Los reactores nucleares representan en la matriz energética argentina aproximadamente un 11% de la generación total. Vamos a explicar detalladamente el funcionamiento de todos los tipos de reactores existentes en la actualidad.
En resúmen podemos decir que:
- Los reactores nucleares funcionan utilizando la energía calorífica liberada al dividir los átomos de ciertos elementos para generar electricidad.
- La mayor parte de la electricidad nuclear se genera utilizando sólo dos tipos de reactores desarrollados en los años 50 y mejorados desde entonces.
- Todos los reactores de la primera generación se han retirado, y la mayoría de los que están en funcionamiento son de segunda generación.
- Se están presentando nuevos diseños, tanto grandes como pequeños.
- Alrededor del 10% de la electricidad mundial se produce con energía nuclear.
A continuación vamos a comentar el funcionamiento de los principales tipos de reactores nucleares.
¿Cómo funciona un reactor nuclear?
Un reactor nuclear produce y controla la liberación de energía a partir de la división de los átomos de ciertos elementos. En un reactor nuclear de potencia, la energía liberada se utiliza en forma de calor para producir vapor y generar electricidad.
En un reactor de investigación, el objetivo principal es utilizar los neutrones reales producidos en el núcleo. En la mayoría de los reactores navales, el vapor acciona directamente una turbina para la propulsión.
Los principios para utilizar la energía nuclear para producir electricidad son los mismos para la mayoría de los tipos de reactores. La energía liberada por la fisión continua de los átomos del combustible se aprovecha en forma de calor en un gas o agua, y se utiliza para producir vapor. El vapor se utiliza para impulsar las turbinas que producen electricidad (como en la mayoría de las plantas de combustibles fósiles).
Los primeros reactores nucleares del mundo «funcionaron» de forma natural en un depósito de uranio hace unos dos mil millones de años. Estos se encontraban en ricos yacimientos de uranio y eran moderados por el agua de lluvia que se filtraba.
Los 17 conocidos en Oklo, en África occidental, de menos de 100 kW térmicos cada uno, consumían en conjunto unas seis toneladas de uranio. Se supone que no eran únicas en el mundo.
Hoy en día, los reactores derivados de diseños originalmente desarrollados para propulsar submarinos y grandes buques de guerra generan alrededor del 85% de la electricidad nuclear del mundo.
El diseño principal es el reactor de agua a presión (PWR), que tiene agua a más de 300°C bajo presión en su circuito primario de refrigeración/transferencia de calor, y genera vapor en un circuito secundario.
El reactor de agua en ebullición (BWR), menos numeroso, genera vapor en el circuito primario por encima del núcleo del reactor, a temperaturas y presión similares. Ambos tipos utilizan el agua como refrigerante y moderador, para frenar los neutrones.
Dado que el agua hierve normalmente a 100°C, disponen de robustas vasijas o tubos de presión de acero para permitir una mayor temperatura de funcionamiento. (Otro tipo utiliza agua pesada, con átomos de deuterio, como moderador. De ahí que se utilice el término «agua ligera» para diferenciarlas.)
Componentes de un reactor nuclear
Hay varios componentes comunes a la mayoría de los tipos de reactores:
Combustible
Uranio es el combustible básico. Normalmente, las pastillas de óxido de uranio (UO2) se colocan en tubos para formar barras de combustible. En un PWR de 1000 MWe puede haber 51.000 barras de combustible con más de 18 millones de pastillas.
En un reactor nuevo con combustible nuevo se necesita una fuente de neutrones para poner en marcha la reacción. Normalmente se trata de berilio mezclado con polonio, radio u otro emisor alfa. Las partículas alfa procedentes de la desintegración provocan la liberación de neutrones del berilio al convertirse en carbono-12. El reinicio de un reactor con algo de combustible usado puede no requerir esto, ya que puede haber suficientes neutrones para alcanzar la criticidad cuando se retiran las barras de control.
Moderador
Material del núcleo que frena los neutrones liberados por la fisión para que provoquen más fisiones. Suele ser agua, pero puede ser agua pesada o grafito.
Barras de control o cuchillas
Se fabrican con material que absorbe los neutrones, como el cadmio, el hafnio o el boro, y se insertan o retiran del núcleo para controlar la velocidad de reacción o para detenerla.
En algunos reactores PWR, se utilizan barras de control especiales para que el núcleo pueda mantener un nivel bajo de potencia de forma eficiente. (Los sistemas de control secundarios implican otros absorbentes de neutrones, normalmente boro en el refrigerante – su concentración puede ajustarse con el tiempo a medida que el combustible se quema).
Las barras de control de los PWR se insertan desde la parte superior, y las palas cruciformes de los BWR desde la parte inferior del núcleo.
