Centrales nucleares - Apuntes de Electromedicina Xavier Pardell

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Centrales nucleares

S. Nuclear




La idea de que el núcleo de un átomo es inestable si tiene demasiados neutrones se aplica también a elementos muy grandes como el uranio. El uranio natural contiene pequeñas cantidades de uranio 235, que es inestable y, por tanto, radiactivo, con lo que emite partículas alfa. No obstante los descubrimientos efectuados en 1939, demostraron que si se añade un neutrón más al núcleo de uranio 235, éste se vuelve extremadamente inestable y se desintegra violentamente. Esta reacción, que se desencadena bombardeando el uranio 235 con neutrones es la famosa reacción de fisión. Esta desintegración del uranio 235 provoca la división del núcleo en dos fragmentos aproximadamente iguales, cada uno de los cuales es un elemento más ligero. Durante la reacción se libera una gran cantidad de energía y puede producirse un calor muy elevado en una explosión muy rápida de un gran número de estas reacciones, produciéndose varios neutrones adicionales. Sí uno de estos neutrones es absorbido por otro núcleo de uranio 235, el proceso de fisión puede continuar como reacción en cadena. De esta forma, una reacción conduce a otra y este proceso constante de fisión es la clave del funcionamiento de un reactor nuclear.
El primer reactor nuclear hecho por el hombre empezó a operar en 1942, pero no fue el primero en la Tierra, puesto que se cree que hace unos 1.700 millones de años, en un depósito de uranio en África se produjo espontáneamente una reacción de fisión en cadena.

¿Qué es una central nuclear?

En una central nuclear, como en una central térmica (carbón, fuel o gas) se transforma la energía liberada por un combustible, en forma de calor, en energía mecánica, y después en energía eléctrica; el calor producido permite evaporar agua que acciona una turbina que lleva acoplado un alternador.
El vapor que alimenta la turbina puede ser producido directamente en el interior de la vasija del reactor (en los reactores de agua en ebullición) o en un cambiador denominado generador de vapor (en los reactores de agua a presión).






El principio de una central nuclear es entonces muy sencillo. Es la tecnología aplicada la que es compleja debido a los fenómenos en juego, las potencias alcanzadas, los requisitos técnicos y las precauciones necesarias para asegurar en todo momento, tanto la seguridad de los trabajadores y de la población, como la protección del medio ambiente.
Los principales materiales o componentes de un reactor nuclear son:

Combustible. En una central nuclear el combustible es, generalmente, óxido de uranio. En todas las centrales que están en funcionamiento en nuestro país, se emplea uranio ligeramente enriquecido en uranio 235, con un grado de enriquecimiento que oscila entre el 3 y el 5%. Este material se encuentra como pastillas cerámicas que se introducen en el interior de una vaina o envoltura metálica.
Moderador. En los reactores denominados "térmicos" es la sustancia que frena, sin capturarlos, los neutrones que se producen en la reacción de fisión hasta una velocidad a la que sean capaces de producir una nueva reacción de fisión. No se trata de parar la reacción (éste es el papel de las barras de control) sino de mantenerla. Hay tres sustancias que responden bien a estas exigencias: grafito, agua y agua pesada.
Barras de control. Contienen una sustancia que captura los neutronesde forma tal que se pare completamente la reacción nuclear de fisión o se module la potencia del reactor.
Núcleo del reactor. Es la zona en la que se encuentran las barras de combustible y las barras de control rodeadas por el moderador en una distribución adecuada, de modo que cuando estas últimas están insertadas la reacción nuclear se para. La reacción se inicial retirar las barras de control. Los mecanismos de accionamiento de las barras de control están diseñados de tal modo que éstas se inserten (entran) en determinadas circunstancias, dando lugar a lo que se llama parada automática o "disparo".
Refrigerante. El calor es extraído del núcleo por medio del refrigerante que circula alrededor de las barras de combustible. Los fluidos que se suelen utilizar son: anhídrido carbónico, agua o agua pesada. El refrigerante circula en el interior del núcleo, lamiendo las barras de combustible.

Tipos de centrales nucleares operativas en España

Actualmente en nuestro país existen dos tipos de centrales nucleares en operación. Las de agua a presión (PWR) y las de agua en ebullición (BWR). Existe también una central de tecnología diferente, denominada de grafito-gas, que está parada definitivamente y en proceso de desmantelamiento.

