamente la parada de la central, todas las disposiciones tomadas en el momento del diseño funcionaron como estaba previsto. El error radicó en la decisión de poner fuera de servicio los sistemas de seguridad diseñados por los proyectistas. Se produjo así la parada manual de los sistemas de emergencia, que habían arrancado automáticamente y que enviaban el agua a la vasija. Ésta se vació progresivamente y el combustible se fundió bajo el efecto de la potencia residual. El recinto de contención, afortunadamente, desempeñó su papel y no hubo consecuencias para la salud de las personas ni para el medio ambiente.

13.6.

La seguridad de las otras instalaciones nucleares

Los riesgos potenciales más importantes de la utilización de la energía nuclear están ligados a la producción de la energía. Los reactores son la sede de las reacciones de fisión, y la densidad de radiactividad en su interior es muy elevada; la producción de vapor a presión y temperatura elevadas, necesarios para accionar eficazmente la turbina, implica fenómenos termohidráulicos «violentos», que pueden accidentalmente crear mecanismos de diseminación de la radiactividad. Estos dos aspectos no se encuentran en otras instalaciones nucleares asociadas a la explotación de las centrales: – Hacia arriba, la extracción del mineral, el aislamiento del uranio, su enriquecimiento y la fabricación de los elementos combustibles. – Hacia abajo, la descarga del combustible gastado y su reelaboración, después de transportado a las fábricas correspondientes, tras la utilización de nuevo de los materiales fisionables recuperados. – Al final del ciclo, el almacenamiento de los residuos no reciclables.


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El conjunto de estas operaciones constituye el ciclo del combustible. Cada una de ellas se efectúa en plantas especializadas que presentan riesgos potenciales específicos. Las instalaciones «hacia arriba» no manipulan más que productos radiactivos naturales, el uranio y sus descendientes; los riesgos son tanto químicos como radiactivos y, como es natural, su control no exige una tecnología nuclear muy avanzada. Esto no impide que el rigor sea necesario, en particular en las minas de uranio, tanto para la protección de los trabajadores como para el confinamiento de los residuos frente al medio ambiente. El uranio enriquecido presenta un riesgo propiamente nuclear: hay que evitar que pueda producirse una reacción en cadena intempestiva; este fenómeno queda prácticamente excluido con el uranio natural, pero sólo hasta un cierto grado de enriquecimiento, del orden del que se alcanza para los combustibles de las centrales. Este riesgo específico es claramente más importante en las plantas de reelaboración. Las instalaciones «hacia abajo», en cambio, manipulan los combustibles después de que hayan pasado por las centrales; a estos combustibles se les llama gastados o irradiados; contienen productos resultantes de la fisión nuclear: los productos de fisión propiamente dichos y productos creados por la absorción de neutrones, como el plutonio. Todos estos productos son muy radiactivos y algunos tienen una vida relativamente larga. Los combustibles irradiados no salen de la central hasta pasado un cierto tiempo llamado de «enfriamiento», que permite la eliminación de los productos cuyo período de semidesintegración es corto, lo que reduce otro tanto el calor residual del combustible. Veamos ahora los problemas de seguridad en las plantas de reelaboración y de almacenamiento de residuos. A priori, estos problemas son más difíciles que los de otras instalaciones, incluidos los del transporte. Hoy en día, se tratan estos últimos en el marco de convenciones internacionales, que obligan a los transportistas a garantizar la seguridad gracias a la resistencia del embalaje contra todas las agresiones posibles; este enfoque ha demostrado hasta ahora su eficacia y no se ha observado ningún accidente nuclear durante los transportes.

Las plantas de reelaboración Las plantas de reelaboración son, en esencia, plantas químicas cuyo objetivo es separar del combustible irradiado las materias primas fisionables recuperables, i.e., reciclables en las centrales: el uranio y el plutonio —que representan el 97 por ciento de la masa del combustible irradiado— y los productos de fisión actualmente no reciclables. Durante el transcurso de las operaciones, es necesario manipular las materias peligrosas que se presentan bajo las formas más diversas: sólidos, polvos, soluciones de diversa concentración, gases de composición variable. El objetivo de la seguridad es el mismo que en las centrales: mantener confinados en todas las circunstancias las materias radiactivas. Para conseguirlo, se aplican principios muy parecidos: – El método de las barreras. Se interponen entre los productos peligrosos y el medio ambiente una sucesión de barreras herméticas e independientes. De esta manera, en una planta de reelaboración, las primeras operaciones se hacen con el combustible irradiado puesto en forma de solución; la primera barrera está constituida por el recipiente que contiene esta solución; la segunda barrera es la vasija de seguridad que lo envuelve y que

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13.6. La seguridad de las otras instalaciones nucleares está preparada para recuperar cualquier fuga; la tercera barrera es la sala donde se llevan a cabo las manipulaciones, equipada con sistemas de recuperación de fugas, ventilación, protección contra incendios y alarmas de radiactividad.

– El concepto de defensa en profundidad. Para asegurar una buena defensa de las barreras frente a averías, errores de manipulación o fallos externos, se organizan los sistemas de seguridad en líneas de defensa. Al igual que ocurre para los reactores, existen en esencia dos funciones vitales que deben someterse a un detenido examen: la refrigeración y el control de la reacción en cadena. Los accidentes que se han producido en el mundo se deben todos ellos a defectos en una u otra de estas funciones. El accidente de Khystym, en la antigua urss, ocurrido en 1957 pero no señalado hasta treinta años más tarde, fue el resultado de una dramática falta de refrigeración en una vasija que contenía productos de fisión extraídos del combustible irradiado; las consecuencias fueron importantes desde el punto de vista del perjuicio para el medio ambiente, puesto que una zona de varios centenares de kilómetros cuadrados, poco poblada, tuvo que ser evacuada. Veamos ahora lo que ocurre con el control de la reacción en cadena. En principio, una reacción en cadena no debe desarrollarse más que dentro de un reactor. Si ésta se produce en una planta de reelaboración, no puede ser más que accidentalmente. El origen de ese hecho puede ser una concentración imprevista de material fisionable, uranio enriquecido o plutonio. Pero el accidente puede ser más perverso: las operaciones de tratamiento conducen a mezclar con los productos fisionables materiales que pueden jugar un papel de moderadores; se llama así a las especies de masa atómica muy pequeña que tienen la propiedad de frenar los neutrones o «moderar» su velocidad, lo que provoca como consecuencia el aumento de la eficiencia de las reacciones nucleares y por consiguiente, si el medio se presta a ello, el desencadenamiento de una reacción en cadena. En cualquier caso, un accidente tal no provocaría más que un desprendimiento limitado de energía, ya que esta reacción en cadena se pararía por sí sola muy rápidamente, debido al efecto de los coeficientes de contra-reacción análogos a aquellos de los que se ha hablado para los reactores. Sin embargo, podría tener graves consecuencias para el personal y provocar posibles descargas de materias radiactivas hacia el exterior. Tales accidentes se han producido en los años cincuenta y sesenta en Estados Unidos y en la urss, en laboratorios y fábricas que manipulaban materiales fisionables. El análisis de la seguridad se basa en experiencias específicas que permiten comprender cuáles son los mecanismos que intervienen y probar los dispositivos de prevención adoptados. En efecto, el riesgo depende de numerosos factores; principalmente son: la masa de material fisionable empleada, la forma geométrica de los aparatos utilizados, la concentración de las soluciones de uranio o plutonio y la presencia y disposición de los moderadores o absorbentes neutrónicos. En Francia, una gestión prudente ha permitido evitar los accidentes llamados «de criticidad». Para garantizar una prevención eficaz, se utiliza el mismo enfoque que para los reactores: el explotador debe presentar una petición de autorización junto con un informe de seguridad, que sigue la misma vía que las peticiones referentes a los reactores.


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Los residuos radiactivos Al final del ciclo nuclear, como en cualquier actividad, queda un cierto desecho que ya no se puede reciclar o utilizar en una actividad de otra naturaleza; es, por definición, un residuo. En el ciclo del combustible nuclear, estos residuos son radiactivos. Su radiactividad puede ser natural si nos situamos al principio del ciclo: tal es el caso de los residuos de la minería de uranio. Pero si nos situamos al final del mismo, los residuos incluirán elementos que no existen en la naturaleza y que se habrán creado como consecuencia de la producción de energía por fisión nuclear. El riesgo no es nuevo en relación a lo que hemos presentado anteriormente: los productos radiactivos, ya sean naturales o no, emiten radiaciones ionizantes, y de estas radiaciones es de lo que hay que proteger a la población y al medio ambiente. El método de las barreras sigue siendo el método apropiado; la defensa en profundidad permite garantizar la seguridad del conjunto. La dificultad con respecto a los residuos viene del factor tiempo: hay elementos radiactivos cuyo período de semidesintegración sobrepasa los mil, diez mil, cien mil e incluso el millón de años. Subsiste, por tanto, un peligro potencial durante mucho tiempo. El problema, sin embargo, es menos arduo de lo que parece a simple vista por tres razones: – El decrecimiento de la radiactividad con el tiempo: se se puede demostrar que se garantiza un confinamiento eficaz durante un cierto período de tiempo, el decrecimiento radiactivo habrá reducido considerablemente la toxicidad potencial de los residuos, que será del orden de la de los productos naturales, de los que sabemos cómo protegernos. – La naturaleza físico-química de los residuos que se quiere confinar: la energía nuclear es una energía muy concentrada que produce por consiguiente un volumen de residuos radiactivos relativamente pequeños en comparación con las actividades industriales ordinarias. En Francia, por ejemplo, representan unos doscientos metros cúbicos anuales —aproximadamente un kilogramo por habitante y año—. – La naturaleza estática de los residuos, incapaces de procesos dinámicos rápidos cuyo control podría fallar. Se analiza la seguridad de los almacenamientos de residuos mediante métodos muy próximos a los que se utilizan para las centrales. En relación con los residuos más corrientes, de vida moderada —algunas decenas de años—, existen hoy en el mundo centros de almacenamiento que han sido sometidos a rigurosos procesos de autorización y, por tanto, se puede considerar que no producen impacto alguno sobre el ser humano ni sobre el medio ambiente. Para los residuos de muy larga vida, no existen hoy más que proyectos, y se prosiguen los estudios principalmente en laboratorios especializados para validar las evaluaciones actuales.

13.7.

La garantía de la seguridad

Un control independiente Dada la importancia de las implicaciones políticas, económicas y financieras de la producción de energía eléctrica y la naturaleza

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13.7. La garantía de la seguridad

y magnitud de los riesgos, la seguridad necesita una verificación independiente de la del productor. Esta función de control independiente apareció en Estados Unidos desde el comienzo del desarrollo nuclear. Todos lo países occidentales se han dotado a continuación de estructuras reglamentadoras independientes de los organismos encargados del diseño y construcción de las centrales, bajo la autoridad —directa o indirecta— del gobierno. Se han establecido de forma progresiva en función de los programas de realización. De esta manera es como en Francia, después de un período inicial durante el cual el control quedaba asegurado por una comisión presidida por el Alto Comisariado de Energía Atómica, dicha comisión se transfirió al Ministerio encargado de la Energía Atómica y, posteriormente, se creó un Servicio Central ad hoc. Del lado de la urss, las organizaciones no se han definido tan claramente y, hasta Chernobyl, hay razones para pensar que los organismos reguladores no disponían ni de la competencia ni del poder que deberían haber tenido. El Organismo Internacional de Energía Atómica ha publicado en 1990 unos principios fundamentales de seguridad para las centrales nucleares, que definen los objetivos de la Autoridad de Seguridad en materia reglamentadora. El gobierno establece el marco jurídico de un organismo regulador independiente que es responsable de la autorización y control reglamentario de las centrales nucleares y de la aplicación de las reglas pertinentes. Los recursos del organismo regulador son suficientes para permitirle cumplir sus funciones sin que las fechas de construcción y la producción de energía se vean afectadas, salvo cuando esto se justifica por razones de seguridad. El organismo regulador tiene a su disposición especialistas en una gama suficientemente amplia de competencias nucleares. Para cumplir correctamente sus funciones, se crean los poderes reglamentarios necesarios y el libre acceso a las instalaciones y a toda la información útil que tenga el organismo explotador.

13.7.1.

La evaluación de la seguridad

Para asegurarse del nivel de seguridad adecuado de una instalación, conviene no solamente verificar su adecuación a las reglas, criterios y normas, sino ante todo estar en condiciones de juzgar la validez técnica de varios elementos: – El diseño: características de estabilidad intrínseca, márgenes suficientes en relación con los límites tecnológicos, respuestas correctas a las exigencias dinámicas y a las agresiones, comportamiento controlable en caso de accidente. – La realización: conformidad con el diseño y ausencia de defectos. – La explotación: el factor humano es esencial; puede desempeñar un papel favorable a la hora de evitar los accidentes, a condición de tener las informaciones técnicas suficientes. El ejercicio de esta valoración es la evaluación técnica de seguridad. Estar en condiciones de evaluar la seguridad de una máquina requiere primero una


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indiscutible competencia técnica. Los analistas deben poseer los conocimientos científicos y técnicos necesarios o poder reunirlos sin demora, tanto para el reactor propiamente dicho como en lo que respecta a los campos específicos de la seguridad.

Los informes de seguridad El explotador está obligado a justificar en detalle la adecuada seguridad de su instalación mediante informes de seguridad correspondientes a las etapas sucesivas de la vida de dicha instalación: – Informe preliminar al terminar el proyecto: se trata esencialmente de objetivos e intenciones principalmente en términos de diseño de las barreras, cualidades técnicas de los sistemas y análisis de los accidentes que se han tenido en cuenta. – Informe provisional antes del arranque, que trata de la manera en que se han alcanzado los objetivos, de los resultados del control de calidad, de los programas de pruebas y de la puesta en servicio. – Informe definitivo después de las pruebas, que da los resultados de estas últimas y trata detalladamente acerca de las condiciones y normas de explotación: operación normal y accidental, vigilancia e inspección en servicio, mantenimiento, reparaciones, entrenamiento del personal. – Informe de reevaluación de seguridad, que tiene que redactarse periódicamente durante la vida de la instalación —en principio, cada diez años—; tiene en cuenta los resultados de la experiencia y justifica la conformidad de la instalación con las normas de seguridad que rigen la evolución de los conocimientos. – Informe de parada definitiva, que define las condiciones en que se mantendrá la instalación, en un estado seguro, a la espera de su desmantelamiento.

El papel de la investigación Se valida la evaluación de la seguridad mediante dos fuentes: la experiencia de funcionamiento y la investigación, que se ayudan y complementan mutuamente. Los principales objetivos de la investigación en materia de seguridad nuclear pueden resumirse como sigue: – Verificar los márgenes de seguridad existentes. – Prever los efectos sobre la seguridad de las evoluciones del diseño y el envejecimiento de los materiales en las instalaciones antiguas. – Analizar los fenómenos físicos que se desarrollarían durante las secuencias accidentales. – Desarrollar las competencias técnicas y la vigilancia de los equipos de seguridad, para que estén en condiciones de tomar rápidamente las medidas apropiadas en caso de emergencia.

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13.7. La garantía de la seguridad

– Desarrollar una cooperación internacional en materia de seguridad nuclear que permita integrar los conocimientos de cada país en un corpus accesible a todas las personas, que garantice que no se ha dejado de lado nada importante. ¿Cuándo se puede considerar que se está «suficientemente seguro»? Después de haber comprobado que la seguridad de una instalación ha tomado correctamente en cuenta los avances resultantes de la investigación, después de haber controlado de forma independiente que el explotador responsable ha realizado correctamente su trabajo y ha evaluado el nivel de seguridad que se puede, razonablemente, atribuir a la central, hay que preguntarse si este nivel es o no aceptable, lo que plantea el problema de los correspondientes criterios de apreciación. De todos los textos americanos, los primeros que establecieron las normas y procedimientos de seguridad, especificaban que cada instalación debería recibir una autorización, y que esta autorización se otorgaría si los promotores demostraban que su explotación no presentaba un riesgo undue o inacceptable. Este objetivo se ha tratado en forma pragmática. Sin duda, se sabía que un accidente grave que pusiera en peligro la vida de un gran número de personas era inaceptable. Después de haber previsto instalar las centrales únicamente en los desiertos, se ha preferido la solución —más eficaz desde el punto de vista industrial— del recinto de contención. A medida que se ha ido avanzando en los conocimientos, se han multiplicado los sistemas de seguridad para llegar a una situación en la que un accidente grave no sería creíble, plausible o verosímil. En realidad, sólo se puede hablar de un nivel de riesgo más o menos elevado y por consiguiente de un umbral de aceptabilidad: por debajo, el riesgo es tan pequeño que todos pueden considerarlo aceptable. Este es el enfoque actual de la seguridad nuclear. Tiene dos aspectos principales: los parámetros que contribuyen a la definición del riesgo y los valores aceptables de dichos parámetros. Se parte siempre de la base fundamental de que sólo se puede cuantificar un peligro, cualquiera que sea, si se considera a la vez la probabilidad que tiene de producirse y las consecuencias que ocasiona si se produce. A partir de aquí, el sentido común dicta dos reglas básicas: – Si el peligro es probable, hace falta que sus consecuencias sean muy pequeñas; si se trata de un daño permanente, éste debe ser siempre inferior a los límites sanitarios u otros. – Si se trata de un riesgo de accidente con una probabilidad de ocurrencia que pueda ser más o menos elevada, las consecuencias deben ser tanto menores cuanto más probable sea el accidente. Las centrales nucleares se consideran hoy aceptables desde el punto de vista de la seguridad cuando se puede demostrar: primero, que los daños de todo tipo —incluidos los radiológicos— están claramente por debajo de los límites reglamentarios en operación normal o para todo aquel suceso del que se puede pensar que tiene bastantes probabilidades de producirse durante la vida de la


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central; segundo, en cuanto a los riesgos de accidente, la probabilidad de causar daños a la población que vive alrededor de la central debe ser suficientemente pequeña como para que éste no pueda considerarse como un riesgo significativo para estos habitantes en comparación con aquellos a los que estarían expuestos si no existiese la central.

13.8.

La Escala Internacional de Eventos Nucleares

Para evaluar la gravedad relativa de los sucesos que pueden tener lugar en las instalaciones nucleares, los diversos países han optado por criterios que tienen en cuenta los aspectos perjudiciales para las personas, la propiedad y el medio ambiente. Con objeto de disponer de un sistema de evaluación común, se ha propuesto la utilización de una Escala Internacional de Eventos Nucleares (ines), consistente en una clasificación de los eventos según su potencial para causar daño a las personas y sus bienes, de acuerdo con criterios preestablecidos como la degradación de la defensa en profundidad y las consecuencias dentro y fuera del emplazamiento. La Escala clasifica los eventos nucleares en siete categorías, de menor a mayor gravedad. Se parte de la simple desviación, considerada fuera de Escala porque su impacto es insignificante. Las categorías reales de que consta la escala vienen recogidas en el cuadro (13.1)

13.9.

El accidente de Three Mile Island. Lecciones aprendidas

El 28 de marzo de 1979 tuvo lugar un accidente en un reactor de tipo pwr llamado Three Mile Island cerca de Harrisburg, en Pensilvania. Se liberó una pequeña cantidad de radiactividad y hubo un número de personas que fueron evacuadas o que abandonaron el lugar durante un tiempo. El reactor estaba operando en régimen estacionario a una potencia cercana a la máxima cuando hubo un fallo en el sistema de alimentación del generador de vapor. Debido a este fallo, el generador de la turbina se disparó automáticamente y se introdujeron las barras de control en el reactor para reducir su potencia. Hasta ese momento no había ocurrido nada inusual, y había tres bombas de alimentación de reserva que habrían proporcionado el agua necesaria. Sin embargo, éstas no pudieron hacerlo debido a que, como se supo después, se había dejado cerrada por error una válvula que conducía al generador de vapor. Esto sólo se descubrió más tarde y se pudo abrir la válvula al cabo de ocho minutos, y por ello los generadores de vapor se habían secado totalmente. La temperatura y la presión del agua del circuito primario se elevaron (hasta unos 2355 psi), causando la apertura de la válvula de alivio del presionador. En ese momento, el refrigerante escapó a un tanque llamado quench tank, diseñado para condensar y refrigerar todos los escapes del sistema reactor. La válvula de

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13.9. El accidente de Three Mile Island. Lecciones aprendidas

Cuadro 13.1: Categorías de la escala ines. Categoría 0. Desviación

1. Anomalía

2. Incidente

3. Incidente grave

4. Accidente sin riesgo fuera del emplazamiento

4. Accidente con riesgo fuera del emplazamiento

5. Accidente grave

7. Accidente muy grave

Criterios No tiene consecuencia alguna desde el punto de vista de la seguridad y por ello se clasifica como «fuera de escala». No implica fallos significativos de las barreras de seguridad, no contamina la instalación ni su entorno ni somete a los trabajadores a dosis superiores a las normales Implica fallos significativos de las barreras de seguridad (aunque conservando suficiente defensa en profundidad), o contaminación de la instalación o exposición de algún trabajador por encima de las dosis tolerables Implica el deterioro de la defensa en profundidad sin que fallen todas las barreras de seguridad, con contaminación importante de la instalación y muy pequeña del entorno, exposición significativa de los trabajadores y muy pequeña del público circundante, o combinaciones de estos efectos Implica daños importantes a la instalación, exposición de los trabajadores a dosis que pueden resultar letales, contaminación del entorno que no produzca dosis al grupo crítico del orden de los mSv, o combinaciones de estos efectos Implica daños muy importantes a la instalación, con una liberación al entorno de radiactividad equivalente a cientos o miles de terabecquerelios de 131 I, de modo que se haga necesaria la adopción de medidas de protección al público, tales como las previstas en los planes de emergencia Liberación al entorno de cantidades importantes de sustancias radiactivas, de modo que se requiera la adopción de medidas de protección al público Efectos nocivos —tanto para la salud como para el medio ambiente— sobre amplias zonas

Ejemplo

Vandellós i, 1989

St. Laurent, 1980

Three Mile Island, 1979

Kysthym, 1957

Chernobyl, 1986


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alivio del presionador se bloqueó y quedó abierta, hecho del que los operadores no se dieron cuenta hasta pasadas dos horas. Entonces ya se había liberado una gran cantidad de refrigerante, llenando el quench tank y causando la rotura del disco de ruptura del tanque. El agua de refrigeración, que tenía cierta radiactividad, se derramó por el recinto de contención, llegando al sumidero. Mientras tanto, la presión dentro del reactor seguía disminuyendo. Al alcanzar los 1600 psi, el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (eccs) actuó como era de esperar: las bombas de alta presión inyectaron agua de suministro en la vasija del reactor. Los operarios, cuando vieron que el presionador aparecía lleno de agua, condición que le impediría realizar su función, desconectaron el ecss y posteriormente detuvieron las bombas principales de refrigeración del reactor. Esta grave falta de agua causó que el núcleo se calentara y que quedara al descubierto. A pesar de que se había eliminado la potencia más importante debida a las fisiones, quedaba el calor residual debido a las desintegraciones de los productos de fisión. El flujo de refrigerante a través del núcleo era insuficiente para enfriar las varillas de combustible y se sufrieron daños importantes. Se liberó fuera del reactor una cantidad de radiactividad considerable, especialmente de gases nobles como xenon y krypton, además de yodo. Las bombas del sumidero de contención enviaron automáticamente el agua radiactiva de la contención a unos tanques situados en un edificio auxiliar anejo. Los tanques rebosaron, permitiendo el escape de material radiactivo a través de filtros a la atmósfera. Mientras se intentaba retornar el agua al edificio de contención se produjeron más fugas. Finalmente, se conectó el sistema de refrigeración del reactor y la temperatura del núcleo empezó a descender. Existía el riesgo de que las reacciones metal-agua hubieran producido una burbuja de hidrógeno potencialmente explosivo, y se actuó durante varios días para eliminarlo. Inmediatamente después de la liberación de gases radiactivos, se inició la medida de contaminación atmosférica. Se estima que la mayor dosis individual fue menor de 100 mrem. Este cálculo se hizo suponiendo exposición continua en el límite exterior del emplazamiento durante once días. La dosis media a personas dentro de un radio de cincuenta millas se estimó en 11 mrem. El accidente de Three Mile Island fue el resultado de una combinación de deficiencias de diseño, fallos de equipos y errores de operaciones: – En el área del diseño, no debería haber sido posible que se bombeara agua radiactiva fuera del edificio de contención sin darlo a conocer a nadie. También debería haber habido instrumentación para permitir a los operadores el conocimiento completo del estado del sistema termohidráulico. – El principal fallo de equipamiento fue el bloqueo de la válvula del presionador. En este incidente los equipos en conjunto funcionaron bastante bien, pero hay ejemplos de fallos de válvulas, bombas e interruptores que podrían haberse evitado mejorando el control de calidad durante la fabricación, la inspección y el mantenimiento. – Los errores de los operadores fueron numerosos; por ejemplo, el cierre de la válvula en la línea de alimentación, malinterpretando la condición del presionador y cerrando tanto las bombas de refrigeración de emergencia como las bombas de refrigeración del reactor.

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13.10. El accidente de Chernobyl

Posteriormente al accidente, se inició un programa de recuperación para Three Mile Island: el interior de la vasija del reactor fue examinada con cámaras muy pequeñas unidas al final de largos cables que se insertaban desde arriba. El daño era mayor de lo que se había pensado inicialmente. Faltaban los cinco pies de la parte superior del núcleo, que habían caído hacia la parte inferior, y se encontró combustible fundido solidificado en la parte inferior de la vasija. Se utilizaron herramientas especiales de manipulación para extraer el combustible dañado. El combustible fue transferido a una serie de contenedores de seguridad permanente para almacenamiento y envío. Análisis ulteriores han confirmado que la vasija, incluso en la parte en contacto con el metal fundido, había conservado su resistencia. La segunda barrera desempeñó pues perfectamente su papel y demostró que un accidente grave del núcleo puede mantenerse confinado. Inmediatamente después del accidente, la nrc (Nuclear Regulatory Commission) exigió que las centrales llevaran a cabo una serie de medidas correctivas en interés de la mejora de la seguridad en las centrales nucleares. Entre los puntos del Plan de Acción estaban: el incremento del personal de operación cualificado; la actualización de la formación y los licenciamientos de los operadores; las revisiones del diseño de la sala de control para tener en cuenta los factores humanos; nuevos detectores e instrumentación para permitir a los operadores conocer el estado del reactor en todo momento; equipos de detección de hidrógeno; mejora de la monitorización de las condiciones accidentales, incluida la inadecuada refrigeración del núcleo; mejora de la comunicación entre la nrc y las centrales; mejores planes de emergencia. Anticipándose a la acción de la nrc, la industria nuclear hizo un estudio — Industry Degraded Core Rulemaking, idcor— con el propósito de proporcionar bases de datos para la toma de decisiones en accidentes severos. En el estudio se recogieron y actualizaron los datos existentes de Análisis Probabilistas de Seguridad (apr), haciendo cálculos de secuencias realistas más que conservadores. El estudio desarrolló el modelo físico, modelos matemáticos y cálculos computacionales para todos los procesos importantes. Una de las conclusiones alcanzadas fue que, en caso de accidente, llevaría mucho tiempo que ocurriera el fallo de la contención, dando tiempo a los operadores para reaccionar. De entre las tres barreras que aseguran, en caso de accidente, el confinamiento de los productos radiactivos frente al medio ambiente, la tercera —la barrera de contención— desempeña un papel de última protección. En el marco de las lecciones aprendidas con el accidente de Three Mile Island, ha sido reforzada mediante la introducción de un sistema de ventilación conectado a un filtro que permite, en situación accidental grave donde la presión interna se elevaría en la contención, mantener la integridad global de esta última, limitando las descargas radiactivas al medio ambiente.

