En la era temprana de los reactores nucleares (década de 1940), un reactor se conocía como pila nuclear o pila atómica (llamada así porque los bloques moderadores de grafito del primer reactor que alcanzó la criticidad estaban apilados en una pila). [4]
Operación
Un ejemplo de un evento de fisión nuclear inducida. Un neutrón es absorbido por el núcleo de un átomo de uranio-235, que a su vez se divide en elementos más ligeros que se mueven rápidamente (productos de fisión) y neutrones libres. Aunque tanto los reactores como las armas nucleares dependen de reacciones nucleares en cadena, la velocidad de las reacciones en un reactor es mucho más lenta que en una bomba.
Así como las centrales térmicas convencionales generan electricidad aprovechando la energía térmica liberada al quemar combustibles fósiles , los reactores nucleares convierten la energía liberada por la fisión nuclear controlada en energía térmica para su posterior conversión a formas mecánicas o eléctricas.
Para controlar tal reacción nuclear en cadena, las barras de control que contienen venenos de neutrones y moderadores de neutrones pueden cambiar la porción de neutrones que causará más fisión. [5] Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para detener la reacción de fisión si el monitoreo o la instrumentación detecta condiciones inseguras. [6]
Generación de calor
El núcleo del reactor genera calor de varias maneras:
La energía cinética de los productos de fisión se convierte en energía térmica cuando estos núcleos chocan con átomos cercanos.
El reactor absorbe algunos de los rayos gamma producidos durante la fisión y convierte su energía en calor.
El calor se produce por la desintegración radiactiva de productos y materiales de fisión que han sido activados por absorción de neutrones . Esta fuente de calor de desintegración permanecerá durante algún tiempo incluso después de que se apague el reactor.
Un kilogramo de uranio-235 (U-235) convertido mediante procesos nucleares libera aproximadamente tres millones de veces más energía que un kilogramo de carbón quemado convencionalmente (7,2 × 10 13 julios por kilogramo de uranio-235 versus 2,4 × 10 7 julios por kilogramo de carbón). [7] [8] [ ¿ investigación original? ]
La fisión de un kilogramo de uranio-235 libera alrededor de 19 mil millones de kilocalorías , por lo que la energía liberada por 1 kg de uranio-235 corresponde a la liberada al quemar 2,7 millones de kg de carbón.
Enfriamiento
Un refrigerante de reactor nuclear (generalmente agua, pero a veces un gas o un metal líquido (como sodio líquido o plomo) o sal fundida ) circula por el núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se saca del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de enfriamiento que está físicamente separado del agua que se hervirá para producir vapor presurizado para las turbinas , como el reactor de agua presurizada . Sin embargo, en algunos reactores el agua para las turbinas de vapor se hierve directamente en el núcleo del reactor ; por ejemplo el reactor de agua en ebullición . [9]
Control de reactividad
La velocidad de las reacciones de fisión dentro del núcleo de un reactor se puede ajustar controlando la cantidad de neutrones que pueden inducir más eventos de fisión. Los reactores nucleares suelen emplear varios métodos de control de neutrones para ajustar la potencia de salida del reactor. Algunos de estos métodos surgen naturalmente de la física de la desintegración radiactiva y simplemente se tienen en cuenta durante la operación del reactor, mientras que otros son mecanismos diseñados en el diseño del reactor para un propósito distinto.
El método más rápido para ajustar los niveles de neutrones que inducen la fisión en un reactor es mediante el movimiento de las barras de control . Las barras de control están hechas de venenos de neutrones y, por lo tanto, absorben neutrones. Cuando una barra de control se inserta más profundamente en el reactor, absorbe más neutrones que el material que desplaza (a menudo el moderador). Esta acción da como resultado menos neutrones disponibles para causar la fisión y reduce la producción de energía del reactor. Por el contrario, extraer la barra de control dará como resultado un aumento en la tasa de eventos de fisión y un aumento de la potencia.
La física de la desintegración radiactiva también afecta a las poblaciones de neutrones en un reactor. Uno de esos procesos es la emisión retardada de neutrones por una serie de isótopos de fisión ricos en neutrones. Estos neutrones retardados representan aproximadamente el 0,65% del total de neutrones producidos en la fisión, y el resto (denominados " neutrones rápidos ") se liberan inmediatamente después de la fisión. Los productos de fisión que producen neutrones retardados tienen vidas medias para su desintegración por emisión de neutrones que van desde milisegundos hasta varios minutos, por lo que se requiere un tiempo considerable para determinar exactamente cuándo un reactor alcanza el punto crítico . Mantener el reactor en la zona de reactividad en cadena donde los neutrones retardados son necesarios para alcanzar un estado de masa crítica permite que los dispositivos mecánicos u operadores humanos controlen una reacción en cadena en "tiempo real"; de lo contrario, el tiempo entre el logro de la criticidad y la fusión nuclear como resultado de un aumento exponencial de energía debido a la reacción nuclear en cadena normal sería demasiado corto para permitir una intervención. Esta última etapa, donde ya no se necesitan neutrones retardados para mantener la criticidad, se conoce como punto crítico inmediato . Existe una escala para describir la criticidad en forma numérica, en la que la criticidad básica se conoce como cero dólares y el punto crítico inmediato es un dólar , y otros puntos del proceso se interpolan en centavos.
En algunos reactores, el refrigerante también actúa como moderador de neutrones . Un moderador aumenta la potencia del reactor al hacer que los neutrones rápidos que se liberan de la fisión pierdan energía y se conviertan en neutrones térmicos. Los neutrones térmicos tienen más probabilidades que los neutrones rápidos de provocar fisión. Si el refrigerante es un moderador, los cambios de temperatura pueden afectar la densidad del refrigerante/moderador y, por lo tanto, cambiar la potencia de salida. Un refrigerante a mayor temperatura sería menos denso y, por lo tanto, un moderador menos eficaz.
