Reactores nucleares

Reactores nucleares Un reactor nuclear es un dispositivo dispositivo en donde se produce una reacción nuclear nuclear controlada. Se puede utilizar para para la obten obtenció ción n de energ energía ía en las las denom denomina inada dass centr centrale aless nucl nuclear eares, es, la produ producc cción ión de mater material iales es fisionables, fisionables, como el plutonio, para ser usados en armamento nuclear, la propulsión de buques o de satélites artificiales o la investigación. Una central nuclear puede tener varios reactores. Actualmente solo producen energía de forma comercial los reactores nucleares de fisión, aunque existen reactores nucleares de fusión experimentales.

Central nuclear con un reactor de agua a presión. (PWR) 1- Edificio de contención. 2- Torre de refrigeración. 3- Reactor mariposita. 4- Barras de control. 5- Acumulador Acumulador de presión. 6- Generador Generador de vapor. vapor. 7- Combustible Combustible nuclear. nuclear. 8- Turbina. 9- Generador Generador eléctrico. 10- Transformador. 11- Condensador. 12- Vapor. 13- Líquido saturado. 14- Aire ambiente. 1515- Aire Aire húme húmedo. do. 1616- Río. Río. 1717- Circu Circuito ito de refri refrige gera ració ción. n. 1818- Circu Circuito ito prim primari ario. o. 1919- Circu Circuito ito secundario. 20- Emisión de aire húmedo (con vapor de agua).

También podría decirse que es una instalación física donde se produce, mantiene y controla una reacción nuclear en cadena. Por lo tanto, en un reactor nuclear se utiliza un combustible adecuado que permita asegurar la normal producción de energía generada por las sucesivas fisiones. Algunos reactores pueden disipar el calor obtenido de las fisiones, otros sin embargo utilizan el calor para producir energía eléctrica. La potencia de un reactor de fisión puede variar desde unos pocos kW térmicos a unos 4500 MW térmicos (1500 MW "eléctricos"). Deben ser instalados en zonas cercanas al agua, como cualquier central térmica, para refrigerar el circuito, y deben ser emplazados en zonas sísmicamente estables para evitar accidentes. Poseen grandes medidas de seguridad. No emiten gases que dañen la atmósfera pero producen residuos radiactivos que duran decenas de miles de años, y que deben ser almacenados para su posterior uso en reactores avanzados y así reducir su tiempo de vida a unos cuantos cientos de años. Aplicaciones •

Generación nuclear: o

Producción de calor para la generación de energía eléctrica

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Producción de calor para uso doméstico e industrial

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Producción de hidrógeno mediante electrólisis de alta temperatura

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Propulsión nuclear: o

Marítima

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Cohetes de propulsión térmica nuclear (propuesta).

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Cohetes de propulsión nuclear pulsada (propuesta).

Transmutación de elementos: Producción de plutonio, utilizado para la fabricación de combustible de otros reactores o de armamento nuclear

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Creación de diversos isótopos radiactivos, como el americio utilizado en los detectores de humo, o el cobalto-60 y otros que se utilizan en los tratamientos médicos

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Desalación

Aplicaciones Aplicaciones de investigació investigación, n, incluyendo: incluyendo: Su uso como fuentes de neutrones y de positrones (p. ej. para su uso de análisis mediante activación neutrónica o para el datado por el método de potasio-argón).

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Desarrollo de tecnología nuclear.

Reactor nuclear de fisión Un reactor nuclear de fisión consta de las siguientes partes esenciales: 1. Combustib Combustible.-Isó le.-Isótopo topo fisionable fisionable (divisible (divisible)) o fértil fértil (convert (convertible ible en fisionable fisionable por activació activación n neutrónica): Uranio-235, Uranio-238, plutonio-239, Torio-232, o mezclas de estos (MOX, Mezcla de óxidos

de uranio y plutonio). El combustible habitual en las centrales refrigeradas por agua ligera es el dióxido de uranio enriquecido, en el que alrededor del 3% de los núcleos de uranio son de U-235 y el resto de U-238. La proporción de U-235 en el uranio natural es sólo de 0.72%, por lo que es necesario someterlo a un proceso de enriquecimiento en este nucleido. Cumplen con la función de frenar la 2. Moderador (nuclear).- Agua, agua pesada, grafito, sodio metálico: Cumplen velocidad de los neutrones producidos por la fisión, para que tengan la oportunidad de interactuar con otros átomos fisionables y mantener la reacción. Como regla general, a menor velocidad del neutrón, mayor probabilidad de fisionar con otros núcleos del combustible en los reactores que usan uranio 235 como combustible. 3. Refrigerante.- Agua, agua pesada, anhídrido carbónico, helio, sodio metálico: Conduce el calor

generado hasta un intercambiador de calor, o bien directamente a la turbina generadora generadora de energía eléctrica o propulsión. 4. Reflector.- Agua, agua pesada, grafito, uranio: reduce el escape de neutrones y aumenta la eficiencia

del reactor. 5. Blindaje.- Hormigón, plomo, acero, agua: Evita la fuga de radiación gamma y neutrones rápidos.