13.10.

El accidente de Chernobyl

El 26 de abril de 1986 tuvo lugar un gravísimo accidente en el reactor de Chernobyl, cerca de Kiev (Ucrania). Se produjo una explosión en el tejado del edificio que albergaba el reactor, el grafito que actuaba como moderador se incendió y se liberó a la atmósfera gran cantidad de material radiactivo pro-


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veniente del combustible nuclear dañado. No se conoce con precisión el valor de la exposición a la radiación de los trabajadores y el público, pero las dosis fueron superiores a las recibidas en todas las pruebas de armas nucleares anteriores. Murió un gran número de trabajadores, se contaminaron las ciudades cercanas y se estima que la dosis colectiva al público incrementó el riesgo de cáncer. Se evacuó a una gran población de la ciudad de Pripyat, la agricultura se vio muy afectada en la Unión Soviética y varios países europeos prohibieron las importaciones de alimentos. El reactor Chernobyl-4 es del tipo rmbk, de los cuales hay 18 en la Unión Soviética. Tiene un núcleo cilíndrico, de siete metros de altura y doce de diámetro, formado por bloques de grafito que sirven de moderador y de estructura. Estos bloques están agujereados verticalmente para dejar pasar tubos de presión de 8,8 centímetros de diámetro. Dentro de los tubos se colocan conjuntos de 18 varillas de combustible de óxido de uranio débilmente enriquecido (dos por ciento de 235 U) y se circula agua ordinaria para la refrigeración y para generación de vapor para la turbina. Además, hay otros canales para las 222 barras de control y parada. Encima del núcleo hay una máquina de carga de combustible para poder cambiar elementos de combustible individuales durante la operación del reactor. Debajo del reactor se localiza una piscina de supresión de vapor, que no está conectada directamente al núcleo. La secuencia del accidente fue revelada en agosto de 1986 por la Unión Soviética en una reunión en Viena solicitada por la iaea. Se estaba haciendo un experimento en relación con el funcionamiento del abastecimiento de electricidad a los equipos del reactor en situaciones de emergencia. Como en todos los reactores, si se interrumpe el suministro de la red eléctrica, se dispone de generadores Diesel de emergencia. Sin embargo, para cubrir el lapso de tiempo hasta el arranque de los equipos Diesel, es deseable la existencia de un suministro auxiliar. Parece que el experimento se había planeado por una organización independiente que estaba suministrando algunos equipos eléctricos nuevos. Posiblemente debido a la falta de familiaridad con la central, se prestó demasiada poca atención a las medidas de seguridad, incluso aunque se iba a desactivar el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo. Los operadores estuvieron presionados para acabar el test debido a que el siguiente período de mantenimiento era después de un año. Además, el administrador local pidió un retraso de ocho horas, que pudo haber aumentado la impaciencia e inducido una acción temeraria por parte de los operadores. El primer paso del test era reducir la potencia de 3200 MW térmicos al rango de 700–1000 MW térmicos. Para ello, los operadores permitieron que la potencia descendiera hasta 30 MW térmicos. En este nivel, el flujo neutrónico era demasiado bajo para quemar el 135 Xe que se producía. El crecimiento de absorbente hizo muy difícil volver a subir el nivel de potencia. Violando todas las normas, los operadores extrajeron la mayoría de las barras de control, y aun así no pudieron subir la potencia por encima de los 200 MW térmicos. En esta potencia, el reactor tiende a ser inestable. En ese momento, las bombas de refrigeración estaban funcionando para un flujo por encima de lo necesario para ese nivel de potencia, y se llevó el

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13.10. El accidente de Chernobyl

refrigerante casi a la ebullición. Para prevenir disparos del circuito y así permitir la continuación del experimento, se desconectaron varios sistemas de seguridad. Posteriormente, cuando el flujo de refrigerante se redujo, se crearon burbujas de vapor («huecos»). En este punto, el defecto fatal en el diseño del reactor rmbk hizo el resto. El reactor de grafito tenía un coeficiente de reactividad por huecos positivo, en contraste con el coeficiente negativo de los reactores de agua ligera. El reactor podía gestionarse en operación normal sólo mediante un elaborado sistema de detectores, circuitos y barras de control. La reactividad producida por los «huecos» del vapor de agua hicieron que la potencia subiera drásticamente hasta unos 30 000 MW térmicos, i.e., diez veces la potencia nominal. La potencia no pudo reducirse con rapidez debido a que demasiadas barras de control estaban demasiado afuera como para tener un efecto. El exceso de energía pulverizó el combustible y causó la rápida subida de la presión de vapor. La presión se incrementó y rompió los tubos de refrigerante y la explosión resultante hizo un agujero en el tejado del edificio del reactor. Se perdió la cámara de nitrógenohelio del núcleo y hubo contacto entre aire y agua con el grafito moderador a alta temperatura. La reacción química con vapor, circonio y grafito produjo grandes cantidades de hidrógeno y monóxido de carbono, que reaccionaron de forma explosiva con el aire por encima del núcleo. Aunque había paredes gruesas de hormigón en los laterales del edificio, el tejado era de construcción industrial ordinaria. El edificio fue diseñado para dar confinamiento, pero no contención para varias atmósferas de presión, a diferencia de los reactores de agua ligera comerciales de los países del occidente de Europa y Norteamérica. El grafito caliente, normalmente a 750◦C, se incendió y continuó quemándose durante varios días. El material en combustión se depositó en el exterior, originando alrededor de treinta incendios. El intenso calor derritió y vaporizó el material del núcleo, dando lugar a la liberación de gran cantidad de productos de fisión a la atmósfera. Una nube radiactiva se dirigió hacia los países escandinavos y los países del Este. La contaminación se observó por primera vez en Suecia, pero la actividad del aire se incrementó a lo largo y ancho del planeta. Se arrojaron muchas toneladas de plomo y roca sobre el núcleo desde helicópteros para detener la combustión del grafito, y también se tiró carburo de boro para prevenir la criticidad. Se excavó un túnel por debajo del reactor y se llenó de hormigón para prevenir la contaminación del agua subterránea. Del contenido radiactivo del núcleo, se estima que se liberaron: un tres por ciento de elementos transuránidos, un trece por ciento de 137 Cs, un veinte por ciento de 131 I y todos los gases nobles. La liberación total fue de unos ochenta megacurios de actividad. Se han hecho estimaciones de exposición de las personas en varios lugares. Un total de 203 trabajadores, bomberos y trabajadores de emergencia fueron hospitalizados a causa de la radiación, de los cuales 31 murieron. Sus exposiciones oscilan entre los 100 y los 1 500 rem. Miles de personas fueron evacuadas, muchas de las cuales con carácter definitivo. Un total de 135 000 personas fueron evacuadas en un radio de treinta kilómetros, incluyendo 45 000 en la ciudad de Pripyat. La mayoría de las personas de la zona de evacuación recibieron dosis por debajo de 25 rem. Usando la dosis estimada total de 1,6 millones de personas-rem, se predeciría un incremento de las muertes por cáncer


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durante los próximos setenta años de un dos por ciento. La exposición fuera de la Unión Soviética fue considerablemente menor, siendo sólo varias veces el valor de la radiación natural de fondo. En un esfuerzo para prevenir futuras liberaciones de radiactividad, se construyó una estructura llamada sarcófago alrededor del reactor dañado. Sin embargo, hay evidencia de su deterioro, con la posibilidad de entrada de agua a través de grietas. Poco después del accidente se llegó a varias conclusiones: – La Unión Soviética debería revisar su filosofía y práctica de la seguridad de reactores, con mayor atención a los factores humanos, además de mejores sistemas de seguridad. – Es necesario mejorar la cooperación internacional en materia de accidentes de reactores, incluyendo el intercambio de información y proyectos de investigación sobre accidentes y sus consecuencias biológicas. – Aunque los reactores de agua ligera tengan un coeficiente de potencia negativo, no puedan incendiarse y posean fuertes recintos de contención, la industria nuclear de Occidente debería reexaminar sus reactores y prácticas de operación a la luz de lo ocurrido en Chernobyl. Una consecuencia del accidente fue la formación de una serie de proyectos conjuntos de investigación entre Estados Unidos y la Federación Rusa, centrados en bases de datos, códigos de cálculo y el desarrollo de un plan par la investigación rusa en seguridad nuclear. En octubre de 1989, la urss pidió a la iaea la evaluación de los pasos seguidos para proteger al público en el accidente de Chernobyl. La iaea creó el Proyecto Internacional Chernobyl, con la participación de más de doscientos especialistas de numerosas organizaciones, para hacer una serie de visitas de inspección. El Proyecto encontró que había muchos problemas de salud relacionados con el estrés y la ansiedad debidos a las incertidumbres acerca de la situación y el futuro. En el décimo aniversario del accidente se hicieron informes de las consecuencias de Chernobyl. Se confirmó que los efectos psicológicos estaban extendidos y eran significativos. Se informó de un crecimiento del número de casos de cáncer de tiroides en niñas y niños, con la buena noticia de que el tratamiento, generalmente, tiene éxito y ha habido muy pocas muertes.

Capítulo 14

Gestión de residuos radiactivos El tratamiento de los residuos radiactivos tiene por objeto proteger a las personas y al medio ambiente durante el tiempo necesario hasta que las tasas de exposición bajen hasta un nivel de inocuidad. En España, es la Empresa Nacional de Residuos (enresa) la responsable de la gestión de todos los residuos radiactivos. Se define un residuo radiactivo como cualquier material o producto de desecho para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por el Ministerio de Economía, previo informe del Consejo de Seguridad Nuclear. La radiotoxicidad asociada a un radionucleido es función de varios parámetros, como su constante de desintegración, la energía y naturaleza de la radiación emitida y el tiempo de exposición que puede afectar a los tejidos biológicos. En consecuencia, las tecnologías para la correcta gestión de los residuos radiactivos deben centrar su atención en el control de dichos parámetros. Cuanto mayor es la constante de desintegración, más átomos se desintegrarán por unidad de tiempo y más intenso será el campo de radiación de un residuo que contenga dicho radionucleido; pero, obviamente, menor será la duración de su efecto nocivo y antes alcanzará su nivel de inocuidad. Por lo tanto, la manipulación de la constante de desintegración, que siempre va a implicar la transmutación del radionucleido en cuestión, es una de las vías más prometedoras para transformar radionucleidos de vida larga en otros de vida más corta. La energía de la radiación, característica de cada uno de los nucleidos, no es fácilmente manipulable. El único procedimiento de gestión, para aquellos casos en los que sea posible, sería la dispersión y la dilución del contaminante, para así conseguir que la cantidad de energía que penetre, en su caso, en el tejido sea lo menor posible y en todo caso tolerable. En cuanto al tipo de la radiación, los componentes radiactivos de los residuos pueden emitir partículas α, β, rayos γ y en algunos casos neutrones, con períodos

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14.1. Origen de los residuos radiactivos

de semidesintegración de interés para el almacenamiento y gestión que oscilan entre varios días y miles de años. Las partículas α son muy poco penetrantes y las β lo son un poco más; en ambos casos, para que su radiotoxicidad se manifieste deben encontrarse o bien en el interior de los tejidos o en sus proximidades. Los procedimientos de gestión de los residuos que emiten estas partículas pasa por la incorporación de los radionucleidos en una matriz sólida, de tal forma que no sean desprendibles. La radiación γ es bastante más penetrante y puede interactuar con los tejidos humanos cuando el nucleido se encuentra lejos de los mismos; por ello, en este caso, el procedimiento de gestión a utilizar es, junto con la solidificación, el blindaje. El tiempo de exposición del tejido humano a la radiación se traduce en la acumulación de la dosis recibida, con la consiguiente probabilidad de aparición de efectos biológicos nocivos; por lo tanto, conviene que ese tiempo sea lo más corto posible. En el caso de los residuos, una vez solidificados será entonces necesario aislarlos durante el mayor tiempo posible del medio ambiente.

14.1.

Origen de los residuos radiactivos

Los residuos se generan fundamentalmente en la operación de las centrales nucleares convencionales y en su ciclo de combustible, en aplicaciones médicas y de investigación en diversas instituciones, en aplicaciones industriales como la radiografía industrial, como productos intermedios en actividades militares o en la clausura de instalaciones nucleares y radiactivas, además de otras. Se destacan, así, las siguientes fuentes de residuos: – Producción de energía eléctrica de origen nuclear. Se incluyen los residuos generados en todas las etapas que atraviesa el combustible nuclear hasta ser usado en los reactores nucleares, los residuos de funcionamiento de las centrales y los residuos generados en la gestión del combustible gastado. – Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas. De todas las actividades que producen residuos radiactivos, las que originan una mayor cantidad de residuos —tanto en lo que se refiere a volumen como a actividad específica— son las relacionadas con la generación de energía eléctrica.

14.2.

Clasificación de los residuos radiactivos

Existe una amplia variedad de residuos radiactivos. Históricamente, se han realizado diversas clasificaciones atendiendo a diferentes características de los mismos. Así, en un principio se dividieron atendiendo a su estado físico, haciéndolo posteriormente en función de su radiactividad específica y del tipo de radiación que emitían (α, β o γ). Actualmente, la clasificación más utilizada es la que se refiere al tipo de tratamiento y almacenamiento que puede utilizarse para los diferentes tipos de

14. Gestión de residuos radiactivos

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residuos. Esta clasificación considera, fundamentalmente, el período de semidesintegración que tienen los diferentes radionucleidos contenidos, así como la actividad específica de los mismos. En función de estas características, en España los residuos se clasifican actualmente como: de baja, de media y de alta actividad. Los residuos de baja y media actividad (rbma) son los que contienen emisores β o γ con períodos de semidesintegración inferiores a treinta años; no son generadores de calor por efecto de desintegración, ya que su radiactividad específica es baja; su concentración en emisores α —de larga vida— es inferior a 0,01 Ci por tonelada (0,37 Gbq/t). Estos residuos, transcurridos 300 años, reducirán su actividad hasta tal punto que, desde ese momento, las dosis derivadas de las mismas son inferiores a las correspondientes al fondo natural, ya que se partía de valores iniciales bajos. Los residuos radiactivos de alta actividad (raa) son los que contienen emisores α de vida larga, con período de semidesintegración superior a treinta años, en concentraciones apreciables por encima de 0,01 Ci por tonelada. Son generadores de calor por efecto de la desintegración radiactiva, ya que su actividad específica es elevada. Estos residuos contienen los productos de fisión y los elementos transuránidos generados durante el quemado del combustible en el reactor, así como el uranio no consumido —considerando el caso más general de no reelaboración del combustible gastado—.

14.3.

La generación de residuos radiactivos en el ciclo del combustible nuclear

La mena de uranio contiene muy poca cantidad del elemento uranio, entorno a un 0,1 por ciento en peso. Este mineral se somete a un tratamiento mecánico y químico en una fábrica de concentrado y se transforma en un óxido de uranio: U 3 O 8 ; en inglés se le llama yellowcake por su característico aspecto de pasta amarilla. En este proceso se genera una gran cantidad de residuos que contienen fundamentalmente 22 Ra —con un período de semidesintegración de 1522 años—, 222 Rn —3,82 días— e isótopos del polonio, todos ellos provenientes de la desintegración del uranio. Estos residuos se apilan cerca de la fábrica de concentrado, siguiendo un tratamiento diferente al del resto de los residuos radiactivos, que consiste en una cubierta con distintas capas de tierra para reducir la liberación de gas radón y así prevenir una excesiva contaminación del aire. El proceso que sigue es la conversión del óxido de uranio, U 3 O 8 a hexafluoruro de uranio, UF6 , para su posterior separación isotópica en una planta de enriquecimiento en la que se produce uranio enriquecido en el isótopo 235 U (enriquecimiento de entre el tres y el cuatro por ciento) a partir del de un uranio de partida (0,7 por ciento de 235 U, composición del uranio natural). Debido a que el período de semidesintegración del 235 U es menor que la del 238 U, el uranio enriquecido es más radiactivo que el uranio natural. Este proceso de enriquecimiento genera grandes cantidades de uranio empobrecido, con una composición en torno al 0,3 por ciento de 235 U. Este uranio empobrecido se almacena para su

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14.3. La generación de residuos radiactivos

posible uso en algunos diseños de reactores rápidos reproductores o en reactores de transmutación. A continuación del enriquecimiento se procede a la fabricación del combustible, previa conversión del hexafluoruro de uranio a óxido de uranio (ahora UO 2 ). En este proceso se generan gran cantidad de residuos, a pesar de las labores de reciclaje. En la central nuclear, la operación de los reactores nucleares genera residuos líquidos y sólidos, que provienen de dos fuentes: – Activación neutrónica de metales —isótopos de hierro, cobalto o níquel—. – Productos de fisión que escapan del interior de las varillas de combustible por grietas, o generados por la fisión de residuos de uranio depositados en la superficie de las varillas de combustible durante su fabricación. El combustible gastado es, con mucho, el residuo radiactivo más importante que se genera en el ciclo del combustible. Después de su irradiación neutrónica en el reactor nuclear, el combustible gastado se compone de productos de fisión, transuránidos —entre los que destaca el plutonio— y uranio —con una concentración en 235 U similar a la del uranio natural—, y tiene una altísima actividad. La composición detalla del combustible gastado depende del quemado; a título de ejemplo, pueden darse algunos números: en un elemento de combustible después de la irradiación en el reactor para un quemado de 33 MW día por tonelada —que equivale a tres años de operación en un flujo de neutrones térmicos de 3 · 1013 neutrones por centímetro cuadrado y segundo en promedio—, el contenido de material fisible sólo disminuye de un 3,3 por ciento a un 1,43 por ciento, debido a la generación de isótopos fisibles del plutonio, en especial 239 Pu, y el contenido en 238 U sólo disminuye muy ligeramente. La gestión del combustible gastado implica un delicado manejo mecánico para evitar el daño de los elementos combustibles y para minimizar la exposición del personal a la radiación. Al final de un período típico de operación de un año para un pwr, se desmonta la tapa de la vasija del reactor. Todo el espacio hasta arriba de la vasija se llena de agua borada para permitir la extracción de los elementos combustibles estando sumergidos. Los niveles de radiación en la superficie de un elemento combustible sin blindaje son de millones de rem por hora. Mediante el uso de grúas móviles, los elementos de combustible individuales —que pesan en torno a 600 kilogramos— se extraen del núcleo del reactor y son transferidos a una piscina de agua en un edificio contiguo —en algunos diseños esta piscina está en el mismo recinto del edificio de contención—, en la que se disponen en rejillas o racks. Se extrae en torno a un tercio del núcleo; el resto del combustible se reubica para obtener la distribución de la potencia deseada en el siguiente ciclo, y los huecos se llenan con elementos de combustible fresco. Los cuarenta pies de altura de agua sirven de blindaje y refrigerante para eliminar el calor residual debido a los productos de fisión. Como ejemplo, la potencia residual de todo el combustible de un reactor de 3 000 MW térmicos después de tres meses de la parada es de 8,26 MW, lo que equivale —suponiendo partículas liberadas de 1 MeV— a 1,4 billones de curios (5,2·1019 Bq). Para asegurar la integridad del combustible, se controla la pureza del agua en la piscina


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mediante filtros y desmineralizadores, y la temperatura se mantiene mediante intercambiadores de calor. La estructura de almacenamiento consiste en unos racks de acero inoxidable que se disponen en posición vertical y soportan y mantienen la separación entre los elementos combustibles para prevenir la criticidad, ya que el factor de multiplicación k de un elemento es bastante cercano a uno. En el momento en que se diseñaron la mayoría de las centrales nucleares españolas, se esperaba que el combustible permaneciera durante un tiempo de enfriamiento del orden de meses, después de lo cual los elementos se enviarían a un almacenamiento definitivo. Por tanto, la capacidad era de alrededor de dos núcleos completos, con la posibilidad de tener que vaciar todo el combustible del reactor para efectuar reparaciones Más adelante, se ha ido retrasando la decisión —todavía no tomada a día de hoy— de almacenamiento definitivo del combustible gastado, y éste ha tenido que ser almacenado en las piscinas de combustible durante un tiempo mucho mayor. La primera acción que se tomó para solucionar el problema del almacenamiento prolongado fue aumentar la capacidad de las piscinas combustibles mediante la reubicación de los racks, reduciendo el espacio entre los elementos combustibles y añadiendo materiales absorbentes de neutrones para inhibir la multiplicación neutrónica. Otras alternativas llevadas a cabo en España y en otros países han sido las siguientes: envío del combustible gastado a piscinas de centrales nucleares más nuevas con espacio libre para su almacenamiento; construcción de piscinas suplementarias en la central o en una instalación centralizada al efecto; consolidación de las varillas mediante su compactación dentro de un contenedor, permitiendo una reducción de volumen del orden de dos; almacenamiento de grupos de elementos combustibles secos en grandes contenedores sellados para evitar la entrada de agua, o la variante de almacenar todos lo elementos intactos en una cámara. La opción más favorable es el almacenamiento en seco, y la solución ideal sería utilizar el mismo contenedor para almacenamiento temporal, transporte y almacenamiento definitivo. La cantidad de material combustible gastado a gestionar como residuo anualmente es relativamente pequeña. Por ejemplo, en el caso de Estados Unidos —con cien reactores nucleares— el volumen de combustible gastado generado en un año llenaría un campo de fútbol con una profundidad de menos de diez pulgadas. Para el tratamiento del combustible gastado se tienen dos vías, según se trate de ciclo abierto o ciclo cerrado de combustible. En el ciclo abierto, que es la opción de España, después de un almacenamiento temporal el combustible gastado se lleva al almacenamiento definitivo. El ciclo cerrado, por el contrario, contempla el reprocesamiento del combustible gastado, proceso en el que se generan residuos adicionales. Durante el reprocesamiento se obtienen los siguientes productos: – Uranio, que por separación isotópica en una planta de enriquecimiento da de nuevo uranio enriquecido y uranio empobrecido. Este último se almacena para su uso futuro en reactores rápidos reproductores o sistemas transmutadores. – Plutonio, que, mezclado con uranio, ambos en forma de óxidos, puede usarse como combustible de óxidos mixtos o mox (Mixed Oxide) en reactores

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14.3. La generación de residuos radiactivos adaptados para ello. En las fábricas de combustible mox hace falta una protección más exhaustiva a los trabajadores debido al riesgo de exposición al plutonio.

– El resto son productos de fisión y actínidos, que son residuos de alta actividad, excepto en el caso de algunos nucleidos que, por su interés, se extraen previamente al vitrificado final. En cuanto a los residuos generados durante el reprocesamiento tenemos gases y neptunio. Los gases se generan sobre todo durante el troceado y disolución en ácido nítrico. Los más importantes son: – Iodinio-131 —período de semidesintegración de 8,04 días— que se reduce mucho con el almacenamiento temporal. – Krypton-85 —período de 10,73 años—, gas noble que causa problemas porque se resiste a combinarse químicamente para su almacenamiento. Hay dos posibilidades para su gestión: dilución mediante chimeneas altas y eliminación a la atmósfera, o bien absorción en un medio poroso como charcoal a temperaturas muy bajas. – Tritio —período de 12,32 años—, procedente de fisiones ternarias y de baja peligrosidad pero muy difícil de aislar porque el agua que lo contiene se comporta como agua ordinaria. La cantidad de neptunio —período de 2,355 días— generada durante el reprocesamiento depende mucho del tiempo de enfriamiento del combustible o tiempo transcurrido desde la parada del reactor; después de un mes la cantidad es casi despreciable. Ventajas del reprocesamiento desde el punto de vista de la gestión de residuos radiactivos Las ventajas más importantes son las siguientes: – Posible irradiación y transmutación de los transuránidos de larga vida distintos al plutonio en sistemas transmutadores asistidos por acelerador (ads) o sistemas similares, con la consiguiente obtención de energía, de algún isótopo de utilidad y menor volumen, de residuos de alta actividad mediante la transmutación a isótopos estables o de vida más corta. – Algunos productos de fisión sí se separan, como el 85 Kr, el 90 Sr y el 137 Cs, que tienen utilidad en aplicaciones industriales o en la irradiación de alimentos. – La separación de radionucleidos de vida intermedia permite acercar los contenedores de residuos de alta actividad en el almacenamiento definitivo por su menor potencia calorífica. – Permite la obtención de elementos rare de valor nacional económico y estratégico, que habitualmente se importan de otros países —rodio, paladio y rutenio— y que se pueden obtener así de los productos de fisión.


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– Disminuye el volumen de residuos de alta actividad, por la extracción del uranio. – El uranio extraído, si no se recicla, se puede utilizar en futuros blancos (blankets) de reactores reproductores y también en reactores transmutadores. En relación con la proliferación internacional de armas nucleares, el plutonio obtenido de la operación de centrales nucleares mediante reprocesamiento puede emplearse como material para la fabricación de armas nucleares, pero se ha reconocido inútil para este uso debido a su alto contenido en 240 Pu, que emite neutrones de fisión espontánea.

14.4.

El transporte de los residuos radiactivos

El transporte de las sustancias radiactivas se realiza de acuerdo con las recomendaciones establecidas por el Organismo Internacional de Energía Atómica (iaea), que son recogidas por la Organización de Naciones Unidas y posteriormente —a través de los correspondientes órganos legislativos— convertidas en reglamentaciones de ámbito nacional y internacional. En el caso europeo, la restricción vigente es el Acuerdo Europeo para el Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera. La citada normativa contempla, entre otros aspectos, los ensayos a los que deben ser sometidos los bultos —resistencia a la caída, al calor, estanqueidad, etc.—, los controles radiológicos a realizar sobre el material, el etiquetado de la carga para su expedición, etcétera. También regula la formación de los conductores, el equipamiento de los vehículos, la documentación preceptiva que acompañará al transporte y las medidas de seguridad que deberán ponerse en marcha en caso de accidente. El objetivo del Reglamento de Transporte es proteger contra la dispersión del material radiactivo y su posible asimilación por parte de personas que estén en las inmediaciones durante el transporte normal o en caso de accidente y contra el riesgo que suponen las radiaciones que emite el bulto. Estos objetivos se logran tomando las siguientes medidas: – Asegurando que la contención del material radiactivo sea adecuada para evitar su dispersión y asimilación por parte de personas que estén en las inmediaciones durante el transporte normal o en caso de accidente. Se toman en cuenta tanto el diseño como la actividad y la naturaleza de su contenido. – Controlando el nivel de la radiación externa y proporcionando señales de advertencia sobre el contenido del bulto. Se toman en consideración, en este caso, el nivel máximo de radiación en la superficie externa del bulto, el marcado y el etiquetado de dichos bultos, y los requisitos para su estiba durante el transporte.

14.5. Gestión de los residuos de media y baja actividad

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14.5.