En otros reactores, el refrigerante actúa como veneno al absorber neutrones de la misma manera que lo hacen las barras de control. En estos reactores, la producción de energía se puede aumentar calentando el refrigerante, lo que lo convierte en un veneno menos denso. Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para detener el reactor en caso de parada de emergencia. Estos sistemas insertan grandes cantidades de veneno (a menudo boro en forma de ácido bórico ) en el reactor para detener la reacción de fisión si se detectan o anticipan condiciones inseguras. [10]
La mayoría de los tipos de reactores son sensibles a un proceso conocido como envenenamiento por xenón o pozo de yodo . El producto de fisión común Xenón-135 producido en el proceso de fisión actúa como un veneno de neutrones que absorbe neutrones y, por lo tanto, tiende a apagar el reactor. La acumulación de xenón-135 se puede controlar manteniendo niveles de potencia lo suficientemente altos como para destruirlo mediante la absorción de neutrones tan rápido como se produce. La fisión también produce yodo-135 , que a su vez se desintegra (con una vida media de 6,57 horas) en nuevo xenón-135. Cuando se apaga el reactor, el yodo-135 continúa descomponiéndose en xenón-135, lo que hace que reiniciar el reactor sea más difícil durante uno o dos días, ya que el xenón-135 se descompone en cesio-135, que no es tan venenoso como el xenón-135. 135, con una vida media de 9,2 horas. Este estado temporal es el "pozo de yodo". Si el reactor tiene suficiente capacidad de reactividad adicional, se puede reiniciar. A medida que el xenón-135 adicional se transmuta en xenón-136, que es mucho menos un veneno de neutrones, en unas pocas horas el reactor experimenta un "transitorio de quema de xenón (potencia)". Se deben insertar más barras de control para reemplazar la absorción de neutrones del xenón-135 perdido. No seguir adecuadamente dicho procedimiento fue un paso clave en el desastre de Chernobyl . [11]
Los reactores utilizados en la propulsión nuclear marina (especialmente los submarinos nucleares ) a menudo no pueden funcionar a potencia continua las 24 horas del día de la misma manera que lo hacen normalmente los reactores de energía terrestres y, además, a menudo necesitan tener una vida útil muy larga sin necesidad de reabastecimiento de combustible . Por esta razón, muchos diseños utilizan uranio altamente enriquecido pero incorporan veneno de neutrones quemable en las barras de combustible. [12] Esto permite que el reactor se construya con un exceso de material fisionable, que sin embargo se vuelve relativamente seguro al principio del ciclo de quema de combustible del reactor por la presencia del material absorbente de neutrones que luego es reemplazado por neutrones de larga vida producidos normalmente. venenos (mucho más duraderos que el xenón-135) que se acumulan gradualmente durante la vida útil de la carga de combustible.
Generación de energía eléctrica
La energía liberada en el proceso de fisión genera calor, parte del cual puede convertirse en energía utilizable. Un método común para aprovechar esta energía térmica es usarla para hervir agua y producir vapor presurizado que luego impulsará una turbina de vapor que hace girar un alternador y genera electricidad. [10]
tiempos de vida
Las centrales nucleares suelen diseñarse para una vida media de entre 30 y 40 años. Algunos creen que las centrales nucleares pueden funcionar durante 80 años o más con un mantenimiento y una gestión adecuados. Sin embargo, algunas partes vitales, en particular la vasija del reactor y las estructuras de hormigón, no pueden reemplazarse cuando aparecen grietas y fisuras debido a la fragilización y el desgaste de los neutrones, lo que limita la vida útil de la planta. [13] Al final de su vida útil prevista, las plantas pueden obtener una extensión de la licencia de funcionamiento por unos 20 años y en los EE.UU. incluso una "renovación posterior de la licencia" (SLR) por 20 años más. [14] [15]
Incluso cuando se prorroga una licencia, no garantiza que el reactor seguirá funcionando, especialmente ante problemas de seguridad o incidentes. [16] Muchos reactores se cierran mucho antes de que expire su licencia o su vida útil de diseño y son desmantelados . Los costos de reemplazos o mejoras necesarios para una operación segura continua pueden ser tan altos que no sean rentables. O pueden cerrarse debido a una falla técnica. [17] Otros han sido cerrados porque el área estaba contaminada, como Fukushima, Three Mile Island, Sellafield, Chernobyl. [18] La filial británica del consorcio francés EDF Energy , por ejemplo, amplió la vida útil de sus reactores avanzados refrigerados por gas en tan sólo entre 3 y 10 años. [19]
Se espera que las siete plantas AGR se cierren en 2022 y se desmantelen en 2028. [20] Hinkley Point B se amplió de 40 a 46 años y se cerró. Lo mismo ocurrió con Hunterston B , también después de 46 años.
Un número cada vez mayor de reactores está alcanzando o superando su vida útil prevista de 30 o 40 años. En 2014, Greenpeace advirtió que la extensión de la vida útil de las centrales nucleares envejecidas equivale a entrar en una nueva era de riesgos. Estimó que la actual cobertura de responsabilidad nuclear europea en promedio es demasiado baja en un factor de entre 100 y 1.000 para cubrir los costos probables, mientras que, al mismo tiempo, la probabilidad de que ocurra un accidente grave en Europa continúa aumentando a medida que la flota de reactores envejece. [21]
El neutrón fue descubierto en 1932 por el físico británico James Chadwick . El concepto de una reacción nuclear en cadena provocada por reacciones nucleares mediadas por neutrones fue desarrollado por primera vez poco después, por el científico húngaro Leó Szilárd , en 1933. Al año siguiente, mientras trabajaba en el Almirantazgo , presentó una patente para su idea de un reactor simple. Londres. [22] Sin embargo, la idea de Szilárd no incorporaba la idea de la fisión nuclear como fuente de neutrones, ya que ese proceso aún no había sido descubierto. Las ideas de Szilárd para reactores nucleares que utilizaran reacciones en cadena nucleares mediadas por neutrones en elementos ligeros resultaron inviables.
La inspiración para un nuevo tipo de reactor que utiliza uranio provino del descubrimiento por Otto Hahn , Lise Meitner y Fritz Strassmann en 1938 de que el bombardeo de uranio con neutrones (proporcionados por una reacción de fusión alfa sobre berilio, un " obús de neutrones ") producía un residuo de bario , que, según razonaron, se creó por la fisión de los núcleos de uranio. En su segunda publicación sobre la fisión nuclear en febrero de 1939, Hahn y Strassmann predijeron la existencia y liberación de neutrones adicionales durante el proceso de fisión, abriendo la posibilidad de una reacción nuclear en cadena . Estudios posteriores a principios de 1939 (uno de ellos realizado por Szilárd y Fermi) revelaron que, de hecho, se liberaron varios neutrones durante la fisión, lo que abrió la oportunidad para la reacción nuclear en cadena que Szilárd había previsto seis años antes.
El 2 de agosto de 1939, Albert Einstein firmó una carta al presidente Franklin D. Roosevelt (escrita por Szilárd) sugiriendo que el descubrimiento de la fisión del uranio podría conducir al desarrollo de "bombas extremadamente poderosas de un nuevo tipo", dando impulso al estudio de Reactores y fisión. Szilárd y Einstein se conocían bien y habían trabajado juntos años antes, pero Einstein nunca había pensado en esta posibilidad de la energía nuclear hasta que Szilard se lo informó, al comienzo de su búsqueda para redactar la carta Einstein-Szilárd para alertar al gobierno de Estados Unidos. .
