Los reactores nucleares tienen su origen en el Proyecto Manhattan de los aliados durante la Segunda Guerra Mundial . [nota 1] El primer reactor nuclear artificial [nota 2] del mundo, Chicago Pile-1, alcanzó la criticidad el 2 de diciembre de 1942. [3] Los primeros diseños de reactores buscaban producir plutonio apto para armas para bombas de fisión , incorporando posteriormente la producción de electricidad de la red. En 1957, la Central Atómica de Shippingport se convirtió en el primer reactor dedicado al uso pacífico.
El calor de la fisión nuclear se transmite a un fluido refrigerante (agua o gas), que a su vez pasa por turbinas . En los reactores comerciales, las turbinas impulsan los ejes del generador eléctrico . El calor también se puede utilizar para calefacción urbana y aplicaciones industriales, incluida la desalinización y la producción de hidrógeno . Algunos reactores se utilizan para producir isótopos para uso médico e industrial . Los reactores plantean un riesgo de proliferación nuclear , ya que pueden configurarse para producir plutonio, así como gas tritio utilizado en armas de fisión potenciadas . El combustible gastado del reactor se puede reprocesar para producir hasta un 25% más de combustible nuclear, y se practica en Europa, Rusia y Japón. Debido a las preocupaciones iniciales sobre los riesgos de proliferación, Estados Unidos no tiene capacidad de reprocesamiento. [4]
La seguridad del reactor se mantiene mediante varios sistemas que controlan la tasa de fisión. La inserción de barras de control, que absorben neutrones, puede reducir rápidamente la producción del reactor, mientras que otros sistemas apagan automáticamente el reactor en caso de condiciones inseguras. La acumulación de productos de fisión que absorben neutrones, como el xenón-135, puede influir en el comportamiento del reactor, lo que requiere una gestión cuidadosa para evitar problemas como el pozo de yodo , que puede complicar el reinicio del reactor. Ha habido dos accidentes de reactor clasificados como un "accidente mayor" de nivel 7 de la Escala Internacional de Sucesos Nucleares : el desastre de Chernóbil de 1986 y el desastre de Fukushima de 2011 .
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 de rápido movimiento (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 por la quema de combustibles fósiles , los reactores nucleares convierten la energía liberada por la fisión nuclear controlada en energía térmica para su posterior conversión en formas mecánicas o eléctricas.
Para controlar una reacción nuclear en cadena de este tipo, las barras de control que contienen venenos y moderadores de neutrones pueden cambiar la porción de neutrones que provocará más fisión. [9] Los reactores nucleares generalmente tienen sistemas automáticos y manuales para detener la reacción de fisión si el monitoreo o la instrumentación detectan condiciones inseguras. [10]
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 los 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 los productos de fisión y de los materiales que han sido activados por la 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 de manera convencional (7,2 × 10 13 julios por kilogramo de uranio-235 frente a 2,4 × 10 7 julios por kilogramo de carbón). [11] [12] [ ¿ 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 (normalmente agua, pero a veces un gas o un metal líquido (como sodio líquido o plomo) o sal fundida ) circula más allá del núcleo del reactor para absorber el calor que genera. El calor se aleja del reactor y luego se utiliza para generar vapor. La mayoría de los sistemas de reactores emplean un sistema de refrigeración que está separado físicamente 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 hirviente . [13]
Control de reactividad
La velocidad de las reacciones de fisión en el 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 el funcionamiento del reactor, mientras que otros son mecanismos diseñados en el diseño del reactor para un propósito específico.