Gestión de los residuos de media y baja actividad

La estrategia seguida para la gestión de los residuos radiactivos de baja y media actividad es su almacenamiento definitivo. Las tecnologías se basan en evitar la presencia de radionucleidos de período medio y largo (mayores de treinta años) y en crear barreras de ingeniería para su confinamiento, que deberán permanecer estables durante unos trescientos años, tiempo que tardará la radiactividad de los residuos almacenados en alcanzar los niveles de fondo natural.

14.5.1.

Situación internacional del almacenamiento de residuos de baja y media actividad

Después de las reuniones de la «Convención de Londres» (1983) para la prevención de la contaminación de los mares, la opción del vertido marino quedó en moratoria hasta que en 1993 se prohibió definitivamente este sistema de evacuación de residuos radiactivos. España, desde su adhesión a la Convención de Londres, se ha mostrado contraria al vertido de residuos al océano. En la actualidad, se contemplan dos opciones para este tipo de residuos. Almacenamiento subterráneo Este método consiste en aprovechar minas o galerías subterráneas artificiales, previamente acondicionadas. Cuando el almacenamiento esté lleno, los túneles de entrada serán sellados con bentonita. Cuando todo el almacenamiento se haya sellado, los túneles de transporte se sellarán también hasta la superficie, para evitar la posibilidad de acceso futuro. Una vez hecho esto, el almacenamiento no necesitará ninguna vigilancia posterior. Algunos países como Suecia, Alemania y Finlandia han optado por esta modalidad de almacenamiento. Almacenamiento superficial con barreras de ingeniería El tipo de almacenamiento terrestre superficial con barreras de ingeniería proporciona tres acciones en serie que separan los radionucleidos contenidos en los residuos de la biosfera: – El bidón de confinamiento donde están situados los residuos, que han sido previamente inmovilizados y que verifican unos criterios de aceptación para su almacenamiento. – Las barreras u obras de ingeniería. – El propio terreno, que retarda la migración de los radionucleidos que escapan de las barreras anteriores. En la vida de un almacenamiento de este tipo existen dos fases:


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– La fase de explotación del centro, durante la cual se almacenan los residuos. – La fase de vigilancia, que dura mientras los residuos almacenados pueden presentar riesgo radiológico. Una vez concluida esta última, el emplazamiento puede ser empleado sin restricciones de orden radiológico para cualquier uso. El fin primordial de las barreras de ingeniería es impedir que el agua, superficial o subterránea, entre en contacto con los bidones, por lo que las características esenciales del almacenamiento deben ser: – Estar situado por encima del nivel más alto que puedan alcanzar las aguas subterráneas (nivel freático). – Estar protegido de las aguas superficiales (lluvia, etc.) por una cobertura impermeable. – Disponer de sistemas colectores y de control radiológico donde se detecten y, eventualmente, se traten las posibles aguas de infiltración. En el caso de una situación accidental en que haya degradación de las barreras durante las fases de explotación y vigilancia, se propone el objetivo de seguridad de un impacto radiológico inferior al fondo natural y, por supuesto, inferior a los límites de dosis impuestos por los reglamentos para una situación normal. Esta modalidad de almacenamiento ha sido adoptada por diversos países como España, Francia y Japón.

14.5.2.

Situación en España del almacenamiento de residuos de media y baja actividad

La gestión y almacenamiento de los residuos, que en España se realiza en las instalaciones de enresa en El Cabril (Córdoba), se compone de varias fases, desde la retirada de los residuos hasta su almacenamiento definitivo.

Acondicionamiento, transporte, caracterización y aceptación de los residuos El tratamiento y acondicionamiento previo de los residuos de baja y media actividad, excepto en el caso de los pequeños productores, es responsabilidad del propio productor, el cual debe generar unos bultos que satisfagan los criterios de aceptación definidos por enresa para su posterior acondicionamiento y almacenamiento definitivos en El Cabril. Para los pequeños productores, en las instalaciones de El Cabril se lleva también a cabo la fase de tratamiento y acondicionamiento de los residuos. El transporte de los residuos lo realiza enresa, como explotador responsable, bien con medios propios —en el caso de la retirada de los residuos generados

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14.5. Gestión de los residuos de media y baja actividad

por pequeños productores— o bien a través de compañías especializadas, en el caso los residuos acondicionados. En los contratos firmados por enresa y los productores de residuos, se han recogido los criterios y especificaciones técnicas a considerar en relación con la caracterización y aceptación de residuos para su posterior almacenamiento en El Cabril. Una pieza clave en todo el proceso de comprobación de la calidad de los residuos es el Laboratorio de Verificación de la Calidad de los Residuos de Baja y Media Actividad, para la realización de los ensayos correspondientes — destructivos, de comprobación, caracterización, etc.—. Dicho laboratorio forma parte de las instalaciones de El Cabril, junto con la Planta de Acondicionamiento, Estructuras de Alojamiento y otros Servicios.

Almacenamiento de residuos de baja y media actividad en El Cabril Para asegurar el almacenamiento de los residuos de baja y media actividad producidos en nuestro país, enresa dispone actualmente del centro de El Cabril, cuyas obra de ampliación culminaron en 1992 y que cuenta con una capacidad para unos 45 000 metros cúbicos de residuos acondicionados, suficiente para almacenar los residuos generados en nuestro país hasta la segunda década del siglo xxi. El Cabril incorpora las tecnologías más modernas en este tipo de instalaciones. Técnicamente, la instalación está basada en un sistema de almacenamiento superficial, con barreras de ingeniería interpuestas, similar al modelo francés. Este sistema garantiza el cumplimiento de los objetivos y criterios de seguridad requeridos, de modo que no exista impacto radiológico significativo alguno durante el tiempo necesario hasta que la actividad de los residuos decaiga a valores inocuos. La instalación está integrada, básicamente, por los edificios y estructuras siguientes: – Edificio de Acondicionamiento de Residuos de Baja y Media Actividad, donde están ubicados los sistemas de tratamiento y acondicionamiento necesarios —compactación, incineración, fabricación de conglomerante hidráulico, etc.— destinados a los residuos líquidos y sólidos procedentes de al aplicación de radioisótopos en la medicina, industria, agricultura e investigación; a los residuos sólidos procedentes del ciemat, Juzbado y centrales nucleares, así como a los residuos generados en la propia instalación como consecuencia de su funcionamiento. – Estructuras de Almacenamiento de los Residuos de Baja y Media Actividad debidamente acondicionados, procedentes de las instalaciones nucleares y radiactivas españolas, formadas por celdas alineadas en dos explanadas y en doble fila. – Laboratorio de Verificación de la Calidad, destinado al desarrollo de los procesos de caracterización, ensayos de verificación y control de las características de los bultos radiactivos que se reciban o acondicionen en la


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instalación y al desarrollo de actividades de investigación destinadas a mejorar los procesos de acondicionamiento y caracterización de los residuos de baja y media actividad. – Edificio de Servicios y Control, encargado de la seguridad industrial, la recepción, los servicios técnicos, servicios generales, mantenimiento, fabricación de contenedores de hormigón y administración. El almacenamiento de El Cabril ha sido diseñado para no producir impacto radiológico alguno en el medio ambiente, ni durante su operación ni en el futuro. Para garantizar que esto se cumple, se lleva a cabo un Programa de Vigilancia Radiológica Ambiental, consistente en la toma periódica de muestras y medidas de radiactividad en el aire, las aguas, las plantas y otros seres vivos del entorno, debiéndose mantener los valores medidos por debajo de los indicados por la reglamentación vigente. Periódicamente se envían los informes al Consejo de Seguridad Nuclear, los Ministerios correspondientes, la Junta de Andalucía, la Consejería de Medio Ambiente y los Ayuntamientos próximos a la instalación, que recogen los resultados que se obtienen de la aplicación de estos programas de vigilancia. Además, el compromiso medioambiental aborda tareas tales como el cuidado del entorno, la minimización de la generación de residuos, la optimización de recursos hídricos y la mejora de los procesos. Estas actuaciones llevaron a El Cabril, en agosto de 1997, a obtener de aenor la certificación en la Norma ISO 14001 —Sistema de Gestión Medioambiental —, siendo una de las primeras instalaciones industriales en lograrlo.

14.6.

Gestión de residuos de alta actividad. El combustible gastado

A lo largo del denominado ciclo del combustible nuclear, aparecen todos los residuos radiactivos que tienen su origen en la producción de energía nucleoeléctrica. El combustible gastado para el ciclo abierto y los residuos de reprocesamiento para el caso de ciclo cerrado son los residuos de alta actividad que se generan. En el combustible (UO2 ) aparecen productos de fisión —como el 90 Sr y el Cs— , fundamentalmente emisores β y γ, y elementos transuránidos — plutonio y los minoritarios neptunio, americio y curio—, emisores α principalmente. En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominados productos de activación —como el 60 Co y el 63 Ni—, generados por reacciones de captura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos, dando lugar a isótopos radiactivos. 137

En cuanto a la gestión del combustible gastado, el camino seguido es depositarlo en una piscina de la central, una vez que se retira del reactor, con el fin de que pierda calor y decaiga su actividad radiológica. Tras una primera etapa de

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14.6. Gestión de residuos de alta actividad. El combustible gastado

una duración de tres a cinco años, el combustible, si no es reprocesamiento, pasa a una segunda fase denominada almacenamiento temporal, la cual se prolongará durante el tiempo necesario hasta su tratamiento definitivo. Se han desarrollado y están industrialmente operativos dos tipos de almacenes temporales: en húmedo, en piscinas como las que existen en todas las centrales nucleares; y en seco, en contenedores metálicos o de hormigón. En ambos cases se puede construir un almacén centralizado para el conjunto del país. Para el tratamiento definitivo del combustible gastado o los residuos de alta actividad, en este momento, se plantean dos alternativas: el almacenamiento geológico profundo (agp), técnicamente resuelto —ya existe uno en funcionamiento—; y la separación y la transmutación, sistema aún en vía de desarrollo tecnológico.1 La tecnología del agp se basa en la creación de barreras en torno a los residuos, pero dados los largos períodos de semidesintegración de estos materiales, las barreras de ingeniería son reforzadas con barreras geológicas. La tecnología de la separación y transmutación tiene por finalidad lograr radionucleidos de menor radiotoxicidad que los de partida. Se está estudiando a la transmutación de los llamados actínidos menores, presentes en los residuos de alta actividad del reprocesamiento. Pero, para ello, es necesario aislar previamente los mencionados actínidos y prepararlos para su irradiación en un reactor o en un acelerador. Es una formidable tarea, a la que apuntan muchas de las investigaciones actuales, y que se conoce habitualmente como reprocesamiento avanzado. El reprocesamiento del combustible se lleva a cabo troceando las varillas e introduciéndolas en una disolución de ácido nítrico concentrado, en la que se disuelven las pastillas del combustible. Seguidamente, mediante disolventes selectivos se extrae el uranio y el plutonio que contienen, quedando como residuo radiactivo un líquido que contiene los productos de fisión y activación, así como los transuránidos menores. También aparecen como residuos los restos de las 1 Ciertamente, considerar que el almacenamiento geológico profundo está «técnicamente resuelto» es mucho decir. En España, sin ir más lejos, algunas de las zonas graníticas —el granito es la principal propuesta de cara al agp— más importantes (en Galicia, por ejemplo), están asocidas a una presencia significativa de sismicidad. El granito, además, es una roca plutónica, que tiene su origen en la actividad volcánica; ahora bien, como es sabido, el vulcanismo se presenta mayoritariamente en zonas de unión entre unas placas y otras. ¿Cómo se puede afirmar rotundamente que durante decenas o centenares de miles de años, tales formaciones rocosas van a seguir siendo «estables». Pero hay más. El agp supone, una vez sellado el confimaniento geológico, un absoluto desentendimiento de los residuos, no sólo tecnológico, sino también jurídico y ético. ¿Cómo puede la industria nuclear hablar entonces de Desarrollo Sostenible, cuando el núcleo central de este concepto radica en legar a las generaciones futuras un entorno que no comprometa en lo más mínimo su capacidad de supervivencia y desarrollo? La propuesta de almacenamiento superficial de los residuos que hoy en día tenemos parece, en principio, mucho más sensata: al menos así se puede detectar qué ocurre en los alrededores del confinamiento, analizar las aguas subterráneas de los acuíferos situados bajo el mismo, etc. Más aún, esa propuesta permite pasar de una «lógica de certezas» («el agp es seguro y no va a pasar nada») a una «ética de la interrogación» («desconocemos mucho acerca de la naturaleza de la materia, de su evolución a largo plazo, de los ecosistemas y de las formaciones geológicas, y en este contexto es necesaria una permanente revisión de nuestras certidumbres a la luz de la experiencia»). Pero sobre todo, la presencia de residuos en la superficie permite establecer un vínculo entre la energía que consumimos y las consecuencias que tiene su producción, vínculo que, obviamente, la industria nuclear intenta borrar de manera sistemática.—Nota de M.M.


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vainas de combustible que están contaminadas por el contacto con las pastillas del combustible y por radionucleidos de activación. Los residuos de alta actividad contenidos en el líquido se incorporan a una matriz sólida de sílice borada que es confinada en un contenedor metálico. Los restos de vaina resultantes del troceado son prensados y depositados en contenedores metálicos como los usados para los vidrios. En los últimos años, se está analizando un nuevo tipo de gestión que, basada inicialmente en el reprocesamiento, añadiría la posible separación de actínidos minoritarios y algunos productos de fisión (reprocesamiento avanzado), y su transmutación o incineración. Si se demostrara la viabilidad científica y tecnológica del reprocesamiento avanzado y la transmutación de los radionucleidos de vida larga, se podría disminuir la actividad radiotóxica de los residuos de alta actividad. Sin embargo, dados los rendimientos posibles de estos procesos, no se podrán eliminar totalmente estos residuos y el almacenamiento definitivo aparecerá siempre como un factor común en cualquiera de las opciones adoptadas.

14.6.1.

Necesidad del almacenamiento definitivo de los Recursos de Alta Actividad

La necesidad de una gestión definitiva de los raa se fundamenta en que, con independencia de la opción que se aplique al combustible gastado, siempre existirá un volumen de raa y residuos de media actividad y larga vida a los que habrá que dar una solución definitiva. Al igual que para otro tipo de residuos, existen básicamente tres opciones de gestión: dilución y dispersión, almacenamiento y vigilancia, almacenamiento definitivo por contención y aislamiento. En cuanto a la eliminación de residuos por transmutación nuclear, su eficacia, como ya se ha señalado, no sería suficiente para eliminar todos los residuos radiactivos de larga vida y no evitaría, por tanto, la necesidad de una estrategia de aislamiento a largo plazo. La dilución y dispersión de los residuos en el aire y agua de la biosfera se aborda actualmente con gran precaución y no es aceptada excepto para pequeñas emisiones, sometidas a un estricto control regulador. La aparición del calentamiento global como posible consecuencia de la dispersión atmosférica del CO2 es un ejemplo de los riesgos inesperados que pueden generarse. La estrategia de almacenamiento y vigilancia requiere controles institucionales activos para garantizar la seguridad y evitar la intrusión humana inadvertida. Supone pasar la responsabilidad de las acciones reales a las generaciones futuras y necesita, por tanto, de la estabilidad de las sociedades del futuro y su continuada capacidad para aplicar las medidas necesarias de seguridad e institucionales. Una deficiencia significativa de esta estrategia es, en consecuencia, su vulnerabilidad frente a cambios en la sociedad que no son predecibles ni controlables en el medio y largo plazo. La estrategia de almacenamiento definitivo consiste en aislar los residuos de la biosfera durante períodos de tiempo muy prolongados, asegurar que las

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sustancias radiactivas residuales que lleguen a la biosfera estén en concentraciones admisibles y reducir a niveles aceptables el riesgo de la intrusión humana inadvertida. El almacenamiento definitivo en formaciones geológicas es el método más ampliamente propuesto para conseguir los objetivos anteriores. Tal solución sería esencialmente pasiva y permanente y no requeriría ninguna intervención o control institucional por parte de las generaciones futuras, aun cuando ésta sería siempre posible, si así se precisara. El confinamiento geológico ofrece una gran estabilidad a largo plazo, asociada a la lentitud de los procesos naturales y al alejamiento de posibles procesos disruptivos asociados al ser humano y a la inestabilidad histórica de las estructuras sociales. Teniendo en cuenta que los residuos de alta actividad se caracterizan por la alta actividad específica de los emisores de vida corta, con concentraciones significativas de emisores de vida larga y considerable generación de calor, los principales aspectos a considerar para definir los requisitos de funcionalidad de cualquier sistema de almacenamiento son: – Aislar el residuo por un período de tiempo suficientemente largo, utilizando tanto las barreras artificiales —residuo, contenedor y material de relleno— como las naturales —medio geológico—. – Asegurar una tasa baja de emisión una vez que ha concluido el período previsto de aislamiento total. – Aislar el residuo de la posible intrusión humana y procesos naturales de tipo catastrófico. – Utilizar un sistema de almacenamiento que sea acometible con la tecnología al uso y a un coste razonable. – Conocer adecuadamente los procesos que controlan el comportamiento a largo plazo del sistema de almacenamiento elegido, ya sean físicos, químicos o incluso biológicos. Las formaciones geológicas se caracterizan por su gran edad y, en la mayoría de los casos, su considerable estabilidad a largo plazo. La evacuación de los raa en formaciones geológicas adecuadas sitúa a los residuos fuera del ambiente humano y del alcance de la mayoría de los posibles procesos disruptivos, proporcionando un nivel de protección radiológica suficiente. La posibilidad real de evacuar los residuos en un medio donde la lentitud de los procesos naturales afecten muy lentamente al comportamiento del medio permite aproximarse efectivamente al requisito del período de aislamiento que se impone al residuo para su evacuación segura. Los procesos geológicos que afectarán al comportamiento de los residuos así evacuados son, en su inmensa mayoría, los derivados de la presencia de agua en la roca hospedante y las formaciones infra y suprasubyacentes. Las formaciones geológicas por debajo del nivel freático están saturadas; el agua se mueve lentamente a través de la roca, pudiendo lixiviar el residuo y transportarlo a la


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biosfera. El comportamiento del agua en la roca (hidrogeología) es así un factor crítico para la selección de un medio geológico hospedante para la evacuación segura de los raa.

14.6.2.

Tiempo necesario de confinamiento de los residuos de alta actividad

Un tratamiento correcto de los residuos radiactivos exige un confinamiento de los mismos durante el tiempo suficiente para que su actividad radiológica descienda a niveles asumibles. En los productos de fisión el nivel de actividad desciende al del mineral de uranio en mil años; en los actínidos, se alcanza esa referencia en unos diez mil años.

14.6.3.

El Almacenamiento Geológico Profundo

El Almacenamiento Geológico Profundo (agp) es la opción internacionalmente aceptada para la gestión definitiva de los raa. Este sistema de almacenamiento final se ha adoptado asimismo en España, donde se han seleccionado granitos, arcillas y sales como formaciones favorables para el agp. Los objetivos básicos de esta clase de almacenamiento son los siguientes: – Asegurar la protección a largo plazo de las personas y su ambiente contra radiaciones ionizantes, de acuerdo con los principios de protección radiológica aceptados en la actualidad. – Asegurar el aislamiento duradero de los raa respecto al medio humano, así como la innecesaria realización de ningún tipo de acción preventiva o correctiva en el futuro para mantener la capacidad de confinamiento del repositorio, todo ello sin imponer restricciones significativas a las generaciones futuras por la existencia del mismo. Este tipo de almacenamiento, basado en la interposición de un sistema de barreras múltiples entre los residuos y el medio ambiente, se justifica por múltiples razones: – Tecnológicas: existen soluciones técnicas viables para diseñar, construir, operar y clausurar un almacenamiento de este tipo con las tecnologías existentes. – Ambientales y de seguridad: el nivel de protección para las personas y el medio ambiente proporcionado por un almacenamiento geológico así concebido, es adecuado a corto y largo plazo. – De buena práctica internacional: el almacenamiento geológico es la opción internacionalmente aceptada por todos los países inmersos en la problemática de la gestión de los raa y recomendada por los organismos internacionales (iaea y ocde).

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14.6.4.

El sistema multibarrera

En un almacenamiento geológico profundo, el aislamiento de los residuos de la biosfera se consigue mediante la interposición de un sistema de barreras múltiples, tanto naturales como artificiales, y su seguridad a largo plazo se alcanza mediante la aplicación de tres principios básicos: – Contención y aislamiento, que permite que los radionucleidos pasen a elementos estables antes de entrar en contacto con las personas y el medio ambiente. – Retención y retardo, que permite, una vez perdido el confinamiento, limitar las tasas de emisión de radionucleidos mediante una muy baja disolución del combustible gastado, un transporte muy alto y una alta absorción en el sistema de barreras. – Condiciones favorables del receptor, que permiten limitar las dosis a las personas y al medio ambiente. Los dos primeros principios básicos de seguridad se consiguen imponiendo criterios y requisitos funcionales al sistema de barreras artificiales y naturales, así como al diseño del almacenamiento profundo. El tercer principio se puede alcanzar mediante una situación y configuración adecuada del almacenamiento. El sistema multibarrera persigue un elevado nivel de redundancia para mantener las condiciones de seguridad a largo plazo, aun cuando se considere que el funcionamiento adecuado de una barrera sea suficientemente bajo en cualquier condición real imaginable. Como consecuencia del funcionamiento interactivo entre las distintas barreras y, en particular, de la complejidad de los procesos a considerar cuando se intentan predecir los posibles cambios en sus condiciones y funcionamientos iniciales, el comportamiento de cada barrera está condicionado a las propiedades de otras.

14.6.5.

Diseño genérico del Almacenamiento Geológico Profundo

El diseño básico adoptado por enresa considera la cantidad total de raa esperados para una vida útil de cuarenta años de las centrales nucleares españolas: 20.000 elementos de combustible gastado —11.850 pwr y 8.150 bwr—, 50 cápsulas de vitrificados y cerca de 4.200 metros cúbicos de rma. El diseño genérico del repositorio de referencia tiene en cuenta los siguientes criterios generales: – El repositorio se ubicará en una roca homogénea a una profundidad apropiada, para proteger al residuo emplazado de los eventos externos; para restringir la movilidad de los radionucleidos a la biosfera; y para proporcionar una protección razonable frente a la intrusión humana.


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– No se prevén procesos de desensamblaje. El combustible gastado intacto será directamente encapsulado para su almacenamiento final. – El período de contención mínimo para la cápsula de almacenamiento será de mil años. – La disposición de las instalaciones del repositorio asegurará una completa separación entre las actividades de construcción y emplazamiento de residuos, que se realizarán simultáneamente. – Las áreas de almacenamiento de residuos de alta actividad y de residuos de media actividad estarán separadas convenientemente con objeto de evitar cualquier indeseable interacción físico-química. El repositorio genérico constará de diferentes instalaciones a construir en superficie y bajo tierra. Las instalaciones de superficie comprenden las instalaciones para recibir y encapsular el combustible gastado, así como las instalaciones en superficie necesarias para desarrollar el repositorio subterráneo. Las instalaciones subterráneas comprenden el área de infraestructura minera y los campos de almacenamiento de combustible gastado y rma. Las instalaciones de superficie estarán conectadas a las instalaciones subterráneas por medio de cuatro accesos. En el repositorio, las cápsulas de almacenamiento con el combustible gastado serán emplazadas horizontalmente a lo largo de las galerías de almacenamiento, que se rellenarán con bloques compactos de un material adecuado compatible con la roca alojante. Las instalaciones de superficie Las instalaciones en superficie, que ocupan un área de 480.000 metros cuadrados, incluyen todas las instalaciones en superficie necesarias para operar el repositorio tipo mina y para acceder a las instalaciones subterráneas. La característica principal de las instalaciones de superficie es su completa separación en una parte convencional, clasificada radiológicamente como zona de acceso libre, y un área de protección radiológica. El área de acceso libre incluye los edificios de almacenamiento y preparación del material de relleno, las instalaciones de superficie de los pozos de ventilación y de servicio, las infraestructuras convencionales del emplazamiento y de la mina, la escombrera y los edificios de administración, información y seguridad. El área de protección radiológica incluye el área de maniobra de vehículos de contenedores de transporte, la planta de encapsulado, el pozo principal y la infraestructura auxiliar en superficie del acceso del residuo a las instalaciones subterráneas. El combustible gastado se envía al emplazamiento en contenedores de transporte o directamente desde las centrales nucleares o desde una instalación de almacenamiento centralizado. En la planta de encapsulado, los elementos de combustible gastado son descargados de los contenedores de transporte y encapsulados en los contenedores de almacenamiento de acero al carbono. Seguidamente, se transportan al interior, al nivel de emplazamiento del repositorio, para su almacenamiento final. Los residuos llegan al destino final a través del acceso de residuos (rampa o pozo), mientras que el acceso convencional al interior se realiza a través del

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pozo principal y del pozo de servicio, por los que se lleva a cabo la entrada de personal y de materiales. Estos tres accesos, junto con un pequeño pozo de ventilación, aseguran sistemas de ventilación independientes para las áreas de construcción y de emplazamiento de residuos.

Las instalaciones subterráneas El concepto de referencia genérico contempla: almacenamiento final en galería del combustible gastado y un área específica del repositorio para los rma. Así, el repositorio incluye un área de almacenamiento de raa, un área de almacenamiento de rma y un área central de infraestructura. La disposición general del repositorio está dividida en paneles rectangulares, que se adaptarán a las características de la roca alojante. Cada campo de almacenamiento consta de un sistema de galerías de almacenamiento horizontales y paralelas. Las cápsulas se emplean horizontalmente en galerías de almacenamiento circulares con un diámetro de 2,40 metros, que ofrecen espacio suficiente para las actividades de construcción y emplazamiento. Una capa de un material de propiedades adecuadas de aproximadamente 0,72 metros de espesor actúa como elemento de sellado o de relleno, rodeando a la cápsula. El calor emitido por los residuos radiactivos se propaga a través del medio alojante y genera un incremento de temperatura que es función del tiempo. La disposición geométrica a seleccionar para un emplazamiento específico debe ser compatible con los diferentes requisitos térmicos impuestos al sistema de barreras. El espaciamiento entre las galerías de almacenamiento es dependiente de las propiedades termomecánicas de la roca alojante y no puede ser establecido para un concepto genérico. En cuanto a la galería de almacenamiento, su longitud está limitada a quinientos metros por razones prácticas, tiene una sección de cerca de cinco metros cuadrados y puede admitir hasta 87 cápsulas. Para conseguir una adecuada instalación del material de relleno, la distancia entre cápsulas se fija en un metro.

14.6.6.

Los análogos naturales: los «reactores naturales» de Oklo

Los analistas que controlaban el enriquecimiento isotópico del uranio en la fábrica de Pierrelatte (Francia) detectaron, en 1972, una anomalía isotópica en una partida de concentrados de uranio procedente de la República de Gabón. El uranio, en vez de tener la abundancia natural de 0,7202 átomos de 235 U por cada cien, tenía sólo 0,7171, apenas un tres por mil menos. Investigando el caso, se vio que la anomalía se encontraba en el mineral de partida, donde se daba una extraña relación inversa, consistente en que cuanto más alta era la ley del mineral, la abundancia isotópica del 235 U era menor, llegando a ser en algunos casos tan sólo del 0,44 por ciento. ¿Qué había ocurrido en el pasado geológico para que el uranio presentara una anomalía isotópica tan pronunciada y variable de unos puntos a otros?