Poco después, la Alemania de Hitler invadió Polonia en 1939, iniciando la Segunda Guerra Mundial en Europa. Estados Unidos todavía no estaba oficialmente en guerra, pero en octubre, cuando le entregaron la carta de Einstein-Szilárd, Roosevelt comentó que el propósito de hacer la investigación era asegurarse de que "los nazis no nos hagan estallar". Siguió el proyecto nuclear estadounidense, aunque con cierto retraso, ya que seguía habiendo escepticismo (en parte por parte de Fermi) y también poca acción por parte del pequeño número de funcionarios del gobierno que inicialmente fueron encargados de hacer avanzar el proyecto.
Al año siguiente, el gobierno de Estados Unidos recibió el memorando Frisch-Peierls del Reino Unido, que afirmaba que la cantidad de uranio necesaria para una reacción en cadena era mucho menor de lo que se había pensado anteriormente. El memorando fue producto del Comité MAUD , que estaba trabajando en el proyecto de bomba atómica del Reino Unido, conocido como Tube Alloys , que luego se incluiría dentro del Proyecto Manhattan .
Finalmente, el primer reactor nuclear artificial, Chicago Pile-1 , fue construido en la Universidad de Chicago , por un equipo dirigido por el físico italiano Enrico Fermi , a finales de 1942. Para entonces, el programa había sido presionado durante un año por la entrada de Estados Unidos. a la guerra. El Chicago Pile alcanzó su punto crítico el 2 de diciembre de 1942 [23] a las 15:25 horas. La estructura de soporte del reactor estaba hecha de madera, que sostenía una pila (de ahí el nombre) de bloques de grafito, en los que estaban incrustadas 'pseudoesferas' o 'briquetas' de óxido de uranio natural.
Poco después de la Pila de Chicago, el Laboratorio Metalúrgico desarrolló una serie de reactores nucleares para el Proyecto Manhattan a partir de 1943. El propósito principal de los reactores más grandes (ubicados en el sitio de Hanford en Washington ) era la producción en masa de plutonio para armas nucleares. Fermi y Szilard solicitaron una patente para reactores el 19 de diciembre de 1944. Su concesión se retrasó diez años debido al secretismo en tiempos de guerra. [24]
"La primera central nuclear del mundo" es el título que rezan los carteles en el emplazamiento de la EBR-I , que ahora es un museo cerca de Arco, Idaho . Originalmente llamado "Chicago Pile-4", se llevó a cabo bajo la dirección de Walter Zinn para el Laboratorio Nacional Argonne . [25] Este LMFBR experimental operado por la Comisión de Energía Atómica de EE. UU. produjo 0,8 kW en una prueba el 20 de diciembre de 1951 [26] y 100 kW (eléctricos) al día siguiente, [27] con una potencia de diseño de 200 kW (eléctricos).
Además de los usos militares de los reactores nucleares, había razones políticas para buscar el uso civil de la energía atómica. El presidente estadounidense Dwight Eisenhower pronunció su famoso discurso Átomos para la paz ante la Asamblea General de la ONU el 8 de diciembre de 1953. Esta diplomacia condujo a la difusión de la tecnología de reactores entre las instituciones estadounidenses y en todo el mundo. [28]
La primera central nuclear construida con fines civiles fue la central nuclear AM-1 de Obninsk , inaugurada el 27 de junio de 1954 en la Unión Soviética . Produjo alrededor de 5 MW (eléctricos). Fue construido después del F-1 (reactor nuclear) , que fue el primer reactor que se volvió crítico en Europa, y también fue construido por la Unión Soviética.
Después de la Segunda Guerra Mundial, el ejército estadounidense buscó otros usos para la tecnología de reactores nucleares. La investigación realizada por el Ejército condujo a las centrales eléctricas de Camp Century, Groenlandia y la Estación McMurdo, Programa de Energía Nuclear del Ejército de la Antártida . El proyecto del Bombardero Nuclear de la Fuerza Aérea resultó en el Experimento del Reactor de Sal Fundida . La Marina de los EE. UU. tuvo éxito cuando puso a vapor el USS Nautilus (SSN-571) con energía nuclear el 17 de enero de 1955.
La primera central nuclear comercial, Calder Hall en Sellafield , Inglaterra, se inauguró en 1956 con una capacidad inicial de 50 MW (más tarde 200 MW). [29] [30]
El primer reactor nuclear portátil, "Alco PM-2A", se utilizó para generar energía eléctrica (2 MW) para Camp Century de 1960 a 1963. [31]
Los reactores de neutrones rápidos utilizan neutrones rápidos para provocar la fisión en su combustible. No tienen moderador de neutrones y utilizan refrigerantes menos moderadores. Mantener una reacción en cadena requiere que el combustible esté más enriquecido en material fisible (alrededor del 20% o más) debido a la probabilidad relativamente menor de fisión frente a la captura por parte del U-238. Los reactores rápidos tienen el potencial de producir menos desechos transuránicos porque todos los actínidos son fisionables con neutrones rápidos, [33] pero son más difíciles de construir y más caros de operar. En general, los reactores rápidos son menos comunes que los reactores térmicos en la mayoría de las aplicaciones. Algunas de las primeras centrales eléctricas eran reactores rápidos, al igual que algunas unidades de propulsión naval rusa. Continúa la construcción de prototipos (ver reactores reproductores rápidos o de generación IV ).
En principio, la energía de fusión podría producirse mediante la fusión nuclear de elementos como el isótopo de deuterio del hidrógeno . Si bien es un rico tema de investigación en curso desde al menos la década de 1940, nunca se ha construido ningún reactor de fusión autosostenible para ningún propósito.
Reactores de agua pesada (utilizados en Canadá, [34] India, Argentina, China, Pakistán, Rumania y Corea del Sur). [35]
Reactores moderados por agua ligera (LWR). Los reactores de agua ligera (el tipo más común de reactor térmico) utilizan agua corriente para moderar y enfriar los reactores. [34] Debido a que el isótopo ligero de hidrógeno es un ligero veneno de neutrones, estos reactores necesitan combustibles enriquecidos artificialmente. Cuando está a temperatura de funcionamiento , si la temperatura del agua aumenta, su densidad disminuye y menos neutrones que la atraviesan se ralentizan lo suficiente como para desencadenar más reacciones. Esa retroalimentación negativa estabiliza la velocidad de reacción. Los reactores de grafito y de agua pesada tienden a estar más termalizados que los reactores de agua ligera. Debido a la termalización adicional y a la ausencia de los ligeros efectos del envenenamiento por hidrógeno, estos tipos pueden utilizar uranio natural o combustible no enriquecido.
Reactores moderados por elementos ligeros.