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 neutrónicos 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 potencia de salida del reactor. Por el contrario, la extracción de 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 de 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 inmediatos ") se libera inmediatamente después de la fisión. Los productos de fisión que producen neutrones retardados tienen vidas medias para su desintegración por emisión de neutrones que varían 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 o los 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 potencia de la reacción nuclear en cadena normal sería demasiado corto para permitir la intervención. Esta última etapa, en la que ya no se requieren neutrones retardados para mantener la criticidad, se conoce como el punto crítico inmediato . Existe una escala para describir la criticidad en forma numérica, en la que la criticidad pura se conoce como cero dólares y el punto crítico inmediato es un dólar , y los demás 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 de causar fisión que los neutrones rápidos . 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 potencia de salida 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 apagar el reactor en caso de una parada de emergencia. Estos sistemas introducen 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. [14]
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, el xenón-135, producido en el proceso de fisión actúa como un veneno neutrónico que absorbe neutrones y, por lo tanto, tiende a apagar el reactor. La acumulación de xenón-135 se puede controlar manteniendo los niveles de potencia lo suficientemente altos como para destruirlo por 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 desintegrándose en xenón-135, lo que hace que reiniciar el reactor sea más difícil durante un día o dos, ya que el xenón-135 se desintegra en cesio-135, que no es tan venenoso como el xenón-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, puede reiniciarse. A medida que el xenón-135 adicional se transmuta en xenón-136, que es mucho menos veneno neutrónico, en pocas horas el reactor experimenta un "transitorio de quema (de potencia) de xenón". Se deben insertar barras de control para reemplazar la absorción de neutrones del xenón-135 perdido. El incumplimiento correcto de este procedimiento fue un paso clave en el desastre de Chernóbil . [15]
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 normalmente lo hacen los reactores de potencia terrestres, y además a menudo necesitan tener un núcleo con una vida útil muy larga sin reabastecimiento de combustible . Por esta razón, muchos diseños utilizan uranio altamente enriquecido pero incorporan veneno neutrónico combustible en las barras de combustible. [16] 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 combustión del combustible del reactor por la presencia del material absorbente de neutrones que luego se reemplaza por venenos neutrónicos de larga duración producidos normalmente (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 se puede convertir en energía utilizable. Un método común para aprovechar esta energía térmica es utilizarla para hervir agua y producir vapor presurizado que luego accionará una turbina de vapor que hará girar un alternador y generará electricidad. [14]
Tiempos de vida
Las centrales nucleares modernas suelen estar diseñadas para una vida útil de 60 años, mientras que los reactores más antiguos se construyeron con una vida útil típica planificada de 30 a 40 años, aunque muchos de ellos han recibido renovaciones y extensiones de vida de 15 a 20 años. [17] Algunos creen que las centrales nucleares pueden funcionar hasta 80 años o más con un mantenimiento y una gestión adecuados. Si bien la mayoría de los componentes de una central nuclear, como los generadores de vapor, se reemplazan cuando llegan al final de su vida útil, la vida útil total de la central está limitada por la vida de los componentes que no se pueden reemplazar cuando envejecen por el desgaste y la fragilización neutrónica , como el recipiente de presión del reactor. [18] Al final de su vida útil planificada, las plantas pueden obtener una extensión de la licencia de operación por unos 20 años y, en los EE. UU., incluso una "renovación posterior de la licencia" (SLR) por 20 años adicionales. [19] [20]
Incluso cuando se extiende una licencia, no garantiza que el reactor continúe operando, particularmente ante problemas de seguridad o incidentes. [21] Muchos reactores se cierran mucho antes de que expire su licencia o vida útil de diseño y se desmantelan . Los costos de reemplazos o mejoras requeridas para una operación segura continua pueden ser tan altos que no son rentables. O pueden cerrarse debido a una falla técnica. [22] Otros han sido cerrados porque el área estaba contaminada, como Fukushima, Three Mile Island, Sellafield, Chernobyl. [23] La rama británica de la empresa francesa EDF Energy , por ejemplo, extendió la vida útil de sus reactores avanzados refrigerados por gas con solo entre 3 y 10 años. [24]
Se espera que las siete plantas AGR se cierren en 2022 y en desmantelamiento en 2028. [25] Hinkley Point B se extendió de 40 a 46 años y se cerró. Lo mismo ocurrió con Hunterston B , también después de 46 años.
Cada vez más reactores están alcanzando o superando su vida útil de diseño de 30 o 40 años. En 2014, Greenpeace advirtió que la prolongación de la vida útil de las antiguas centrales nucleares equivale a entrar en una nueva era de riesgo. Estimó que la cobertura de responsabilidad nuclear actual en Europa 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 sigue aumentando a medida que envejece el parque de reactores. [26]
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 realizado por primera vez poco después, por el científico húngaro Leó Szilárd , en 1933. Presentó una patente para su idea de un reactor simple el año siguiente mientras trabajaba en el Almirantazgo en Londres. [27] Sin embargo, la idea de Szilárd no incorporó la idea de la fisión nuclear como fuente de neutrones, ya que ese proceso aún no se había descubierto. Las ideas de Szilárd para reactores nucleares que utilizan reacciones nucleares en cadena mediadas por neutrones en elementos ligeros resultaron impracticables.