191

La cuestión dio lugar a la hipótesis de que en este sector de la mina de Oklo se había alcanzado el estado de criticidad nuclear en el volumen del mineral más rico, con la ayuda del agua subterránea como moderador y refrigerante, lo que dio lugar a la formación espontánea de un reactor nuclear en el que se fisionó el 235 U que faltaba. La prueba de ello la dieron los elementos fisiogénicos que se formaron por decaimiento de los productos de fisión, cuya composición isotópica es muy distinta de la que esos mismos elementos tienen en la Tierra. Hoy día se han contabilizado hasta dieciocho zonas mineras en las que se dieron estos fenómenos de criticidad, que la Naturaleza ha conservado a profundidades entre diez y cien metros. La mayoría de estos reactores se encuentran bastante próximos entre sí en la región de Oklo; pero un par de ellos, de descubrimiento reciente y apenas estudiados, están situados en las localidades de Bagombé y Okélobondo, a unos treinta kilómetros de Oklo. Estos reactores funcionaron durante unos 500 000 años, hace unos 2 000 millones de años, quemando un total de seis toneladas de 235 U, que liberaron una energía estimada en 16 500 MW año. El estudio de los reactores naturales de Oklo ha tenido dos fases: la primera, hasta 1980, dedicada a los estudios neutrónicos y geológicos de estos fenómenos de criticidad natural; y la segunda, en plena actualidad, dedicada al estudio de estos reactores extintos como analogías naturales de los repositorios geológicos profundos que necesitamos construir para nuestros residuos radiactivos actuales, ya que nos ofrecen ejemplos del comportamiento de los radionucleidos de fisión y de activación en el combustible gastado, en escenarios a muy largo plazo, de imposible realización por el ser humano. Desde este punto de vista, son especialmente valiosas las enseñanzas de retención, en la propia matriz del combustible, de los actínidos, que forman óxidos compatibles con la red de la uraninita (UO2 ); o de los productos de fisión afines al grupo de metales nobles (Ru, Rh, Tc, Pd, Mo, Te), que forman inclusiones metálicas insolubles en ella.

14.7.

El desmantelamiento de las centrales nucleares. El caso de Vandellós I

Al producirse la parada definitiva de una central se lleva a cabo la toma de medidas adecuadas para que no se pueda generar ningún tipo de daño a las personas y al medio ambiente, tanto a corto como a medio y largo plazo. En esta situación el camino universalmente aceptado, en condiciones normales, es proceder al desmantelamiento y clausura de las instalaciones. Esta operación implica la realización de todas aquellas actividades que tienen como resultado final poder utilizar el espacio, hasta ese momento ocupado por las instalaciones, para cualquier fin que se desee, sin ningún tipo de restricción. El desmantelamiento es un proceso industrial controlado que asegura el cumplimiento de la normativa exigida a los productos finales en función de su destino. Así, se realiza: la descontaminación de equipos e instalaciones, el desmontaje y la demolición de elementos y estructuras, la segregación de los

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14.7. Desmantelamiento de centrales. Vandellós I

diferentes materiales obtenidos según sus características físicas, químicas y radiológicas, a la vez que se acondicionan según los requisitos de su lugar de destino: vertederos convencionales, reciclaje, almacén de residuos radiactivos. La Declaración de Clausura es el acto administrativo por el cual, una vez que la instalación ha sido desmantelada, los espacios hasta ahora sometidos a normas y condicionantes nucleares pasan a ser considerados de libre utilización. En el desmantelamiento de reactores comerciales de gran potencia se cuenta con escasa experiencia en el mundo, pues es muy bajo el número de instalaciones que han iniciado esta fase y ninguna de ellas ha finalizado completamente. En todos los casos, se están siguiendo las recomendaciones de la iaea, según las cuales el desmantelamiento de centrales nucleares se ha de realizar ateniéndose a los tres niveles de desmantelamiento siguientes: – Nivel 1: período inmediatamente posterior a la parada final de una central; cubre el proceso de dejar la planta en condiciones seguras, retirar el combustible gastado, los residuos de operación y los edificios auxiliares que ya no se vayan a necesitar. – Nivel 2: tiene el objeto de desmantelar los edificios y plantas exteriores al blindaje biológico de la central nuclear. Los residuos radiactivos resultantes se almacenan fuera del emplazamiento —en un almacén de residuos radiactivos— y el reactor se sella hasta que comience la etapa siguiente. – Nivel 3: comprende la retirada del reactor de la central con su blindaje biológico y la rehabilitación final del emplazamiento, dejándolo en condiciones seguras para un futuro uso. Una vez terminado el desmantelamiento, se procede a declarar clausurada la instalación y, a partir de ese momento, puede utilizarse en emplazamiento en las condiciones que se establezcan en la Declaración de Clausura. En España se ha llevado a cabo, hasta el Nivel 2, el desmantelamiento de la central nuclear de Vandellós i, una de las primeras instalaciones industriales del mundo que es sometida a esta operación. La planta de Vandellós i, del tipo grafito-gas y con una potencia de 500 MW, finalizó su actividad productiva en octubre de 1989. En marzo de 1998 se iniciaron las actividades correspondientes al Nivel 2 de clausura, que se dieron por concluidas a principios de 2003. A partir de ese momento el único edificio del emplazamiento con clasificación nuclear es el del reactor, el cual será desmantelado tras treinta años de latencia, pasando al Nivel 3 de desmantelamiento. Los materiales generados en el Nivel 2 de desmantelamiento son los siguientes: 16.500 toneladas de chatarras convencionales; 277.000 toneladas de escombros de hormigón convencionales; pequeñas cantidades de productos tóxicos y peligrosos; y 2.000 toneladas de residuos radiactivos de baja y media actividad.

Capítulo 15

Diferenciación entre los usos civiles y militares de los procesos nucleares. La no proliferación y las salvaguardias 15.1.

Diferenciación entre los usos civiles y militares de los procesos nucleares

El primer reactor nuclear fue construido por el equipo de Enrico Fermi en 1942 con el objetivo de verificar la posibilidad de obtener una reacción en cadena auto-sostenida, además de para lograr un modo de generar plutonio para poder fabricar un arma de gran potencia. Este experimento sirvió como base para la construcción de reactores de producción de plutonio (reactores plutonígenos) de Hanford (Washington), y éstos a su vez proporcionaron el material para la primera prueba con una bomba atómica en Alamogordo (Nuevo México) y posteriormente para la bomba que se lanzó en Nagasaki. Estos reactores generaban calor pero no electricidad, y estaban diseñados para favorecer la producción de 239 Pu. Durante la Segunda Guerra Mundial, Estados Unidos producía uranio enriquecido de alrededor de un noventa por ciento de enriquecimiento en las plantas de separación de Oak Ridge. Este material fue utilizado para fabricar la bomba usada en Hiroshima. Posteriormente, se han usado instalaciones de separación de isótopos para obtener el uranio enriquecido al tres o cuatro por ciento que se usa en los reactores comerciales de agua ligera. Este combustible puede hacerse crítico si se dispone adecuadamente en varillas y se modera con agua, pero no puede usarse para fabricar un arma nuclear. Incluso en el caso de que fallara la refrigeración del combustible en un reactor, el calor de las reacciones de fisión y la desintegración de los productos de fisión podría dañar la varilla y, en el peor de los casos, producir la fusión del combustible. Sin embargo, la reacción quími-

15.2. Explosivos nucleares

194

ca resultante con el agua no tiene nada que ver con una explosión nuclear. Por tanto, se puede afirmar categóricamente que un reactor nunca puede explotar como una bomba nuclear.

15.2.

Explosivos nucleares

Debido a motivos de seguridad, la información detallada sobre la fabricación de las actuales armas nucleares está clasificada, y sólo hay descripciones cualitativas disponibles para el público. Sin embargo, hay fuentes desclasificadas de información sobre las primeras armas nucleares, y éstas son las que pueden explicarse con más detalle en este apartado. Se han usado dos tipos de dispositivos: (a) el explosivo de fisión (bomba atómica), que usa plutonio o uranio de alto enriquecimiento, y (b) el explosivo de fusión o termonuclear (bomba de hidrógeno). Hay dos posibles procedimientos para crear una reacción explosiva de fisión en cadena: la técnica del disparo o por implosión. Con el sistema de disparo, se dispara un taco cilíndrico de uranio de alto enriquecimiento dentro de un cilindro hueco de uranio para producir una masa supercrítica. Un tampón de uranio mantiene unidos momentáneamente estos dos materiales. Esta bomba atómica es la llamada Little Boy. En el método de implosión, una esfera de plutonio es comprimida por explosivos químicos de alta potencia hasta la supercriticidad. En este método también se usa un tampón de uranio. A este arma nuclear se la denominó Fat Man. En ambos sistemas es necesaria una aportación inicial de neutrones. Una posibilidad es la fuente de polonio-berilio, usando la reacción (α, n). El exceso de reactividad de las masas supercríticas causa una fuerte subida de la potencia y la energía acumulada hace estallar el material. En el caso de implosión, cuando el material fisible se comprime hay un incremento en la relación entre superficie y volumen que aumenta las fugas de neutrones, y una disminución del camino libre medio, que disminuye las fugas. Este último efecto domina, dando lugar a un incremento neto positivo de la multiplicación neutrónica. La masa crítica de un dispositivo esférico de plutonio sin reflector es de aproximadamente 16 kilogramos, mientras que la de uno de uranio de alto enriquecimiento (93,5 %) es de alrededor de 49 kilogramos. Mediante la adición de una capa de una pulgada de uranio natural como reflector, las masas críticas disminuyen hasta 10 y 31 kilogramos respectivamente. La masa crítica del uranio con reflector varía mucho con el enriquecimiento en 235 U; la masa total de un dispositivo hecho con menos del diez por ciento de 235 U es demasiado grande para poder construir un arma nuclear. En cuanto a las modernas y versátiles armas termonucleares, no hay disponibles detalles, pero podemos describir los procesos que tuvieron lugar en la primera explosión de una bomba de hidrógeno: el lanzamiento de Ivy/Mike en el Pacífico Sur en 1952. La bomba contenía hidrógeno pesado (deuterio y tritio) como combustible, produciéndose dos reacciones que también tienen lugar en reactores de fusión: 2

H + 2 H −→ 3 H + 1 H, o bien

2

H + 3 H −→ 4 He + n.

2

H + 2 H −→ 3 He + n,

15. Usos civiles y militares de los procesos nucleares

195

Un ejemplo típico de esta clase de bombas es la unidad llamada Sausage, que tiene un cilindro hueco de acero de 20 pies de longitud y 6 pies y 8 pulgadas de diámetro. En un extremo de la cavidad había una esfera «primaria» de plutonio y uranio enriquecido, que fisionaría por implosión. En el centro de la cavidad había un recipiente cilíndrico de deuterio líquido, con una forma parecida a la de un termo. A lo largo de su eje tenía una varilla de plutonio llamada Sparkplung, que sería de fuente de fisión «secundaria». El recipiente de deuterio estaba rodeado por un pusher o empujador de uranio. La secuencia que se verificaba era la siguiente: una descarga eléctrica a los detectores hacía explotar el explosivo del primario. El tapón de uranio y su cápsula se vaporizaban y comprimían la bola de plutonio central, a la vez que iniciaba una fuente interna de polonio-berilio, liberando neutrones. Los rayos X resultantes de la bola supercrítica calentaban el polietileno hasta crear un plasma que re-radiaba rayos X para calentar el empujador de uranio. Se liberaban neutrones y partículas α de alta energía en el deuterio calentado y tenía lugar la fisión en el Sparkplung. Se formaba algo de tritio, que contribuía a la reacción de fusión, y del de los neutrones rápidos de fisión en el 238 U del tampón se incorporaba energía adicional. La explosión resultante creaba un cráter de 200 pies de profundidad y una milla de longitud. En versiones posteriores, el componente de fusión se componía de deuterio y tritio. Los neutrones de fisión interactúan con el 6 Li según la ecuación: 6

∆H=−4,8MeV

Li + n −−−−−−−−−→ 3 H + 4 He.

El tritio producido permite que ocurra la reacción deuterio-tritio. Otros dispositivos termonucleares utilizan tritio como el material explosivo principal. Se han referenciado diseños especiales, incluidas armas radiológicas, para dispersar materiales radiactivos peligrosos como el 60 Co y el 137 Cs. Otro caso es la «bomba de neutrones», una pequeña cabeza termonuclear para misiles. Si se explosiona a alturas de dos kilómetros sobre la superficie de la tierra, las dosis son letales. Mediante dispositivos especiales del material en la bomba de fusión, podrían acentuarse ciertos tipos de radiación y dirigirse a objetivos concretos. Algunas armas nucleares de tercera generación podrían enviar gran cantidad de rayos γ letales o pulsos electromagnéticos (emp) que destruyeran los circuitos electrónicos. Como consecuencia del mayor intercambio de misiles nucleares cerca de la superficie de la tierra aumentarían las partículas suspendidas en el aire. Parte de ellas sería polvo creado por la explosión y parte sería el humo de los fuegos en los bosques y otros combustibles que entraran en ignición por el calor. Como resultado de ello, la gran cantidad de radiación que llegaría al suelo se reduciría, causando el enfriamiento de la atmósfera. Esta situación ha sido llamada «invierno nuclear» por algunos investigadores, que predicen serias modificaciones en el clima, con una reducción de la producción agrícola.

15.3. La cooperación internacional en materia de proliferación

196

15.3.

La cooperación internacional en materia de proliferación

Actualmente existen varios países que poseen armas nucleares.1 Durante la «Guerra Fría», entre los años cincuenta y ochenta, hubo un crecimiento masivo del armamento nuclear, sobre todo en Estados Unidos y en la antigua Unión Soviética. Los esfuerzos por reducir la proliferación de armas nucleares han sido una función central en las prioridades de la iaea, fundada en 1957 por resolución de las Naciones Unidas. Una de las funciones de la iaea es «establecer y administrar salvaguardias diseñadas para asegurar que el material fisible especial y otros materiales (. . . ) no sean usados de tal modo que puedan perseguir cualquier propósito militar». La iaea se encarga de detectar cualquier desviación de material nuclear de actividades nucleares pacíficas hacia la fabricación de explosivos nucleares. Además, pretende desalentar esta desviación mediante su capacidad para una detección temprana. La iaea también aconseja a sus miembros sobre el uso de materiales nucleares en otras áreas no militares como la agricultura, industria y medicina, y desarrolla estándares de seguridad para centrales nucleares. La iaea no sólo se creó en el contexto de la Guerra Fría; a mediados de los años cincuenta se produce un potente movimiento de países del «Tercer Mundo» que no se encuentran alineados en ninguno de los dos bloques. En esa situación, la iaea se establece para impedir la adquisición de armamento nuclear por cualquier otro país exceptuando las cinco potencias hegemónicas. Este es el contexto en el que se negocia el documento clave para controlar la proliferación de las armas nucleares: el Tratado de No-Proliferación de Armas Nucleares (Non-Proliferation Treaty o ntp.) El npt fue esencialmente un acuerdo entre los países con armamento nuclear y otros países interesados en la tecnología nuclear. El acuerdo consistía en que se intercambiaría asistencia y cooperación por la promesa, asegurada mediante un control internacional, de que no se desviaría ninguna instalación ni ningún material para uso militar. Quienes rehusaran firmar este tratado serían excluidos de la cooperación internacional o el intercambio comercial de energía nuclear. El primer grupo de signatarios del npt son los estados sin armamento nuclear. Estos deben acordar no fabricar o adquirir armas nucleares u otros dispositivos para explosivos nucleares. Estos Estados están obligados a concretar acuerdos con la iaea para la aplicación de las salvaguardias en toda la extensión de su programa nuclear. Los otros signatarios del npt son los Estados con armamento nuclear. Este 1 Son: Estados Unidos, Reino Unido, Rusia, Francia y China. Israel se describe como threshold state, manteniendo ambigüedad sobre el estado de armamento nuclear, pero considerado poseedor de armas. Sudáfrica desmanteló voluntariamente su programa de armamento nuclear, mientras que India y Pakistán han demostrado estar en posesión de armas nucleares —sobre todo por las pruebas efectuadas en 1998—, pero sólo pueden adherirse al Tratado de No Proliferación si, como Sudáfrica, renuncian voluntariamente a su armamento nuclear y lo desmantelan.


197

grupo incluye a los que habían fabricado y explotado armas nucleares antes de 1967: Estados Unidos, la ex Unión Soviética, Reino Unido, Francia y China.2 A estos países no se les requiere cumplir las salvaguardias en todo el campo de su programa nuclear, aunque el npt contiene ciertas obligaciones en relación con el desarme que sí se les aplican. Todos ellos, sin embargo, han firmado el npt y han aceptado algunas salvaguardias en sus actividades nucleares pacíficas.

15.4.

El Tratado de No Proliferación y las salvaguardias

Durante más de treinta años, el npt ha tenido éxito internacional, cooperando en el desarrollo de la energía nuclear para la generación de electricidad a la vez que aseguraba que el uranio civil, el plutonio y las instalaciones asociadas no permitieran la proliferación de armas nucleares. En este sentido, es importante resaltar que las salvaguardias nucleares internacionales están centradas sólo en el control de los materiales nucleares, y por tanto nada tienen que ver con los aspectos técnicos o logísticos de seguridad de reactores, gestión de residuos o transporte; éstos son cubiertos por otros acuerdos y convenciones internacionales. El objetivo específico de las salvaguardias es verificar si el material nuclear se circunscribe al ciclo del combustible nuclear civil y se usa sólo para usos pacíficos o no; para ver si una nación está adhiriéndose a sus compromisos en relación con el material combustible nuclear. Las salvaguardias nucleares internacionales establecidas formalmente en el npt, firmado por 186 Estados y Taiwán, son administrados por la iaea. Las salvaguardias del npt requieren que las naciones: – informen a la iaea de cuáles son los materiales nucleares que tienen y cuál es su localización, – acepten visitas de los auditores e inspectores de la iaea para verificar de forma independiente sus informes de materiales e inspeccionar físicamente los materiales nucleares para confirmar los inventarios físicos de éstos. La iaea también administra los procedimientos específicos de salvaguardia para algunos países que no han firmado el npt. Las salvaguardias de la iaea son actualmente los principales procedimientos de control nuclear en el mundo, cubriendo casi 900 instalaciones nucleares y otras localizaciones con material nuclear en 57 países sin armamento nuclear. Sin embargo, existen también otros sistemas de salvaguardias, por ejemplo entre varias naciones europeas (salvaguardias de Euratom) o entre países individuales, como Australia-Estados Unidos o Japón-Estados Unidos (acuerdos bilaterales). Estos sistemas de salvaguardias han sido efectivos en la prevención de cualquier desvío de materiales de su cobertura. Sin embargo, a medida que se extiende el uso de reactores nucleares de potencia, reactores de investigación 2 Estos

dos países no ratificaron el npt hasta 1992.

198

15.5. Materiales fisibles y su uso militar

y componentes del ciclo de combustible, la labor de las salvaguardias se hace más compleja. Un ejemplo de la mejora de las salvaguardias es el acuerdo, firmado a finales de los setenta entre las naciones exportadoras de tecnología nuclear, de restricción de la venta de tecnologías del ciclo de combustible sensibles — enriquecimiento, fabricación de combustible y reprocesamiento—. Este acuerdo también persigue que se controle muy de cerca la exportación de reactores nucleares, y estipula la necesidad de garantías gubernamentales en relación con el uso para fines pacíficos, además de la aceptación por los países «clientes» de las inspecciones de las salvaguardias en toda su extensión y en todas las actividades nucleares presentes y futuras. En mayo de 1997, la iaea comenzó a desarrollar e implementar medidas reforzadas, conocidas ahora como Salvaguardias Integradas, para su uso por la Agencia cuando verifica el cumplimiento del estado de sus compromisos de no producir armas nucleares. Éstas responden a la idea extendida de que la iaea, habiendo conseguido tanto en el control del tráfico de materiales fisibles, podía ahora observar cualquier material y tecnología nuclear como indicador de programas nucleares no declarados y por tanto materiales nucleares no declarados. Se espera que la mayoría de los 186 signatarios del npt estén de acuerdo en estas medidas, que se detallan en un Protocolo Adicional, con el cual los países aceptarían verificaciones más importantes e intrusivas en su territorio.3 Las nuevas medidas permiten a los inspectores mayor acceso para informarse sobre los programas nucleares existentes y planeados, y a más localizaciones. El acceso no estará restringido a las instalaciones nucleares declaradas, sino que se extenderá a casi cualquier lugar, incluyendo las instalaciones industriales de alta tecnología. Las actividades de inspección pueden incluir vigilancia remota, muestreo ambiental y sistemas de monitorización en lugares clave. Los Estados que acepten el protocolo tendrán que eliminar requisitos restrictivos para los inspectores, de modo que éstos puedan visitar cualquier lugar avisando con una breve antelación.

15.5.

Materiales fisibles y su uso militar

El plutonio es una sustancia de propiedades variables que dependen de su origen. Contiene varios isótopos, entre los cuales están el 238 Pu, 239 Pu, 240 Pu y 241 Pu. De entre ellos, sólo el 239 Pu y el 241 Pu pueden fisionar en un reactor comercial. El 239 Pu es, por sí mismo, un excelente combustible nuclear. También ha sido muy usado en armas nucleares debido a que tiene una tasa de fisiones espontáneas bastante baja y una masa crítica pequeña. Por esto, al 239 Pu —con 3 El texto es lo suficientemente claro como para no necesitar demasiados comentarios. «Verificaciones importantes» e «intrusivas» supone que los inspectores de la iaea, controlados por Estados Unidos en su inmensa mayoría, se injieran completamente en la política interna de los países verificados. La «cuestión nuclear» es así, lógicamente, uno de los campos en los que se manifiesta claramente la existencia de dos reglas del juego muy diferentes para las potencias hegemónicas —en este caso, Estados Unidos casi en exclusiva— y el resto de las naciones.—Nota de M.M.


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un pequeño porcentaje de los otros isótopos— se le llama a menudo plutonio militar o weapons-grade plutonium. Este plutonio es el que se usó en la bomba atómica de Nagasaki en 1945, y en muchas de las bombas de los arsenales de armamento nuclear de distintos países. Por otro lado, el plutonio comercial o reactor-grade plutonium, producido de forma rutinaria en todos los reactores nucleares comerciales, y que puede ser separado durante el reprocesamiento del combustible gastado, es totalmente distinto al plutonio militar. El plutonio comercial contiene una gran proporción —de hasta el cuarenta por ciento— de los isótopos más pesados del plutonio, debido a su larga permanencia en el reactor. Esto no representa un problema para la reutilización posterior del plutonio en el combustible de óxidos mixtos para reactores, pero afecta seriamente a su uso en armamento nuclear. Debido a la fisión espontánea del 240 Pu, sólo puede usarse un pequeño porcentaje de éste para la fabricación de armas nucleares, pues la presencia de neutrones procedentes de esta fisión espontánea provocaría una detonación prematura y por tanto una explosión ineficiente. Tanto el diseño como la construcción de explosivos basados en plutonio comercial serían difíciles y poco fiables, y hasta ahora no se han llevado a cabo.4 Sin embargo, los procedimientos contemplados en las salvaguardias asumen que los dos tipos de plutonio podrían usarse para concebir armas nucleares. En esto se fundamenta la objeción de algunos países por el reprocesamiento y separación de plutonio del combustible gastado. Conviene aclarar que un reactor nuclear que use combustible de tipo mox para un tercio de su núcleo no es productor neto de plutonio, y que la composición del combustible mox gastado es menos adecuada para uso militar que la del combustible mox fresco. Por tanto, el plutonio comercial es un material mucho menos atractivo para la fabricación de armas nucleares que el plutonio producido en reactores plutonígenos —reactores especiales para la producción de plutonio militar— diseñados para producir 239 Pu, que permiten acortar el tiempo de estancia del combustible en el reactor mediante un sistema especial de cambio de combustible. Sin embargo, en estos últimos años el desarrollo de la tecnología de enriquecimiento por láser puede hacer posible el enriquecimiento del plutonio comercial para dar plutonio militar. Por esto, las salvaguardias se adecuan para tener en cuenta las posibilidades de proliferación incluso de plutonio comercial, puesto que el enriquecimiento convencional no puede utilizarse para separar el 239 Pu del 240 Pu, debido a la gran similitud de sus masas atómicas. El ciclo del combustible de los reactores rápidos basado en el plutonio tiene características que podrían dar lugar a problemas de proliferación armamentística. Sin embargo, los reactores térmicos convencionales generan normalmente mayor cantidad de plutonio en su ciclo del combustible. Esto sugiere que en el futuro predecible los reactores rápidos se utilizarán más como «incineradores» de plutonio para tener menos plutonio en almacenamientos o en elementos combustibles que en otro tipo de reactores. 4 En 1962 se detonó en Estados Unidos un dispositivo nuclear con plutonio procedente de un reactor comercial del Reino Unido. Las composiciones isotópicas de este plutonio no se han revelado, pero evidentemente tenía en torno al noventa por ciento de 239 Pu.

200

15.6. Reciclaje de uranio y plutonio de origen militar

Hay otros dos materiales fisibles que podrían ser usados para armas y los dos son isótopos del uranio. El más común es el 235 U, el que se utilizó para hacer la bomba de Hiroshima. Este material se produce enriqueciendo el uranio natural en las plantas de enriquecimiento, no al tres o cuatro por ciento, como se requiere para el combustible de un reactor de agua ligera, sino al 93 por ciento de 235 U o superior. El 233 U es el otro isótopo del uranio que puede usarse en explosivos nucleares. Este material se produce a partir del combustible de 232 Th en reactores de una forma similar a aquella en la que se forma el plutonio a partir del 238 U. El uso de reactores con combustible de torio no ha ido más de la fase experimental y el 233 U no se ve como un problema de proliferación significativo.

15.6.