Los reactores de sales fundidas (MSR) están moderados por elementos ligeros como el litio o el berilio, que son constituyentes de las sales de la matriz refrigerante/combustible "LiF" y "BeF 2 ", "LiCl" y "BeCl 2 " y otros elementos ligeros que contienen Todas las sales pueden causar un efecto moderador.
Tratamiento de la parte interior de la estructura de un reactor VVER-1000 en AtommashEn los reactores nucleares térmicos (LWR en concreto), el refrigerante actúa como un moderador que debe ralentizar los neutrones antes de que el combustible pueda absorberlos de forma eficiente.
Reactor refrigerado por agua. Estos constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares operativos: en 2014, el 93% de los reactores nucleares del mundo están refrigerados por agua, lo que proporciona aproximadamente el 95% de la capacidad total de generación nuclear del mundo. [32]
Reactor de agua a presión (PWR) Los reactores de agua a presión constituyen la gran mayoría de todas las centrales nucleares occidentales.
Una característica principal de los PWR es un presurizador, un recipiente a presión especializado . La mayoría de los PWR comerciales y reactores navales utilizan presurizadores. Durante el funcionamiento normal, un presurizador se llena parcialmente con agua y se mantiene una burbuja de vapor encima calentando el agua con calentadores sumergidos. Durante el funcionamiento normal, el presurizador está conectado a la vasija de presión del reactor primario (RPV) y la "burbuja" del presurizador proporciona un espacio de expansión para los cambios en el volumen de agua en el reactor. Esta disposición también proporciona un medio de control de presión para el reactor aumentando o disminuyendo la presión del vapor en el presurizador usando los calentadores del presurizador.
Los reactores de agua pesada a presión son un subconjunto de reactores de agua a presión, que comparten el uso de un circuito de transporte de calor aislado y presurizado, pero utilizan agua pesada como refrigerante y moderador para las mayores economías de neutrones que ofrece.
Los BWR se caracterizan por hervir agua alrededor de las barras de combustible en la parte inferior de la vasija de presión del reactor primario. Un reactor de agua en ebullición utiliza 235 U, enriquecido como dióxido de uranio, como combustible. El combustible se ensambla en varillas alojadas en un recipiente de acero sumergido en agua. La fisión nuclear hace que el agua hierva generando vapor. Este vapor fluye a través de tuberías hacia las turbinas. Las turbinas son impulsadas por el vapor y este proceso genera electricidad. [36] Durante el funcionamiento normal, la presión se controla mediante la cantidad de vapor que fluye desde la vasija de presión del reactor hasta la turbina.
Los SCWR son un concepto de reactor de Generación IV en el que el reactor funciona a presiones supercríticas y el agua se calienta hasta obtener un fluido supercrítico, que nunca sufre una transición a vapor pero se comporta como vapor saturado, para alimentar un generador de vapor .
Los reactores enfriados por gas se enfrían mediante un gas circulante. En las centrales nucleares comerciales se suele utilizar dióxido de carbono, por ejemplo en las actuales centrales nucleares británicas AGR y anteriormente en varias centrales británicas, francesas, italianas y japonesas de primera generación. También se han utilizado nitrógeno [38] y helio, considerándose el helio especialmente adecuado para diseños de alta temperatura. La utilización del calor varía según el reactor. Las plantas de energía nuclear comerciales hacen pasar el gas a través de un intercambiador de calor para producir vapor para una turbina de vapor. Algunos diseños experimentales funcionan lo suficientemente calientes como para que el gas pueda alimentar directamente una turbina de gas.
Los reactores de sales fundidas (MSR) se enfrían haciendo circular una sal fundida, típicamente una mezcla eutéctica de sales de fluoruro, como FLiBe . En un MSR típico, el refrigerante también se utiliza como matriz en la que se disuelve el material fisionable. Otras combinaciones de sales eutécticas utilizadas incluyen "ZrF 4 " con "NaF" y "LiCl" con "BeCl 2 " .
Reactor de generación I (primeros prototipos como la central atómica Shippingport , reactores de investigación, reactores de producción de energía no comerciales)
Reactor de Generación III+ (desarrollo evolutivo de reactores de Generación III, que ofrece mejoras en la seguridad con respecto a los diseños de reactores de Generación III, 2017-2021) [39]
Reactores de producción para transmutación de elementos.
Los reactores reproductores son capaces de producir más material fisionable del que consumen durante la reacción en cadena de fisión (convirtiendo el fértil U-238 en Pu-239, o Th-232 en U-233). Así, un reactor reproductor de uranio, una vez en funcionamiento, puede recargarse con uranio natural o incluso empobrecido , y un reactor reproductor de torio puede recargarse con torio ; sin embargo, se requiere una reserva inicial de material fisionable. [43]
Reactor de investigación : normalmente reactores utilizados para investigación y capacitación, pruebas de materiales o producción de radioisótopos para la medicina y la industria. Estos son mucho más pequeños que los reactores de energía o los que impulsan barcos, y muchos están en campus universitarios. Hay alrededor de 280 reactores de este tipo en funcionamiento en 56 países. Algunos funcionan con combustible de uranio muy enriquecido y se están realizando esfuerzos internacionales para sustituirlo por combustible poco enriquecido. [44]
Estos reactores utilizan un recipiente a presión para contener el combustible nuclear, las barras de control, el moderador y el refrigerante. El agua radiactiva caliente que sale del recipiente a presión pasa por un generador de vapor, que a su vez calienta un circuito secundario (no radiactivo) de agua para convertirlo en vapor que puede hacer funcionar las turbinas. Representan la mayoría (alrededor del 80%) de los reactores actuales. Se trata de un diseño de reactor de neutrones térmicos , los más nuevos de los cuales son el VVER-1200 ruso , el reactor avanzado de agua a presión japonés , el AP1000 estadounidense , el reactor presurizado Hualong chino y el reactor presurizado europeo franco-alemán . Todos los reactores navales de los Estados Unidos son de este tipo.
Un BWR es como un PWR sin el generador de vapor. La menor presión de su agua de enfriamiento le permite hervir dentro del recipiente a presión, produciendo el vapor que hace funcionar las turbinas. A diferencia de un PWR, no hay bucle primario ni secundario. La eficiencia térmica de estos reactores puede ser mayor, y pueden ser más simples e incluso potencialmente más estables y seguros. Se trata de un diseño de reactor de neutrones térmicos, los más nuevos de los cuales son el reactor avanzado de agua en ebullición y el reactor económico simplificado de agua en ebullición .