Refrigerante
Un fluido que circula por el núcleo para transferir el calor del mismo. En los reactores de agua ligera, el moderador de agua funciona también como refrigerante primario.
Excepto en los BWR, hay un circuito de refrigerante secundario en el que el agua se convierte en vapor.
Un PWR tiene de dos a cuatro circuitos de refrigerante primario con bombas, accionadas por vapor o electricidad; el diseño Hualong One de China tiene tres, cada una accionada por un motor eléctrico de 6,6 MW, y cada conjunto de bombas pesa 110 toneladas.
Recipiente de presión o tubos de presión
Normalmente es una vasija de acero robusta que contiene el núcleo del reactor y el moderador/refrigerante, pero puede ser una serie de tubos que sostienen el combustible y transportan el refrigerante a través del moderador circundante.
Generador de vapor
Parte del sistema de refrigeración de los reactores de agua a presión (PWR y PHWR), donde el refrigerante primario de alta presión que aporta calor al reactor se utiliza para producir vapor para la turbina, en un circuito secundario.
Los reactores tienen hasta seis «bucles», cada uno con un generador de vapor. Desde 1980 se han sustituido los generadores de vapor de más de 110 reactores PWR después de 20-30 años de servicio, más de la mitad de ellos en Estados Unidos.
Contención
La estructura que rodea al reactor y a los generadores de vapor asociados y que está diseñada para protegerlo de la intrusión exterior y para proteger a los que están fuera de los efectos de la radiación en caso de que se produzca algún fallo grave en el interior. Suele ser una estructura de hormigón y acero de un metro de grosor.
Los nuevos reactores rusos y algunos otros instalan dispositivos de localización de la fusión del núcleo o «atrapa núcleos» bajo la vasija de presión para recoger cualquier material fundido del núcleo en caso de accidente grave.
Hay diferentes tipos de reactores, como se indica en la siguiente tabla.
Alimentación de un reactor nuclear
La mayoría de los reactores tienen que pararse para repostar, de modo que la vasija del reactor pueda abrirse. En este caso, la recarga se realiza a intervalos de 12, 18 o 24 meses, cuando se sustituye entre un cuarto y un tercio de los elementos combustibles por otros nuevos.
Los tipos CANDU y RBMK tienen tubos de presión (en lugar de una vasija de presión que encierra el núcleo del reactor) y pueden repostarse en carga desconectando los tubos de presión individuales. El AGR también está diseñado para repostar en carga.
Si se utiliza grafito o agua pesada como moderador, es posible hacer funcionar un reactor de potencia con uranio natural en lugar de enriquecido.
El uranio natural tiene la misma composición elemental que cuando se extrajo (0,7% de U-235, más del 99,2% de U-238), al uranio enriquecido se le ha aumentado la proporción del isótopo fisionable (U-235) mediante un proceso llamado enriquecimiento, comúnmente hasta el 3,5-5,0%.
En este caso, el moderador puede ser agua ordinaria, y estos reactores se denominan colectivamente reactores de agua ligera. Dado que el agua ligera absorbe los neutrones además de frenarlos, es menos eficaz como moderador que el agua pesada o el grafito.
Algunos de los nuevos diseños de reactores pequeños requieren un combustible de uranio poco enriquecido, enriquecido hasta cerca del 20% de U-235.
Durante el funcionamiento, parte del U-238 se transforma en plutonio, y el Pu-239 acaba proporcionando aproximadamente un tercio de la energía del combustible.
En la mayoría de los reactores el combustible es óxido de uranio cerámico (UO2 con un punto de fusión de 2800°C) y la mayoría está enriquecido.
Las pastillas de combustible (normalmente de 1 cm de diámetro y 1,5 cm de longitud) suelen estar dispuestas en un tubo largo de aleación de circonio (zircaloy) para formar una varilla de combustible, ya que el circonio es duro, resistente a la corrosión y transparente a los neutrones.
Numerosas varillas forman un conjunto de combustible, que es un entramado abierto y puede elevarse dentro y fuera del núcleo del reactor. En los reactores más comunes, tienen una longitud de unos 4 metros.
Un conjunto de combustible BWR puede pesar unos 320 kg y uno PWR 655 kg, en cuyo caso contienen 183 kg de uranio y 460 kg de U, respectivamente. En ambos casos, hay unos 100 kg de zircaloy.
El zirconio es un mineral importante para la energía nuclear, donde encuentra su principal uso. Por lo tanto, está sujeto a controles en su comercio. Suele estar contaminado con hafnio, un absorbente de neutrones, por lo que se utiliza Zr de «grado nuclear» muy puro para fabricar la zircaloy, que tiene un 98% de Zr más un 1,5% de estaño, además de hierro, cromo y, a veces, níquel para aumentar su resistencia.