Reciclaje del uranio y plutonio de origen militar en centrales nucleares

Paradójicamente, los esfuerzos internacionales para el desarme nuclear han ocasionado algunos problemas de seguridad graves. El desmantelamiento de las cabezas nucleares bajo los acuerdos de desarme entre Estados Unidos y Rusia (start i y start ii) dio lugar a la acumulación de material nuclear de origen militar —plutonio y uranio de alto enriquecimiento—. Además, la preocupación aumentó con la escisión de la antigua Unión Soviética, por la posibilidad de robo, tráfico ilegal o usos terroristas de este material nuclear. Entre los motivos que han provocado esta preocupación está el hecho del control inadecuado del material nuclear en Rusia, la gran envergadura de los programas nucleares de este país y la baja seguridad de sus instalaciones nucleares, por debajo de los estándares. Actualmente, el aislamiento y la disposición definitiva del material fisible de origen militar que ya que no se requiere para usos militares, especialmente el plutonio, es una prioridad de la comunidad internacional. La iaea ha estado examinando posibles acciones en relación con la gestión y el uso de las reservas de plutonio de origen militar. Lo más importante es su protección frente al robo y frente a su desvío a otros usos, mientras se determina el modo más apropiado de su disposición definitiva. Cada vez se incide más en el uso del plutonio de origen militar (más del 93 por ciento de 239 Pu) en combustible de óxidos nítricos (mox) para reactores civiles. Podría fabricarse combustible mox utilizando una mezcla de plutonio militar y plutonio de origen civil, procedente del reprocesamiento del combustible de las centrales nucleares. Éste sería el único medio de disposición definitiva que retiraría de la circulación de forma permanente el plutonio de origen militar y lo destruiría de forma efectiva. Después de tres décadas de preocupación por el posible uso militar del uranio de los reactores nucleares comerciales, ahora es el uranio militar el detraído del ciclo del combustible nuclear civil para su uso en la generación nuclear comercial. El primer material de este tipo llegó a Estados Unidos en 1995 procedente


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de cabezas nucleares soviéticas, y ahora el material nuclear de origen militar genera el diez por ciento de la electricidad nuclear estadounidense. También se ha comenzado a reciclar el uranio de las cabezas nucleares estadounidenses para la generación de electricidad; el uranio de alto enriquecimiento se diluye en la proporción de 25 a uno con uranio empobrecido obtenido en las plantas de enriquecimiento o con un material similar.

Capítulo 16

Normativa sobre instalaciones nucleares y radiactivas En la operación de centrales nucleares y en el uso de radioisótopos, es de obligado cumplimiento toda la normativa nacional para poder mantener la licencia. En España, el principal documento del organismo regulador —el Consejo de Seguridad Nuclear— está basado en el documento del nrc (Nuclear Regulatory Commission, el organismo regulador estadounidense) Code of Federal Regulations: 10 Energy, Part 20, Standards for Protection Against Radiation, que se suele abreviar 10CRF20. El establecimiento de la normativa es un proceso lento que comienza con el estudio de la información de investigación por organismos consultivos como el icrp y el nrcp (en Estados Unidos), recomendaciones para los límites de dosis y políticas de protección, revisión por el organismo regulador con intervención de la opinión pública, instituciones e industria, y con el establecimiento final de requisitos de obligado cumplimiento, con la edición de documentos de apoyo.

16.1.

Organismos reguladores de la energía nuclear

Los países que poseen centrales nucleares se han dotado, por regla general, de respectivos Organismos Reguladores. Éstas son las autoridades competentes, designadas por los Estados, para otorgar licencias y controlar el cumplimiento de la normativa en materia de emplazamiento, diseño, construcción, puesta en servicio, explotación y desmantelamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas. Se considera que su organización, su estructura jurídica y sus decisiones, deben ser independientes de cualquier otra organización u organismo público o

16.2. El papel del Consejo de Seguridad Nuclear

204

privado encargado de la promoción o de la utilización de la energía nuclear. El Organismo Regulador debe supervisar y regular la seguridad de las instalaciones nucleares, otorgar licencias y controlar la aplicación de la normativa sobre emplazamiento, diseño, construcción, puesta en servicio, explotación y desmantelamiento de las instalaciones nucleares, teniendo en cuenta que en su tarea debe verificar que existen las medidas necesarias para que las instalaciones nucleares dispongan y mantengan dispositivos eficaces contra los posibles riesgos radiológicos, con el fin de proteger a los individuos, la sociedad y el medio ambiente contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes. Asimismo, debe velar por prevenir los accidentes que tengan consecuencias radiológicas y atenuar dichas consecuencias en el caso de que tales accidentes se produjeran; aplicar todas las medidas adicionales que permitan garantizar la seguridad de las instalaciones nucleares, garantizar la gestión a largo plazo de todos los materiales, incluidos los residuos radiactivos y el combustible gastado, con arreglo a las normas básicas relativas a la protección sanitaria y de la población y de los trabajadores contra los peligros derivados de las radiaciones ionizantes. Una función básica de los Organismos Reguladores es la inspección, en materia de seguridad nuclear y radiactiva, de las instalaciones. Los Organismos Reguladores deben ser independientes, abiertos, eficientes, claros y concretos en sus informes. Un Organismo independiente se mide por cuatro parámetros que han de darse simultáneamente: – Potestad reguladora, o, lo que es lo mismo, posibilidad de otorgar, modificar o extinguir autorizaciones de emplazamiento o de funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas. – Potestad sancionadora, o, lo que es lo mismo, posibilidad de iniciar, tramitar y resolver los expedientes sancionadores que resulten dentro de la labor inspectora y evaluadora del organismo. – Potestad de auto-organización, lo que significa autonomía presupuestaria y flexibilidad en materia de personal, para cubrir sus necesidades en las diferentes etapas. – Potestad reglamentaria. En todo caso, y salvo excepciones, los Organismos Reguladores no reúnen la potestad ni las funciones que configuran una verdadera independencia, y es posible que en un futuro cercano se produzcan diversos ajustes y se armonicen sus funciones y competencias, al menos en el ámbito de la Unión Europea.

16.2.

El papel del Consejo de Seguridad Nuclear

El csn, organismo regulador en España, fue creado en 1980 (Ley 15/1980) como una institución independiente de la Administración del Estado. Está dirigido por el Consejo, un órgano integrado por cinco miembros (presidente y cuatro

16. Normativa sobre instalaciones nucleares y radiactivas

205

consejeros) cuyo nombramiento es propuesto por el Gobierno y refrendado por el Congreso de los Diputados. Las funciones del csn son las siguientes: – Vigila el medio ambiente. Para vigilar la calidad radiológica del medio ambiente, el csn mide de manera continua y en tiempo real la radiactividad ambiental, mediante una red de estaciones automáticas repartidas por toda España. Además, cuenta con otra red de muestreo que analiza la atmósfera, el medio terrestre y las aguas de ríos y mares. El csn exige a los operadores de las centrales que mantengan planes de vigilancia radiológica ambiental, que incluyen 2 000 y 13 000 análisis de agua, aire y alimentos. Estos resultados se contrastan con programas independientes. – Concede licencias de personal. Examina y concede licencias a las personas que operan en las instalaciones nucleares y radiactivas. Supervisa la realización de cursos y comprueba el nivel de conocimientos de quienes aspiran a tener licencias de operadores en cualquier instalación radiactiva. – Informa sobre proyectos de instalaciones. Estudia e informa acerca de cada proyecto de instalación nuclear y radiactiva. Antes de autorizar que una instalación de este tipo entra en funcionamiento, se analizan minuciosamente las especificaciones que el proyecto requiere y se exige su cumplimiento. – Controla el funcionamiento de las instalaciones. El csn mantiene un estricto programa de control y vigilancia tanto de las instalaciones nucleares como de las radiactivas, dedicadas a usos médicos, industriales o de investigación. Mediante este control, se garantiza que su funcionamiento se ajusta a los criterios de seguridad. Cada uno de los reactores nucleares cuenta con un grupo de trabajo propio en el Consejo que, de manera constante, analiza el funcionamiento de la planta e inspecciona que se cumplan las normas que el csn ha considerado aplicables para cada planta. En todas las centrales nucleares hay inspectores residentes, técnicos del Consejo que controlan in situ el funcionamiento de la planta. Por término medio, el csn realiza actualmente cerca de 200 inspecciones de control a las centrales nucleares que operan en España y 1 500 inspecciones a las instalaciones radiactivas, hechas por el csn o, a través de acuerdos de encomienda, por diversos servicios de las comunidades autónomas. – Actúa en caso de emergencia. El csn proporciona apoyo técnico en caso de emergencia nuclear o radiactiva y participa en la elaboración de planes de emergencia. La Sala de Emergencias (Salem) coordina la respuesta en caso de emergencia. La Salem está equipada con sistemas redundantes de comunicación que aseguran la información en tiempo real, facilitando la función asesora del csn en caso de emergencia. – Controla las dosis de los trabajadores. Controla la dosis de radiación que pueden recibir tanto los trabajadores expuestos como la población en general. El Consejo emite los carnés radiológicos necesarios para los trabajadores de las instalaciones nucleares o radiactivas. Los datos se almacenan periódicamente en el Banco Dosimétrico Nacional, para controlar que ningún trabajador reciba dosis superiores a los límites establecidos.

206

16.3. El papel de la Comisión Internacional de Protección Radiológica

– Realiza y promueve planes de investigación. Realiza y promueve planes de investigación en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. El csn, aunque no es en sí mismo un organismo de investigación, desarrolla su propio plan de I+D, para fomentar la investigación en los campos de la seguridad nuclear y la protección radiológica. – Propone reglamentación y normativa. Propone al Gobierno las reglamentaciones necesarias en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Se trata de generar la normativa que se considere conveniente, además de adecuar la legislación nacional a la internacional, especialmente la derivada de las directivas de la Unión Europea. Además, el csn tiene capacidad para dictar por iniciativa propia normas de obligado cumplimiento sin que requiera la aprobación posterior de cualquier otro poder o administración. El Consejo está asistido en su trabajo por la Secretaría General, de la que dependen la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear y la Dirección Técnica de Protección Radiológica. La presidencia está asistida por un Gabinete Técnico que se ocupa de relaciones internacionales, relaciones institucionales y comunicación. – Informa a la opinión pública y a las Cortes. El csn elabora informes para el Congreso de los Diputados y el Senado, en los que rinde cuentas de sus actividades de vigilancia y control. – Mantiene relaciones con la Administración del Estado. Debe rendir cuentas de sus actuaciones ante el Parlamento; mantiene también relaciones de colaboración con las instituciones del Estado, a nivel central, autonómico y local. – Mantiene relaciones con otros organismos similares. Mediante una participación activa en grupos de trabajo en el seno de organismos internacionales y acuerdos, protocolos o convenios con organismos de competencias similares, el csn realiza un importante intercambio de conocimientos y experiencias en cuestiones como la seguridad nuclear, la protección radiológica y la gestión de los residuos radiactivos.

16.3.

El papel de la Comisión Internacional de Protección Radiológica

La Comisión Internacional de Protección Radiológica (icrp) surge con el objetivo de establecer la filosofía de la protección radiológica fundamentada en los conocimientos científicos sobre los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes. Sus conclusiones, que se dan a conocer a través de recomendaciones, proporcionan asesoramiento sobre los principios fundamentales que sirven de base al establecimiento de una protección radiológica adecuada, y han constituido una base sólida para las normas reguladoras de los distintos países de acuerdo con sus prácticas y políticas habituales. En 1997, la icrp hace pública su recomendación número 26, en la que se establece un sistema de protección radiológica basado en tres principios básicos: justificación, optimización y limitación de dosis. Este sistema de protección ra-


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diológica fue refrendado y reforzado con las nuevas recomendaciones de la icrp emitidas en 1990 a través de su publicación número 60. El objetivo principal de este sistema es asegurar que no se adopte ninguna práctica a menos que su introducción produzca un beneficio neto y positivo, que todas las explotaciones necesarias se mantengan tan bajas como sea razonablemente posible, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales, y que las dosis recibidas por los individuos no excedan ciertos límites establecidos. La Comunidad Europea estableció normas básicas para la protección sanitaria contra los riesgos que se derivan de las radiaciones ionizantes en las Directivas 80/836/Euratom y 84/476/Euratom basadas en las recomendaciones básicas de la publicación de la icrp número 26 de 1997. Dichas directivas fueron adoptadas por la legislación española en el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes actualmente en vigor (Real Decreto 53/1992). Las nuevas recomendaciones establecidas en la publicación número 60 de la icrp, fueron recogidas en la Directiva 96/29/Euratom de 13 de mayo de 1996 y quedarán reflejadas en la próxima publicación del nuevo Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes que transpondrá la citada directiva. En la aplicación de los tres principios del sistema de protección radiológica para la protección de los trabajadores, adquiere una especial relevancia el principio de optimización. Mientras que el establecimiento de unos límites de dosis a trabajadores asegura la protección frente a exposiciones intolerables, la aplicación del principio de optimización reduce tanto las exposiciones como el número de trabajadores expuestos a un valor «tan bajo como sea razonablemente alcanzable», lo que supone la reducción de los riesgos a valores aceptables después de realizar una valoración frente a los beneficios alcanzables. Su puesta en práctica supone el establecimiento de medidas de control y vigilancia para la prevención de la exposición de los trabajadores expuestos, tales como: la clasificación de los lugares de trabajo y de los trabajadores en función de los riesgos, la vigilancia radiológica tanto de los lugares como de los trabajadores, los métodos para la determinación de las dosis y los controles de las dosis recibidas en la realización de los distintos trabajos.

16.4.

El Organismo Internacional de la Energía Atómica

El nacimiento del Organismo Internacional de la Energía Atómica (iaea) está ligado al discurso «Átomos para la paz» pronunciado por el presidente Eisenhower ante la Asamblea General de la onu el 8 de diciembre de 1953, en el que anunció la convocatoria de la Primera Conferencia Internacional sobre los Usos Pacíficos de la Energía Atómica (que se celebraría en Ginebra en 1955) y la creación de un organismo internacional al respecto, que tendría dos cometidos básicos: la cooperación internacional en investigación nuclear con fines pacíficos, y el control de instalaciones y materiales nucleares, para evitar que se desviasen a la fabricación de armas nucleares. El tratado de constitución del nuevo Organismo entró en vigor en julio de 1957 y, con el nombre de Organismo Inter-

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16.5. La Agencia para la Energía Nuclear

nacional de Energía Atómica (iaea en inglés), fijó su sede en Viena ese mismo año. España ingresó en 1959 y, en 2002, contaba con 134 Estados miembros. La iaea está regida por su Conferencia General, en la que cada Estado miembro tiene un voto. Una Junta de Gobernadores, de la que forman parte 35 representantes de otros tantos Estados, actúa a modo de consejo de administración. Al frente del Organismo hay un Director General, nombrado por la Conferencia General a propuesta de la Junta de Gobernadores, que dispone de un cuerpo de funcionarios procedentes de los Estados miembros, que durante su tiempo de servicio en el Organismo están sólo vinculados a él. A lo largo de su historia, el Organismo ha realizado una labor sólida y eficaz en la difusión de los conocimientos nucleares y el fomento de la cooperación entre los Estados miembros. Sus actividades se pueden clasificar en: – Formulación de recomendaciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica. Es una actividad fundamental del Organismo, orientada a que sean muy semejantes los principios y métodos que los Estados miembros aplican en este campo. Los manuales, guías, normas, etc., que publica el Organismo son útiles para la redacción de las reglamentaciones nacionales. – Fomento de los usos pacíficos de la energía nuclear e intercambio de información. Celebración de simposios, cursos, reuniones de expertos, etc. Es especialmente significativa, en este campo, la actuación del Organismo como depositario, entre otras, de las convenciones internacionales sobre Seguridad Nuclear y Seguridad en la Gestión de Residuos Radiactivos y Combustible Gastado. – Asistencia técnica y suministro de materiales nucleares y equipos a Estados miembros. Esta actividad está concebida, sobre todo, como ayuda a países en desarrollo que quieren un apoyo para iniciar sus programas nucleares. – Realización de investigaciones propias. El Organismo dispone de varios centros de investigación propios, como el laboratorio de Seibersdorf, cerca de Viena, donde se imparten cursos y se investiga sobre los efectos biológicos de las radiaciones; el Laboratorio de Biología Marina, en Mónaco; el Centro de Investigación en Trieste, compartido con la unesco; y el Centro Regional de Isótopos de Oriente Medio, entre otros. – Normativa e inspección de salvaguardias, para que los materiales e instalaciones no se desvíen a usos militares. Se ha hecho referencia a las salvaguardias como una de las razones primordiales para la creación de la iaea. – Colaboración con otros organismos internacionales. Son dignas de destacar la colaboración con la fao, la oms y la Agencia de Energía Nuclear de la ocde.

16.5.

La Agencia para la Energía Nuclear

La Agencia de la ocde para la Energía Nuclear (nea) fue fundada el 10 de febrero de 1958 con el nombre de Agencia Europea para la Energía Nuclear, y


209

recibió su denominación actual el 20 de abril de 1972 al incorporarse Japón como primer país no europeo miembro de pleno derecho. En la actualidad cuanta con la participación de 28 países miembros de la ocde: Australia, Canadá, República Checa, República de Corea, República de Eslovenia, Estados Unidos, Hungría, Islandia, Japón, México, Noruega, Suiza, Turquía y los quince países de la Unión Europea (antes de la ampliación a los peco). La Comisión Europea también participa en las actividades de la Agencia. Desde sus comienzos, y a través de la cooperación internacional, la nea ha dirigido sus esfuerzos a asesorar a los países miembros en las tareas de mantener y desarrollar las bases científicas, tecnológicas y legales necesarias para la utilización segura, económica y respetuosa con el medio ambiente de la energía nuclear. La nea actúa a la vez como foro para el intercambio de información y experiencias entre sus 28 países miembros y como centro de competencia en materia nuclear al que acudir para aportar y mantener al día conjuntamente sus conocimientos técnicos. La Agencia apoya las políticas nucleares de sus países miembros proporcionándoles evaluaciones objetivas y desarrollando puntos de vista comunes sobre temas clave que puedan servir como base para las decisiones de los gobiernos en materia de energía nuclear. Entre los temas que son de competencia específica de la Agencia se incluyen: la seguridad y la regulación de las actividades nucleares, la gestión de los residuos radiactivos, la protección radiológica, las ciencias nucleares, los análisis económicos y técnicos del ciclo de combustible nuclear, la legislación y la responsabilidad civil en materia nuclear y la información pública. El Banco de Datos de la nea dispone de un servicio que suministra datos nucleares y programas de ordenador a sus miembros. La Agencia también participa en la formulación de proyectos de colaboración y de investigación y desarrollo en áreas científicas y técnicas en las que la puesta en común de los recursos y conocimientos entre los organismos participantes es de vital importancia. La nea trabaja en estrecha colaboración tanto con el Organismo Internacional de Energía Atómica —con el que tiene suscrito un Acuerdo de Cooperación— como con otras organizaciones internacionales de ámbito nuclear. La nea es la única organización intergubernamental del campo de la energía nuclear que agrupa a los países desarrollados de América del Norte, Europa y la región Asia-Pacífico en un foro de dimensiones reducidas, sin una orientación política preconcebida y con una vocación especializada hacia la técnica y la formulación de políticas nucleares.

16.6.

Efectos sobre el medio ambiente

En las anteriores recomendaciones de la Comisión Internacional de Protección Radiológica (1977) se afirmaba que «si el hombre está adecuadamente protegido, entonces los otros seres vivos probablemente también lo estén». Dicha afirmación se ha venido aceptando en el pasado sin mucha discusión, a pesar

210

16.6. Efectos sobre el medio ambiente

de su ambigüedad. De hecho, al examinar la situación en el entorno de instalaciones concretas, siempre se ha encontrado que resulta razonable e incluso conservadora. No obstante, la complejidad de las relaciones entre las especies de cualquier ecosistema hace aconsejable un estudio más detallado de los efectos de la radiación sobre las especies no humanas. Como se ha podido constatar tras el accidente de Chernobyl, la liberación de radionucleidos al medio ambiente puede ocasionar dosis de radiación a ciertos organismos mucho mayores que las recibidas por el ser humano. La diferencia principal reside en la forma en que los riesgos planteados se valoran. Así, mientras que el riesgo a las personas se valora individualmente, en el caso de los animales se trata de valorar el impacto sobre las especies. Podría resultar admisible que se causaran daños a algunos individuos mientras que la población en general no se viese amenazada. Por el contrario, en el caso de especies amenazadas o protegidas, también se podrá énfasis en la protección de los individuos. Las recomendaciones más recientes de la icrp (1991) han modificado el párrafo antes mencionado: La Comisión cree que el nivel de control medioambiental necesario para proteger al ser humano en la medida considerada actualmente como deseable asegurará asimismo que otras especies no se expongan a situación de riesgo. Miembros individuales de especies no humanas podrían, a veces, ser dañados, pero no hasta el punto de poner en peligro especies enteras o crear desequilibrios entre distintas especies.

Este principio sitúa el interés de la protección radiológica sobre aquellas variables de interés para evaluar el efecto sobre el mantenimiento de la población, tales como la mortalidad, fertilidad y tasas de mutación genética. Los conceptos de exposición «aguda» y «crónica» han de referirse ahora, respectivamente, a períodos breves comparados con el desarrollo biológico de los organismos afectados o del orden de una fracción significativa de su vida. Una exposición será «elevada» si puede causar un efecto patológico serio y rápido, mientras que se considerará «baja» si ofrece sólo efectos marginales sobre la mortalidad, pero puede llegar a causar efectos biológicos observables. Todos estos términos serán relativos dependiendo de a qué especies se refieran: una exposición «crónica» para una bacteria sería una exposición «aguda» para una planta; una dosis «elevada» para un mamífero se podría considerar con seguridad como «baja» para un molusco. La información sobre estos efectos procede en su mayor parte de los experimentos realizados en Estados Unidos en los años de la Guerra Fría. La extrapolación de los resultados de los resultados de dichos experimentos a la evaluación del impacto ecológico de una contaminación significativa del medio ambiente es siempre difícil, pero en la actualidad se están produciendo avances notables hacia una normalización de las evaluaciones de impacto ecológico. Tal vez sea ésta la última cuestión pendiente, ya en curso de estudio, en cuanto a la normativa sobre protección radiológica. La complejidad de los ecosistemas hace preciso basar su protección en evaluaciones integradoras de todos los aspectos implicados. El desarrollo necesario en este sentido pasa por


211

establecer magnitudes y unidades adecuadas para la dosis recibida por las otras especies, modelos dosimétricos de referencia, con geometrías y organismos suficientemente representativos, y medidas del daño y efectos biológicos causados.

Capítulo 17

La energía nuclear en la planificación energética: aspectos económicos, medioambientales y estratégicos 17.1.

Introducción

De todas las fuentes de energía primaria, los combustibles fósiles son en la actualidad la fuente más importante: representan el 87 por ciento del consumo mundial de energía primaria, frente al 6 por ciento de energía nuclear y al 6 por ciento de energía hidráulica; en el uno por ciento restante se engloban las energías renovables, a excepción de la hidráulica.1 En los países desarrollados, estos porcentajes de consumo varían ligeramente, siendo del 83 y del 11 por ciento para combustibles fósiles y para energía nuclear, respectivamente. Cada habitante del planeta consume al año una media de 1,3 toneladas equivalentes de petróleo de combustible fósil, resultando así un consumo total anual de 7 600 millones de Tep.2 1 En realidad, todo este apartado se resume en una secuencia argumental tan simple como endeble: cada vez hay más consumo de energía; cada vez hay menos combustibles fósiles; la energía nuclear, a diferencia de la derivada de combustibles fósiles, no emite CO 2 ; luego la energía nuclear es la única alternativa. Iremos viendo por partes las críticas a esta clase de argumentación, que por otra parte la industria nuclear y sus representantes universitarios e institucionales llevan veinte años defendiendo.—Nota de M.M. 2 Aquí se vislumbra ya un primer problema: la presencia de datos agregados oculta la profunda asimetría que se da en el consumo energético mundial, en el que los países del Centro —Estados Unidos especialmente, como es natural— consumen muy por encima de la media, y los países de la Periferia —especialmente los llamados eufemísticamente «Países Menos Avanzados» consumen muy por debajo. Y esta asimetría es una cuestión esencial porque muestra la imposibilidad —no sólo en términos energéticos, sino también materiales— de generalizar el modelo de vida, desarrollo y consumo a todos los países del planeta. Ante esa imposibilidad, que los propios países del Centro detectaron ya en la época del Informe

214

17.1. Introducción

En cuanto al uso de la energía primaria, la producción de electricidad representa hoy en día casi la mitad del consumo total de energía primaria. La diversidad de fuentes de energía que pueden utilizarse par producir electricidad, así como su comodidad, flexibilidad y limpieza en el punto de consumo —aunque no en el punto de producción— la hacen cada vez más atractiva.3 Los combustibles fósiles suministran en la actualidad el 63 por ciento de la electricidad producida en el mundo —correspondiendo un 38 por ciento al carbón, un 16 al gas y un 9 al petróleo—, la energía nuclear el 17 y las energías renovables (incluyendo la hidráulica) el 18 por ciento. En las próximas décadas, el consumo mundial de energía primaria se verá incrementado de forma importante. Los diversos estudios realizados para extrapolar las necesidades energéticas para el siglo xxi no son unánimes, y prevén incrementos de la demanda entre el 50 y el 250 por ciento, según consideren escenarios de bajo o alto crecimiento económico.4 Impacto de la producción y el consumo de energía La producción de energía final a partir de cualquier tipo de energía primaria posee un alto impacto medioambiental. En relación con el empleo de combustibles fósiles, hay que tener en cuenta las emisiones de partículas y gases ácidos procedentes de la combustión, que deterioran la calidad del aire y son responsables de la lluvia ácida y el efecto invernadero; son efectos que implican un riesgo de cambio climático, constituyendo una amenaza para las generaciones futuras. La energía nuclear puede tener un papel relevante para la consecución de los principios del Desarrollo Sostenible. La operación de las centrales nucleares de fisión no genera ningún tipo de gases causantes de lluvia ácida, ni gases de efecto invernadero. Pueden, por ello, contribuir a la disminución de la polución atmosférica y a las estrategias para evitar el recalentamiento climático del Meadows, caben dos alternativas: la imposición sistemática de un doble rasero para países ricos y pobres en cuanto a su capacidad para contaminar (este es el contenido central de las Conferencias sobre Medio Ambiente y sobre Cambio Climático); o el cuestionamiento de un modelo de desarrollo cada vez más devorador de energía y recursos.—Nota de M.M. 3 Es curioso, en este sentido, que no se haga la más mínima referencia al rendimiento del uso de energía eléctrica —en cuya producción nuclear se alcanzan rendimientos situados en torno al treinta por cientos— en el punto de consumo en lugar de otras fuentes de energía: el ejemplo más cotidiano es el uso de electricidad para calentar el agua, la comida o la casa.—Nota de M.M. 4 Es importante hacer referencia a que el consumo energético crece muy por encima del crecimiento del Producto Interior Bruto y del crecimiento demográfico. A pesar de que el texto hace referencia a la supuesta «estabilización» del consumo energético en los países del Centro, lo cierto es que, en estos países, el consumo energético per capita no cesa de crecer, a pesar de la «creciente eficiencia» de sus procesos productivos. Sauvan hace aquí referencia, sin desarrollarlo explícitamente, a lo que en Economía Ambiental se denominan las Curvas Medioambientales de Kuznets, que afirman que, pasado cierto punto «crítico», el deterioro medioambiental se atenúa con el crecimiento económico. Sin embargo, las pocas cuantificaciones disponibles con respecto al uso de energía y materiales muestran justamente lo contrario: en los países del Centro crece su consumo directo y crece, especialmente, su consumo indirecto, i.e., la energía y los materiales que se trasladan de la Periferia al Centro, posibilitando nuestro modelo de vida energívoro y depredador. De ahí proviene la apariencia de «desmaterialización» de nuestras sociedades desarrolladas, una apariencia que sólo se supera con una mirada sobre la totalidad de los flujos sociales de materia y energía que acontecen a nivel planetario. En este sentido, el concepto de «huella ecológica» resulta de suma utilidad.— Nota de M.M.