6. Material de control.- Cadmio o boro: hace que la reacción en cadena se pare. Son muy buenos absorbentes de neutrones. Generalmente se usan en forma de barras (de acero borado por ejemplo) o bien disuelto en el refrigerante. 7. Elementos de Seguridad.- Todas las centrales nucleares de fisión, constan en el 2007 de múltiples

sistemas, activos (responden a señales eléctricas), o pasivos (actúan de forma natural, por gravedad, por ejemplo). La contención de hormigón que rodea a los reactores es la principal de ellas. Evitan que se produzcan accidentes, o que, en caso de producirse, haya una liberación de radiactividad al exterior del reactor.

Tipos de reactores nucleares de fisión Existen varios tipos básicos en el 2007: LWR - Light Water Reactors (Reactores de agua ligera): utilizan como refrigerante y moderador el agua.

Como combustible uranio enriquecido. Los más utilizados son los PWR (Pressure Water Reactor o reactores







FBR - Fast Breeder Reactors (reactores rápidos realimentados): utilizan neutrones rápidos en lugar de

térmicos para la consecución de la fisión. Como combustible utiliza plutonio y como refrigerante sodio líquido. Este reactor no necesita moderador: 4 operativos en el 2007. Solo uno en operación. Advanced Gas-cooled Reactor (reactor refrigerado por gas avanzado): usa uranio como combustible. combustible. AGR - Advanced Como refrigerante utiliza CO2 y como moderador grafito: 18 en funcionamiento en el 2007. RBMK - Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny (reactor de canales de alta potencia): su principal función es

la producción de plutonio, y como subproducto genera energía eléctrica. Utiliza grafito como moderador y agua como refrigerante. Uranio enriquecido como combustible. Puede recargarse en marcha. Tiene un coeficiente de reactividad positivo. El reactor de Chernóbil era de este tipo. Existían 12 en funcionamiento en el 2007. ADS - Accelerator Driven System (sistema asistido por acelerador): utiliza una masa subcrítica de torio, en la

que se produce la fisión solo por la introducción, mediante aceleradores de partículas, de neutrones en el reactor. Se encuentran en fase de experimentación, y se prevé que una de sus funciones fundamentales sería la eliminación de los residuos nucleares producidos en otros reactores de fisión.

Ventajas de los reactores nucleares de fisión Una de las ventajas de los reactores nucleares actuales es que casi no emiten contaminantes al aire (aunque periódicamente purgan pequeñas cantidades de gases radiactivos), y los residuos producidos son muchísimo menores en volumen y más controlados que los residuos generados por las plantas alimentadas por combustibles fósiles. En esas centrales térmicas convencionales que utilizan combustibles fósiles (carbón, petróleo o gas), se emiten gases de efecto invernadero (CO2 principalmente), gases que producen lluvia ácida (SO2 principalmente), carbonilla, metales pesados, miles de toneladas anualmente de cenizas, e incluso incluso material material radiacti radiactivo vo natural natural concent concentrado rado (NORM) (NORM).. En una central central nuclear nuclear los residuo residuoss sólidos sólidos generados son del orden de un millón de veces menores en volumen que los contaminantes de las centrales térmicas. El uranio enriquecido utilizado en las centrales nucleares no sirve para construir un arma nuclear ni para usar uranio procedente de ellas. Para ello se diseñan los reactores en ciclos de alto enriquecimiento o bien se usan diseños como reactores tipo RBMK usados para la generación de plutonio. Últimamente se investigan centrales de fisión asistida, donde parte de los residuos más peligrosos serían destruidos mediante el bombardeo con partículas procedentes de un acelerador (protones seguramente) que por espalación producirían neutrones que a su vez provocarían la transmutación de esos isótopos más peligrosos. Esta sería una especie de central de neutralización de residuos radiactivos automantenida. El rendimiento de estas centrales sería en principio menor, dado que parte de la energía generada se usaría para la transmutación de los residuos. Se estima que la construcción del primer reactor de transmutación (Myrrha) comenzará en el año 2014.

Desventajas de los reactores nucleares de fisión La percepción de peligro en la población proviene proviene de varios factores: 1) accidente accidente en una central atómica, 2) ataque terrorista, 3) peligrosidad de los residuos y su alto poder contaminante del medio ambiente, 4) basureros nucleares, 5) posible desviación de los residuos para la producción de armas de destrucción masiva. Los reactores nucleares generan residuos radiactivos. Algunos de ellos con un semiperiodo elevado, como el americio, el neptunio o el curio y de una alta toxicidad. Los detractores de la energía nuclear hacen hincapié en el peligro de esos residuos que duran cientos e incluso miles de años. Algunas centrales centrales también sirven para generar material adicional de fisión (plutonio) que puede usarse para la creación de armamento nuclear. Dicho interés en la creación de dichas sustancias impone un diseño específico del reactor en detrimento de la ecología del mismo. La probabilidad de que un accidente accidente similar al sucedido sucedido en Chernobyl Chernobyl se repita en las centrales occidentales es indeterminable. Japón, una potencia tecnológica, no ha podido evitar el desastre nuclear de Fukushima, la cual esta en aumento. Los accidentes nucleares más graves han sido: Mayak (Rusia) en 1957, Windscale (Gran Bretaña) en 1957, Three Mile Island (EE. UU.) en 1979, Chernóbil (Ucrania) en 1986, Accidente radiológico de Goiania (Brasil) en 1987, Tokaimura (Japón) en 1999, y Fukushima (Japón) en 2011. Y la lista es extensa en el caso de accidentes serios como filtraciones, y/o perdidas de material radioactivo.







