Introducción

Casi todas las centrales de producción eléctrica, con la excepción de las fotovoltaicas, tienen algo en común: la electricidad se produce haciendo girar una máquina llamada alternador o generador eléctrico. Lo que diferencia a unas centrales de otras es la forma en la que se hace girar este generador.

Una central nuclear es un tipo de central térmica, con la distinción fundamental de que la obtención del vapor para accionar la turbina que hace girar el alternador, no se produce a partir de energías convencionales como la del carbón o la del petróleo, sino mediante reacciones nucleares. Esta reacción conlleva una liberación energética muy importante, puesto que en ella se da un defecto de masa de un 0,1%, siendo uno de los mecanismos básicos de mayor liberación energética por unidad de masa. La materia prima nuclear que se utiliza para alimentar las centrales nucleares es el uranio, pues el ciclo del torio, el otro material fisionable abundante en la Tierra, no ha sido comercializado hasta la fecha por carecer de isótopo fisible.

Dado que la diferencia fundamental se presenta en el foco calorífico de la central, es en dicha parte donde se dan sus características específicas. El hecho de que exista radiación implica diferencias adicionales, incluso en el aspecto físico externo de la central, y por supuesto, en todo lo referente a la protección y a la vigilancia radiológica.

Hay tres características fundamentales que diferencian la energía nuclear del resto:

• La densidad de energía. Tras una parada por recarga, el núcleo del reactor contiene todo el uranio del que se extraerá la energía que se va a producir en el siguiente ciclo (de 12, 18 o 24 meses) dependiendo de la duración del ciclo. Esta característica hace que durante la operación se debe ser especialmente cuidadoso con el control de la reactividad. Como comparación, en una central térmica de carbón, el carbón que se quemará para obtener la energía en los próximos meses no se encuentra dentro del propio generador sino que está almacenado en los silos o probablemente en la mina.
• El calor residual. Como hemos visto en el capítulo anterior, cuando se para el reactor (la reacción en cadena) aún debemos extraer el calor residual, pues en caso contrario llegaremos a la fusión del núcleo, como ocurrió en el accidente nuclear de Three Mile Island o en el de Fukushima. En una térmica, cuando paramos la combustión, la extracción del calor remanente no es crítico.
• La radiación. Durante la operación de la instalación, los productos de fisión y de activación emiten radiación nociva para los seres humanos y el medioambiente. Los residuos producidos y el combustible irradiado, también emiten radiación. Por ello se debe disponer de un sistema de barreras múltiples para evitar que la radiación interacciones con las personas y el medioambiente.

Estas características hacen que durante el funcionamiento de la instalación el objetivo primordial sea la protección del reactor mediante el control de la energía disponible en su interior, la capacidad de extracción del calor residual y la protección de personas y medioambiente con múltiples barreras.

La gran mayoría de las centrales utilizan uranio como combustible para obtener calor. Para ello, los neutrones provocan que se rompan los núcleos de uranio (fisión), liberando gran cantidad de energía. El calor generado se utiliza para calentar agua y producir vapor. El vapor se convierte en energía mecánica en las turbinas y ésta se transforma finalmente en electricidad en el alternador.

El reactor nuclear

El reactor es la instalación de la central nuclear en la que se inician, mantienen y controlan las reacciones de fisión nuclear en cadena, que producen la energía térmica necesaria para la generación de energía eléctrica.

El reactor consta de una vasija de acero en cuyo interior se dispone un conjunto de elementos de combustible nuclear siguiendo un cierto patrón geométrico. Los núcleos de los átomos del combustible nuclear son impactados por neutrones, lo que provoca su ruptura, dando lugar a la aparición de fragmentos conocidos como productos de fisión y de más neutrones que, a su vez, impactarán de nuevo sobre otros átomos de combustible. En este proceso, conocido como reacción en cadena, se desprende gran cantidad de energía térmica que se utiliza para la producción de vapor de agua. En la figura 11 podemos observar una ilustración de un reactor nuclear que nos proporciona una visión general de éste.

En la mayoría de reactores, para facilitar el proceso de reacción en cadena es necesaria, asimismo, la presencia dentro del reactor de un elemento moderador de los neutrones que se producen en las reacciones de fisión. Esto se debe a que estos neutrones tienen una elevada energía cinética y es conveniente reducir su velocidad para facilitar nuevas reacciones en cadena, lo que se consigue mediante choques elásticos de los neutrones con los átomos del elemento que hace de moderador. El moderador utilizado en las centrales que vamos a estudiar es el agua ligera.