17. La energía nuclear en la planificación energética

215

planeta. Una central nuclear de 1 000 MW evita la emisión de ocho millones de toneladas de CO2 anuales. En la Unión Europea, el funcionamiento de las centrales evita una cantidad de emisiones equivalente a las producidas por el cincuenta por ciento de los vehículos que circulan por la ue. Por otra parte, la energía nuclear y las fuentes renovables son complementarias. La primera, con sus plantas en funcionamiento continuo, es una buena opción para las centrales de base para grandes zonas urbanas e industriales. Las segundas, debido a su naturaleza dispersa e intermitente, son una solución idónea para áreas rurales de baja densidad de población. La idea según la cual las energías renovables podrían sustituir a las convencionales es incierta, en el estado actual de desarrollo de las tecnologías solar y eólica y de las técnicas de almacenamiento y transporte de la energía eléctrica.5

17.2.

Aspecto económico

La generación de energía supone dos tipos de costes: los costes internos o directos —también llamados costes de generación— y los costes externos o externalidades. El precio de mercado refleja únicamente los costes internos, constituyendo un indicador económico relevante, aunque no refleja el coste total que para la sociedad tiene la generación de energía.

17.2.1.

Costes internos o directos

Veamos por qué la energía nuclear es competitiva respecto a las otras alternativas de generación eléctrica. La energía nuclear se caracteriza por una gran inversión para la construcción de la central, y bajos costes marginales —precio del combustible, costes de mantenimiento y operación—. Es decir, una vez en funcionamiento, una central nuclear tiene unos costes de producción estables. La inversión, teniendo en cuenta los intereses de amortización, representa un sesenta por ciento del coste total de la producción de electricidad de origen nuclear, mientras que el mantenimiento y el precio del uranio representan apro5 Esto hace referencia a un aspecto esencial: nuestro modelo territorial y demográfico lleva implícita la producción masiva y centralizada de energía a partir de fuentes no renovables. Pero caben entonces dos posibilidades: avalar, haciendo apología de lo real, el orden existente, considerando la producción energética como un medio necesario (o un «mal menor») para un fin incuestionable; o poner en tela de juicio justamente dicho modelo territorial, demográfico, económico y ético. La preocupación por el mundo rural que posee la industria nuclear se revela en el hecho de que enresa está pagando grandes cantidades a ayuntamientos de zonas rurales —aquejados, por regla general, de déficits fiscales graves— para que almacenen los recursos nucleares. De este modo, el mundo rural se convierte no sólo en un territorio a esquilmar para mayor gloria del crecimiento económico, sino, cada vez más, en un vertedero de las consecuencias no deseadas de dicho crecimiento, ahora en versión radiactiva. Finalmente, hablar de la escasa viabilidad económica y técnica de las energías renovables es, de nuevo, un ejemplo de cómo, al describir lo real sin buscar sus causas, su genética, se hace apología de lo existente. Si las energías renovables son menos viables, ello se debe, al menos en parte, al escasísimo interés tecnológico y financiero que se les ha dedicado, a diferencia de las ingentes sumas de dinero que ha drenado la industria nuclear —incluida la de armamento— a lo largo de los últimos sesenta años.—Nota de M.M.

17.2. Aspecto económico

216 ximadamente un veinte por ciento cada uno.

Los costes para construir una central de combustible fósil pueden ser significativamente menores que los de una central nuclear; sin embargo, los costes del combustible suponen entre el cincuenta y el setenta por ciento de los costes de generación según la materia prima utilizada. Así, la competitividad de este tipo de producción depende en gran medida de la volatilidad de los precios del combustible. Debido a la larga duración de la construcción de una central nuclear —unos siete años, respecto a cinco años para una central de carbón y de dos a tres años para una de gas—, la competitividad de la energía nuclear depende mucho de las condiciones de la inversión, especialmente del tipo de interés y del período de amortización. Depende a su vez de factores que pueden variar de una nación a otra, como son la legislación propia del país en materia medioambiental, la disponibilidad de fuentes alternativas, recursos financieros, etc. Los costes de seguridad y desmantelamiento están incluidos en el precio de una central nuclear y amortizados en toda la vida de la central. Es decir, el consumidor de electricidad paga la seguridad nuclear, los seguros contra los accidentes nucleares, el desmantelamiento de las instalaciones y el almacenamiento de los residuos radiactivos. La mayoría de las centrales nucleares actuales seguirán en funcionamiento hasta la fecha programada de su parada. Es muy rentable aumentar su duración de vida, invirtiendo los recursos necesarios para garantizar la seguridad y mejorar el rendimiento. De esta forma, las centrales nucleares pueden continuar su funcionamiento una media de diez años. Los daños estructurales sufridos por la vasija del reactor impiden alargar más esta duración. En la década de los años treinta del presente siglo, casi todas las centrales de tercera generación en funcionamiento tendrán que ser reemplazadas por centrales de nueva generación. Estas nuevas centrales deberán ser menos costosas y de más rápida construcción, para entrar en competencia con las nuevas centrales térmicas.6

17.2.2.

Costes externos o externalidades

Lo importante de los costes externos es que, en ausencia de normativa de regulación, no son tenidos en cuenta en los costes de producción. Por ello, en el precio de la electricidad generada no están recogidos todos los costes que se están originando, sino únicamente los costes internos. Así, el precio de la energía es un precio artificialmente bajo, lo que puede interpretarse como un subsidio que la sociedad aplica a la generación energética. 6 No es necesario insistir en que permanentemente se manifiesta la contradicción entre la necesidad de obtener altos beneficios de la inversión en una central y la seguridad, a todos los niveles, de la misma. Pretender que la legislación puede eliminar dicha contradicción, que está clavada en la naturaleza misma del capitalismo, es una ilusión propia de quien opina que el Estado es una institución neutral, que emana de un contrato social entre iguales. Las referencias genéricas a «la sociedad», de las que el texto está plagado, denotan una concepción de esta clase, que borra la existencia de asimetrías y relaciones de poder en el seno de dicha sociedad.—Nota de M.M.


217

Para las industrias que utilizan combustible fósil, el impacto del cambio climático y la contaminación ambiental son costes externos, dado que no se cuantifica el coste para el medio ambiente de las emisiones que contribuyen al calentamiento global del planeta, la lluvia ácida, la emisión de metales pesados, etc. Sin embargo, en las centrales nucleares, la mayoría de los costes externos se han considerado e incluido entre los costes de producción:7 – El coste para la seguridad y protección radiactiva. Se han impuesto en las centrales multitud de barreras y de redundancia en los sistemas de seguridad que impiden la liberación al medio ambiente de los materiales radiactivos, tanto en funcionamiento normal como en caso de accidente. – El coste de la gestión de los residuos radiactivos. Estos tienen un importante impacto económico, pero, en cualquier caso, dicho impacto es asumido por las plantas generadoras. – El coste del desmantelamiento de las instalaciones.

17.3.

Aspecto estratégico

La política energética de la mayor parte de los países se basa en diversificar, es decir, e disponer de distintas fuentes de energía para evitar en lo posible la dependencia de suministro de combustible del exterior. La producción energética de origen nuclear supone garantía de suministro, garantía de producción y mayor eficacia en el aprovechamiento de los recursos. Garantía de suministro La energía nuclear dispone de fuentes de suministro en prácticamente todos los países, lo que asegura el autoabastecimiento. A nivel mundial, las centrales nucleares consumen aproximadamente 60 000 toneladas de uranio natural al año. Los recursos conocidos de uranio representan más de setenta años, y las reservas demostrables y económicamente explotables representan unos cuarenta años de consumo a ritmo actual. Sin embargo, el uranio abunda abunda en la corteza terrestre y se estima que los recursos convencionales representan alrededor de 250 años años de consumo al ritmo actual. Además, los recursos no convencionales, contenidos en los fosfatos marinos y en el agua de mar, son mayores al menos en dos órdenes de magnitud. Además, los recursos de combustible nuclear podrían verse aumentados al reciclar los materiales fisibles —fabricando por ejemplo combustible de óxidos mixtos para reactores de agua ligera—, y poniendo en marcha ciclos de combustibles avanzados que permitan convertir uranio y torio fértiles en materiales 7 Es cierto que la industria nuclear, debido a la presión social, ha internalizado algunos de sus costes externos, cosa que en la mayor parte de la industria es todavía impensable. De todos modos, el hecho de que se valore sólo el coste de extracción del recurso, y no el coste (energético) de su reposición, vicia todo el argumento. Especialmente teniendo en cuenta que el coste de reposición del uranio, por su naturaleza atómica, por la exigencia de su enriquecimiento y por la enorme cantidad de áridos que exige remover, es considerablemente más elevado que el de los combustibles fósiles.—Nota de M.M.

218

17.4. Aspecto medioambiental

fisibles. La decisión de adoptar tales ciclos de combustible multiplicaría considerablemente la energía producida por unidad de masa de uranio natural, y transformaría las instalaciones de combustible gastado en fábricas de combustible nuclear; es decir, el combustible gastado podría verse como un recurso potencial en lugar de como un residuo. Debido al mayor aprovechamiento energético, los materiales de torio y uranio de baja concentración podrían llegar a ser económicamente rentables.

Garantía de producción Las centrales nucleares producen 10 000 veces más energía por unidad de masa de uranio que otras tecnologías a partir de combustible fósil o renovable (biomasa). Por tanto, por cada kilovatio-hora de electricidad producido se procesa una cantidad mucho menor de material, siendo los volúmenes de residuos considerablemente menores. Esa gran concentración energética del combustible hace posible y rentable conservar unas reservas estratégicas de combustible en la propia central nuclear para asegurara la continuidad de la producción en el caso de interrupción en el suministro. Por otra parte, la generación de electricidad de origen nuclear tiene la ventaja de no estar sujeta a condiciones climáticas cambiantes o fluctuaciones impredecibles de costes.

Mayor productividad de los recursos En la actualidad, el uranio se emplea únicamente como combustible en las centrales nucleares. Por tanto, la producción de electricidad de origen nuclear libera recursos para otros usos esenciales, reservando por ejemplo los hidrocarburos para el transporte o la industria petroquímica. En conclusión, la incorporación de la energía nuclear como una de las fuentes de abastecimiento energético aumenta la diversidad, la fiabilidad del suministro energético y contribuye a una mayor eficacia y productividad global de los recursos. Por otra parte, reduce la dependencia del exterior si no se dispone de combustibles fósiles para el autoabastecimiento, como es el caso español. Por tanto, desde el punto de vista estratégico, existen claras ventajas del uso de la energía nuclear.

17.4.

Aspecto medioambiental

Protección radiológica El objetivo principal de la protección radiológica, según la icrp, es proporcionar un estándar apropiado de protección a la radiación, sin limitar de manera indebida los efectos beneficiosos derivados de una adecuada exposición. Los estándares y recomendaciones se basan en limitar el riesgo de efectos sobre la salud, siguiendo tres principios: justificación de la actividad, limitación de las dosis —mantenimiento de las dosis individuales dentro de los límites regulados— y optimización —mantenimiento de las dosis dentro de los límites más bajos razonablemente alcanzables. Los límites de dosis recomendados son de 1 mSv por año para la exposición del público y 20 mSv por año para la exposición del personal profesionalmente


219

expuesto. Estos límites deben compararse con la dosis media de radiación natural, que es de unos 3 mSv por año, aunque varía considerablemente en función de la localización geográfica, llegando hasta 10 mSv al año en algunas regiones, sin que se hayan identificado efectos en la población. Para las poblaciones próximas a las centrales nucleares, las dosis anuales a los individuos del público más expuestos oscilan entre 1 y 20 µSv, i.e., entre cincuenta y mil veces inferior al límite anual. Por otra parte, la dosis media anual recibida por los trabajadores en cualquier actividad del ciclo de combustible es de unos 3 mSv, comparable a la dosis natural o a los 2 a 3 mSv de las exposiciones recibidas por las tripulaciones aéreas, debidas principalmente a la radiación cósmica a altitudes elevadas.

17.4.1.

Seguridad nuclear

Una actividad potencialmente peligrosa no tiene por qué ser insegura si se incorporan las medidas adecuadas capaces de reducir el riesgo a niveles aceptables. Este es el objetivo de la seguridad nuclear. Esto significa que no debe haber liberación radiactiva ni en condiciones normales de operación ni en caso de accidente, cuya posibilidad de ocurrencia debe ser muy baja. Se ha calculado que el riesgo de que se produzca un accidente que conduzca a daños importantes es inferior a 10−5 por año de operación de la planta, para reactores en funcionamiento en los países de la ocde. Las mejoras de diseño y de los procedimientos hacen que se siga reduciendo significativamente el riesgo de accidentes. Gestión de residuos radiactivos No hay que perder de vista que la característica de larga duración no es privativa de los residuos nucleares. Otros tipos de residuos nocivos, tales como los metales pesados y muchos productos químicos, permanecen indefinidamente en la biosfera o provocan un impacto suficiente a corto plazo para influir de forma permanente a largo plazo. Por el contrario, los residuos radiactivos de larga vida pueden aislarse de la biosfera durante miles de años usando las tecnologías disponibles.8

8 No

deja de ser grotesco el empeño en demostrar que la industria nuclear contamina, pero las demás lo hacen más y peor. Esta clase de argumentos obvia lo esencial: el profundo entrelazamiento que existe entre la industria nuclear y las «convencionales» —habida cuenta de que la propia industria convencional demanda enormes cantidades de energía eléctrica, en relación directa a la contaminación que genera— y, sobre todo, que el capital fluye de la industria nuclear a la convencional y viceversa, no en función de su carácter más o menos contaminante sino de las perspectivas de beneficios. Pero hay más: la supuesta preocupación por realizar un análisis del ciclo de vida de la generación de energía eléctrica de origen nuclear obvia la generación de una elevadísima cantidad de residuos «convencionales» como resultado de la operación de las nucleares. Tal es el caso, por ejemplo, del reactor rápido refrigerado por plomo (¿qué ocurrirá con ese metal pesado altamente contaminante?), uno de los de cuarta generación, tan eficientes, limpios y seguros.—Nota de M.M.

Capítulo 18

Reactores avanzados de fisión nuclear: objetivos de la tercera y cuarta generación de centrales nucleares 18.1.

Introducción

Los reactores nucleares de fisión utilizados para producción de energía eléctrica han experimentado mejoras continuas y profundos cambios tecnológicos desde los comienzos de la ingeniería nuclear civil en los años cincuenta. Cada cambio importante ha dado lugar al nacimiento de lo que se ha denominado una generación. Hoy en día nos encontramos en la transición entre la segunda y la tercera generación de reactores nucleares. Reactores de primera generación La primera generación agrupa los reactores prototipo construidos en el mundo (Estados Unidos, Francia, Reino Unido) entre las décadas de los cincuenta y setenta. La concepción de estos reactores estuvo muy influenciada por las limitaciones del ciclo de combustible del uranio. Por una parte, no se disponía de tecnología de enriquecimiento del uranio. Por otra parte parte, los distintos países querían dotarse de armas de disuasión nuclear, con la consiguiente necesidad de producir material fisible. En este contexto, los reactores debían funcionar con uranio nuclear, requiriendo entonces la utilización de grafito o agua pesada como moderador, puesto que no es posible moderar con agua ligera utilizando uranio natural como combustible por razones de economía neutrónica. Estos tipos de reactores presentaban una serie de inconvenientes, como el importante coste de inversión debido a su tecnología, las dificultades para mejorar la seguridad y los problemas para extrapolarlos a instalaciones de potencia superior.

222

18.2. Reactores de tercera generación

Reactores de segunda generación La segunda generación se refiere a los reactores comerciales puestos en servicio entre 1970 y 2000, que nacen de la necesidad de hacer viable la explotación de la energía nuclear para generar electricidad e independizarse así de los combustibles fósiles. Comprende los tipos pwr, bwr, rbmk —Reaktor Bolqoi Mownosti Kanalniy, o reactor de agua en ebullición de gran potencia, reactores que, como el de Chernobyl, constituyen el cuarenta por ciento del parque nuclear de la antigua Unión Soviética—, vver —reactor de agua presurizada de tecnología soviética—, candu —reactor de tecnología canadiense que utiliza agua pesada como moderador—. Este es el período de desarrollo y extensión de los reactores pwr y bwr, que se revelan como los más simples, fiables y económicos. De hecho, constituyen actualmente más del 85 por ciento del parque electronuclear mundial, con 441 reactores.

Reactores de tercera generación El accidente de Three Mile Island en 1979 concienció a la industria nuclear de la necesidad de prestar más atención a los factores humanos, acentuando la importancia de una nueva cultura de seguridad. Se persiguió una concepción de los reactores que incluyera mejoras significativas de la seguridad, manteniendo la competitividad económica. Nacieron entonces los reactores de tercera generación. Éstos están concebidos sobre los mismos principios que los de segunda, pero incluyen la experiencia adquirida en los anteriores. El refuerzo de la seguridad se tiene en cuenta en el propio diseño del reactor, traduciéndose en una redundancia de los dispositivos de seguridad para disminuir aún más la probabilidad de accidente, y en una concepción que garantice de forma pasiva, i.e., sin necesidad de ninguna intervención humana, las acciones de seguridad en situación accidental.

Reactores de cuarta generación La cuarta generación es la de los sistemas del futuro: aquellos que incluyen innovaciones y desarrollos importantes con el objetivo de conseguir mayor durabilidad, competencia económica, seguridad y fiabilidad. Además, deben responder no sólo a la producción de energía eléctrica, sino también a la producción de hidrógeno o desalación de agua de mar. Sobre la base de los objetivos propuestos, se han seleccionado seis sistemas como los más prometedores para reemplazar a partir de 2035 a los reactores de tercera generación.

18.2.

Reactores de tercera generación

Los reactores de tercera generación son aquellos que sustituirán a los reactores actuales cuando lleguen al final de su vida útil. Esta renovación del parque nuclear ya ha comenzado; así, por ejemplo, en Corea del Sur están en construcción cuatro generadores de agua a presión con dispositivos de nueva generación.

18.2.1.

Objetivos de la tercera generación

El objetivo global de los reactores de tercera generación es mejorar la seguridad respecto a sus predecesores, así como la rentabilidad económica a través de

18. Reactores avanzados de fisión nuclear

223

una estandarización de los mecanismos de los reactores avanzados. No incluyen tecnología revolucionaria ni diseños innovadores con respecto a la generación anterior, sino que son evoluciones de diseños actuales —fundamentalmente pwr y bwr— que incorporan dispositivos para satisfacer los requisitos exigidos a las nuevas centrales nucleares: – Aumento de la seguridad del funcionamiento de las centrales. – Disminución del impacto sobre el medio ambiente, i.e., minimización de la producción de residuos radiactivos y de las eventuales emisiones atmosféricas de caso de accidente en el reactor. – Mejora de la fiabilidad de rentabilidad económica de las centrales, con el fin de aumentar la competitividad de la energía nuclear. – Mejora de la percepción de la energía nuclear por parte de la opinión pública. En la situación actual, los principales factores que conducen a una mayor rentabilidad económica frente a fuentes de energía alternativas son: disminución del coste y tiempo de puesta en marcha de la central, ciclos de funcionamiento más largos, disminución del tiempo de parada, duración de vida más larga para los elementos combustibles y los principales componentes del reactor, aumento de la potencia unitaria. Los reactores de tercera generación deberán ser, por tanto, capaces de cumplir estos requisitos.

18.2.2.

Aspectos estratégicos

Con el fin de mantener una capacidad de producción de electricidad nuclear en Estados Unidos, en 1990 ese país elaboró un Plan Estratégico para sacar a la industria nuclear de su estancamiento, a través de una mejora de la rentabilidad económica de las centrales futuras. El elemento principal del plan, sostenido por las compañías eléctricas, los suministradores de equipo y los constructores de reactores, radicaba en la búsqueda de una estandarización del reactor avanzado de agua ligera. Esta estandarización debería permitir a la nrc otorgar un «certificado de concepción« destinado a facilitar la obtención de licencia de explotación y así reducir los tiempos de puesta en funcionamiento de las nuevas instalaciones. A finales de 1991, se tomó una iniciativa estratégica similar por parte de los productores de electricidad de varios países europeos —Alemania, Bélgica, España, Francia y Reino Unido, a los que se unieron más tarde Italia, Finlandia, Holanda y Suecia—. Esta iniciativa, conocida como eur (European Utility Requirements), consistía en definir las características comunes de los reactores de agua ligera de tercera generación que deberían ser construidos en Europa, con el fin de disminuir el tiempo de puesta en funcionamiento de las nuevas centrales. Desde el punto de vista de la seguridad de las instalaciones, el documento eur introduce dos objetivos de nivel de probabilidad:

224

18.2. Reactores de tercera generación

– Un objetivo de 10−5 por año como valor de la frecuencia acumulada de fusión del núcleo. – Un objetivo de 10−6 por año como valor de la frecuencia acumulada de eventos que den lugar a una emisión importante de elementos radiactivos al medio ambiente. El objetivo de seguridad perseguido en ese documento es minimizar las medidas de protección radiactiva necesarias en caso de accidente en un radio de 800 metros alrededor de la central. En particular, no se necesitará evacuación de la población durante un período largo, superior a un año. Además, las consecuencias de un accidente deben ser extremadamente limitadas en el tiempo y el espacio respecto a la utilización de las tierras cercanas.

18.2.3.

Ejemplos de reactores avanzados

Existen varios proyectos de reactores de tercera generación. Los principales son los de agua ligera tal como el AP600, abwr, epr, S80+, sbwr, etc. Todos ellos tienen características comunes, tales como: duración de vida operacional de sesenta años; factor de carga que ronda el noventa por ciento; tiempo de construcción previsto de cuatro a cinco años; ciclos de carga cada 24 meses, con un tiempo máximo de parada de 30 días entre recarga y mantenimiento; tasa de quemado de combustible (UO2 y mox) que alcanza los 60 GWd/t; seguridad que asegura una probabilidad fusión del núcleo inferior a 10−5 por reactor y año y una probabilidad de emisión grave al medio ambiente de 10−6 por reactor y año; tasa de dosis colectiva recibida por el personal inferior a 0,8 mSv por persona y año. A los reactores de agua ligera hay que añadir el reactor htr (High Temperature Reactor ). Tiene también especial importancia el proyecto concebido para quemar el plutonio militar ruso. Este reactor, de 600 MW térmicos, refrigerado con helio y acoplado a una turbina de gas para producir electricidad, es conocido como gt-mhr (Gaz Turbine-Modular Hellium Reactor ). El reactor EPR El reactor epr (European Pressurized Reactor ) es un reactor avanzado de agua a presión de 1 450 MW eléctricos. Es un reactor desarrollado conjuntamente por Framatome y Siemens y consiste en una evolución de los reactores franceses y alemanes actualmente en funcionamiento. El comienzo de la construcción del primer reactor de este tipo en Francia está previsto para 2007, para una puesta en funcionamiento en torno a 2011. En este reactor, el núcleo y la vasija están diseñados para que sirvan de reflector neutrónicos, lo que permite reducir el enriquecimiento de combustible en 235 U. En el núcleo se puede utilizar también combustible mox hasta un cincuenta por ciento, para reciclar plutonio. Con una tasa de quemado que puede alcanzar los 65 GWd/t y una masa global de combustible mayor que los reactores de la generación anterior, las recargas se efectuarán tras ciclos de 18 a 24 meses. Todos estos aspectos permitirán reducir los costes de funcionamiento y, en particular, aquellos generados por el combustible y el mantenimiento.


225

En el epr se ha tenido en cuenta el riesgo de fusión del núcleo desde el principio de la concepción del reactor. Las mejoras residen en la prevención del accidente con sistemas de comandos donde el error humano está minimizado y dando al operador un tiempo de reacción para actuar relativamente largo (treinta minutos), ya sea en funcionamiento normal o en caso de incidente o accidente. Un pozo situado debajo del núcleo tiene como función recuperar el corium en caso de fusión del mismo. Si tal evento se produjera, el corium caería en el fondo del pozo y se extendería, evacuando así su calor residual. Las reservas de agua del primario que sirven para la recarga del circuito están almacenadas en el edificio del reactor para usarse como refrigerante del núcleo fundido. Este diseño asegura la imposibilidad de emisiones radiactivas fuera del edificio de contención del núcleo. El reactor AP600 El reactor AP600 es un reactor de agua a presión de 600 MW eléctricos desarrollado por Westinghouse. Sus elementos de seguridad pasiva están más desarrollados que en otros reactores de agua ligera de tercera generación. Las principales evoluciones de este tipo de reactores están ligadas a la simplicidad y la seguridad. En este tipo de reactor se ha privilegiado la simplicidad, reduciéndose en buena medida el número de válvulas, cañerías y bombas respecto a un reactor convencional. Esto permite reducir tanto el coste de construcción de la central como la duración de la construcción de la misma. Desde el punto de vista de la seguridad, el reactor AP600 está dotado de distintos sistemas pasivos correspondientes a: – El sistema de inyección de seguridad, para suministrar agua borada al refrigerante para limitar la temperatura de las vainas en caso de accidente de pérdida de refrigerante. – El sistema pasivo para la eliminación del calor residual. – El sistema pasivo para la refrigeración del edificio de contención. El reactor GT-MHR El reactor gt-mhr es un proyecto internacional en el que están implicados Estados Unidos, Rusia, Japón y Francia. Su finalidad es aprovechar energéticamente el plutonio de origen militar. El reactor está derivado de los reactores de alta temperatura refrigerados por gas (htr, High Temperature Reactor ), que no consiguieron imponerse como reactores comerciales a pesar de sus excelentes cualidades técnicas (calidad del combustible, alto rendimiento energético, seguridad del reactor). El aspecto más destacado de este tipo de reactor es el combustible. Se puede utilizar tanto plutonio como mox, óxido de uranio enriquecido u óxido de torio. El combustible se presenta en forma de microbola (de 0,01 a 0,1 metros), cuyo revestimiento está compuesto de material refractario. La temperatura de estas microbolas puede alcanzar los 1 600◦ C sin que haya fugas de material radiactivo al exterior de la bola. Las altas temperaturas soportadas por el revestimiento del

18.3. Reactores de cuarta generación

226

combustible hacen de este reactor un reactor intrínsecamente seguro. De hecho, aun si hay pérdida completa del refrigerante en el reactor, las temperaturas alcanzadas no llegan a provocar la fusión del núcleo. En cuanto al refrigerante, se utiliza gas helio. Este gas tiene muchas ventajas para este tipo de aplicación: no es absorbente neutrónico, es un buen refrigerante y su neutralidad química hace que no reaccione con las tuberías del reactor. El rendimiento térmico de un reactor de este tipo de 300 MW eléctricos es aproximadamente del 48 por ciento. Este reactor permite un quemado del combustible muy elevado, que puede alcanzar el 95 por ciento para el caso del plutonio. Esta característica como quemador de plutonio le confiere un futuro prometedor en el mercado de la energía, incluso si no resulta competitivo frente a reactores de agua ligera.

18.3.

Reactores de cuarta generación

Los reactores de cuarta generación serán los destinados a sustituir al parque nuclear de tercera generación alrededor de 2035. La diferencia fundamental con respecto a los de la generación precedente es que su diseño es totalmente novedoso.

18.3.1.