Reactor de agua a presión Un reactor de agua a presión (por sus siglas en inglés PWR: Pressurized Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear que usa agua como refrigerante y moderador de neutrones. En un PWR, el circuito primario de refrigeración está presurizado presurizado con el fin de evitar que el agua alcance su punto de ebullición, de aquí el nombre de este tipo de reactores. El PWR es uno de los tipos de reactores más utilizados a nivel mundial. Hay más de 230 reactores tipo PWR en uso para la generación de energía eléctrica (los PWR producen típicamente entre 900 y 1500 MWe), y varios cientos más que se usan para propulsión naval. El PWR fue diseñado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory para ser utilizado como planta de energía en un submarino nuclear. También, algunos PWR pequeños han sido utilizados para calefacción en regiones polares

Resumen La figura a la derecha muestra un esquema de un reactor tipo PWR. En un PWR (y en la mayoría de los reactores nucleares de potencia), el combustible nuclear (C) calienta el agua del circuito primario entregando calor por conducción térmica a través de la vaina que contiene al combustible. El agua calentada por el combustible combustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de intercambiador de calor llamado generador de vapor (B), en donde el calor del agua del circuito primario se transfiere hacia el agua del circuito secundario para convertirla en vapor. La transferencia de calor se lleva a cabo sin que el agua del circuito primario y el secundario secundario se mezclen ya que el agua del circuito primario es radioactiva, radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario no lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina (T) que a su vez mueve un generador eléctrico (G). En submarinos nucleares la electricidad se utiliza para alimentar una máquina eléctrica que se utiliza para la propulsión del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador eléctrico está conectado a la red de distribución distribución eléctrica. Tras pasar por la turbina, t urbina, el vapor se enfría en un condensador (K) donde se tiene nuevamente agua líquida que es bombeada (P2) nuevamente nuevamente hacia el generador generador de vapor. El condensador es enfriado por un tercer circuito de agua llamado circuito terciario.







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En un PWR, hay tres circuitos de refrigeración (primario, secundario y terciario), que utilizan agua ordinaria (también llamada agua ligera, en el ámbito de la ingeniería nuclear). En cambio, en un reactor de agua en ebullición (BWR) hay dos circuitos. También hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rápidos que utilizan otras sustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeración. La presión en el circuito primario es típicamente de 16 MPa, que es una presión notablemente más alta que en otros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, la temperatura de ebullición del agua se aumenta a un valor tal que se garantiza que el agua del circuito primario no se evapore durante la operación normal del reactor. En cambio, en un BWR el agua del primario no está tan presurizada presurizada y una fracción en torno al 15% se convierte en vapor en el núcleo del reactor. En algunos diseños este vapor es el que se utiliza directamente para mover la turbina, eliminando la necesidad de utilizar un generador de vapor.

Características de Diseño de los reactores tipo PWR







nucleada en la zona del núcleo) debido a la alta presión a la que funciona el circuito primario (usualmente alrededor de los 16 MPa/150 atm). El agua del primario se utiliza para calentar el agua del circuito secundario que se convierte en vapor saturado en el generador de vapor para ser usado en la turbina t urbina (en la mayoría de los diseños la presión del secundario es de 60 atm y la temperatura del vapor es de 275 °C). Moderador

Los reactores PWR, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren que los neutrones rápidos producidos producidos por las fisiones en el combustible del rector pierdan energía, esto es, disminuyan su velocidad (a este proceso se lo denomina moderación) con el fin de poder mantener la reacción en cadena. Dado que la masa de núcleos de hidrógeno que se encuentran en una molécula de agua es parecida (en realidad es algo mayor) a la masa de un neutrón, los neutrones van perdiendo velocidad a medida que chocan con las moléculas de agua. El efecto de moderación será mayor en la medida que la densidad del agua sea mayor (ya que al haber mayor cantidad de moléculas de agua por unidad de volumen, entonces mayor será la probabilidad de que un neutrón choque con una molécula). En los PWR el agua que se usa como refrigerante, también actúa como material moderador. El uso de agua como moderador es una importante característica de seguridad de los reactores PWR, ya que, en caso de un incremento en la temperatura del moderador (por ejemplo, durante una subida incontrolada de la potencia del reactor), la densidad del agua disminuye, reduciendo el efecto de moderación y por lo tanto, reduciendo la probabilidad de que los neutrones rápidos pierda pierdan n velocidad y alcancen alcancen la velocidad velocidad necesaria para inducir una nueva fisión (y por lo tanto resultando en una reducción de la potencia del reactor). Este efecto hace que los reactores PWR sean muy estables. Combustible

El combustible que se utiliza en reactores PWR es un óxido de uranio, donde el uranio se encuentra enriquecido en 235U en valores que van de 2 a 4%. Tras su enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO2) en polvo se cuece a alta temperatura en un horno de sinterizado para poder endurecer el material y permitir la fabricación de pastillas (en inglés, pellets) de dióxido de uranio enriquecido. Estos pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el pellet y la vaina). Estas vainas de combustible así terminadas se agrupan en elementos combustibles que son utilizados para formar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y el núcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100 toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles son bloques de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elemento combustible tiene alrededor de 4 m de longitud. Control

La potencia del reactor en PWR comerciales y militares se controla normalmente variando la concentración de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. El boro es un absorbente de neutrones muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neutrones en el reactor. Además el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba en los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las operaciones de arranque y apagado del reactor. En contraste, los reactores tipo BWR no usan boro disuelto en el refrigerante primario para el control de la potencia del reactor sino que se realiza regulando regulando el caudal de refrigerante. refrigerante. Esta es una ventaja de los BWR en relación a otros reactores ya que el ácido bórico es muy corrosivo y además no se requiere de un sistema que se encargue de regular la concentración de este absorbente. Sin embargo, la mayoría de los reactores BWR comerciales incluyen un sistema de apagado de emergencia basado en la inyección de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. Por su parte, los reactores tipo CANDU también utilizan ácido bórico como sistema redundante para el apagado del reactor. En el caso de reactores navales, la potencia se regula por medio de barras de control.