Una importante iniciativa de la industria es desarrollar combustibles tolerantes a los accidentes que sean más resistentes a la fusión en condiciones como las del accidente de Fukushima, y cuyo revestimiento sea más resistente a la oxidación con formación de hidrógeno a temperaturas muy altas en esas condiciones.
A menudo se utilizan venenos quemables en el combustible o el refrigerante para igualar el rendimiento del reactor a lo largo del tiempo, desde la carga de combustible fresco hasta la recarga.
La combustión media del combustible utilizado en los reactores estadounidenses ha aumentado hasta casi 50 GWd/t, frente a la mitad en los años 80.
Princpales tipos de reactores nucleares
A continuación vamos a detallar cada uno de los reactores nucleares más difundidos y utilizados en el mundo.
Reactor de agua presurizada o PWR (Pressurised water reactor)
Este es el tipo más común, con unos 300 reactores operables para la generación de energía y varios cientos más empleados para la propulsión naval. El diseño de los PWR se originó en una central eléctrica para submarinos.
Los PWR utilizan agua ordinaria como refrigerante y moderador. El diseño se distingue por tener un circuito primario de refrigeración que fluye a través del núcleo del reactor a muy alta presión, y un circuito secundario en el que se genera vapor para accionar la turbina. En Rusia se conocen como tipos VVER, moderados y refrigerados por agua.
Un PWR tiene conjuntos de combustible de 200-300 barras cada uno, dispuestos verticalmente en el núcleo, y un reactor grande tendría unos 150-250 conjuntos de combustible con 80-100 toneladas de uranio.
El agua en el núcleo del reactor alcanza unos 325°C, por lo que debe mantenerse a una presión atmosférica 150 veces mayor para evitar su ebullición. La presión se mantiene mediante vapor en un presurizador (véase el diagrama).
En el circuito primario de refrigeración el agua es también el moderador, y si parte de ella se convirtiera en vapor la reacción de fisión se ralentizaría. Este efecto de retroalimentación negativa es una de las características de seguridad del tipo. El sistema de apagado secundario consiste en añadir boro al circuito primario.
El circuito secundario tiene menos presión y el agua hierve en los intercambiadores de calor, que son por tanto generadores de vapor. El vapor acciona la turbina para producir electricidad, y luego se condensa y vuelve a los intercambiadores de calor en contacto con el circuito primario.
Boiling water reactor – BWR (Boiling Water Reactor)
Este tipo de reactor tiene muchas similitudes con el PWR, salvo que sólo hay un único circuito en el que el agua está a menor presión (unas 75 veces la presión atmosférica) para que hierva en el núcleo a unos 285°C.
El reactor está diseñado para funcionar con un 12-15% del agua en la parte superior del núcleo en forma de vapor y, por tanto, con un menor efecto moderador y, por ende, eficiencia en esa zona. Las unidades BWR pueden funcionar en modo de seguimiento de la carga más fácilmente que los PWR.
El vapor pasa a través de placas secadoras (separadores de vapor) situadas por encima del núcleo y luego directamente a las turbinas, que forman así parte del circuito del reactor.
Dado que el agua que rodea el núcleo de un reactor siempre está contaminada con trazas de radionúclidos, es necesario blindar la turbina y proporcionar protección radiológica durante el mantenimiento. El coste de esto tiende a equilibrar el ahorro debido al diseño más sencillo.
La mayor parte de la radiactividad del agua es de muy corta duración (mayoritariamente N-16, con una vida media de 7 segundos), por lo que se puede entrar en la sala de turbinas poco después de la parada del reactor.
Un conjunto de combustible BWR consta de 90-100 barras de combustible, y hay hasta 750 conjuntos en el núcleo de un reactor, que contienen hasta 140 toneladas de uranio.
El sistema de control secundario consiste en restringir el flujo de agua a través del núcleo para que haya más vapor en la parte superior, lo que reduce la moderación.
Reactores de agua pesada presurizada – PHWR (Pressurised Heavy water reactor)
El reactor PHWR se viene desarrollando desde los años 50 en Canadá como el CANDU, y desde los años 80 también en la India. Los PHWR utilizan generalmente óxido de uranio natural (0,7% de U-235) como combustible, por lo que necesitan un moderador más eficiente, en este caso agua pesada (D2O).
El PHWR produce más energía por kilogramo de uranio extraído que otros diseños, pero también produce una cantidad mucho mayor de combustible usado por unidad de producción.
El moderador se encuentra en un gran tanque llamado calandria, atravesado por varios cientos de tubos de presión horizontales que forman canales para el combustible, refrigerado por un flujo de agua pesada a alta presión (unas 100 veces la presión atmosférica) en el circuito primario de refrigeración, que suele alcanzar los 290°C.