Un diseño canadiense (conocido como CANDU ), muy similar a los PWR pero que utilizan agua pesada . Si bien el agua pesada es significativamente más cara que el agua ordinaria, tiene una mayor economía de neutrones (crea una mayor cantidad de neutrones térmicos), lo que permite que el reactor funcione sin instalaciones de enriquecimiento de combustible . En lugar de utilizar un único recipiente a presión grande como en un PWR, el combustible está contenido en cientos de tubos de presión. Estos reactores funcionan con uranio natural y son diseños de reactores de neutrones térmicos. Los PHWR se pueden repostar a plena potencia ( repostaje en línea ), lo que los hace muy eficientes en el uso de uranio (permite un control preciso del flujo en el núcleo). Los CANDU PHWR se han construido en Canadá, Argentina , China, India , Pakistán , Rumania y Corea del Sur . La India también opera una serie de PHWR, a menudo denominados "derivados de CANDU", construidos después de que el Gobierno de Canadá detuviera los acuerdos nucleares con la India tras la prueba del arma nuclear del Buda Sonriente en 1974.
Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reactor de canal de alta potencia) ( RBMK ) [moderador: grafito; refrigerante: agua a alta presión]
Los RBMK, de diseño soviético, son en algunos aspectos similares a los CANDU en el sentido de que se pueden recargar de combustible durante la operación eléctrica y emplean un diseño de tubo de presión en lugar de un recipiente a presión estilo PWR. Sin embargo, a diferencia de CANDU, son muy inestables y grandes, lo que hace que los edificios de contención sean costosos. También se han identificado una serie de fallos críticos de seguridad en el diseño del RBMK, aunque algunos de ellos se corrigieron tras el desastre de Chernobyl . Su principal atractivo es el uso de agua ligera y uranio no enriquecido. A partir de 2022, 8 permanecen abiertos, principalmente debido a mejoras de seguridad y ayuda de agencias de seguridad internacionales como el DOE. A pesar de estas mejoras en seguridad, los reactores RBMK todavía se consideran uno de los diseños de reactores más peligrosos en uso. Los reactores RBMK sólo se desplegaron en la antigua Unión Soviética .
Estos diseños tienen una alta eficiencia térmica en comparación con los PWR debido a temperaturas de funcionamiento más altas. Hay varios reactores operativos de este diseño, principalmente en el Reino Unido, donde se desarrolló el concepto. Los diseños más antiguos (es decir, las estaciones Magnox ) están cerrados o lo estarán en un futuro próximo. Sin embargo, los AGR tienen una vida útil prevista de entre 10 y 20 años más. Este es un diseño de reactor de neutrones térmicos. Los costos de desmantelamiento pueden ser elevados debido al gran volumen del núcleo del reactor.
Este diseño de reactor totalmente no moderado produce más combustible del que consume. Se dice que "producen" combustible porque producen combustible fisionable durante su funcionamiento debido a la captura de neutrones . Estos reactores pueden funcionar de manera muy similar a un PWR en términos de eficiencia y no requieren mucha contención de alta presión, ya que no es necesario mantener el metal líquido a alta presión, incluso a temperaturas muy altas. Estos reactores son diseños de neutrones rápidos , no de neutrones térmicos. Estos reactores son de dos tipos:
El Superphénix , cerrado en 1998, fue uno de los pocos FBR.
El uso de plomo como metal líquido proporciona una excelente protección contra la radiación y permite el funcionamiento a temperaturas muy altas. Además, el plomo es (en su mayor parte) transparente a los neutrones, por lo que se pierden menos neutrones en el refrigerante y el refrigerante no se vuelve radiactivo. A diferencia del sodio, el plomo es mayormente inerte, por lo que hay menos riesgo de explosión o accidente, pero cantidades tan grandes de plomo pueden ser problemáticas desde el punto de vista toxicológico y de eliminación. A menudo, un reactor de este tipo utilizaría una mezcla eutéctica de plomo y bismuto . En este caso, el bismuto presentaría algunos problemas menores de radiación, ya que no es tan transparente a los neutrones y puede transmutarse en un isótopo radiactivo más fácilmente que el plomo. El submarino ruso clase Alfa utiliza un reactor rápido refrigerado por plomo-bismuto como principal central eléctrica.
La mayoría de los LMFBR son de este tipo. El TOPAZ , BN-350 y BN-600 en la URSS; Superphénix en Francia; y Fermi-I en Estados Unidos eran reactores de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y trabajar, y también logra prevenir la corrosión en las distintas partes del reactor sumergidas en él. Sin embargo, el sodio explota violentamente cuando se expone al agua, por lo que se debe tener cuidado, pero tales explosiones no serían más violentas que (por ejemplo) una fuga de fluido sobrecalentado de un reactor de agua a presión. El reactor Monju en Japón sufrió una fuga de sodio en 1995 y no pudo reiniciarse hasta mayo de 2010. El EBR-I , el primer reactor cuyo núcleo se fundió, en 1955, era también un reactor refrigerado por sodio.
Estos utilizan combustible moldeado en bolas de cerámica y luego hacen circular gas a través de las bolas. El resultado es un reactor eficiente, de bajo mantenimiento y muy seguro con combustible estandarizado y económico. Los prototipos fueron el AVR y el THTR-300 en Alemania, que produjeron hasta 308MW de electricidad entre 1985 y 1989 hasta que fue cerrado tras sufrir una serie de incidentes y dificultades técnicas. El HTR-10 está funcionando en China, donde se está desarrollando el HTR-PM . Se espera que el HTR-PM sea el primer reactor de IV generación que entre en funcionamiento. [45]
Reactores de sales fundidas (MSR) [moderador: grafito, o ninguno para MSR de espectro rápido; refrigerante: mezcla de sales fundidas]
Estos disuelven los combustibles en sales de fluoruro o cloruro , o utilizan dichas sales como refrigerante. Los MSR tienen potencialmente muchas características de seguridad, incluida la ausencia de altas presiones o componentes altamente inflamables en el núcleo. Inicialmente fueron diseñados para la propulsión de aviones debido a su alta eficiencia y alta densidad de potencia. Un prototipo, el Experimento del reactor de sales fundidas , se construyó para confirmar la viabilidad del reactor de torio de fluoruro líquido , un reactor de espectro térmico que generaría combustible fisionable de uranio-233 a partir de torio.