Objetivos de la cuarta generación

Los principales objetivos son los siguientes: – Los nuevos reactores tienen que englobarse en el marco del desarrollo sostenible, i.e., deben necesitar menos recursos energéticos que los reactores actuales, producir menos residuos radiactivos y ser menos proliferantes.1 – La seguridad y la fiabilidad deben ser puntos clave en la concepción de la central, siendo el objetivo fundamental eliminar la necesidad de evacuar la población del entorno de la central en cualquier circunstancia. – En el aspecto económico, el coste de construcción de la central, así como el coste de generación del kWh, tendrá que ser competitivo frente al de otras fuentes de energía.

18.3.2.

El reactor de agua supercrítico

La principal ventaja del scwr es que permite aprovechar toda la experiencia adquirida con los reactores de agua ligera actuales con mayor rendimiento. 1 Se entiende por proliferación la capacidad de producir material fisible de uso militar a partir de instalaciones civiles.


227

El estado supercrítico del agua se obtiene para una temperatura superior a 374◦ C y una presión superior a 22,1 MPa. A la salida del reactor el agua está a una temperatura de 550◦ y una presión de 25 MPa. Este agua en estado supercrítico entra directamente a la turbina, lo que permite eliminar los intercambiadores de calor y el circuito secundario que existen en los reactores de agua a presión. El ciclo termodinámico permitiría alcanzar un rendimiento de aproximadamente el 45 por ciento. Según la configuración que se adopte para el núcleo, este reactor podrá utilizar un espectro rápido con un ciclo de combustible cerrado, o un espectro térmico con un ciclo abierto. En este tipo de reactor, la principal labor de investigación está orientada al estudio de la respuesta de los materiales en las condiciones extremas de temperatura y presión a las que están sometidos; en particular, a las respuestas de los materiales a la irradiación respecto a la fragilización, corrosión y descomposición química.

18.3.3.

El reactor de muy alta temperatura

El reactor de muy alta temperatura se inscribe en la línea de los reactores de gas del tipo gt-mhr. Al igual que en éstos, el combustible está confinado en el interior de microbolas fabricadas con material refractario. Se pueden utilizar distintos combustibles con un alto grado de quemado, incluyendo por ejemplo el combustible descargado de las centrales de agua a presión actualmente en funcionamiento. La diferencia fundamental respecto a los gt-mhr proviene de que la temperatura del gas refrigerante llega a alcanzar los 1.000–1.100 ◦C. Además de para producir electricidad, este tipo de reactor podrá funcionar en modo de cogeneración. En este caso, en lugar de colocar directamente una turbina en el circuito primario (ciclo directo), se implanta un intercambiador de calor y se conduce la energía térmica hasta el lugar de utilización (ciclo indirecto). La posibilidad de utilizar este tipo de reactor en aplicaciones de cogeneración le confiere una gran ventaja frente a otros reactores de cuarta generación. No hay que perder de vista que muchos procesos de fabricación industriales necesitan una fuente de calor a temperatura elevada (fabricación de cemento, papel, vidrio, acero. . . ). Entre todos estos procesos se encuentra también la producción de hidrógeno. De entre las distintas técnicas de producción de hidrógeno, las tres más prometedoras hoy en día son el reformado de gas natural, la electrólisis a alta temperatura y la termoquímica. En este último proceso, el rendimiento del ciclo aumenta con la temperatura a la que se produce.

18.3.4.

El reactor rápido refrigerado por sodio

El principal interés de este tipo de reactor es que, además de producir electricidad, puede reprocesar residuos de alta actividad y, en particular, plutonio y

18.3. Reactores de cuarta generación

228

otros actínidos. Se ha demostrado que estos reactores de neutrones rápidos son capaces de aprovechar la casi totalidad de los recursos fisionables frente al uno por ciento de los reactores de espectro térmico. Por tanto, el funcionamiento de estos reactores en ciclo cerrado permitirá la incineración de los residuos del combustible utilizado en los reactores de agua ligera. El sodio reacciona violentamente con el agua y el aire. Para evitar riesgo de escape de sodio radiactivo en caso de que se dé la reacción entre sodio y agua, se coloca un circuito secundario que permite el intercambio de calor entre el sodio que refrigera el reactor y el vapor de agua que acciona la turbina.2

18.3.5.

El reactor rápido refrigerado por gas

Este reactor refrigerado por gas utiliza helio como refrigerante, aunque el dióxido de carbono constituye asimismo una posible vía a estudiar. El mayor interés del reactor rápido refrigerado por gas (gfr), como todos los reactores de espectro rápido, es que permite aprovechar al máximo el combustible y minimizar los residuos radiactivos. Se considera que el gfr tendrá mayor capacidad para incinerar los actínidos que el vhtr. Una de las principales dificultades de este tipo de reactor es la evacuación del calor en caso de pérdida de refrigerante. Además, los nuevos materiales tendrán que reemplazar la estructura del núcleo, puesto que el grafito ralentiza los neutrones.

18.3.6.

El reactor rápido refrigerado por plomo

Los reactores rápidos refrigerados por plomo están inspirados en los reactores de submarinos rusos. El lfr es considerado como un reactor con un alto grado de seguridad pasiva, superior al de los demás reactores de neutrones rápidos (sfr y gfr). El núcleo del reactor puede ser concebido como un cartucho o módulo que se cambia en el momento de la recarga. Los ciclos de recarga de este tipo de reactores son muy largos, entre 15 y 20 años. Su modularidad permitirá instalar este tipo de reactor, por un lado, de 2 Los reactores de cuarta generación se basan en procesos que, al menos en una primera aproximación, podríamos calificar como más peligrosos que en los actuales: agua en estado supercrítico, reactores rápidos, utilización de sodio en lugar de agua como refrigerante, circulación del combustible por el circuito de refrigeración. . . ¿Hasta qué punto eso es compatible con la afirmación tajante de que estos reactores son mucho más seguros? Su seguridad, en todo caso, se basa en la proliferación de más y más medidas de seguridad y control, con el riesgo de colapso que traen consigo. En todo caso, es curiosa la afirmación de la industria nuclear en relación con la seguridad de los reactores: «en el pasado ha habido riesgo, pero ahora no lo hay y en el futuro habrá aún menos»; sin embargo, los reactores que ahora se consideran «inseguros», y sobre cuya inseguridad se erigen las sucesivas oleadas de innovación tecnológica nuclear, antes se consideraban seguros. Ocurre lo mismo en otras ramas de la industria. Las incineradoras de hace quince años, por ejemplo, que los movimientos ecologistas denunciaban como contaminantes, eran defendidas por la industria como plenamente inocuas; ahora, sin embargo, se reconocen sus defectos y sobre este reconocimiento se levanta la defensa de las nuevas que, estas sí, ya son «absolutamente seguras».—Nota de M.M.


229

forma deslocalizada tanto para la producción de electricidad como para la producción de calor para procesos industriales tales como la desalación de agua de mar. Y, por otro lado, permitirá instalarlo en países en desarrollo que no tengan las infraestructuras necesarias para gestionar el ciclo de combustible.3

18.3.7.

El reactor de sales fundidas

La particularidad de los reactores de sales fundidas es que el combustible circula por el sistema de refrigeración. Esta particularidad permite un funcionamiento continuo del reactor, i.e., no es necesario detenerlo para llevar a cabo la recarga de combustible. Por otra parte, tiene la ventaja de simplificar la elaboración de combustible, puesto que toda la materia fisible o fértil que se desea introducir en el reactor podrá ser disuelta en la solución de sales fundidas. Esta circulación de combustible permite también, vía tratamiento químico, eliminar del combustible los venenos neutrónicos, lo que permite un ahorro neutrónico y, por tanto, un mayor grado de quemado del combustible. Uno de los ciclos de combustible aprovechable puede ser el ciclo que emplea torio como combustible fértil. Al capturar un neutrón, el 232 Th se transforma en 233 Th y, por desintegración β, en 233 Pa y posteriormente en 233 U, fisible según la cadena: β − (22 min) β− 232 Th + n −→ 233 Th −−−−−−−→ 233 Pa −−→ 233 U. El problema que presenta esta cadena es que la vida media del 233 Pa es de 27 días, y si durante este tiempo permanece en el interior del núcleo del reactor, puede capturar un neutrón y dar lugar a un núcleo de 234 U tras una desintegración β. De este modo, no se formaría el isótopo fisible buscado, sino uno totalmente inútil para la fisión: 233

β−

Pa + n −→ 234 Pa −−→ 234 U.

La solución a este problema es apartar durante 27 días fuera del reactor el proactinio para que se transforme en 233 U, y después inyectarlo nuevamente en el interior del núcleo del reactor.

3 El doble rasero del «aspecto estratégico» y la dependencia del exterior: se trata de evitar a toda cosa depender de fuentes de suministro de países periféricos, pero los países «subdesarrollados» en los que se instalen estos reactores deberán depender de los países del Centro —o, para ser más exactos, de sus grandes multinacionales de la energía nuclear— para el aprovisionamiento de combustible en forma de núcleo modular. Se vislumbra así una nueva concreción de la dependencia de la periferia, inscrita en el contexto de una «división internacional del trabajo» asimétrica y reproductora de su propia asimetría.—Nota de M.M.

Capítulo 19

Sistemas transmutadores de residuos nucleares 19.1.

Introducción

La explotación de los reactores nucleares origina distintos tipos de residuos radiactivos. Algunos de ellos, aunque representan sólo una pequeña fracción del volumen total de residuos de una central, son residuos de elevada radiotoxicidad y larga vida, que mantienen su actividad durante miles e incluso millones de años en algunos casos. Se trata de productos de fisión y de actínidos minoritarios, principalmente el neptunio, americio y curio, núcleos pesados procedentes de la captura neutrónica del uranio.

Qué hacer con los isótopos radiactivos de larga vida Desde hace una década se está investigando mucho acerca de cómo transformar los raa en isótopos estables —i.e., no radiactivos— o de duración mucho más corta: es la transmutación. Esta sería una alternativa más limpia para la gestión de los residuos de alta actividad y vida larga producidos por los reactores actuales, al ser capaz de reducir significativamente su inventario y toxicidad y, por tanto, los requisitos de almacenamiento a largo plazo.

Cómo llevar a cabo la transmutación La transmutación se lleva a cabo bombardeando los núcleos blanco con partículas elementales de alta energía, de forma que los núcleos pesados se rompan en núcleos más pequeños y los productos de fisión se transformen en núcleos estables. Para ello, habrá que concebir un reactor apropiado para tal fin. Los reactores asistidos por acelerador se han revelado como una de las mejores propuestas de sistemas transmutadores.

19.2.

La transmutación en la gestión de residuos

Los residuos radiactivos están formados por radionucleidos muy variados. Las diferencias entre ellos, en términos de toxicidad y duración de vida, justifican

232

19.2. La transmutación en la gestión de residuos

que se sigan vías distintas para su tratamiento. Así, los residuos de baja y media actividad y corta duración de vida, considerados como aquellos con un período de semidesintegración menor de treinta años, son almacenados en superficie durante el tiempo necesario para que su radiactividad haya decrecido hasta un nivel equivalente a la radiactividad natural. Suponen aproximadamente el noventa por ciento de los residuos radiactivos generados por las actividades nucleares, e incluyen trajes de protección, guantes, filtros de reacciones, material hospitalario, etc. Su gestión no representa problemas. Los residuos de vida larga, constituidos fundamentalmente por el combustible quemado, presentan una mayor problemática, debido a su elevada radiotoxicidad a largo plazo.

19.2.1.

Residuos de vida larga del combustible irradiado

El combustible irradiado está compuesto por distintos elementos. De ellos, los radionucleidos de vida larga son: el uranio, el plutonio, los actínidos1 minoritarios (neptunio, americio y curio), algunos productos de fisión (como el 129 I, 135 Cs, 99 Tc, 93 Zr) y algunos productos de activación (como el 14 C). Se llama radiotoxicidad a la medida de la capacidad tóxica de una cantidad de materia radiactiva. Se evalúa relacionando la actividad de dicha cantidad de materia con la dosis que sería recibida por el conjunto de personas que la hubieran inhalado o ingerido. Así, la actividad del radionucleido inhalado o ingerido se convierte en dosis multiplicándola por un factor de dosis (Sv/Bq). Los factores de dosis tienen en cuenta el metabolismo de los radionucleidos en el organismo una vez ingeridos o inhalados, la naturaleza de los rayos emitidos, la radiosensibilidad de los tejidos. . . En general, los factores de dosis atribuidos a los actínidos son de varios órdenes de magnitud más elevados que los de los productos de fisión. La evolución del inventario radiotóxico de un combustible gastado en función del tiempo muestra que: – El inventario radiotóxico global del combustible gastado decrece con el tiempo. Se llega al nivel de la radiotoxicidad del mineral de uranio inicial después de 250.000 años. – El plutonio es el principal contribuyente al inventario radiotóxico a largo plazo del combustible gastado. Después de 300 años, representa más del ochenta por ciento del inventario total y casi el noventa por ciento después de 500 años. 1 Los actínidos son los elementos de número atómicos mayor que el del actinio, i.e., comprendidos entre el 90 y el 103. Dentro de éstos, al neptunio, americio y curio se les conoce como actínidos minoritarios. Por otra parte, con el término transuránidos se denomina a los elementos de número atómico superior al del uranio (92). Los principales son el neptunio (93), plutonio (94), americio (95) y curio (96).

19. Sistemas transmutadores de residuos nucleares

233

– Después del plutonio, son los actínidos minoritarios los que contribuyen más significativamente al inventario radiotóxico, pues suponen un orden de magnitud menos que el plutonio y tres órdenes de magnitud más que los productos de fisión. Se puede concluir que, en el combustible gastado, los actínidos son los principales contribuyentes al inventario radiotóxico. En menor medida contribuyen algunos productos de fisión como el 129 I, 135 Cs y 99 Tc, que aun así deben tenerse en cuenta, ya que su solubilidad y alta movilidad los hace susceptibles de migrar más rápidamente a la biosfera y, a largo plazo, provocar al ser humano una exposición no despreciable a la radiación. Sin embargo, los productos de fisión son los que determinan a corto plazo la cantidad de calor producida en el combustible gastado.

19.2.2.

La transmutación dentro del ciclo de combustible

Ciclo abierto En el ciclo abierto, el combustible gastado es tratado como residuo, así como el uranio empobrecido de salida de las plantas de enriquecimiento, cuyo uso no está contemplado. Se deposita directamente en formación geológica profunda después de haber permanecido un tiempo almacenado para evacuar su calor residual. Esta estrategia no escapa a dos críticas fundamentales, la segunda de las cuales hace que cuente claramente con la oposición de la opinión pública: – Conduce a desperdiciar los materiales fisibles residuales, que representan sin embargo el equivalente de más del treinta por ciento de la energía producida. – Obliga a almacenar y tratar definitivamente cantidades considerables de residuos, precisamente los más peligrosos: los de vida larga.

Ciclo cerrado simple El ciclo cerrado simple está basado en el reprocesamiento del combustible irradiado, que ya no se trata como un residuo. Esta operación permite separar y recuperar el uranio y el plutonio contenidos en los elementos combustibles (uno por ciento de 239 Pu y 0,8 por ciento de 235 U) para la fabricación de un nuevo combustible que es irradiado en reactores de agua ligera (por ejemplo, en forma de mox2 ) o en reactores rápidos. Al mismo tiempo, permite reunir los productos de fisión y los actínidos minoritarios bajo una forma concentrada, residuos de alta actividad que, una vez tratados, son enviados a un almacenamiento geológico profundo. El problema es que la irradiación del combustible de plutonio conlleva la producción de una gran cantidad de actínidos minoritarios, por lo que esta estrategia no supone una reducción significativa de la radiotoxicidad. 2 El mox (Mixed Oxide Fuel ) es un combustible formado por una mezcla de plutonio y uranio (UO2 + PuO2 ).

234

19.2. La transmutación en la gestión de residuos

Por tanto, cualquiera de las opciones actualmente posibles en materia de gestión del combustible irradiado pasa por el almacenamiento definitivo de cantidades considerables de residuos de alta actividad. Por ello, desde principios de los años noventa se están consagrando importantes esfuerzos a la investigación de estrategias de separación y transmutación para la eliminación de los residuos de larga vida. La separación comprende el conjunto de tratamientos químicos y metalúrgicos destinados a separar nucleidos o grupos de nucleidos radiotóxicos del combustible irradiado. La transmutación engloba la incineración o conjunto de transformaciones de dichos nucleidos en otros estables o de vida corta, reduciendo así el inventario radiotóxico. La puesta en marcha de la transmutación para la gestión de residuos radiactivos modifica el ciclo de combustible. Hay muchas variables posibles, aunque básicamente los procesos son similares en todas ellas, destacando el llamado ciclo cerrado de doble estrata. Ciclo cerrado de doble estrata En este escenario convive un parque mixto de reactores dedicados a la producción de energía eléctrica y a la destrucción de residuos. La mayor parte de la producción de electricidad tiene lugar en los reactores de agua ligera. Los pasos a seguir son los siguientes: – Se reprocesa el combustible irradiado separando en distintas corrientes el uranio, plutonio, actínidos minoritarios y productos de fisión. Los procesos para separar estos últimos serían similares a los que se llevan a cabo actualmente para la separación del plutonio. – Con el plutonio se fabrica un nuevo combustible que será irradiado en reactores de agua ligera o en reactores avanzados, lo que constituye el primer estratum. – Con los actínidos minoritarios, procedentes del reprocesamiento del combustible de óxido de uranio y del que contiene óxido de plutonio, junto con el plutonio no utilizado en el primer estratum, se fabrica un nuevo combustible que será irradiado en reactores especialmente concebidos para tal fin, como reactores con neutrones rápidos o sistemas híbridos, lo que constituye el segundo estratum. La fabricación de combustible que contenga actínidos minoritarios plantea problemas de cara a los procesos industriales implicados, debido a los altos niveles de radiactividad. En cuanto a la fase de irradiación en el reactor, hay que tener en cuenta la tendencia de los actínidos minoritarios a producir un elevado número de neutrones, lo que podría plantear problemas de control de la reactividad. – Los únicos actínidos que se depositarían en formación geológica profunda serían las pérdidas por reprocesamiento, lo que permitiría reducir al menos en dos órdenes de magnitud tanto el inventario como la radiotoxicidad. – Los productos de fisión también se almacenarían definitivamente. Si bien se podría contemplar su transmutación, las bajas secciones eficaces de captura neutrónica los hace difíciles de transmutar, y se requerirían períodos de irradiación muy largos.


235

Por consiguiente, en el ciclo de doble estrata se aprovecha el contenido energético de los transuránidos, se elimina el riesgo de proliferación del combustible irradiado y se reducen los requisitos del almacenamiento geológico. A más largo plazo, lo ideal serían ciclos de combustible donde cada reactor nuclear fuera capaz de realizar la transmutación de sus propios residuos.

19.3.

Principios de la transmutación

La transmutación, aplicada al tratamiento de residuos nucleares, consiste en modificar los isótopos de vida larga para transformarlos en otros estables o de vida mucho más corta o que presenten una radiotoxicidad menor. Esta modificación se consigue bombardeando los isótopos con partículas elementales. Estas partículas podrían ser, en principio, fotones, protones o neutrones. Sin embargo, teniendo en cuenta que la transmutación debe ser además tecnológicamente viable y energéticamente rentable —la destrucción de residuos no debe consumir más energía que la generada al producirlos— cabe hacer las siguientes consideraciones: – Los fotones de alta energía susceptibles de producir transmutación se obtienen por efecto Bremsstrahlung bombardeando un blanco con un haz de electrones acelerados. Debido al elevado flujo de fotones necesarios para la transmutación, se requiere una elevada corriente de electrones, inalcanzable con la tecnología actual, por lo que esta técnica no es viable. – Para producir transmutación con protones mediante interacción directa, se requieren protones de muy alta energía capaces de superar la barrera coulombiana. Esta energía, del orden del GeV, es superior a la energía obtenida e la explotación del reactor que originó el residuo que requiere transmutarse; por consiguiente, esta técnica no es rentable. – Debido a la ausencia de carga eléctrica, los neutrones no requieren energías tan elevadas para producir la transmutación. Por otra parte, se pueden obtener altos flujos neutrónicos mediante una reacción denominada espalación. Por tanto, el neutrón es, con diferencia, la partícula que mejor satisface las necesidades que impone la transmutación.

19.3.1.

Reacciones de transmutación

Para la reducción del inventario radiotóxico, las reacciones de transmutación más apropiadas son: – La fisión inducida por neutrones (o captura neutrónica más fisión, o captura más desintegración más fisión), en el caso de los actínidos minoritarios,

19.4. Sistemas transmutadores

236

que viene dada por las siguientes ecuaciones: 236

Np + n −→ 237 Np

237

Np + n −→ 138 Xe + 96 Y + 3n % &

138 96

14min

32min

Xe −−−−→ 138 Cs −−−−→ 138 Ba. 6s

Y −→ 96 Zr.

– La captura neutrónica, en el caso de los productos de fisión: 99

16 s

Tc + n −→ 100 Tc −−→ 100 Ru.

Los nuevos nucleidos pueden dar lugar a otras desintegraciones radiactivas de períodos relativamente cortos, dando lugar al final de la cadena a un nucleido estable.

19.4.

Sistemas transmutadores

La transmutación de cantidades apreciables de actínidos mediante interacción directa con protones no es rentable energéticamente, por lo que la transmutación directa con aceleradores de partículas fue rápidamente rechazada. La transmutación se puede llevar a cabo únicamente en sistemas donde exista un flujo neutrónico apreciables, tales como: reactores de fisión, térmicos o rápidos; reactores subcríticos asistidos por acelerador. La elección de uno u otro tipo dependerá del objetivo prioritario que se persiga: consumo de plutonio, transmutación de actínidos minoritarios o de productos de fisión de larga vida. Así, para los productos de fisión, transmutables únicamente por captura neutrónica, lo óptimo serán flujos neutrónicos intensos en el dominio térmico, donde la probabilidad de captura es mayor, por lo que se elegirían reactores térmicos. Por el contrario, para los actínidos minoritarios, transmutables a través de reacciones de fisión, se trata de privilegiar las fisiones respecto a las capturas neutrónicas. Esto conduciría a elegir espectros neutrónicos rápidos, i.e., reactores rápidos. Sin embargo, la tendencia de los actínidos minoritarios a emitir un gran número de neutrones hace difícil controlar la criticidad del reactor cuando se utiliza una gran proporción de actínidos minoritarios en el combustible. Por ello, se pensó en diseñar un núcleo subcrítico donde el déficit de neutrones sería compensado por una fuente externa que los proporcionase.

19.4.1.

La reacción de espalación

La espalación es una reacción nuclear en la cual intervienen un núcleo pesado y una partícula —en general, un protón— acelerada hasta una energía del orden del GeV. Cuando ocurre una colisión entre el núcleo blanco y la partícula incidente, algunos nucleones son eyectados, dejando al núcleo en estado excitado. Este núcleo se desexcita después emitiendo partículas, en su mayoría neutrones,


237

de energías de algunos MeV. Parte de estos nucleones poseen suficiente energía para inducir nuevas reacciones de espalación con otros núcleos pesados. En el blanco, este fenómeno conduce a una cascada de reacciones, produciéndose así un número elevado de neutrones. Un protón de 1 GeV que incide sobre un blanco de plomo puede de esta forma producir entre 25 y 30 neutrones. En conclusión, las reacciones de espalación se pueden utilizar para producir neutrones, los cuales pueden servir para la transmutación de residuos. Cabe preguntarse si este proceso es energéticamente rentable. Con anterioridad se ha visto que el empleo de protones de 1 GeV no era rentable desde el punto de vista energético para la eliminación de residuos. En este caso, un protón servía para eliminar un solo núcleo. Con la espalación, un protón de 1 GeV produce unos 25 neutrones que pueden transmutar hasta 25 núcleos. Es como si cada reacción de transmutación requiriera unos 40 MeV de energía, mientras que una reacción de fisión produce unos 200 MeV. Por consiguiente, se pueden producir intensos flujos neutrónicos de forma energéticamente rentable a partir de reacciones de espalación, que pueden tener como aplicación la transmutación de residuos nucleares. Esta vía es la base de los reactores transmutadores que acoplan un acelerador de protones de alta intensidad con el medio a transmutar.

19.4.2.

Reactores subcríticos asistidos por acelerador

Estos sistemas, también llamados híbridos, consisten en asociar un acelerador de partículas a un reactor nuclear subcrítico. El haz de partículas (normalmente protones) es acelerado hasta energías del orden de 1 GeV e incide sobre un blanco pesado. En el proceso de espalación se produce la emisión de un gran número de neutrones, los cuales pueden fisionar los núcleos del combustible. De esta forma, el acelerador acoplado al blanco de espalación hace las funciones de un generador de neutrones que alimenta el medio multiplicador subcrítico. Este aporte exterior de neutrones permite mantener el funcionamiento estacionario. Estos sistemas ofrecen las siguientes ventajas fundamentales: – Pueden fisionar el plutonio y los actínidos minoritarios procedentes del combustible gastado en los reactores en operación, por lo que constituyen incineradores de residuos. – Tienen un espectro neutrónico rápido, lo que mejora para los actínidos minoritarios la relación entre probabilidad de fisión y probabilidad de captura. Por otra parte, tienen una importante tasa de conversión de material fértil a fisible. – Son intrínsecamente seguros. Al ser el medio subcrítico, la reacción en cadena se interrumpe al detener el acelerador. Debido a esta subcriticidad, se puede contemplar la utilización de combustible de cualquier composición, lo que no es posible en reactores críticos.

238

19.4. Sistemas transmutadores

– Pueden diseñarse para la producción de electricidad aprovechando la energía contenida en los residuos. Una parte de la electricidad producida por este reactor serviría entonces para hacer funcionar el acelerador de partículas. Se han propuesto diferentes esquemas conceptuales de reactores de este tipo, como por ejemplo el Accelerator-Driven Transmutation of Waste (atw) desarrollado en Estados Unidos, el Accelerator-Driven System (ads) de Alemania y Rusia, y el Energy Amplifier (ea) del cern. Sin embargo, junto a las ventajas anteriormente mencionadas, los reactores híbridos plantean desafíos tecnológicos importantes. Este es el caso, por ejemplo, de la ventana de acoplamiento del acelerador a la vasija del reactor, del tratamiento selectivo de los residuos producidos durante el proceso de incineración, del sistema de refrigeración, etc. Estos aspectos requieren considerables esfuerzos de investigación, lo que supondrá altos costes y plazos de tiempo para llevar a cabo un proyecto de este tipo. A corto plazo, y con una importante colaboración internacional, se ha proyectado la construcción de un prototipo de laboratorio que permita mostrar su viabilidad. En alguno de los esquemas de funcionamiento de esta clase de reactores, el refrigerante es plomo fundido. La energía de fisión en el núcleo combustible es transportada por este refrigerante metálico en circulación natural hasta unos intercambiadores de calor, desde los cuales se aporta el estado térmico al fluido motor de un ciclo térmico convencional.

Capítulo 20

Aprovechamiento de la reacción de fusión nuclear. Reactores de fusión 20.1.