Centrales nucleares de agua a presión (PWR)

El núcleo del reactor está contenido en una cuba de acero, vasija del reactor, por la que circula agua bajo presión, que desempeña a la vez el papel de moderador y de fluido de transporte de calor. Las barras de control están situadas en la parte superior de la tapa de la vasija del reactor y se insertan (penetran) en el núcleo por la acción de la gravedad.
El hecho de utilizar agua como fluido moderador y de transporte de calor, impone el uso de uranio enriquecido, porque el agua ordinaria captura demasiado fácilmente los neutrones como para permitir el uso de uranio natural.
El agua circula gracias a unas bombas que la impulsan hacia el núcleo del reactor donde se calientan y se mantiene la presión adecuada gracias a un presionador.
El circuito recorrido por el agua que atraviesa el núcleo del reactor se llama circuito primario. Se trata de un circuito cerrado cuya agua pasa, periódicamente, a través de un sistema de purificación.
El agua del circuito primario pasa por el interior de los tubos en forma de U de los generadores de vapor. Por el exterior de estos tubos, sin mezclarse con la anterior, circula el agua del circuito secundario, que se calienta gracias al calor transportado por el circuito primario convirtiéndose en vapor. El vapor se expande en la turbina haciéndola girar y moviendo el alternador donde se produce electricidad que se envía al parque de transformación y a la red eléctrica.
Como en toda central térmica, hay que condensar el vapor. La condensación se hace a través de un circuito de refrigeración exterior que utiliza un gran caudal de agua el río, pantano o mar, que circula por el interior de los tubos del condensador, calentándose y transportando una energía no aprovechable en el ciclo de producción de energía eléctrica hasta el mar, río o torres de refrigeración (en el caso de sistemas de circulación cerrados).
El vapor que circula por el exterior de los tubos del condensador se condensa al enfriarse y es enviado de nuevo al generador de vapor.
Las presiones en el condensador son mayores por la parte interior del tubo donde circula agua del río o mar que por el exterior, circuito secundario. Así, caso de de producirse una fisura en la pared del tubo sería el agua del río la que entrara en el condensador y no el vapor de la central el que saliera fuera.





Centrales nucleares de agua en ebullición (BWR)



El principio básico del reactor de agua en ebullición es aprovecharla energía térmica desprendida por la fisión nuclear para hacer hervir el agua contenida en la propia vasija del reactor, es decir, en contacto directo con las vainas del combustible. La misma agua interviene, además, como moderador de la reacción nuclear.
La ebullición en el interior de la vasija debido al calor desprendido por el núcleo del reactor, produce vapor saturado que pasa a través de los separadores de humedad y los secadores contenidos en la vasija. Este vapor seco, hace girar la turbina que mueve el alternador.
El vapor a la salida de la turbina pasa al condensador. Una vez que el agua de condensado ha sido calentada a la temperatura adecuada se bombea de nuevo a la vasija del reactor.
Aproximadamente una tercera parte de esta agua de refrigeración del núcleo se deriva continuamente fuera de la vasija a través de los bucles de recirculación y se hace volver a la vasija a través de las bombas de inyección internas para aumentar el caudal del refrigerante y contribuir a la regulación de la potencia del reactor.
Las barras de control están situadas en la parte inferior de la vasija y se inyectan en su interior mediante un sistema hidráulico accionado por el propio refrigerante.

Centrales nucleares en España

En España hay seis centrales nucleares en explotación, de ellas, Almaraz y Ascó, tienen dos unidades gemelas, por lo que el número de reactores es de ocho, y una central que ha sido declarada en cese definitivo de explotación, José Cabrera. Esos ocho grupos de producción de energía eléctrica son de dos tipos distintos: de agua ligera a presión (PWR) y de agua ligera en ebullición (BWR).
Por orden de antigüedad, dentro del grupo PWR, el listado de centrales es el siguiente: Almaraz, con dos unidades (1980 y 1983); Ascó, también con dos unidades (1982 y 1985); Vandellós II (1987); y Trillo, la última central puesta en marcha en España (1987).
En cuanto al grupo de las centrales de agua en ebullición, (BWR), la más antigua es la de Santa María de Garoña, (1970); seguida de Cofrentes (1984).
Las centrales españolas producen en torno al 20 % de la energía eléctrica que se consume en nuestro país, dependiendo del número y duración de sus paradas de recarga, que fluctúa de unos años a otros.

Seguridad en el diseño y construcción de las centrales

La seguridad nuclear tiene como objetivo reducir la probabilidad de que ocurra un accidente y mitigar sus consecuencias, caso de que ese accidente se produjera; el principio básico en el diseño de una central nuclear se describe como defensa en profundidad expresado en tres niveles o escalones de seguridad:

Primer escalón: consiste en impedir la desviación respecto al funcionamiento normal, es decir en hacer estable el funcionamiento de las centrales, para lo que éstas se diseñan, construyen y operan con arreglo a niveles de calidad y prácticas de ingeniería adecuadas.
Segundo escalón: su finalidad es detectar e interrumpir las desviaciones, respecto a las condiciones de funcionamiento normal, para evitar que los incidentes operacionales que puedan ocurrir se agraven hasta convertirse en condiciones de accidente.
Tercer escalón: se supone que, aunque sea muy improbable, es posible que ciertos incidentes operacionales no sean interrumpidos por los escalones precedentes, por lo que se incorporan equipos y procedimientos adicionales para controlar las condiciones de accidente resultantes, evitando que se produzcan daños al núcleo y la liberación al medio ambiente de material radiactivo.
Después del tercer escalón existen otros factores que contribuyen a la protección del público y del personal del emplazamiento, como:

La incorporación a la central de elementos complementarios específicos para mitigar las consecuencias de sucesos de muy baja probabilidad que excedan las bases de diseño (accidentes severos o accidentes con daño al núcleo).
La aplicación de planes de emergencia, incluyendo distintas medidas de protección a las personas.
El objetivo más importante en el diseño de una central nuclear es asegurar que todas las radiaciones e isótopos radiactivos, contenidos fundamentalmente en el interior del reactor y consistentes en productos de fisión, se mantienen confinados. Otro objetivo importante consiste en que los vertidos al medio ambiente estén bajo un cuidadoso control y que las cantidades vertidas se midan y se mantengan dentro del rango de los valores considerados como aceptables.
La emisión de radiación hacia el exterior de la central se controla con el empleo de blindajes con suficiente espesor para absorber las radiaciones emitidas.
El escape de materiales radiactivos se evita mediante el empleo de barreras de seguridad múltiples; cada una de las cuales contiene a las anteriores. Así, antes de que un material radiactivo se vierta accidentalmente al exterior ha de superar las sucesivas barreras de contención. En principio se pueden considerar las siguientes:

  • La vaina que envuelve las pastillas combustibles.
  • El circuito primario (o barrera de presión).
  • La contención.

Algunos añaden como primera barrera la propia pastilla de combustible, al tratarse de un material cerámico. Pero una visión más rigurosa de la realidad considera la pastilla sólo como una barrera parcial.
En el diseño de centrales nucleares, en aplicación del criterio de defensa en profundidad, se establecen una serie de salvaguardias tecnológicas. Las salvaguardias tecnológicas son los sistemas utilizados en una instalación nuclear o radiactiva para prevenir los accidentes o mitigar sus consecuencias.






CONTROL Y PROTECCIÓN DEL REACTOR

Para controlar el funcionamiento del reactor existen una serie de sistemas de accionamiento de las barras de control, así como sistemas de instrumentación que permiten vigilar su comportamiento y medir los valores de los parámetros característicos (flujo de neutrones, temperaturas, presión, nivel del refrigerante en la vasija, etc.): son los sistemas de control del reactor.
Todos los parámetros vitales del reactor y los sistemas asociados tienen establecidos unos valores límites, de tal manera que al superarse cualquiera de ellos, se produce de manera automática la parada del reactor por la rápida inserción de las barras de control (a este fenómeno se le llama "disparo"); esta actuación se produce en el denominado sistema de protección del reactor, que, asimismo, produce el arranque automático de sistemas de seguridad (refrigeración, ventilación, alimentación eléctrica, aislamiento del edificio de contención,...) caso de darse unas condiciones predeterminadas.

SISTEMAS DE REFRIGERACIÓN

La reacción nuclear controlada, que tiene lugar en el combustible, desprende una gran cantidad de calor. Por ello es necesario extraer ese calor para evitar el calentamiento progresivo del núcleo, lo que podría llegar a producir, en caso de fallo de los diversos sistemas de refrigeración, su fusión y consiguiente destrucción.
Para la seguridad nuclear es esencial mantener en cualquier circunstancia la refrigeración del núcleo para extraer el calor generado por el combustible. En operación normal, el calor del núcleo se extrae mediante el circuito principal. En un reactor de agua a presión ese circuito es el circuito primario; en un reactor de agua en ebullición, es el circuito agua-vapor.
Tras la parada del reactor, éste sigue generando calor aunque ya no haya fisiones, por el calor residual de los productos de fisión. Ese calor se evacua por medio de un circuito especial con bombas y cambiadores que constituye un circuito de seguridad
En caso de accidente, el sistema de protección del reactor activa los sistemas de refrigeración de emergencia del núcleo para que la temperatura que se alcance, no provoque la fusión del mismo.

FALLO ÚNICO Y REDUNDANCIA

Para que un sistema de los necesarios para realizar la parada sin riesgo y mitigar las consecuencias de los accidentes postulados pueda considerarse como "fiable" es necesario que un fallo único no impida que el sistema cumpla su misión. La multiplicidad de equipos que cumplen la misma función se denomina redundancia.
En general el diseño de sistemas cumple, como mínimo, este criterio (denominado N-1, ya que en caso de fallo quedan N-1 sistemas o componentes que cumplen la función requerida) y con el criterio N-2 en la mayoría de los casos.
La redundancia va aliada con la separación física entre los sistemas, de forma que si uno sufre, por ejemplo, un incendio sea muy improbable que otro sistema redundante sufra el mismo daño.