Salvaguardias Tecnológicas El Sistema de Inyección de Seguridad, SIS

Actúa cuando se produce un LOCA (Loss of Coolant Accident) inyectando agua borada en el reactor para evitar el aumento de temperatura en las vainas de combustible. Consta de tres fases: a) Inyección pasiva de los acumuladores: El agua borada está almacenada a unos 45 bares en unos tanques, de los cuales hay uno por cada lazo. El agua está retenida gracias a unas válvulas que se abren si









las que la pérdida de carga y presión es lenta. La inyección inyección activa se acciona cuando varios elementos de la instrumentación electrónica detectan baja presión en el presionador, aumento de la presión de la contención, enfriamiento excesivo del refrigerante, o en una de las líneas de vapor. c) Cuando el nivel del Tanque de Almacenamiento del Agua de Recarga cae a un cierto nivel, las bombas ya no succionan del mismo sino del sumidero del recinto de contención, y entonces la segunda fase del SIS termina. Comienza entonces la recirculación del agua a través de las ramas calientes de los lazos principales de refrigeración para evitar así la ebullición del agua en el núcleo y la consiguiente deposición de boro en las vainas.

Ventajas •

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Los reactor reactores es tipo tipo PWR PWR son muy estab estables les debido debido a su tenden tendencia cia a reduc reducir ir su poten potencia cia ante incrementos incrementos de temperatura, esto ayuda a reducir la posibilidad de perder el control de la reacción en cadena. Los PWR pueden ser operados con un núcleo que contiene menos material fisible que el necesario para alcanzar la condición de criticidad con neutrones instantáneos (en inglés, prompt critical). Esto reduce la posibilidad de que el reactor tenga una subida incontrolada de la potencia y es una de las características de seguridad de los PWR. Puede verse también como ventaja el hecho de que al utilizar uranio enriquecido como combustible, los PWR pueden utilizar agua ordinaria como moderador en lugar de necesitar agua pesada cuya producción producción es costosa. Nota: esta ventaja es relativa, ya que el proceso de enriquecimiento enriquecimiento de uranio también es un proceso costoso (ver también desventajas).

Desventajas •

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El agua del sistema refrigerante refrigerante primario tiene que ser presurizado a altas presiones para mantener el agua en fase líquida a las temperaturas de trabajo del reactor. Esto pone requerimientos exigentes sobre las cañerías y el recipiente de presión del reactor y por lo tanto incrementa los costos de construcción. También eso incrementa el riesgo ante un accidente con pérdida de refrigerante del sistema primario. Los PWR no pueden cambiar el combustible gastado mientras están operando. Esto limita la eficiencia del reactor y también implica que tiene que salir de operación por periodos más largos que otros tipos de centrales nucleares. El agua caliente del primario con ácido bórico disuelto es corrosivo para el acero inoxidable, causando que los productos de corrosión (que son radiactivos) circulen por el circuito primario. Esto limita la vida útil del reactor y además requiere de sistemas especiales para el filtrado de los productos de corrosión, lo cual incrementa el costo del reactor. El agua ordinaria es más absorbente de neutrones que el agua pesada. Por lo tanto al utilizar agua ordinari ordinaria a como como moderad moderador or es necesari necesario o utiliza utilizarr uranio uranio enriquec enriquecido ido como como combust combustible ible,, lo cual cual incrementa el costo del combustible. En el caso de los reactores que usan agua pesada, es posible utilizar uranio natural como combustible, pero el costo en este caso está en la producción del agua pesada. Dado que el agua actúa como moderador de neutrones, no es posible construir construir un reactor rápido con un diseño de PWR. Por esta razón no es posible construir un reactor rápido reproductor que utilice







(1) que contiene el núcleo. Dado que el vapor fluye desde el reactor, éste se comporta como una máquina

térmica convencional, pudiendo existir asociadas otras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en inglés MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina.

Esquema Esquema de funcionamiento funcionamiento de un BWR. 1 Vasija del reactor 2 Elemento Elemento fisil 3 Barras de control 4 Bombas de circulación 5 Motores de las barras de control 6 Vapor 7 Entrada de agua 8 Turbina de alta presión 9 Turbina de baja presión 10 Generador eléctrico 11 Excitador del generador eléctrico 12 Condensador de vapor 13 Agua fría para el condensador 14 Precalentador 15 Bomba de circulación de agua 16 Bomba de agua fría del condensador 17 Cámara de hormigón 18 Conexión a la red eléctrica

Control

La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: Control por barras de control

Variar la posición (retirando o introduciendo) de las barras de control es el método común de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control se retiran, se reduce la absorción de neutrones en las mismas, aumentando en el combustible. Por tanto aumenta la potencia del reactor. En cambio, al introducir barras de control, aumenta la absorción de neutrones en éstas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor. Control por flujo de agua







del núcleo en forma de vapor, dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite la ebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presión atmosférica). Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisótopos, se requiere que la turbina este blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protección radiológica durante los trabajos de mantenimiento. El aumento del coste relacionado con el funcionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensa con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor que la de un PWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (en su mayoría es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempo después de haber detenido el reactor. Elemento Combustible.