Reactor acuoso homogéneo (AHR) [moderador: agua ligera o pesada a alta presión; refrigerante: agua ligera o pesada a alta presión]
Estos reactores utilizan como combustible sales nucleares solubles (normalmente sulfato de uranio o nitrato de uranio ) disueltas en agua y mezcladas con el refrigerante y el moderador. En abril de 2006, sólo estaban en funcionamiento cinco AHR. [46]
El reactor rápido integral (IFR) fue construido, probado y evaluado durante la década de 1980 y luego retirado bajo la administración Clinton en la década de 1990 debido a las políticas de no proliferación nuclear de la administración. El reciclaje del combustible gastado es el núcleo de su diseño y, por tanto, produce sólo una fracción de los residuos de los reactores actuales. [48]
El reactor de lecho de guijarros , un reactor de alta temperatura refrigerado por gas (HTGCR), está diseñado de modo que las altas temperaturas reduzcan la producción de energía mediante el ensanchamiento Doppler de la sección transversal de neutrones del combustible. Utiliza combustibles cerámicos por lo que sus temperaturas de funcionamiento seguras superan el rango de temperatura de reducción de energía. La mayoría de los diseños se enfrían con helio inerte. El helio no está sujeto a explosiones de vapor, resiste la absorción de neutrones que conduce a la radiactividad y no disuelve contaminantes que pueden volverse radiactivos. Los diseños típicos tienen más capas (hasta 7) de contención pasiva que los reactores de agua ligera (normalmente 3). Una característica única que puede ayudar a la seguridad es que las bolas de combustible en realidad forman el mecanismo del núcleo y se reemplazan una por una a medida que envejecen. El diseño del combustible encarece su reprocesamiento.
El pequeño reactor autónomo, sellado, transportable (SSTAR) se está investigando y desarrollando principalmente en los EE. UU., concebido como un reactor reproductor rápido que es pasivamente seguro y podría apagarse de forma remota en caso de que surja la sospecha de que está siendo manipulado.
Reactores a base de torio: es posible convertir torio-232 en U-233 en reactores especialmente diseñados para tal fin. De esta manera, el torio, que es cuatro veces más abundante que el uranio, puede utilizarse para producir combustible nuclear U-233. [49] También se cree que el U-233 tiene propiedades nucleares favorables en comparación con el U-235 utilizado tradicionalmente, incluida una mejor economía de neutrones y una menor producción de desechos transuránicos de larga vida.
KAMINI : un reactor único que utiliza el isótopo de uranio-233 como combustible. Construido en India por BARC y el Centro Indira Gandhi de Investigación Atómica ( IGCAR ).
La India también planea construir reactores reproductores rápidos utilizando el ciclo de combustible torio-uranio-233. El FBTR (Fast Breeder Test Reactor) en funcionamiento en Kalpakkam (India) utiliza plutonio como combustible y sodio líquido como refrigerante.
China, que tiene el control del yacimiento Cerro Impacto , tiene un reactor y espera sustituir la energía del carbón por la energía nuclear. [50]
Rolls-Royce pretende vender reactores nucleares para la producción de combustible sintético para aviones. [51]
Reactores de cuarta generación
Los reactores de cuarta generación son un conjunto de diseños teóricos de reactores nucleares. En general, no se espera que estén disponibles para uso comercial antes de 2040-2050, [52] aunque la Asociación Nuclear Mundial sugirió que algunos podrían entrar en operación comercial antes de 2030. [40] Los reactores actuales en operación en todo el mundo generalmente se consideran de segunda o segunda generación. sistemas de tercera generación, mientras que los sistemas de primera generación se retiraron hace algún tiempo. La investigación sobre estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional Generación IV (GIF) basándose en ocho objetivos tecnológicos. Los objetivos principales son mejorar la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar los desechos y la utilización de recursos naturales y disminuir el costo de construcción y operación de dichas plantas. [53]
Los reactores de quinta generación son diseños teóricamente posibles, pero que actualmente no se están considerando ni investigando activamente. Aunque algunos reactores de la generación V podrían construirse con tecnología actual o de corto plazo, despiertan poco interés por razones económicas, prácticas o de seguridad.
Reactor de núcleo líquido. Un reactor nuclear de núcleo líquido de circuito cerrado , donde el material fisible es uranio fundido o una solución de uranio enfriado por un gas de trabajo bombeado a través de orificios en la base del recipiente de contención.
Reactor con núcleo de gas . Una versión de circuito cerrado del cohete de bombilla nuclear , donde el material fisionable es hexafluoruro de uranio gaseoso contenido en un recipiente de sílice fundida. Un gas de trabajo (como el hidrógeno) fluiría alrededor de este recipiente y absorbería la luz ultravioleta producida por la reacción. Este diseño de reactor también podría funcionar como motor de cohete , como aparece en la novela de ciencia ficción Skyfall de Harry Harrison de 1976 . En teoría, utilizar UF 6 como combustible de trabajo directamente (en lugar de como etapa a etapa, como se hace ahora) significaría menores costos de procesamiento y reactores muy pequeños. En la práctica, hacer funcionar un reactor con densidades de potencia tan altas probablemente produciría un flujo de neutrones inmanejable , debilitando la mayoría de los materiales del reactor y, por lo tanto, como el flujo sería similar al esperado en los reactores de fusión, requeriría materiales similares a los seleccionados por el Instituto Internacional de Fusión. Instalación de irradiación de materiales .
Reactor EM con núcleo de gas. Como en el reactor con núcleo de gas, pero con paneles fotovoltaicos que convierten la luz ultravioleta directamente en electricidad. [54] Este enfoque es similar al efecto fotoeléctrico experimentalmente probado que convertiría los rayos X generados a partir de la fusión aneutrónica en electricidad, al hacer pasar los fotones de alta energía a través de una serie de láminas conductoras para transferir parte de su energía a los electrones, la energía del fotón se captura electrostáticamente, similar a un condensador . Dado que los rayos X pueden atravesar material con un espesor mucho mayor que los electrones, se necesitan muchos cientos o miles de capas para absorber los rayos X. [55]
Reactor de fragmentos de fisión . Un reactor de fragmentos de fisión es un reactor nuclear que genera electricidad desacelerando un haz de iones de subproductos de fisión en lugar de utilizar reacciones nucleares para generar calor. Al hacerlo, evita el ciclo de Carnot y puede alcanzar eficiencias de hasta el 90% en lugar del 40-45% que se puede lograr con reactores térmicos eficientes impulsados por turbinas. El haz de iones del fragmento de fisión pasaría a través de un generador magnetohidrodinámico para producir electricidad.
En principio, la fusión nuclear controlada podría utilizarse en plantas de energía de fusión para producir energía sin las complejidades de manejar actínidos , pero persisten importantes obstáculos científicos y técnicos. A pesar de que las investigaciones comenzaron en la década de 1950, no se espera ningún reactor de fusión comercial antes de 2050. El proyecto ITER lidera actualmente los esfuerzos para aprovechar la energía de fusión.
ciclo del combustible nuclear
Los reactores térmicos generalmente dependen del uranio refinado y enriquecido . Algunos reactores nucleares pueden funcionar con una mezcla de plutonio y uranio (ver MOX ). El proceso mediante el cual se extrae, procesa, enriquece, utiliza, posiblemente reprocesa y elimina el mineral de uranio se conoce como ciclo del combustible nuclear .