LA GARANTIA DE CALIDAD COMO REQUISITO DE LA SEGURIDAD

En el diseño de centrales nucleares es de gran importancia asegurarse de que las estructuras, sistemas o componentes que se van a proyectar o construir se comportarán de forma satisfactoria cuando estén en servicio. Este es el objetivo del programa de garantía de calidad, el cual se refleja en un conjunto de prácticas y de procedimientos sistematizados y documentados en base a unos valores estándar de calidad establecidos por las normas nacionales o internacionales.
Este programa se aplica en las distintas fases de un proyecto nuclear: diseño, construcción, puesta en marcha, operación y clausura.

PRUEBAS PREOPERACIONALES Y OPERACIONALES

Toda instalación nuclear debe efectuar, antes de que sea autorizada su puesta en funcionamiento, un conjunto de pruebas preoperacionales (o prenucleares) en las que se comprueba antes de cargar el combustible en el reactor, si el funcionamiento de los distintos sistemas, equipos o componentes, es o no conforme con lo que se proyectó. Si los resultados no son satisfactorios, se requiere la reparación de los fallos y la repetición de las pruebas, hasta que éstas den un resultado correcto.
Análogamente, se realizan las pruebas nucleares (u operacionales) con un objetivo similar, una vez que la central nuclear ya está autorizada a funcionar. Ello permite comprobar el funcionamiento de los sistemas o equipos con la central en operación.

INSPECCIÓN Y CONTROL DEL CSN
Durante todo el proceso de diseño, construcción y puesta en marcha de las centrales el Consejo de Seguridad Nuclear mantiene un seguimiento del cumplimiento de las condiciones impuestas en las autorizaciones, por medio de múltiples inspecciones y auditorias.
Con anterioridad al permiso para la explotación de una central nuclear, ésta requiere diversas autorizaciones (previa o de emplazamiento, construcción, pruebas prenucleares, almacenamiento de combustible) y en todas ellas es necesario el informe positivo del CSN, que define los límites y condiciones en materia de seguridad aplicables en cada etapa.
El control del CSN no se limita a la central, sino que afecta a todos y cada uno de los componentes esenciales en materia de seguridad, cuyo diseño, fabricación y montaje es evaluado, e inspeccionado de manera individual, de forma que la empresa fabricante o montadora ha de obtener la correspondiente autorización.
La seguridad nuclear durante la operación de las centrales nucleares se basa en el estricto control de su funcionamiento.

Clausura de centrales nucleares

El término clausura cuando se aplica a centrales nucleares no se refiere a un mero dejar de funcionar sino a una operación mucho más compleja y que tiene una considerable extensión en el tiempo.
En efecto, una central nuclear al finalizar su etapa de funcionamiento contiene grandes cantidades de materiales radiactivos y muchos sistemas, equipos o componentes están contaminados. Los materiales radiactivos provienen de la propia reacción de fisión (productos de fisión) o han sido producidos por los neutrones del núcleo (productos de activación). Por ello, los niveles de actividad son demasiado elevados para comenzar el desmantelamiento inmediatamente después de la parada. Por ello se habla de tres etapas en el desmantelamiento de una central nuclear:

1ª etapa:
Sellado de las barreras, retirada de elementos combustibles irradiados, barras de control, líquidos contaminados y todas las fuentes de radiación transportables. Vigilancia y control radiológico de la atmósfera interior de la central y realización de un programa de inspección y mantenimiento.
Cuando se completa esta etapa la central alcanza el nivel 1 de desmantelamiento.

2ª etapa:
La instalación se reduce al mínimo tamaño posible, por el desmantelamiento de las partes, que pueden estar contaminadas, más fácilmente eliminables. Se refuerzan las barreras de protección contra las radiaciones y se reduce al mínimo posible la necesidad de ventilación atmosférica y de control radiológico del aire. El mantenimiento se reduce a ocasionales controles de las superficies externas. La instalación alcanza el nivel 2 de desmantelamiento.

3ª etapa:
Se eliminan todos los materiales, equipos y componentes de la planta que puedan tener restos de radiactividad, se desmantela el reactor y el edificio de contención, evacuándose los escombros radiactivos,quedando libre el emplazamiento para su uso sin restricciones, y alcanzándose el denominado nivel 3.
Cada una de estas etapas ha de realizarse según un escalonamiento en el tiempo. Normalmente para la primera y segunda etapas se consideran períodos de tiempo de 5 a 10 años, mientras que la tercera etapa se considera adecuado retrasarla, a fin de reducir el nivel de radiactividad residual, durante períodos que pueden oscilar entre 10 y 100 años después del cese del funcionamiento.



 
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