En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras de combustible, y hay más de 800 de estos elementos en el núcleo del reactor, sumando un total de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El número de elementos combustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor. En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor. Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continúa generando generando calor debido a la radiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. aumenta. No obstante, al contrario de lo que ocurre en el PWR, que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de la proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para que ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante.

Ventajas •

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La vasij vasija a del del react reactor or y sus sus compon componen entes tes asoc asociad iados os opera operan n a una una presi presión ón notabl notableme emente nte baja baja (alrededor de 75 veces la presión atmosférica) en comparación con un PWR (unas 158 veces la presión atmosférica). La vasija del reactor está sometida a una irradiación notablemente menor en comparación con un PWR, y por tanto no se vuelve tan frágil con la edad. Opera con una temperatura del combustible nuclear menor. El rendimiento de este tipo de reactor es ligeramente superior al de los reactores PWR debido a la eliminación del intercambiador de calor entre los circuitos primario y secundario que necesita este último.







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Contaminación Contaminación de la turbina por productos de fisión (no es un problema con la moderna tecnología de combustibles) Es necesaria protección y controlar el acceso a las turbinas de vapor durante su funcionamiento normal debido a los niveles de radiación provenientes del vapor, el cual entra directamente desde el núcle núcleo o del del react reactor. or. Adem Además, ás, se han de tomar tomar precau precaucio cione ness adici adicion onal ales es duran durante te las tareas tareas de mantenimiento de la turbina en comparación con los PWR. Las barras de control se han de introducir desde abajo, y por tanto no podrían caer dentro del reactor por su propio peso en caso de una pérdida total de la potencia (en la mayoría de los demás tipos de reactores las barras de control están suspendidas por electroimanes, de tal manera que si hay una pérdida total de potencia estas caerían por su propio peso). La inserción completa de las barras de control detienen efectivamente la reacción nuclear primaria. Sin embargo, el combustible combustible nuclear continua generando calor residual por decaimiento radioactivo a una tasa aproximada del 7% de la potencia total del reactor, lo cual requiere de uno a tres años de bombeo de refrigerante para lograr estabilizar el reactor a baja temperatura. Si la refrigeración falla en el momento de apagar el reactor, este puede sobrecalentarse hasta temperaturas por encima de los 2200 grados, llevando al agua a descomponerse en hidrógeno y oxígeno. En este escenario existe un alto riesgo de explosión, que puede amenazar la integridad estructural del reactor.

Reactor CANDU El reactor CANDU es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro-Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así como varios participantes de la industria privada. El acrónimo "CANDU" es una marca registrada de Atomic Energy of Canada Limited, de la expresión "CANadá Deuterio Uranio", en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (agua pesada) y su utilización utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía actuales del Canadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en el extranjero.







desarroll desarrollados ados consid consideran eran que esto es atractiv atractivo o porque porque no pueden pueden permitirs permitirse e instalac instalacione ioness de enriqu enriquec ecimi imient ento, o, y no pued pueden en asegu asegurar rarse se el acceso acceso al urani uranio o enriq enrique uecid cido. o. El Trata Tratado do de no proliferación nuclear, que implementa un régimen de salvaguarda bajo los auspicios de la Agencia Internacional de la Energía Atómica, regula el acceso a materiales nucleares tales como el uranio enriquecido. •

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El moderador es un gran depósito, llamado calandria, atravesado por varios cientos de tubos de presión horizontales, que constituyen los canales para el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a gran presión en el circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del depósito evita la ebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el refrigerante primario genera en el circuito secundario una corriente que mueve las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se pueda repostar continuamente sin necesidad de apagarlo, puesto que los canales de combustible están controlados individualmente. El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes recipientes de presión, puesto que los utilizados habitualmente en los reactores de agua ligera son extremadamente caros, y requieren una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá tampoco disponía de ella, y diseñó el reactor para no necesitarla. necesitarla. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos que contienen el combustible. Estos tubos están construidos de una aleación de circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones. Un ensamblaje de combustible CANDU lo compone un haz de 37 barras de combustible de medio metro de largo (grageas cerámicas (pellets) en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces discurriendo de punta a punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y un sistema secundario de apagado consiste en inyectar una solución de nitrato de gadolinio en el moderador. El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo de la calandria, también produce algún calor residual. Puesto que el conjunto moderador del reactor se mantiene a temperatura y presión relativamente bajas, el equipo para controlar y actuar en el núcleo es bastante menos complejo. Sólo tiene que afrontar la alta radiación y el alto flujo de neutrones. En especial, las barras de control y el equipo de emergencia son más sencillos y más fiables que en otros tipos de reactores. El reactor tiene el tiempo más bajo de apagado que cualquier otro tipo conocido. Esto parcialmente se debe en gran parte a que el reactor funciona a temperaturas y presión bajas. También se debe al sistema único de manejo del combustible. Los tubos de presión que contienen sus barras pueden abrirse individualmente, y cambiar las barras de combustible sin hacer que el reactor deje de funcionar. Otra ventaja es que el combustible utilizado es el más eficiente de los conocidos. Esto se debe al uso del agua pesada como regulador. La eficiencia también es mayor debido al mecanismo que permite repostar mientras sigue funcionando, pudiéndose situar los conjuntos de combustible en las partes más convenientes del núcleo del reactor, de acuerdo con sus cambios de reactividad. La mayoría de otros diseños de reactores necesitan insertar venenos degradables a fin de rebajar la alta reactividad que se produce a la carga inicial de nuevo combustible. Esto no es necesario en un CANDU. Otra ventaja del sistema de gestión de combustible es que los reactores pueden funcionar como si fueran de cultivo (breeder) de baja temperatura. CANDU funciona con mucha eficiencia debido a su buena economía de neutrones. Pueden generar combustible a partir de torio natural, cuando no se