Introducción

La fusión nuclear es la fuente de energía que permite la vida en la Tierra, puesto que es la reacción que ocurre tanto en el Sol como en el resto de las estrellas. La energía liberada en esta reacción1 llega hasta nosotros en forma de radiación electromagnética. Para que se produzca una reacción de fusión, son necesarias, principalmente, dos condiciones: – Calentar hasta muy alta temperatura el combustible (protón, deuterón, tritio. . . ), con el fin de dotar a las partículas de la energía cinética suficiente para vencer la barrera coulombiana y poder fusionarse. – Confinar el combustible un tiempo suficiente para que las partículas puedan reaccionar. En el Sol estas dos condiciones se cumplen gracias a la actuación de la fuerza gravitatoria. Al haber gran concentración de partículas, éstas chocan entre sí y se calientan hasta alcanzar la temperatura suficiente para fusionarse. A estas temperaturas tan elevadas, el medio considerado ya no está en estado de gas, sino de plasma. En este estado, los electrones están desligados de los núcleos y se mueven independientemente unos de otros. El estado de plasma existe bajo varias formas en el Universo, con características de densidad y temperatura muy variables. En un reactor de fusión es imposible confinar las partículas gracias a la 1 Dicha

energía se libera en forma de radiación γ y energía cinética de las partículas.

20.2. Principios de la fusión nuclear

240

fuerza gravitacional, habiéndose desarrollado dos conceptos distintos de confinamiento: – El confinamiento magnético, donde las partículas son forzadas a permanecer en un espacio limitado bajo la acción de un campo magnético. – El confinamiento inercial, donde las partículas están concentradas en un espacio muy pequeño y de alta densidad, debido a la acción de una presión externa.

20.2.

Principios de la fusión nuclear

20.2.1.

Reacción de fusión nuclear

La reacción de fusión nuclear tiene lugar entre núcleos ligeros. En este proceso, se libera una gran cantidad de energía, ya que la suma de las masas de los núcleos formados es menor que la suma de las masas de los núcleos iniciales. Esta diferencia de masa se traduce en una energía liberada bajo la forma de radiación electromagnética y/o de energía cinética de los núcleos finales. La energía de fusión liberada vendrá dada por Qf = ∆M · c2 , donde ∆M =

X

Mi −

X

Mf =

X Bf c2

−

X Bi c2

,

siendo B la energía de ligadura del núcleo. Ahora bien, para que se verifiquen este tipo de reacciones es necesario que los núcleos se acerquen lo suficiente para que la fuerza que los liga pueda actuar. Esta fuerza, denominada interacción fuerte, es atractiva y entra en competencia con la fuerza de Coulomb repulsiva para dos cargas eléctricas idénticas. A corta distancia, del orden del tamaño nuclear, la fuerza fuerte es mucho más intensa que la fuerza de Coulomb; por el contrario, a una distancia mayor que el radio nuclear, esta fuerza fuerte es nula. Para que un núcleo pueda entrar en la región r < R0 necesita una energía superior a la de la «barrera de Coulomb». Esto sería así en el caso de la física clásica; en física cuántica, sin embargo, la partícula puede entrar en la región r < R0 aun si su energía no supera la de la barrera. Este fenómeno se denomina efecto túnel. La probabilidad de que la partícula entre en esta región es menor cuanto más grande sea la diferencia entre la energía de la partícula Ep y la energía de la barrera EC . Se deduce que para obtener reacciones de fusión, la energía de las partículas ha de ser elevada para tener una alta probabilidad de atravesar la barrera coulombiana. De ahí la necesidad de tener partículas con altas energías cinéticas o, dicho de otro modo, tener un plasma a alta temperatura. Para que la fusión se pueda producir se necesita un segundo requisito: que

20. Reactores de fusión

241

haya bastantes partículas en un mismo volumen durante un tiempo razonable para que éstas puedan colisionar. Supongamos una partícula blanco en reposo rodeada de una nube de partículas de densidad n, moviéndose en direcciones aleatorias a velocidad v. Si se introduce una probabilidad de colisión σ, se puede deducir el número de colisiones por segundo que sufrirá la partícula blanco: r = σvn. Ahora bien, si se considera que cada partícula de la nube puede ser a su vez un blanco, podemos obtener una tasa de reacciones por segundo y por unidad de volumen R = σvnn. Finalmente, el número de colisiones durante el tiempo τE vendrá dada por N = RτE = σvn2 τE . De esta relación podemos concluir que para aumentar el número de colisiones —i.e., de reacciones de fusión—, se puede actuar sobre la densidad de partículas n, sobre la velocidad de las partículas v —i.e., la temperatura del plasma— o sobre el tiempo durante el cual la nube de partículas tiene densidad n. Este tiempo se denomina tiempo de confinamiento τE y es un parámetro esencial en las reacciones de fusión nuclear. El confinamiento, i.e, el hecho de que el plasma se quede en un volumen limitado, no es un fenómeno natural. Si se deja un plasma, o gas, en un espacio abierto, éste se expandirá para ocupar todo el volumen disponible. Para que el plasma no se expanda será necesario compensar la presión cinética con una presión externa. El modo de obtener esta presión externa es el modo de confinamiento (gravitacional, magnético o inercial). El objetivo de un reactor de fusión es producir energía con un balance energético positivo. Los experimentos realizados hasta el momento han conseguido obtener reacciones de fusión con liberación de energía, pero la energía liberada es muy pequeña con respecto a la invertida para producir dichas reacciones. Para evaluar los progresos alcanzados y el camino que queda por recorrer, se utilizan una serie de parámetros, que s definen a continuación.

20.2.2.

Balance energético

El balance energético del plasma viene dado por las fuentes de energía que lo calientan (Pfus + Pext ) y las pérdidas que lo enfrían. La potencia total Pfus producida por la reacción de fusión deuterio-tritio se reparte entre los productos de la reacción, las partículas α y neutrones, de la forma Pfus = Pα + Pn . Los neutrones se llevan el ochenta por ciento de la energía producida, mientras que las partículas α se quedan con el veinte restante. La deposición de energía de unas y otras partículas tiene lugar en partes diferentes. Las partículas α ceden su energía al plasma por colisiones, siendo la principal fuente de calentamiento del plasma, mientras que los neutrones, que no interactúan con el plasma,2 escapan del mismo y depositan su energía en las paredes de la cámara que lo contiene. Es el calor producido en estas paredes el que será utilizado como foco caliente 2 Tanto para el plasma de confinamiento magnético como de confinamiento inercial, el recorrido libre medio de un neutrón con una energía del orden de 10 MeV es mayor que las dimensiones del plasma.

20.2. Principios de la fusión nuclear

242 para generar energía eléctrica.

Si la energía de las reacciones de fusión no es suficiente para compensar las pérdidas, es necesaria la aportación de energía externa Pext para mantener el plasma. Las pérdidas de energía Ppér son debidas en una gran parte a la radiación electromagnética de las partículas cargadas, y principalmente a la radiación de Bremsstrahlung. La variación temporal de la energía del plasma está dada por: dW = Pα + Pext − Ppér . dt En el caso de que dW dt = 0, el plasma está en estado estacionario. En este caso, se pueden definir los siguientes parámetros: – El factor de amplificación Q: es el cociente entre la potencia generada por las reacciones de fusión y la potencia externa suministrada al plasma. – El break even: es el momento en el que Q = 1, i.e., la cantidad de energía producida por fusión iguala la energía suministrada. – La ignición: es el momento en que la potencia liberada por las reacciones de fusión que calienta el plasma iguala las pérdidas (Pα = Ppér ). En estas condiciones, la reacción de fusión se puede autosostener sin la aportación de energía externa. A partir de este momento, un reactor de fusión empieza a ser energéticamente rentable.

20.2.3.

Temperatura de ignición

Se ha visto anteriormente que la tasa de reacciones de fusión dependía de la densidad del plasma y de la velocidad de las partículas. Ahora se verá que la condición de ignición sólo depende de la temperatura del plasma. Esto significa que para que la fusión se pueda autosostener, el plasma necesita tener una temperatura mínima, la temperatura de ignición. La potencia de fusión se puede definir como el producto de la tasa de reacciones de fusión por unidad de volumen R por la energía depositada en el medio Qc , que depende del tipo de reacción considerada. Pc = RQc . El cálculo de la tasa de reacción R conduce a la expresión: R = n 1 n2 σ ¯ v¯, siendo n1 y n2 las densidades de los núcleos que reaccionan, σ ¯ v¯ el promedio de la sección eficaz de fusión σ multiplicada por la velocidad de las partículas, ponderada por la función de distribución de velocidades de las partículas. La potencia perdida por Brehmstrahlung viene dada por: p X ni Zi2 , P B = k 1 ne T e i


243

siendo k1 = 5,35 · 10−31 , ne la densidad electrónica, Te la temperatura electrónica, ni la densidad iónica de la especie i y Zi la carga eléctrica de dicha especie. Como se ve, la temperatura de ignición depende del tipo de combustible utilizado.

20.2.4.

Criterio de Lawson

El criterio de Lawson traduce el balance energético del plasma en términos de parámetros físicos del mismo, i.e., en términos de densidad, temperatura y tiempo de confinamiento. En estado estacionario, Pα +Pext = Ppér = τWE . Para cada tipo de reacción, el producto nτE posee un valor dado que es función de la temperatura del plasma. A este producto se le denomina criterio de Lawson. Por ejemplo, para un combustible de deuterio-tritio a una temperatura de 10 keV, el producto nτE es igual a 1014 s·cm−3 . Esto significa que para un plasma de fusión por confinamiento magnético —cuya densidad se sitúa entre las 1014 y las 1015 partículas por centímetro cúbico—, el tiempo de confinamiento es del orden del segundo, mientras que para un plasma de fusión por confinamiento inercial —cuya densidad es de entre 1025 y 1026 partículas por centímetro cúbico—, el tiempo de confinamiento es del orden del picosegundo (10−12 segundos). El criterio de Lawson indica que, para que las reacciones de fusión sean energéticamente rentables, el plasma habrá de tener: una temperatura T suficientemente alta como para que pueda producirse la fusión; una densidad n elevada para que haya bastantes partículas para mantener las reacciones de fusión; un tiempo de confinamiento τE suficientemente largo para obtener una ganancia energética.

20.3.

El ciclo de combustible de fusión

20.3.1.

Reaccione de fusión

Las principales reacciones de fusión son las siguientes: – La reacción p-p. Es la reacción más elemental. Se produce tras la desintegración β + del núcleo 2 He inestable3 dando lugar a un núcleo de deuterio. Es una reacción importante puesto que es la responsable de la producción de deuterio en las estrellas. p + p −→ 2 H + e+ + νe . 3 El núcleo 2 He no tiene un estado nuclear ligado. Cuando los dos protones están suficientemente cercanos, uno de los dos sufre una destintegración p −→ n + e+ + νe .

20.3. El ciclo de combustible de fusión

244 – La reacción deuterio-deuterio: 2

3 H+p Qf = 4,03 MeV. H + 2H % & 3 He + n Qf = 3,27 MeV.

– La reacción deuterio-tritio: 2

H + 3 H −→ 4 He + n Qf = 17,6 MeV.

– La reacción deuterio-helio-3: 2

H + 3 He −→ 4 He + p Qf = 18,3 MeV.

Las tres últimas reacciones son las que tienen mayor interés por ser las más fácilmente realizables en un reactor de fusión.

20.3.2.

Combustible

El combustible deuterio-tritio La temperatura de ignición es mucho más baja en la reacción deuterio-tritio (4 keV) que en la reacción deuterio-deuterio (35 keV), por lo que la fusión con combustible deuterio-tritio será más fácil de realizar. En esta reacción, los productos de la fusión son una partícula α de 3,5 MeV y un neutrón de 14,1 MeV de energía. Esta reacción posee dos desventajas: – En primer lugar, el tritio es un elemento radiactivo —de período de semidesintegración de 12,3 años— que hay que producir artificialmente. – En segundo lugar, el flujo de neutrones que llega a las paredes del reactor activará el material que las compone. En cualquier caso, como se verá más adelante, dicho flujo neutrónico podrá utilizarse para producir tritio. En este combustible de deuterio-tritio, se darán también reacciones del tipo deuterio-deuterio. Con un cincuenta por ciento de probabilidad se producirá un núcleo de tritio más un protón, y, con otro cincuenta por ciento, un núcleo de 3 He más un neutrón. Esta reacción de fusión generará núcleos de 3 He que podrán fusionarse entonces con deuterio, produciendo una partícula α más un protón. Esta última reacción es la más limpia, puesto que no produce núcleos radiactivos ni neutrones. El combustible deuterio-deuterio Las reacciones de fusión con este combustible necesitan una temperatura de ignición mayor que las del ciclo deuterio-tritio. Sin embargo, en el ciclo deuterio-deuterio, se puede introducir una pequeña cantidad de tritio para catalizar la reacción, i.e., al ser menor la temperatura de ignición de la reacción deuterio-tritio, ésta servirá para calentar más el plasma y así poder producir las reacciones deuterio-deuterio. El balance total de la reacción sería: 6 2 H −→ 4 4 He + 2p + 2n

Qf = 43,2 MeV.


20.3.3.

245

Recursos energéticos

Deuterio El deuterio se encuentra en el agua del mar, a razón de un isótopo de deuterio por cada 6.500 de hidrógeno; i.e., el 0,15 por mil del hidrógeno del agua del mar es deuterio. Por lo tanto, existe suficiente deuterio para abastecer a la humanidad de energía más allá de la duración previsible de nuestro planeta (en el orden de magnitud de los miles de millones de años).4 La obtención de deuterio se puede realizar a pequeña escala mediante el proceso de electrólisis o bien, a escala industrial, utilizando un proceso previo de preenriquecimiento por intercambio químico entre H 2 S y H 2 O, que se utiliza como paso previo al proceso de electrólisis común. Su potencialidad energética se entiende al contemplar que un metro cúbico de agua contiene 1025 átomos de deuterio, lo que supone por fusión 7,94 · 1012 julios. Para obtener esta misma energía se precisarían quemar 300 toneladas de carbón o 1 500 barriles de petróleo.

Tritio El tritio no se encuentra de forma natural, ya que es un elemento radiactivo, a excepción del producido en capas altas de la atmósfera por la interacción con rayos cósmicos. En las instalaciones nucleares de fisión se produce tritio de forma artificial. En un reactor de fusión se podrá aprovechar el flujo neutrónico para producir tritio por captura según las siguientes reacciones con litio: 6 7

Li + n −→ 4 He + 3 H 4

Qf = 4,8 MeV,

3

Li + n −→ He + H + n Qf = −2,47 MeV.

Existe abundante litio (distribuido en un 7,4 por ciento de 7 Li y un 92,6 por ciento de 7 Li) en la corteza terrestre, siendo aproximadamente 15 veces más abundante que el uranio. Incluso la concentración en el agua de mar es relativamente elevada, de aproximadamente 0,17 ppm y 20 ppm en la corteza terrestre. De manera que su duración, supuesta una tasa de consumo constante igual a la del año 2000 y facilitada exclusivamente por fusión, sería de 2,3 · 10 7 años. 4 Esta

clase de frases impactantes dicen, sin embargo, bien poco. En primer lugar, es necesario saber cuál es el coste energético y material de la separación isotópica —no olvidemos que la electrólisis es, actualmente, uno de los procesos industriales que más electricidad demanda—, qué residuos genera, cuál es la toxicidad y duración de éstos, etc. En segundo lugar, es obvio que, como ocurre con cualquier material, a medida que se consuma deuterio su abundancia relativa descenderá, con lo cual será energética y materialmente más costoso obtenerlo. Algo similar ocurre con los argumentos respecto a la abundancia del uranio frente a otras fuentes energéticas de carácter no renovable. Se nos lo presenta como una fuente inagotable de energía cuando las reservas conocidas, al ritmo de consumo actual, durarán apenas setenta años. Pero además, si se acepta como algo dado el crecimiento exponencial del consumo energético y, además, se pretende que la nuclear sustituya a la energía convencional, la duración previsible de dichas reservas, como mínimo, se demediaría.—Nota de M.M.

246

20.4. Fusión por confinamiento magnético

20.4.

Fusión por confinamiento magnético

20.4.1.

Confinamiento del plasma

El plasma es un medio conductor de electricidad, en el cual los iones y electrones se mueven independientemente unos de otros. Si a este plasma se le aplica un campo magnético, los iones y electrones seguirán trayectorias en forma de hélice alrededor de las líneas de campo, quedando atrapados en ellas. De esta forma el plasma queda confinado. Para crear estos campos magnéticos, se pensó en diseños en forma de cilindro, pero éstos tenían el inconveniente de dejar escapar a las partículas en sus extremidades. Para evitarlo, se cerraron sobre sí mismas las líneas de campo, utilizando bobinas dispuestas en forma toroidal. Sin embargo, la curvatura del campo y su falta de homogeneidad —el campo es más intenso en el borde interior del toro que en el borde exterior— causan una deriva de las partículas cargadas. Los iones y electrones tienden a separarse, unos hacia arriba y otros hacia abajo. Para compensar este efecto, las líneas de campo están modificadas para que se hagan helicoidales. Las partículas pasan así sucesivamente hacia arriba y hacia abajo de la configuración magnética, y así se compensa el efecto de deriva, que siempre está en el mismo sentido. Esta forma helicoidal del campo es obtenida añadiendo un campo poloidal perpendicular al campo toroidal inicial. El método utilizado para crear las líneas de campo helicoidal ha dado lugar a dos tipos de instalaciones: – El tokamak, donde el campo poloidal está creado por una corriente eléctrica que circula en el plasma. Esta corriente es producida por la variación de un campo magnético exterior; es como si el toro de plasma fuera el circuito secundario de un transformador. – El stellator, donde la configuración magnética es creada por corrientes que circulan por bobinas externas. El plasma se comporta como un gas y ejerce una presión cinética sobre las «paredes» que depende de la temperatura y la densidad. Si se quiere confinar el plasma, esta presión debe ser compensada por otra. Y esa es la función del campo magnético, que al tener las partículas atrapadas en sus líneas de campo crea una presión que impide al plasma expandirse.

20.4.2.

Calentamiento del plasma

Una vez formado el plasma, tiene que calentarse para alcanzar temperaturas que permitan que se puedan producir las reacciones de fusión. Existen varias formas de calentar el plasma: – Calentamiento óhmico. La corriente que circula por el plasma lo calienta debido a su resistividad. A medida que la temperatura del plasma va cre-


247

ciendo, su resistividad baja y también lo hace la eficacia del calentamiento. Este tipo de calentamiento no se puede realizar en un stellator puesto que no existe corriente en el plasma. – Inyección de partícula neutra. Un haz de iones es acelerado al exterior de la máquina y es inyectado en el plasma después de haber sido neutralizado. Estas partículas, al atravesar el plasma, se ionizan y redistribuyen su energía por colisiones, calentando así el plasma. – Calentamiento por ondas electromagnéticas. El plasma puede absorber energía de ondas electromagnéticas cuya frecuencia corresponda a frecuencias características del medio. Esta radiación es emitida por antenas situadas en el interior de la máquina. Según la frecuencia de la onda, la energía podrá ser absorbida bien por los iones, bien por los electrones. – Calentamiento por partículas α. Una vez iniciadas las reacciones de fusión, el plasma se autocalentará gracias a las partículas α o a los protones creados durante la reacción de fusión. Estas partículas cargadas cederán su energía a los electrones e iones del plasma por colisiones.

20.4.3.

Reactor de fusión por confinamiento magnético

En este reactor, el combustible de deuterio-tritio es inyectado en una cámara donde, debido a los sistemas de confinamiento y calentamiento, pasa al estado de plasma y se quema de forma continua. El plasma produce residuos (átomos de helio) y energía bajo forma de partículas cargadas o radiación (neutrones o radiación electromagnética). Las partículas cargadas que se escapan y la radiación ceden su energía a la primera pared, que se calienta. Esta pared está refrigerada por un sistema de extracción de calor. Este calor es utilizado para producir vapor y alimentar un conjunto clásico turbina-alternador para producir electricidad. La primera pared tiene varias funciones: – Recuperar la energía de los neutrones. Un fluido refrigerante circula en la estructura de la pared para evacuar el calor y así producir electricidad. – Producir el litio necesario para la reacción de fusión. Este tritio se produce con la reacción de un neutrón con un núcleo de 6 Li o 7 Li. Sería conveniente privilegiar la reacción con 6 Li, puesto que ésta libera una energía que podría ser aprovechada. – Blindaje, atenuando el flujo neutrónico y protegiendo todos los constituyentes externos.

20.5.

Fusión por confinamiento inercial

Al contrario que la fusión por confinamiento magnético, que puede funcionar en modo continuo —i.e., el quemado de combustible se produce de forma

248

20.5. Fusión por confinamiento inercial

continua una vez iniciada la reacción—, la fusión por confinamiento inercial tiene un modo de funcionamiento discontinuo. Las etapas de un ciclo son las siguientes: – Una cápsula o microesfera de deuterio-tritio (de aproximadamente dos miligramos), que constituye el combustible, es inyectada en la cavidad del reactor. Una vez que se encuentra en el centro de la cavidad, se produce la iluminación mediante potentes haces de partículas (fotones, rayos X, iones pesados o ligeros), que comprimen y calientan el combustible hasta la fase de ignición. – El combustible se irá quemando (sólo se quema un porcentaje pequeño) y los productos de la fusión (principalmente neutrones y partículas α) escaparán del combustible con una energía cinética muy elevada. La energía de los neutrones será recuperada y utilizada en un ciclo termodinámico para elevar la temperatura de un refrigerante. – Se limpia la cavidad del reactor, permitiendo la iluminación de la siguiente microesfera.

20.5.1.

Principales fases del proceso de fusión en confinamiento inercial

El proceso de fusión de una cápsula de combustible en fci comprende cuatro etapas: absorción de la radiación, compresión de la cápsula, ignición del combustible y quemado termonuclear. En la fase de absorción, al incidir la radiación sobre la cápsula de combustible, el material se transforma en plasma. La cápsula se ablaciona y las partículas de la cáscara se expanden con una velocidad de entre 105 y 106 m/s. Esta expansión, por conservación de la cantidad de movimiento, produce un empuje hacia la parte interior de la cápsula, comprimiendo y calentando el combustible; esta es la fase de compresión o implosión. Si al final del proceso de implosión se alcanzan las condiciones específicas de fusión, comienza la fase de ignición. En este momento, las partículas α producidas aumentan la temperatura del combustible, venciendo las pérdidas de energía debidas a la radiación, la conducción térmica y la expansión. Si la densidad es suficientemente alta, las partículas α se quedan atrapadas en el combustible no quemado que rodea al núcleo. De esta forma, las partículas α calientan este combustible hasta encenderlo. Así va avanzando la onda de quemado hacia afuera; esta es la fase de quemado termonuclear, que se extingue cuando la densidad es insuficiente para que se produzcan las reacciones de fusión. Para que el proceso de compresión y calentamiento del combustible sea efectivo, hay que procurar que se comprima la cápsula en primer lugar y que se caliente después. De esta forma, se pueden alcanzar altas compresiones, conduciendo a su vez a grandes valores de Q. Si se calienta antes de tiempo, la presión en el interior de la cápsula aumenta, oponiéndose a la compresión.


20.5.2.

249

Método de irradiación

La irradiación de la microesfera se puede hacer de dos formas distintas: – Directa, i.e., que el haz láser o de iones deposite directamente su energía en la microesfera. El interés de este esquema reside en la elevada eficacia de la transferencia de energía a la microesfera. En cambio, los haces deben irradiarla de manera uniforme, lo que exige un gran número de haces de alta calidad. – Indirecta. En esta configuración, la microesfera se coloca dentro de una cavidad de algunos milímetros constituida por un material de alto número atómico (oro, volframio, etc.). Los haces irradian la pared interna de esta cavidad y crean un plasma caliente que emite radiación x, la cual provoca la implosión de una microesfera. El interés de la iluminación indirecta reside en la uniformidad de la irradiación de la microesfera, con lo que se consigue una mayor estabilidad hidrodinámica de su implosión. La desventaja de este método reside en la eficiencia en la transferencia de energía, i.e., una gran parte de la energía del haz láser se pierde durante la conversión a rayos X y no contribuye a la implosión de la cápsula.

20.5.3.

Cápsula de combustible

Las cápsulas de combustible tienen un radio del orden del milímetro y están formadas por una cáscara sólida que contiene una mezcla de deuterio y tritio gaseosa. La cáscara consta de dos partes: – La externa (el material de ablación), compuesta por un material ligero de tipo plástico dopado por un material pesado de alta opacidad. – La interna, constituida por el combustible frío en estado sólido. La colocación de material de alta opacidad impide a la radiación del plasma de la cáscara penetrar en el interior del combustible y calentarlo, lo que disminuiría la eficiencia de la compresión, tal como se ha comentado con anterioridad.

20.5.4.

El láser

En principio, aunque no se han abandonado las investigaciones con aceleradores de iones, los diseños de reactores de fci incluyen la irradiación mediante láseres. Esto es debido a que los haces láser son más fáciles de propagar y enfocar sobre el blanco, a pesar de su baja eficiencia eléctrica. Por el contrario, los haces de iones tienen mejor eficiencia, pero son más difíciles de enfocar. Actualmente, se están construyendo dos láseres de características similares5 que permitirán alcanzar condiciones para la ignición del combustible y así 5 Estos láseres tienen unos doscientos haces que suman una energía de unos 2 MJ. La duración del impulso láser es de unos nanosegundos.

250

20.5. Fusión por confinamiento inercial

comprobar la viabilidad de los reactores de fci. Estos láseres e encuentran en Estados Unidos y en Francia, y son el paso previo a la construcción de un láser para la utilización comercial de un reactor de este tipo. Para producir 1 GW eléctrico, un reactor fci requerirá un láser que tendrá que ser capaz de suministrar cada segundo diez impulsos de 5 MJ cada uno, con una eficiencia superior al diez por ciento.

20.5.5.

Reactor de fusión por confinamiento inercial

El funcionamiento de un reactor comercial de fci es el siguiente. En una cámara de vacío se inyecta el blanco de combustible. Cuando éste se encuentre en el centro de la cámara, se lo irradia con una serie de haces láser, produciendo la implosión de las cápsulas, seguida de una mini-explosión termonuclear. Las bombas de vacío retiran los gases y residuos de la explosión antes de que un nuevo blanco sea inyectado. Se hacen aproximadamente diez inyecciones por segundo, de manera que la energía liberada pueda ser recolectada de forma continua. Los neutrones que se producen en las reacciones ceden su energía a las paredes de la cámara. El calor generado se extrae con un refrigerante que servirá de foco térmico para producir electricidad, según un ciclo convencional. Para que un reactor de este tipo pueda llegar a operar, hay que resolver una serie de problemas, como por ejemplo la composición de las paredes de la cámara. Éstas deben ser capaces de soportar la continua e intensa irradiación neutrónica sin fundirse o descomponerse. Se han propuesto varios métodos de protección o aislamiento de las paredes, como hacer un recubrimiento de litio líquido o rodear el blanco con chorros de metal líquidos. Así, por ejemplo, en el proyecto de reactor de fusión fci Hylife II, se emplea una pared gruesa de flibe (Li 2 BeFe 4 ) para la protección de la primera pared estructural.

Fisica Fundamentos de Ingeniería Nuclear - Apuntes ETSII UNED

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