Por otro lado, para controlar de manera segura las reacciones de fisión que tienen lugar en el reactor nuclear existen mecanismos de accionamiento de una serie de barras de control que contienen un material que absorbe los neutrones. Estas barras de control se pueden insertar total o parcialmente dentro de la vasija del reactor para impedir en mayor o menor medida que los neutrones sigan desencadenando sucesivas reacciones de fisión. En caso de ser necesario detener todas las reacciones de fisión se insertan inmediatamente todas las barras de control dando lugar a lo que se denomina parada automática, "disparo" o “SCRAM” del reactor. El reactor de una central nuclear está rodeado de un blindaje de hormigón que intercepta las radiaciones ocasionadas en las radiaciones de fisión. Tanto el reactor como los sistemas auxiliares mencionados anteriormente se disponen dentro de un edificio diseñado para limitar las emisiones de radiación en caso de accidente y que se conoce como edificio de contención.

La energía producida por las reacciones de fisión se utiliza para generar el vapor que alimenta la turbina de la central nuclear. Para ello, el agua circula a través del núcleo del reactor aumentando su temperatura. Los dos tipos de centrales nucleares más numerosos en operación se diferencian en si la generación de vapor tiene lugar dentro o fuera del reactor.

Los diferentes tipos de reactores nucleares

En la figura 12 puede verse la evolución de las centrales nucleares, desde los primeros reactores prototipo en la década de los 60 y 70, que dio paso a los reactores comerciales actuales o de 2ª generación.

Los reactores de 2ª generación son reactores que usan uranio enriquecido (uranio-235) como combustible y agua ligera (agua común) como moderador y se dividen en dos grupos según tecnologías:

Centrales de agua a presión (Pressurized Water Reactor o PWR):

En este tipo de centrales nucleares, el agua circula en estado líquido y a muy alta presión por el llamado “circuito primario” por medio de unas bombas que la impulsan a través del núcleo del reactor donde se calienta antes de dirigirse a los generadores de vapor. La presión del circuito primario se mantiene gracias a un elemento denominado “presionador” cuyo objetivo es evitar la formación de vapor dentro de este circuito.

En estas instalaciones, las barras de control están situadas en la parte superior de la vasija del reactor. En caso de ser necesaria la parada rápida del reactor, ésta se produce por la inserción de las barras de control por acción de la gravedad, al liberarse los mecanismos electromagnéticos de sujeción de las mismas.

El agua líquida a alta temperatura que sale de la vasija del reactor circula a través de los tubos del circuito primario atravesando los generadores de vapor. Dentro de los generadores de vapor, por el exterior de estos tubos circula el agua del circuito secundario, de manera que el agua a alta temperatura del circuito primario calienta el agua del circuito secundario hasta convertirla en vapor. Posteriormente, el vapor se dirige por los tubos del circuito secundario a la turbina, donde se expande haciéndola girar. El giro de la turbina se transmite al generador eléctrico, que es el componente en el que se produce la electricidad, la cual se envía al parque de transformación y, desde allí, a la red eléctrica exterior. Podemos ver un diagrama de este ciclo en la figura 13.

Como en cualquier central térmica, el vapor que sale de la turbina sigue estando muy caliente, por lo que es necesario condensarlo para su retorno al ciclo de agua/vapor. Esta condensación se hace gracias a un tercer circuito exterior de refrigeración que utiliza un gran caudal de agua fría que circula por el interior de los tubos del condensador. El agua fría que circula por los tubos del circuito de refrigeración se calienta a su paso por el condensador y posteriormente se enfría de nuevo mientras los tubos atraviesan lo que se conoce como “sumidero de calor” de la central (río, pantano, mar o torres de refrigeración).

El vapor que se ha condensado al contacto con los tubos del condensador es impulsado para ser precalentado antes de su envío de nuevo a los generadores de vapor. La presión en el condensador es menor que la de los tubos del circuito de refrigeración exterior que lo atraviesan, por lo que en caso de producirse una fisura en los tubos sería el agua de dicho circuito la que se fugaría hacia el condensador y no a la inversa, evitando así posibles escapes al medio ambiente.