Al igual que en los PWR, el refrigerante primario genera vapor en un circuito secundario para accionar las turbinas. El diseño de los tubos de presión permite recargar progresivamente el reactor sin necesidad de pararlo, aislando los tubos de presión individuales del circuito de refrigeración.
También es menos costoso de construir que los diseños con una gran vasija de presión, pero los tubos no han demostrado ser tan duraderos.
Un conjunto de combustible CANDU consta de un haz de 37 varillas de combustible de medio metro de longitud (pastillas de combustible cerámicas en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces colocados de extremo a extremo en un canal de combustible.
Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y un sistema de apagado secundario consiste en añadir gadolinio al moderador. El moderador de agua pesada que circula por el cuerpo de la vasija de calandria también produce algo de calor (aunque este circuito no se muestra en el diagrama anterior).
Los diseños más recientes de PHWR, como el reactor avanzado de Candu (ACR), tienen refrigeración por agua ligera y combustible ligeramente enriquecido.
Los reactores CANDU pueden aceptar una variedad de combustibles. Pueden funcionar con uranio reciclado procedente del reprocesamiento del combustible usado de los LWR, o con una mezcla de éste y del uranio empobrecido sobrante de las plantas de enriquecimiento.
Unos 4000 MWe de PWR podrían alimentar 1000 MWe de capacidad CANDU, con adición de uranio empobrecido. El torio también podría utilizarse como combustible.
Reactor refrigerado por gas avanzado – AGR (Advanced gas-Cooled reactor)
Se trata de la segunda generación de reactores británicos refrigerados por gas, que utilizan un moderador de grafito y dióxido de carbono como refrigerante primario.
El combustible son pastillas de óxido de uranio, enriquecidas al 2,5 – 3,5%, en tubos de acero inoxidable. El dióxido de carbono circula por el núcleo, alcanzando los 650°C, y luego pasa por los tubos del generador de vapor que se encuentran fuera de él, pero todavía dentro de la vasija de presión de hormigón y acero (de ahí el diseño «integral»).
Las barras de control penetran en el moderador y un sistema de apagado secundario consiste en inyectar nitrógeno al refrigerante. La alta temperatura le confiere un alto rendimiento térmico: alrededor del 41%. La recarga de combustible puede ser en carga.
El AGR se desarrolló a partir del reactor Magnox. Los reactores Magnox también estaban moderados por grafito y refrigerados por CO2, utilizaban combustible de uranio natural en forma de metal y agua como refrigerante secundario. El último reactor Magnox del Reino Unido cerró a finales de 2015.
Reactor de agua ligera moderado por grafito – LWGR (Light Water graphite-moderated reactor)
El principal diseño de LWGR es el RBMK, un diseño soviético, desarrollado a partir de reactores de producción de plutonio. Utiliza tubos de presión verticales de gran longitud (7 metros) que atraviesan un moderador de grafito, y se refrigera con agua, que se deja hervir en el núcleo a 290°C y a unos 6,9 MPa, como en un BWR.
El combustible es óxido de uranio de bajo enriquecimiento, formado en conjuntos de combustible de 3,5 metros de longitud.
El exceso de ebullición simplemente reduce el enfriamiento y la absorción de neutrones sin inhibir la reacción de fisión, y puede surgir un problema de retroalimentación positiva, razón por la cual nunca se han construido fuera de la Unión Soviética.
Con la moderación debida en gran parte al grafito fijo, el exceso de ebullición simplemente reduce el enfriamiento y la absorción de neutrones sin inhibir la reacción de fisión, y puede surgir un problema de retroalimentación positiva, razón por la cual nunca se han construido fuera de la Unión Soviética.
Reactor de neutrones rápidos – FNR (Fast neutron reactor)
Algunos reactores no tienen moderador y utilizan neutrones rápidos, generando energía a partir del plutonio mientras que hacen más del isótopo U-238 en el combustible o alrededor de él.
Aunque obtienen más de 60 veces más energía del uranio original en comparación con los reactores normales, son caros de construir. Es probable que se sigan desarrollando en la próxima década, y los principales diseños que se espera que se construyan en dos décadas son los FNR.
Si están configurados para producir más material fisible (plutonio) del que consumen, se denominan reactores reproductores rápidos (FBR). Véanse también las páginas dedicadas a los reactores de neutrones rápidos y a los pequeños reactores nucleares.