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Los CANDU tiene un pequeño coeficiente nulo positivo que está gestionado por sistemas de control rápidos. Esta característica complicó su licenciamiento en EE.UU., por lo cual Canadá no consigue aún vender una máquina CANDU a sus vecinos.

Cronología El primer reactor tipo CANDU fue el Nuclear Power Demonstrator (NPD), en Rolphton, Ontario, como un diseño de prueba del concepto, y fue diseñado para producir una potencia de sólo 22 MWe, un valor de potencia muy pequeño para un reactor de producción comercial. Este reactor generó la primera electricidad generada por medios nucleares en Canadá, y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987.[1], [2] El segundo CANDU fue el reactor Douglas Point, una versión con más potencia tasada a cerca de 200 MWe y ubicado cerca de Kincardine, Ontario. Con alguna controversia, el proyecto Douglas Point se inició en 1959, incluso antes que el NPD, el prototipo CANDU, estuviera en desarrollo. Douglas Point entró en servicio en 1968 y funcionó hasta 1984. De modo único entre las plantas CANDU, Douglas Point incorporaba una ventana blindada a las radiaciones (rellena con aceite) que permitía observar el extremo este del reactor, incluso mientras el reactor estaba funcionando. El tipo Douglas Point se exportó a la India y Pakistán, y es la base de los productos nacionales de la India 'derivados de CANDU'. Douglas Point se planificó inicialmente para ser una planta de dos unidades, pero la segunda fue cancelada debido al éxito de las unidades mayores de 515 MWe de la Pickering Nuclear Generating Station. [3], [4] Los éxitos con el NPD llevaron a la decisión de construir la primera planta de multi-unidades en Pickering, Ontario. Pickering Pickering A está formada por las unidades 1 a 4, que entraron en servicio en 1971. Pickering B está formada por las unidades 5 a 8, que entraron en funcionamiento en 1983, proporcionando una capacidad para toda la planta de 4120 MWe. La planta está situada muy próxima a la ciudad de Toronto, a fin de reducir costes de transporte. La ubicación de la planta ha sido una preocupación preocupación para los activistas, activistas, que temen que supone un riesgo para Toronto si ocurriera un accidente y un escape radiactivo. Pickering A inició un descanso voluntario en 1997, como parte del plan de mejora hidronuclear de Ontario. Desde entonces las unidades 1 y 4 han vuelto a funcionar, aunque no sin considerable controversia referente a significativos excesos excesos sobre los presupuestos, presupuestos, especialmente especialmente de la unidad 4. (La reactivación reactivación de la unidad 1 se realizó básicamente en el plazo y con el presupuesto previstos, si se tiene en cuenta los retrasos en el proyecto de arranque impuestos por el gobierno provincial de Ontario). En 2005 2005 la Ontar Ontario io Powe Powerr Gene Generat ration ion anunc anunció ió que, que, contra contraria riame ment nte e a lo previ previsto sto,, no se realiz realizarí aría a la reactivación de las unidades 2 y 3 de Pickering A. La razón para este cambio de planes fue económica: la condición del material de estas unidades era mucho peor que las que habían existido en las unidades 1 y 4, en especial el estado de los generadores de vapor, por lo que los costes de la reactivación hubieran sido