Centrales de agua en ebullición (Boiling Water Reactor o BWR):

En este diseño de centrales, no existe un circuito secundario agua-vapor, sino que es el mismo fluido refrigerante que circula por la vasija y el núcleo del reactor el que se evapora a su paso por el núcleo. De esta manera, de la vasija del reactor sale directamente el vapor que se dirige a la turbina. El funcionamiento de la misma, así como el del alternador, el condensador y el del sistema de agua de alimentación, es análogo al de una central PWR, aunque en este caso el sistema impulsa el vapor condensado directamente hasta la vasija del reactor. En la figura 14 se observan dichas diferencias y similitudes.

La vasija del reactor dispone de unos lazos de recirculación exteriores que permiten, mediante el uso combinado de bombas centrifugas y de chorro, la regulación rápida del caudal del refrigerante/moderador y, por tanto, el control de la potencia del reactor.

En este tipo de reactores, las barras de control están situadas en la parte inferior de la vasija y se insertan en su interior desde abajo mediante un sistema hidráulico que utiliza como fluido el propio refrigerante a alta presión.

Este es el tipo de central que se estudiará con mayor profundidad por ser el tipo de central donde se desarrolló el accidente de Fukushima.

Existen varias versiones de la contención en función de su antigüedad de las que explicaremos sólo una: Mark I (reactores del 1 al 5) ya que el de tipo Mark II (reactor nº 6) no fue dañado.

Por otro lado están los reactores CANDU de agua pesada (óxido de deuterio) y los reactores rápidos que permiten procesar el combustible gastado.

La tercera generación son las centrales que se han diseñado en la década de los 90 y que se están construyendo actualmente en muchos países aunque conviven con la 2ª generación. Los más conocidos son los ABWR de General Electric, el EPR de Areva y el AP 1000 de Westing House.

En el futuro veremos los reactores que ahora están en fase de desarrollo e investigación y que tomarán el relevo en la década del 2030 que corresponden a la 4ª generación. Por último están los reactores experimentales de fusión, como el proyecto ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor).

Componentes básicos de un reactor nuclear de agua ligera

El núcleo es la parte del reactor donde se produce y se mantiene la reacción nuclear en cadena y su objetivo es calentar el agua del circuito primario. Se diseña para operar de forma segura y controlada, de modo que se maximice la cantidad de energía extraída del combustible.

Cada componente del núcleo del reactor juega un papel importante en la generación de calor:

Barras de control

Los haces de barras de control proporcionan un medio rápido para el control de la reacción nuclear, permitiendo efectuar cambios rápidos de potencia del reactor y su parada eventual en caso de emergencia. Tienen forma cilíndrica y están fabricadas con materiales absorbentes de neutrones (carburo de boro o aleaciones de plata, indio y cadmio) y suelen tener las mismas dimensiones que las varillas de combustible. La reactividad del núcleo aumenta o disminuye subiendo o bajando las barras de control. En la figura 15 se muestra un ejemplo del funcionamiento de las barras de control.

Para que un reactor funcione durante un período de tiempo tiene que tener un exceso de reactividad, que es máximo con el combustible fresco y va disminuyendo con la vida del mismo hasta que se anula, momento en el que se hace la recarga del combustible.

En funcionamiento normal, un reactor nuclear tiene las barras de control en posición extraída del núcleo, pero el diseño de las centrales nucleares es tal que ante un fallo en un sistema de seguridad o de control del reactor, siempre actúa en el sentido de seguridad del reactor introduciéndose las barras de control en el núcleo y llevando el reactor a parada segura en pocos segundos.

Moderador

Los neutrones producidos en la fisión tienen una elevada energía en forma de velocidad. Para que se produzcan nuevos choques conviene disminuir su velocidad de modo que aumente la probabilidad de que sean capturados por otro átomo fisionable y no se rompa la reacción en cadena. Podemos ver un ejemplo del funcionamiento del moderador en la figura 16.

Entre los moderadores más utilizados están el agua ligera, el agua pesada y el grafito.

Refrigerante

La mayor parte de la energía desprendida por fisión es en forma de calor. A fin de poder emplear éste, por el centro del reactor debe pasar un refrigerante, que generalmente transmite el calor a una caldera o generador de vapor. El refrigerante debe ser anticorrosivo, tener una gran capacidad calorífica y no debe absorber los neutrones. Los refrigerantes más usuales son gases, como el anhídrido carbónico y el helio, y líquidos como el agua ligera y el agua pesada. Incluso hay algunos compuestos orgánicos y metales líquidos como el sodio que también pueden emplearse para este fin.