Plantas nucleares operables en el mundo
| Tipo de reactor | Países | Cantidad | GWe | Combustible | Refrigerante | Moderador |
| Pressurized water reactor (PWR) | USA, Francia, Japón, Rusia, China, Corea del Sur | 306 | 292.0 | Enriquecido UO2 | Agua | Agua |
|---|---|---|---|---|---|---|
| Boiling water reactor (BWR) | USA, Japón, Suecia | 61 | 61.8 | Enriquecido UO2 | Agua | Agua |
| Pressurized heavy water reactor (PHWR) | Canadá, India | 48 | 24.4 | natural UO2 | Agua pesada | Agua pesada |
| Advanced gas-cooled reactor (AGR) | Reino Unido | 10 | 5.7 | Uranio natural, enriquecido UO2 |
CO2 | Grafito |
| Light water graphite reactor (LWGR) | Rusia | 11 | 7.4 | Enriquecido UO2 | Agua | Grafito |
| Fast neutron reactor (FBR) | Rusia | 2 | 1.4 | PuO2 y UO2 | Sodio líquido | Ninguno |
| High temperature gas-cooled reactor (HTGR) | China | 1 | 0.2 | Enriquecido UO2 | Helio | Grafito |
| TOTAL | 439 | 393.0 |
Reactores de avanzada
Se suelen distinguir varias generaciones de reactores. Los reactores de la Generación I se desarrollaron en la década de 1950-60 y el último (Wylfa 1 en el Reino Unido) cerró a finales de 2015. Utilizaban principalmente combustible de uranio natural y empleaban grafito como moderador.
Los reactores de la Generación II son los de la actual flota estadounidense y la mayoría de los que están en funcionamiento en otros países. Suelen utilizar combustible de uranio enriquecido y se refrigeran y moderan principalmente con agua.
La Generación III son los reactores avanzados evolucionados a partir de éstos, los primeros de los cuales están en funcionamiento en Japón, China, Rusia y los EAU. Otros están en construcción y listos para ser encargados.
Son desarrollos de la segunda generación con seguridad mejorada. No hay una distinción clara entre la Generación II y la Generación III.
Los diseños de la Generación IV están todavía en fase de diseño. Tendrán ciclos de combustible cerrados y quemarán los actínidos de larga vida que ahora forman parte del combustible gastado, de modo que los productos de fisión sean los únicos residuos de alto nivel.
De los siete diseños que se están desarrollando con colaboración internacional, cuatro o cinco serán reactores de neutrones rápidos. Cuatro utilizarán refrigerantes de fluoruro o de metal líquido, por lo que funcionarán a baja presión. Dos estarán refrigerados por gas.
La mayoría funcionará a temperaturas mucho más altas que los reactores actuales refrigerados por agua.
Más de una docena de diseños de reactores avanzados (Generación III) se encuentran en distintas fases de desarrollo. Algunos son una evolución de los diseños PWR, BWR y CANDU anteriores, otros son desviaciones más radicales.
Entre los primeros se encuentra el reactor avanzado de agua en ebullición, algunos de los cuales están en funcionamiento y otros en construcción. Los PWR avanzados funcionan en China, Rusia y los Emiratos Árabes Unidos, y hay más en construcción.
El nuevo diseño radical más conocido tiene el combustible en forma de grandes «guijarros» y utiliza helio como refrigerante, a muy alta temperatura, para accionar una turbina directamente.
Teniendo en cuenta el ciclo cerrado del combustible, los reactores de la Generación I a la III reciclan el plutonio (y posiblemente el uranio), mientras que se espera que la Generación IV tenga un reciclaje completo de actínidos.
Muchos diseños de reactores avanzados son para unidades pequeñas -menos de 300 MWe- y en la categoría de pequeños reactores modulares (SMR), ya que varios de ellos juntos pueden constituir una gran central, quizá construida progresivamente.
Potencia de un reactor nuclear
La potencia de los reactores nucleares se categoriza de tres maneras:
- MWt térmico, que depende del diseño del propio reactor nuclear y se relaciona con la cantidad y calidad del vapor que produce.
- MWe eléctricos brutos, que indican la potencia producida por la turbina de vapor y el generador acoplados, y también tienen en cuenta la temperatura ambiente para el circuito del condensador (más frío significa más potencia eléctrica, más caliente significa menos). La potencia bruta nominal supone ciertas condiciones con ambos.
- MWe eléctricos netos, que es la potencia disponible para ser enviada desde la central a la red, una vez deducida la potencia eléctrica necesaria para el funcionamiento del reactor (bombas de refrigeración y de agua de alimentación, etc.) y el resto de la central.*
Las relaciones entre estar potencias se explican de dos maneras:
- Eficiencia térmica: La relación entre los MWe brutos y los MWt. Está relacionado con la diferencia de temperatura entre el vapor del reactor y el agua de refrigeración. Suele ser del 33-37% en los reactores de agua ligera, llegando al 38% en los últimos PWR.