(alrededor de una parte por cada 7.000). El reactor de nueva generación, el reactor CANDU avanzado, también llamado "ACR" mitiga este inconveniente al tener un regulador de tamaño más pequeño y al no utilizar agua pesada en el sistema de transporte de calor (utiliza agua ligera como refrigerante). Un tema político con el reactor CANDU es la aseveración de que su capacidad de repostar sin apagar también hace más fácil producir plutonio "de graduación para armas"; es decir, plutonio con una alta concentración de Pu-239 y bajas concentraciones de otros isótopos Pu. Todos los tipos de reactores comerciales producen plutonio como un subproducto natural de la fisión de uranio (una porción de este plutonio a continuación sufre el mismo la fisión y contribuye significativamente al total de potencia de salida del reactor). El plutonio restante al descargar el combustible del reactor es normalmente de "graduación de reactor" (más bajo en abundancia relativa en Pu-239) lo que lo hace menos atractivo como material para fines bélicos. La aseveración, por tanto, es que el repostado sobre la marcha posible en los reactores CANDU, permite que el combustible se descargue después de períodos de irradiación breves, en los que el combustible gastado contendría niveles elevados de PU-239 comparado con el combustible gastado en los PWR/BWR, o en el del normal en el CANDU. No obstante, la capacidad para producir plutonio con tiempos de irradiación cortos no es única del tipo CANDU. Como con todos los reactores de energía, un mal uso de estas instalaciones no sería tan solo antieconómico en términos de producción de energía, si no fácilmente detectable con las salvaguardas internacionales establecidas. Es de mayor importancia, por tanto el requisito que todos los tipos de reactores estén salvaguardados salvaguardados a un nivel comparable y aceptable, como lo estime la comunidad internacional. En particular, Canadá firmó el Tratado de no proliferación proliferación nuclear, que exige a los estados su aceptación de no producir armas nucleares a fin de comprar modelos CANDU (los cuales están en uso o están siendo construidos en China, Corea del Sur, Argentina, India, Pakistán y Rumania). Todos los reactores CANDU están sujetos a las salvaguardas de la IAEA que asegura que cumplen con los niveles de no proliferación global de la agencia de las Naciones Unidas. La aceptación de las salvaguardas de ámbito total de la IAEA en una instalación CANDU hace muy difícil la descarga clandestina de combustible de bajo quemado adecuado para la producción bélica. No existen casos conocidos de combustible gastado de CANDU que haya sido desviado para un programa de armas. Existe un error frecuente de que el plutonio para la Operación Buda sonriente de las pruebas nucleares de la India India fue fue produ producid cido o con con un mode modelo lo CAND CANDU; U; de hecho, hecho, el pluto plutonio nio fue fue produ producid cido o por por el react reactor or no salvaguardado CIRUS que está basado en el diseño NRX, un modelo de reactor canadiense distinto. La India tiene algunos reactores no salvaguardados basados en el modelo de reactor de agua pesada presurizada, utilizado para generar energía y del que algún combustible gastado del la planta de energía atómica de Madras Madras (MAPS) (MAPS) fue reproces reprocesado ado a plutonio plutonio en los últimos años 80. Aunque Aunque estos estos reactores reactores podrían podrían utilizarse, en principio, para la producción de plutonio, la India ha desarrollado autónomamente y construido







El reactor reproductor rápido (FBR) (del inglés fast breeder reactor) es un reactor de neutrones rápidos diseñado para producir combustible generando más material fisible del que consume. El FBR es uno de los tipos posibles de reactores reproductores. Con datos a 2006, todas las plantas FBR a gran escala han sido de metal líquido (LMFBR) refrigerados por sodio líquido, y han tenido uno de los dos diseños siguientes: •

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Tipo Loop, en el cual el refrigerante primario circula a través de intercambiadores de calor primario externos al tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico) debido a la presencia de sodio-24 radioactivo en el refrigerante primario. Tipo Pool, en el cual los intercambiadores de calor primario y circuladores están inmersos en el tanque del reactor.

También se han construido prototipos de FBR, refrigerados por otros metales líquidos tales como el mercurio, plomo y NaK, y una propuesta para un reactor de cuarta generación es de un FBR refrigerado por helio. Los FBRs normalmente utilizan un combustible de óxido de mezcla de hasta un 20% de dióxido de plutonio (PuO2 (PuO2)) y al menos menos un 80% de dióxid dióxido o de urani uranio o (UO2 (UO2). ). El pluton plutonio io utili utilizad zado o pued puede e proce proceder der del del reprocesamiento civil o de fuentes de desmantelamiento de armas nucleares. Rodeando el núcleo del reactor hay una capa de tubos conteniendo uranio-238 no fisible, el cual al capturar neutrones rápidos de la reacción en el núcleo, se convierte parcialmente en plutonio 239 fisible (como lo hace parte del uranio en el núcleo), el cual, entonces, puede ser reprocesado para su uso como combustible nuclear. No hay ningún regulador como éste que pueda ralentizar los neutrones que escapan del núcleo. Los primeros FBRs utilizaban combustible metálico, bien fuera uranio altamente enriquecido o plutonio. Los reactores rápidos habitualmente utilizan metal líquido como refrigerante primario, para refrigerar el núcleo y calentar el agua utilizada para generar electricidad mediante turbinas. El sodio es el refrigerante normal para grandes centrales, pero tanto el plomo como el NaK también se han utilizado con éxito en instalaciones instalaciones más pequeñas. Algunos de los primeros FBRs utilizaban el mercurio. Una ventaja del mercurio y del NaK es que ambos son líquidos a temperatura ambiente, lo que es conveniente para instalaciones experimentales, pero menos importante para plantas piloto o a gran escala. El sodio líquido que escapa del núcleo contiene sodio-24 radioactivo. Este es un isótopo de corta vida, pero su presencia requiere mantener todo el circuito de refrigeración primario dentro del escudo biológico. El agua no puede utilizarse como refrigerador del primario ya que actuaría como regulador, no obstante un reactor “breeder” térmico regulado por agua pesada que utilice torio para producir uranio-233 es teóricamente posible. Ver más abajo.







Un reactor refrigerado por gas avanzado (o AGR, acrónimo de Advanced Gas cooled Reactor en inglés), es un reactor que utiliza generalmente uranio enriquecido como combustible, un moderador sólido (como por ejemplo los átomos de carbono contenidos en el grafito), y como refrigerante un gas, por ejemplo CO2 o helio.