Reflector

En una reacción nuclear en cadena, un cierto número de neutrones tiende a escapar de la región donde ésta se produce. Esta fuga neutrónica puede reducirse con la existencia de un medio reflector, aumentando así la eficiencia del reactor. El medio reflector que rodea al núcleo debe tener una baja sección eficaz de captura.

La elección del material depende del tipo de reactor. Si tenemos un reactor térmico, el reflector puede ser el moderador, pero si tenemos un reactor rápido el material del reflector debe tener una masa atómica grande para que los neutrones se reflejen en el núcleo con su velocidad original.

Blindaje

Cuando un reactor está en operación, sale gran cantidad de radiación en todas direcciones. Es necesaria una protección para proteger al público y a los trabajadores de la instalación de las radiaciones de neutrones y rayos gamma ocasionados por los productos de fisión. Por ello, es necesario colocar un blindaje biológico alrededor del reactor para interceptar estas emisiones.

Los materiales más usados para construir este blindaje son el hormigón, el agua y el plomo.

El ciclo de combustible

Fabricación

El combustible (óxido de uranio) se compacta en pastillas y se sinteriza en hornos a aproximadamente 1700 °C para lograr las características metalúrgicas necesarias para asegurar su integridad durante su etapa de irradiación en el reactor. Después de este proceso de fabricación las pastillas tienen unas dimensiones de aproximadamente 1 cm de diámetro y 1 cm de altura. Podemos ver una de estas pastillas en la figura 18.

En el reactor las pastillas están apiladas dentro de vainas que las mantienen herméticamente aisladas del exterior en condiciones adecuadas para que la integridad del combustible esté asegurada. Estas vainas harán la labor de confinamiento del combustible y de los productos de fisión para evitar que el refrigerante se contamine. Para ello la barra de combustible, consistente en las pastillas cilíndricas de uranio apiladas y envueltas por una vaina o tubo, está sellada por su parte superior e inferior con respectivos tapones que aseguran su hermeticidad. Esta barra cerrada está presurizada con helio a una presión mayor que la atmosférica.

Pero no toda la barra está rellena de pastillas, sino que hay un hueco en la parte superior o plenum, especialmente concebido para almacenar los productos de fisión gaseosos que se producen durante la operación del combustible en el reactor. En este plenum se aloja un muelle que comprime las pastillas hacia abajo para mantener la columna combustible sin movimiento durante el transporte y manejo del elemento combustible. Un elemento combustible es un conjunto de barras combustibles agrupadas homogéneamente en matrices cuadradas o hexagonales, como se puede comprobar en la figura 19.

A través de la superficie de las barras de combustible se produce la transferencia del calor generado en la pastilla hacia el refrigerante. El refrigerante al circular verticalmente por el reactor extrae el calor de todas las barras de combustible.

Como la altura total de las barras puede alcanzar 4 m, es necesario un soporte que mantenga la estructura vertical de todas las barras. Para ello se colocan a distintas alturas unos dispositivos espaciadores, las rejillas. Están formadas por unas bandas metálicas entrelazadas que configuran una matriz de celdas cuadradas. Cada celda es atravesada por una barra combustible, estableciéndose y manteniéndose a lo largo de todo el combustible la distancia entre ellas. Proporcionan soporte lateral y vertical a las barras combustibles, fijando su posición en el elemento. Además las rejillas incrementan la turbulencia en el refrigerante, aumentando así la refrigeración.

Entre las barras de combustible se sitúan los tubos guía (sólo en reactores PWR), que son los conductos por los que se insertan las barras de control en los reactores PWR. En el centro del combustible existe también el tubo de instrumentación por donde se inserta la instrumentación intranuclear que sirve para medir la temperatura del refrigerante, la potencia térmica y la población neutrónica para poder hacer el seguimiento del estado del reactor.

En la parte central de la matriz del elemento BWR se sitúan dos barras de agua, dos tubos huecos que favorecen el paso de agua a través de ellos y fomentan así la refrigeración de las barras combustibles situadas en el centro del elemento combustible.