- Eficiencia neta: La relación entre los MWe netos alcanzados y los MWt. Esto es un poco más bajo, y permite el uso de la planta.
Vida útil de un reactor nuclear
La mayoría de las centrales nucleares actuales fueron diseñadas originalmente para una vida útil de 30 o 40 años. Sin embargo, con grandes inversiones en sistemas, estructuras y componentes, la vida útil puede ampliarse y en varios países hay programas activos para prolongar la explotación.
En EE.UU., casi todos los casi 100 reactores han obtenido una prórroga de la licencia de explotación de 40 a 60 años. Esto justifica un importante gasto de capital en la mejora de los sistemas y componentes, incluyendo la incorporación de márgenes de rendimiento adicionales. Algunos funcionarán durante 80 años o más.
Algunos componentes simplemente se desgastan, se corroen o se degradan hasta alcanzar un bajo nivel de eficiencia. Hay que sustituirlos. Los generadores de vapor son los más importantes y costosos, y muchos han sido sustituidos después de unos 30 años cuando el reactor tiene la perspectiva de funcionar durante 60 o más años.
Se trata esencialmente de una decisión económica. Los componentes menores son más fáciles de sustituir a medida que envejecen. En los reactores Candu, la sustitución de los tubos de presión se ha llevado a cabo en algunas plantas después de unos 30 años de funcionamiento.
Un segundo problema es el de la obsolescencia. Por ejemplo, los reactores más antiguos tienen sistemas de control e instrumentos analógicos. Algunos han sido sustituidos por sistemas digitales.
En tercer lugar, las propiedades de los materiales pueden degradarse con el tiempo, especialmente con el calor y la irradiación de neutrones. Con respecto a todos estos aspectos, es necesario invertir para mantener la fiabilidad y la seguridad.
Además, se realizan revisiones periódicas de la seguridad de las centrales más antiguas, de acuerdo con los convenios y principios internacionales de seguridad, para garantizar el mantenimiento de los márgenes de seguridad.
Otra cuestión importante es la gestión del conocimiento a lo largo de todo el ciclo de vida, desde el diseño, pasando por la construcción y la explotación, hasta el desmantelamiento de los reactores y otras instalaciones.
Esto puede abarcar un siglo e implicar a varios países y a una sucesión de empresas. La vida útil de la planta abarcará varias generaciones de ingenieros. Los datos deben ser transferibles a través de varias generaciones de software y hardware de TI, así como ser compartidos con otros operadores de plantas similares.
Se pueden hacer modificaciones significativas en el diseño durante la vida de la planta, por lo que la documentación original no es suficiente, y la pérdida de conocimientos de la base del diseño puede tener enormes implicaciones (por ejemplo, Pickering A y Bruce A en Ontario).
La gestión del conocimiento suele ser una responsabilidad compartida y es esencial para la toma de decisiones eficaz y la consecución de la seguridad y la economía de la central.
Refrigerantes
La aparición de algunos de los diseños mencionados anteriormente ofrece la oportunidad de revisar los distintos fluidos de transferencia de calor primarios utilizados en los reactores nucleares. Hay una gran variedad: gas, agua, metal ligero, metal pesado y sal.
Detallamos a continuación los principales refrigerantes:
Agua
El agua o el agua pesada deben mantenerse a una presión muy alta (1000-2200 psi, 7-15 MPa, 150 atmósferas) para que puedan funcionar muy por encima de 100°C, hasta 345°C, como en los reactores actuales. Esto tiene una gran influencia en la ingeniería del reactor.
Sin embargo, el agua supercrítica de unos 25 MPa puede dar un 45% de eficiencia térmica, como en algunas centrales eléctricas de combustibles fósiles actuales con temperaturas de salida de 600°C, y a niveles ultra supercríticos (30+ MPa) se puede alcanzar el 50%.
La refrigeración por agua de los condensadores de vapor es bastante habitual en las centrales eléctricas porque funciona muy bien, es relativamente barata y existe una gran experiencia.
El agua (a 75 atm de presión) tiene una buena capacidad calorífica (unos 4.000 kJ/m3), por lo que es mucho más eficaz que el gas para eliminar el calor, aunque su conductividad térmica es menor que la de los líquidos alternativos.
Una posible variante de esto es tener una alta proporción de agua pesada en el refrigerante al principio del ciclo de combustible para que se genere más Pu-239 a partir del U-238, ampliando así el ciclo y mejorando la utilización del uranio. Esto se conoce como control del desplazamiento espectral.
Helio
El helio debe utilizarse a una presión similar (1000-2000 psi, 7-14 MPa) para mantener una densidad suficiente para un funcionamiento eficaz. Sin embargo, incluso a 75 atm de presión su capacidad calorífica es sólo de unos 20 kJ/m3. Una vez más, la alta presión requerida tiene implicaciones técnicas, pero puede utilizarse en el ciclo Brayton para accionar directamente una turbina.