Menos del 1% del uranio que se encuentra en la naturaleza es el isótopo U-235, fácilmente fisionable , y como resultado la mayoría de los diseños de reactores requieren combustible enriquecido. El enriquecimiento implica aumentar el porcentaje de U-235 y suele realizarse mediante difusión gaseosa o centrífuga de gases . El resultado enriquecido se convierte luego en polvo de dióxido de uranio , que se prensa y se cuece en forma de pellets. Estos pellets se apilan en tubos que luego se sellan y se denominan barras de combustible . Muchas de estas barras de combustible se utilizan en cada reactor nuclear.
La mayoría de los reactores comerciales BWR y PWR utilizan uranio enriquecido hasta aproximadamente un 4% de U-235, y algunos reactores comerciales con una alta economía de neutrones no requieren que el combustible se enriquezca en absoluto (es decir, pueden utilizar uranio natural). Según la Agencia Internacional de Energía Atómica, hay al menos 100 reactores de investigación en el mundo alimentados con uranio altamente enriquecido (apto para armas/90% de enriquecimiento). El riesgo de robo de este combustible (potencialmente utilizado en la producción de un arma nuclear) ha dado lugar a campañas que abogan por la conversión de este tipo de reactores a uranio de bajo enriquecimiento (que supone una menor amenaza de proliferación). [56]
En el proceso de fisión se utilizan U-235 fisionable y U-238 no fisionable pero fisionable y fértil . El U-235 es fisionable por neutrones térmicos (es decir, de movimiento lento). Un neutrón térmico es aquel que se mueve aproximadamente a la misma velocidad que los átomos que lo rodean. Dado que todos los átomos vibran proporcionalmente a su temperatura absoluta, un neutrón térmico tiene la mejor oportunidad de fisionar el U-235 cuando se mueve a la misma velocidad de vibración. Por otro lado, es más probable que el U-238 capture un neutrón cuando éste se mueve muy rápido. Este átomo de U-239 pronto se desintegrará en plutonio-239, que es otro combustible. El Pu-239 es un combustible viable y debe tenerse en cuenta incluso cuando se utiliza un combustible de uranio altamente enriquecido. Las fisiones de plutonio dominarán las fisiones del U-235 en algunos reactores, especialmente después de que se agote la carga inicial de U-235. El plutonio es fisionable con neutrones rápidos y térmicos, lo que lo hace ideal para reactores nucleares o bombas nucleares.
La mayoría de los diseños de reactores que existen son reactores térmicos y normalmente utilizan agua como moderador de neutrones (moderador significa que ralentiza el neutrón a una velocidad térmica) y como refrigerante. Pero en un reactor reproductor rápido , se utiliza algún otro tipo de refrigerante que no moderará ni ralentizará mucho los neutrones. Esto permite que dominen los neutrones rápidos, que pueden utilizarse eficazmente para reponer constantemente el suministro de combustible. Simplemente colocando uranio barato no enriquecido en dicho núcleo, el U-238 no fisionable se convertirá en Pu-239, combustible "reproductivo".
Abastecimiento de combustible de reactores nucleares
La cantidad de energía en el depósito de combustible nuclear se expresa frecuentemente en términos de "días de máxima potencia", que es el número de períodos de 24 horas (días) que un reactor está programado para operar a plena potencia para generar calor. energía. El número de días a plena potencia en el ciclo de funcionamiento de un reactor (entre los tiempos de parada para recarga de combustible) está relacionado con la cantidad de uranio fisible -235 (U-235) contenido en los conjuntos combustibles al comienzo del ciclo. Un mayor porcentaje de U-235 en el núcleo al comienzo de un ciclo permitirá que el reactor funcione durante un mayor número de días a plena potencia.
Al final del ciclo operativo, el combustible de algunos de los conjuntos se "agota", habiendo pasado de cuatro a seis años en el reactor produciendo energía. Este combustible gastado se descarga y se reemplaza con conjuntos combustibles nuevos (frescos). [ cita necesaria ] Aunque se consideran "gastados", estos conjuntos combustibles contienen una gran cantidad de combustible. [ cita necesaria ] En la práctica, es la economía la que determina la vida útil del combustible nuclear en un reactor. Mucho antes de que se haya producido toda la fisión posible, el reactor no puede mantener el 100% de su potencia de salida y, por lo tanto, los ingresos de la empresa de servicios públicos disminuyen a medida que disminuye la potencia de producción de la planta. La mayoría de las plantas nucleares operan con un margen de beneficio muy bajo debido a los gastos generales de operación, principalmente costos regulatorios, por lo que operar por debajo del 100% de energía no es económicamente viable por mucho tiempo. [ cita necesaria ] La fracción del núcleo de combustible del reactor reemplazado durante el reabastecimiento de combustible suele ser de un tercio, pero depende de cuánto tiempo opera la planta entre repostajes. Las plantas normalmente operan en ciclos de reabastecimiento de combustible de 18 meses o ciclos de reabastecimiento de combustible de 24 meses. Esto significa que un reabastecimiento de combustible, que reemplaza sólo un tercio del combustible, puede mantener un reactor nuclear a plena potencia durante casi dos años. [ cita necesaria ]
La eliminación y almacenamiento de este combustible gastado es uno de los aspectos más desafiantes de la operación de una central nuclear comercial. Estos residuos nucleares son altamente radiactivos y su toxicidad representa un peligro durante miles de años. [36] Después de ser descargado del reactor, el combustible nuclear gastado se transfiere a la piscina de combustible gastado del lugar . La piscina de combustible gastado es una gran piscina de agua que proporciona enfriamiento y protección del combustible nuclear gastado, además de limitar la exposición a la radiación del personal en el sitio. Una vez que la energía se ha desintegrado un poco (aproximadamente cinco años), el combustible puede transferirse de la piscina de combustible a barriles secos protegidos, que pueden almacenarse de forma segura durante miles de años. Después de cargarlos en barriles secos y protegidos, los barriles se almacenan in situ en unas instalaciones especialmente protegidas en depósitos de hormigón impermeables. Las instalaciones de almacenamiento de combustible in situ están diseñadas para resistir el impacto de los aviones comerciales, con poco o ningún daño al combustible gastado. Una instalación de almacenamiento de combustible in situ promedio puede contener 30 años de combustible gastado en un espacio más pequeño que un campo de fútbol. [ cita necesaria ]
No es necesario cerrar todos los reactores para reabastecerlos; por ejemplo, los reactores de lecho de guijarros , los reactores RBMK , los reactores de sales fundidas , los reactores Magnox , AGR y CANDU permiten que el combustible se desplace a través del reactor mientras está en funcionamiento. En un reactor CANDU, esto también permite situar dentro del núcleo del reactor elementos combustibles individuales que se adapten mejor a la cantidad de U-235 en el elemento combustible.