Los últimos componentes del elemento combustible son los cabezales, que podemos observar en la figura 20. Cada elemento posee un cabezal superior y uno inferior. El cabezal superior conforma el combustible en su extremo superior. Consiste básicamente en una placa de acero inoxidable con orificios donde van alojadas las barras combustibles (en el caso del PWR, los tubos guía). El cabezal inferior distribuye el caudal del refrigerante entre las barras combustibles. Los cabezales tienen capacidad estructural para soportar las cargas estáticas (peso) y dinámicas (fuerzas hidráulicas, aceleraciones durante transporte y manejo) y después transmitirlas a las placas del núcleo. Además gracias a ellas se fija la posición de los tubos guía (PWR) y de las barras de agua y barras combustibles (BWR). Igualmente, los cabezales mantienen los elementos combustibles debidamente colocados dentro del núcleo. A través de los cabezales pasa el caudal de agua que debe estar convenientemente distribuido para proporcionar la debida refrigeración.

Todos los materiales que componen el elemento combustible son resistentes a las condiciones de operación agresivas de temperatura, agentes químicos y radiación que se producen en el reactor, así como a la carga mecánica a la que se ve sometido (su propio peso o posibles aceleraciones durante transporte y manejo del elemento).

La distribución y localización de los elementos combustible en el reactor es muy importante para satisfacer los requisitos neutrónicos, termo-hidráulicos y de seguridad.

En España, ENUSA es la empresa dedicada a la fabricación de elementos combustibles. En la planta de fabricación de combustible en Juzbado (Salamanca) se realiza todo el proceso se fabricación de la pastilla a partir del polvo de óxido de uranio hasta el ensamblaje final del elemento con todos sus componentes.

Operación

Una vez fabricado el elemento combustible, éste es enviado a la central nuclear para su inserción en el núcleo del reactor. El núcleo del reactor está conformado por 100-900 elementos combustibles (dependiendo del tipo y potencia de reactor) dispuestos en una malla rectangular con forma circular. Actualmente, los ciclos de residencia de los elementos combustibles o tiempo entre recargas están comprendidos entre 12-24 meses. Durante ese tiempo el reactor está funcionando ininterrumpidamente generando reacciones de fisión que van consumiendo poco a poco el isótopo físil del combustible, el uranio-235.

La recarga consiste en sustituir elementos gastados donde el uranio-235 se ha consumido por elementos nuevos que tienen mayor cantidad de uranio-235. En cada recarga se cambian sólo entre un tercio y un cuarto de los elementos de combustible totales del reactor. El resto de elementos de combustible todavía tienen contenido suficiente de uranio para seguir funcionando.

En esta fase, es importante la llamada “gestión del combustible”: las posiciones que ocupan los elementos combustibles dentro del reactor, el enriquecimiento o porcentaje de uranio-235 del elemento combustible, así como el tiempo de residencia (que se traduce en el uso o quemado del combustible) son factores determinantes a la hora de determinar la “recarga óptima”, con la que se obtiene la mayor energía del uranio. Durante la irradiación se produce un cambio paulatino de la composición isotópica del combustible por irradiación debido a la disminución del uranio-235 para producir el calor y a la generación de productos de fisión como consecuencia de las reacciones de fisión. Además se generan nuevos elementos e isótopos fisibles (plutonio-239) por medio de reacciones de captura de neutrones por el uranio-238. Algunos de estos actínidos generados pueden ser absorbentes neutrónicos. Todas estas reacciones llevan a un cambio estructural dentro de la pastilla.

Almacenamiento

El combustible descargado del reactor es almacenado bien en el propio emplazamiento del reactor, normalmente en una piscina dentro o aneja al edificio del reactor (almacenamiento en piscina), o bien, en un emplazamiento común fuera del reactor (almacenamiento en seco).

En función de la gestión que se lleve a cabo del combustible usado, se trata de un ciclo cerrado o abierto.

Si el combustible irradiado no se reelabora es considerado en su totalidad como residuo radiactivo, lo que se denomina ciclo abierto, con lo que no se completa el denominado ciclo del combustible nuclear.

En el caso del uranio, el ciclo cerrado incluye la minería, la producción de concentrados de uranio, el enriquecimiento (si procede), la fabricación de los elementos combustibles, su empleo en el reactor y la reelaboración de los elementos combustibles irradiados, para recuperar el uranio remanente y el plutonio producido, separando ambos de los residuos radiactivos de alta actividad que hay que evacuar definitivamente.