Dióxido de Carbono
El dióxido de carbono se utilizó en los primeros reactores británicos y en los actuales AGR, que funcionan a temperaturas mucho más altas que los reactores de agua ligera.
Es más denso que el helio y, por tanto, es probable que ofrezca una mayor eficiencia de conversión térmica. Además, tiene menos fugas que el helio. Sin embargo, a temperaturas muy elevadas -como en los HTR- se descompone, de ahí que se haya optado por el helio. Ahora hay interés en el CO2 supercrítico para el ciclo Brayton.
Sodio
El sodio, tal como se utiliza normalmente en los reactores de neutrones rápidos a unos 550ºC, se funde a 98ºC y hierve a 883ºC a presión atmosférica, por lo que, a pesar de la necesidad de mantenerlo seco, la ingeniería necesaria para contenerlo es relativamente modesta.
Tiene una alta conductividad térmica y una gran capacidad calorífica: unos 1000 kJ/m3 a 2 atm de presión. Sin embargo, normalmente el agua/vapor se utiliza en el circuito secundario para impulsar una turbina (ciclo Rankine) con un rendimiento térmico inferior al del ciclo Brayton.
En algunos diseños, el sodio se encuentra en un circuito secundario de los generadores de vapor. El sodio no corroe los metales utilizados en el revestimiento del combustible o en el circuito primario, ni el propio combustible si hay daños en el revestimiento, pero es muy reactivo en general.
En particular, reacciona exotérmicamente con el agua o el vapor para liberar hidrógeno. Se quema en el aire, pero con mucho menos vigor. El sodio tiene una sección transversal de captura de neutrones baja, pero es suficiente para que una parte del Na-23 se convierta en Na-24, que es un emisor beta y muy activo para los rayos gamma, con una vida media de 15 horas, por lo que es necesario algún tipo de blindaje.
Plomo
El plomo o el eutéctico de plomo y bismuto en los reactores de neutrones rápidos son capaces de funcionar a temperaturas más altas a presión atmosférica.
Son transparentes a los neutrones, lo que ayuda a la eficiencia debido a la mayor separación entre los pasadores de combustible, lo que permite el flujo de refrigerante por convección para la eliminación del calor de desintegración, y como no reaccionan con el agua, la interfaz del intercambiador de calor es más segura.
No se queman cuando se exponen al aire. Sin embargo, son corrosivos para el revestimiento del combustible y los aceros, lo que originalmente limitaba las temperaturas a 550°C (el punto de ebullición del plomo es de 1750°C).
Con los materiales actuales se pueden alcanzar los 650°C, y en el futuro se prevé alcanzar los 800°C con la segunda fase de desarrollo de la IV Generación, utilizando aceros reforzados con dispersión de óxido.
Plomo-Bismuto
El plomo y el Pb-Bi tienen una conductividad térmica mucho mayor que el agua, pero menor que el sodio. Rosatom está construyendo en Rusia un reactor de neutrones rápidos refrigerado por plomo BREST de 300 MWe de demostración.
Westinghouse está desarrollando un concepto de reactor rápido refrigerado por plomo y LeadCold, en Canadá, también está desarrollando uno, utilizando nuevas aleaciones de aluminio-acero muy resistentes a la corrosión hasta los 450°C.
Mientras que el plomo tiene una activación limitada por los neutrones, un problema del Pb-Bi es que produce el producto tóxico de la activación del polonio (Po-210), un emisor alfa con una vida media de 138 días.
El Pb-Bi se funde a una temperatura relativamente baja de 125°C (por lo tanto es eutéctico) y hierve a 1670°C, el Pb se funde a 327°C y hierve a 1737°C, pero es mucho más abundante y más barato de producir que el bismuto, por lo que se prevé su uso a gran escala en el futuro, aunque hay que evitar la congelación.
Es probable que el desarrollo de la energía nuclear basada en reactores de neutrones rápidos refrigerados por Pb-Bi se limite a un total de 50-100 GWe, básicamente para pequeños reactores en lugares remotos.
En 1998 Rusia desclasificó mucha información de investigación derivada de su experiencia con reactores submarinos, y el interés de EE.UU. por utilizar Pb en general o Pb-Bi para pequeños reactores ha aumentado posteriormente. El reactor del Módulo Gen4 (Hyperion) utilizará eutéctico de plomo-bismuto, que es 45% Pb, 55% Bi. Es probable que haya un circuito secundario que genere vapor.