La cantidad de energía extraída del combustible nuclear se denomina quemado , que se expresa en términos de energía térmica producida por unidad inicial de peso de combustible. El quemado se expresa comúnmente como megavatios-día térmicos por tonelada métrica de metal pesado inicial.
seguridad nuclear
La seguridad nuclear abarca las acciones adoptadas para prevenir accidentes e incidentes nucleares y radiológicos o para limitar sus consecuencias. La industria de la energía nuclear ha mejorado la seguridad y el rendimiento de los reactores y ha propuesto diseños de reactores nuevos y más seguros (pero generalmente no probados), pero no hay garantía de que los reactores se diseñarán, construirán y operarán correctamente. [57] Se producen errores y los diseñadores de los reactores de Fukushima en Japón no previeron que un tsunami generado por un terremoto desactivaría los sistemas de respaldo que se suponía estabilizarían el reactor después del terremoto, [58] a pesar de las múltiples advertencias del NRG. y la administración japonesa de seguridad nuclear. [ cita necesaria ] Según UBS AG, los accidentes nucleares de Fukushima I han puesto en duda si incluso una economía avanzada como Japón puede dominar la seguridad nuclear. [59] También son concebibles escenarios catastróficos que impliquen ataques terroristas. [57] Un equipo interdisciplinario del MIT ha estimado que, dado el crecimiento esperado de la energía nuclear de 2005 a 2055, se esperarían al menos cuatro accidentes nucleares graves en ese período. [60]
Accidentes nucleares
Tres de los reactores de Fukushima I se sobrecalentaron, lo que provocó que el agua refrigerante se disociara y provocara explosiones de hidrógeno. Esto, junto con las fusiones de combustible , liberó grandes cantidades de material radiactivo al aire. [61]
Se han lanzado reactores nucleares a la órbita terrestre al menos 34 veces. Una serie de incidentes relacionados con el RORSAT soviético propulsado por un reactor nuclear no tripulado, especialmente el satélite de radar Kosmos 954 , provocaron que el combustible nuclear volviera a entrar en la atmósfera terrestre desde la órbita y se dispersara en el norte de Canadá (enero de 1978).
Reactores nucleares naturales
Hace casi dos mil millones de años, una serie de "reactores" de fisión nuclear autosostenibles se autoensamblaron en el área ahora conocida como Oklo en Gabón , África occidental. Las condiciones en ese lugar y momento permitieron que ocurriera una fisión nuclear natural en circunstancias similares a las condiciones en un reactor nuclear construido. [65] Hasta ahora se han encontrado quince reactores de fisión natural fósiles en tres depósitos de mineral separados en la mina de uranio de Oklo en Gabón. Descubiertos por primera vez en 1972 por el físico francés Francis Perrin , se les conoce colectivamente como los reactores fósiles de Oklo . En estos reactores tuvieron lugar reacciones de fisión nuclear autosostenidas hace aproximadamente 1.500 millones de años, que duraron unos cientos de miles de años, con un promedio de 100 kW de potencia durante ese tiempo. [66] El concepto de reactor nuclear natural fue teorizado ya en 1956 por Paul Kuroda en la Universidad de Arkansas . [67] [68]
Este tipo de reactores ya no pueden formarse en la Tierra en su período geológico actual. La desintegración radiactiva del uranio-235, que antes era más abundante, a lo largo de cientos de millones de años, ha reducido la proporción de este isótopo fisible natural por debajo de la cantidad necesaria para sostener una reacción en cadena con sólo agua corriente como moderador.
Los reactores nucleares naturales se formaron cuando un depósito mineral rico en uranio se inundó con agua subterránea que actuaba como moderador de neutrones, y se produjo una fuerte reacción en cadena. El moderador de agua se evaporaría a medida que aumentara la reacción, ralentizándola nuevamente y evitando una fusión. La reacción de fisión se mantuvo durante cientos de miles de años, con ciclos del orden de horas a unos pocos días.
Estos reactores naturales son ampliamente estudiados por científicos interesados en la eliminación geológica de desechos radiactivos . Ofrecen un estudio de caso sobre cómo los isótopos radiactivos migran a través de la corteza terrestre. Esta es un área importante de controversia, ya que quienes se oponen a la eliminación de desechos geológicos temen que los isótopos de los desechos almacenados puedan terminar en los suministros de agua o ser transportados al medio ambiente.
Emisiones
Los reactores nucleares producen tritio como parte de sus operaciones normales, que eventualmente se libera al medio ambiente en pequeñas cantidades.
Como isótopo del hidrógeno , el tritio (T) frecuentemente se une al oxígeno y forma T 2 O . Esta molécula es químicamente idéntica al H 2 O y, por lo tanto, es incolora e inodora; sin embargo, los neutrones adicionales en los núcleos de hidrógeno hacen que el tritio experimente una desintegración beta con una vida media de 12,3 años. A pesar de ser mensurable, el tritio liberado por las centrales nucleares es mínimo. La NRC de los Estados Unidos estima que una persona que beba agua durante un año de un pozo contaminado por lo que consideraría un derrame importante de agua tritiada recibiría una dosis de radiación de 0,3 milirem. [69] A modo de comparación, esto es un orden de magnitud menor que los 4 milirem que recibe una persona en un vuelo de ida y vuelta desde Washington, DC a Los Ángeles, una consecuencia de una menor protección atmosférica contra los rayos cósmicos altamente energéticos a grandes altitudes. [69]
Las cantidades de estroncio-90 liberadas por las centrales nucleares en condiciones de funcionamiento normales son tan bajas que resultan indetectables por encima de la radiación natural de fondo. El estroncio-90 detectable en las aguas subterráneas y en el medio ambiente en general se remonta a las pruebas de armas que tuvieron lugar a mediados del siglo XX (que representan el 99% del estroncio-90 en el medio ambiente) y al accidente de Chernobyl (que representa el 1% restante). ). [70]
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enlaces externos
Wikimedia Commons tiene medios relacionados con los reactores nucleares .
La base de datos sobre reactores de energía nuclear – OIEA
La Conferencia sobre el Uranio añade debate sobre el accidente de Japón
Un debate: ¿Es la energía nuclear la solución al calentamiento global?
Unión de Científicos Preocupados, Preocupaciones sobre el programa de reactores nucleares de EE.UU.
Vídeo en formato gratuito 'Plantas de energía nuclear: cuál es el problema' Una conferencia de la Royal Institution a cargo de John Collier impartida por Vega Science Trust.
Instituto de Energía Nuclear: Cómo funciona: generación de energía eléctrica
Bibliografía comentada sobre la tecnología de reactores nucleares de la Biblioteca Digital Alsos