RBMK RBMK es el acrónimo de reaktor bolshoy moshchnosti kanalniy (en ruso: Реактор Большой Мощности Канальный) que significa "reactor (de) gran potencia (del tipo) canal", que describe un tipo de reactor nuclear ahora obsoleto que fue construido únicamente por la Unión Soviética. En 2004 había todavía varios en funcionamiento pero ya no había planes para construir más, y los que siguen en operacion están bajo presión internacional para que se cierren. El RBMK fue la culminación del programa soviético para fabricar reactores refrigerados por agua basados en sus reactores de producción de plutonio moderado por grafito. El primero de ellos, AM-1 (de Atom Mirniy, que en ruso significa "átomo pacífico") se diseñó para producir 5 MW eléctricos (30 MW térmicos) y proporcionó energía a Obninsk de 1954 a 1959. A pesar de su nombre, estaban diseñados para que pudieran producir plutonio tanto para armas como para energía. Si se utiliza agua ligera como refrigerante y grafito como regulador, es posible usar uranio natural como combustible. De esta forma, un reactor de gran potencia puede construirse sin que requiera separación de isótopos, tales como uranio enriquecido o agua pesada. Esta configuración también lo hace inestable.

Diseño Un RBMK emplea largos tubos verticales de presión (7 m) discurriendo a través de un moderador de neutrones de grafito, y es refrigerada por agua, a la que se permite entrar en ebullición en el núcleo a 290 °C, tanto como en un reactor de agua hirviendo (BWR). El combustible es óxido de uranio poco enriquecido en conjuntos de combustible de 3,5 m de largo. Dependiente en gran medida la regulación al grafito instalado, el exceso de ebullición simplemente reduce el enfriamiento y la absorción de neutrones sin inhibir la reacción de fisión, con lo que el reactor puede tener un elevado coeficiente nulo positivo, lo que hace posible que un problema de retroalimentación positiva pueda surgir como en el caso del accidente de Chernobyl, cuyo reactor era de este tipo. Debido a que el agua utilizada para retirar el calor del núcleo en un reactor de agua ligera absorbe algunos de los neutrones libres normalmente generados durante el funcionamiento del reactor, la concentración del isótopo uranio-235, uranio-235, naturalmente naturalmente fisionable en el uranio utilizado como combustible en los reactores de agua ligera, debe ser incrementado para incidir en el mantenimiento de la cadena de reacción nuclear en el núcleo del reactor: el resto del uranio del combustible es Uranio-238. El incrementar la concentración de U-235 en el







estado permitidos en otros diseños de reactores, pero no han podido ser eliminados del RBMK cuando se utiliza combustible uranio natural. El RBMK también estaba destinado a utilizar uranio reciclado del combustible reprocesado de un reactor de agua presurizada (PWR), que tenga un resto de bajo enriquecimiento. En esta configuración también resultaba inestable. Estas características, llevaron al RBMK a ser noticia de alcance mundial en 1986, cuando uno de los cuatro reactores RBMK de Chernobyl explotó en el peor accidente nuclear civil hasta la fecha.

Blindaje El diseño del RBMK incluye varias clases de blindajes, que se necesitan para el funcionamiento normal. Hay una estructura de metal sellada rellenada de gases inertes, para mantener el oxígeno lejos del grafito (que normalmente está cerca de los 700ºC). Hay también un robusto escudo para absorber la radiación del núcleo del reactor. Esto incluye una base de hormigón, arena y hormigón en los lados, y una gran cúpula de hormigón en la cúspide. Gran parte de la maquinaria interna del reactor está sujeta a esta cúpula, incluidas las conducciones de agua. Inicialmente, el diseño del RBMK se enfocaba sólo a la prevención y atenuación de accidentes, no a la contención contención de accidentes accidentes graves. Sin embargo, a partir del incidente de Three Mile Island su diseño también incorpor incorporó ó una estructu estructura ra parcial parcial de contenc contención ión (no un edificio edificio de contenc contención ión completo completo)) para afrontar afrontar emergencias. Las conducciones por debajo del reactor están selladas dentro de fuertes cajas a prueba de escapes con una gran cantidad de agua. Si estas conducciones tienen una fuga, el material radiactivo es absorbido por el agua de estas cajas. No obstante, los reactores RBMK RBMK se diseñaron para permitir el cambio de las barras de combustibles sin apagar el reactor, tanto para realimentarlo como para la producción de plutonio para armas nucleares. Esto requiere grandes grúas encima del núcleo, y, como resultado, el reactor RBMK es muy alto (alrededor de 70 m), lo que supone un coste elevado y una dificultad de construcción de una estructura de contención, por lo que las conducciones en la cúspide del reactor no disponen de una estructura de contención de emergencia. Desgraciadamente, en el accidente de Chernobyl, cuando la presión subió lo suficiente, la cubierta reventó, rompiendo todas estas conducciones superiores.

Mejoras desde el accidente de Chernobyl Desde el accidente de Chernobyl, los restantes RBMKs se han hecho funcionar con un número reducido de elementos elementos de combus combustible tible contenie conteniendo ndo un tipo más enrique enriquecido cido,, permitién permitiéndole doless funciona funcionarr con relativ relativa a seguridad pero contrariando el concepto original. También se han mejorado los sistemas de control, en particular particular para eliminar las inclinaciones del grafito sobre las barras de control que producían un incremento inmediato de la potencia cuando las barras eran insertadas insertadas primeramente. En el accidente de Chernobyl, se

Reactores nucleares

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