SAL
Las sales de fluoruro hierven a unos 1400°C a presión atmosférica, por lo que permiten varias opciones de uso del calor, incluido el uso de helio en un circuito secundario del ciclo Brayton con eficiencias térmicas del 48% a 750°C al 59% a 1000°C, para la fabricación de hidrógeno.
Las sales de fluoruro tienen una temperatura de ebullición muy alta, una presión de vapor muy baja incluso a calor rojo, una capacidad calorífica volumétrica muy alta (4670 kJ/m3 para el FLiBe, mayor que la del agua a 75 atm de presión) y buenas propiedades de transferencia de calor.
Litio-Berilio
La sal de fluoruro de litio-berilio Li2BeF4 (FLiBe) es una versión eutéctica del LiF (2LiF + BeF2) que se solidifica a 459°C y hierve a 1430°C. Es la preferida en la refrigeración primaria de MSR y AHTR/FHR y, cuando no está contaminada, tiene un bajo efecto de corrosión. El LiF sin el berilio tóxico se solidifica a unos 500°C y hierve a unos 1200°C. El FLiNaK (LiF-NaF-KF) también es eutéctico y se solidifica a 454°C y hierve a 1570°C.
Sales de cloruro
Las sales de cloruro tienen ventajas en los reactores de sales fundidas de espectro rápido, ya que tienen mayor solubilidad para los actínidos que los fluoruros.
Mientras que el NaCl tiene buenas propiedades nucleares, químicas y físicas, su alto punto de fusión significa que debe ser mezclado con MgCl2 o CaCl2, siendo el primero preferido en eutéctico, y permitiendo la adición de tricloruros de actínidos.
El principal isótopo del cloro, el Cl-35, da lugar al Cl-36 como producto de activación, una fuente beta energética de larga duración, por lo que el Cl-37 es mucho más preferible en un reactor. En los reactores térmicos, los cloruros sólo son candidatos para los bucles de refrigeración secundarios.
Todos los refrigerantes líquidos de baja presión permiten entregar todo su calor a altas temperaturas, ya que la caída de temperatura en los intercambiadores de calor es menor que con los refrigerantes gaseosos.
Además, con un buen margen entre las temperaturas de funcionamiento y de ebullición, se consigue fácilmente una refrigeración pasiva para el calor de desintegración.
Dado que los intercambiadores de calor presentan una pequeña fuga, tener refrigerantes primarios y secundarios incompatibles puede ser un problema. Cuanto menor sea la diferencia de presión en el intercambiador de calor, menor será el problema.
Transferencia de calor para diferentes refrigerantes primarios: los refrigerantes líquidos de baja presión permiten suministrar más calor, a temperaturas más altas.
Hay cierta radiactividad en el agua de refrigeración que fluye por el núcleo de un reactor refrigerado por agua, debido principalmente al producto de activación nitrógeno-16, formado por la captura de neutrones del oxígeno.
El N-16 tiene una vida media de sólo 7 segundos, pero produce una radiación gamma de alta energía durante su desintegración. Es la razón por la que el acceso a la sala de turbinas de un BWR está restringido durante el funcionamiento real.
Reactores primitivos
Los reactores nucleares más antiguos que se conocen en el mundo funcionaron en lo que hoy es Oklo, en Gabón (África Occidental). Hace unos 2.000 millones de años, al menos 16 reactores nucleares naturales alcanzaron la criticidad en un yacimiento de mineral de uranio de alta calidad (el 17º estaba en el yacimiento de Bangombe, a 30 km de distancia).
Cada uno de ellos funcionaba de forma intermitente a unos 20 kW térmicos, cesando la reacción cada vez que el agua se convertía en vapor, de modo que dejaba de funcionar como moderador.
En aquella época, la concentración de U-235 en todo el uranio natural era de aproximadamente el 3,6%, en lugar del 0,7% actual. (El U-235 decae mucho más rápido que el U-238, cuya vida media es aproximadamente la misma que la edad de la Tierra. Cuando se formó la Tierra, el U-235 era aproximadamente el 30% del uranio).
Estas reacciones naturales en cadena se iniciaron espontáneamente y continuaron en conjunto durante uno o dos millones de años antes de extinguirse definitivamente.
Parece que cada reactor funcionaba en pulsos de unos 30 minutos. Se calcula que se produjeron unos 130 TWh de calor.
Durante este largo periodo de reacción se generaron en el yacimiento unas 5,4 toneladas de productos de fisión, así como hasta dos toneladas de plutonio junto con otros elementos transuránicos.
Los productos radiactivos iniciales hace tiempo que se han descompuesto en elementos estables, pero el estudio minucioso de la cantidad y la ubicación de éstos ha demostrado que hubo poco movimiento de residuos radiactivos durante y después de las reacciones nucleares. El plutonio y los demás transuránicos permanecieron inmóviles.
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