La inspiración para un nuevo tipo de reactor que utiliza uranio surgió del descubrimiento de Otto Hahn , Lise Meitner y Fritz Strassmann en 1938 de que el bombardeo de uranio con neutrones (proporcionados por una reacción de fusión alfa-berilio, un " obús de neutrones ") producía un residuo de bario , que razonaron que se creó por la fisión de los núcleos de uranio. En su segunda publicación sobre 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 posibilidad de la reacción nuclear en cadena que Szilárd había imaginado seis años antes.
El 2 de agosto de 1939, Albert Einstein firmó una carta al presidente Franklin D. Roosevelt (escrita por Szilárd) en la que sugería que el descubrimiento de la fisión del uranio podría conducir al desarrollo de "bombas extremadamente potentes de un nuevo tipo", lo que daría impulso al estudio de los reactores y la fisión. Szilárd y Einstein se conocían bien y habían trabajado juntos años antes, pero Einstein nunca había pensado en esta posibilidad para la energía nuclear hasta que Szilárd se lo comunicó, al comienzo de su búsqueda para producir la carta Einstein-Szilárd para alertar al gobierno de los EE. UU.
Poco después, la Alemania nazi invadió Polonia en 1939, lo que dio inicio a la Segunda Guerra Mundial en Europa. Estados Unidos todavía no estaba oficialmente en guerra, pero en octubre, cuando le entregaron la carta a Einstein y Szilárd, Roosevelt comentó que el propósito de la investigación era asegurarse de que "los nazis no nos hicieran estallar". El proyecto nuclear estadounidense siguió adelante, aunque con cierta demora porque seguía habiendo escepticismo (parte de él por parte de Fermi) y también poca acción por parte del pequeño número de funcionarios del gobierno que inicialmente estaban encargados de impulsar el proyecto.
Al año siguiente, el gobierno de los Estados Unidos recibió el memorando Frisch-Peierls del Reino Unido, en el que se 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 más tarde se incluiría en el 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. En ese momento, el programa había sido presionado durante un año por la entrada de Estados Unidos en la guerra. El Chicago Pile alcanzó la criticidad el 2 de diciembre de 1942 [3] a las 3:25 p. m. 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 había 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 objetivo 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 los reactores el 19 de diciembre de 1944. Su concesión se retrasó durante 10 años debido al secreto de guerra. [28]
"La primera planta de energía nuclear del mundo" es el lema que se lee en los carteles en el sitio de la EBR-I , que ahora es un museo cerca de Arco, Idaho . Originalmente llamada "Chicago Pile-4", se llevó a cabo bajo la dirección de Walter Zinn para el Laboratorio Nacional Argonne . [29] Esta LMFBR experimental operada por la Comisión de Energía Atómica de los EE. UU. produjo 0,8 kW en una prueba el 20 de diciembre de 1951 [30] y 100 kW (eléctricos) al día siguiente [31] , teniendo 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 las Naciones Unidas el 8 de diciembre de 1953. Esta diplomacia condujo a la difusión de la tecnología de los reactores a instituciones estadounidenses y de todo el mundo. [32]
La primera central nuclear construida con fines civiles fue la central nuclear AM-1 de Óbninsk , inaugurada el 27 de junio de 1954 en la Unión Soviética . Producía unos 5 MW (eléctricos). Se construyó después del reactor nuclear F-1, que fue el primer reactor en alcanzar la fase crítica 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 los reactores nucleares. Las investigaciones del ejército condujeron a las centrales eléctricas de Camp Century, Groenlandia y la estación McMurdo, en el marco del Programa de Energía Nuclear del Ejército en la Antártida . El proyecto de bombardero nuclear de la Fuerza Aérea dio como resultado el experimento del reactor de sales fundidas . La Armada estadounidense lo logró cuando puso a funcionar 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 (posteriormente 200 MW). [33] [34]
El primer reactor nuclear portátil "Alco PM-2A" se utilizó para generar energía eléctrica (2 MW) para Camp Century entre 1960 y 1963. [35]
Los reactores de neutrones rápidos utilizan neutrones rápidos para provocar la fisión en su combustible. No tienen un 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 U-238. Los reactores rápidos tienen el potencial de producir menos desechos transuránicos porque todos los actínidos son fisionables con neutrones rápidos, [37] 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 rusas. La construcción de prototipos continúa (véase reactores reproductores rápidos o de cuarta generación ).
En principio, la energía de fusión podría producirse mediante la fusión nuclear de elementos como el isótopo deuterio del hidrógeno . Si bien se trata de un tema de investigación en curso desde al menos la década de 1940, nunca se ha construido un reactor de fusión autosuficiente para ningún propósito.
Reactores de agua pesada (utilizados en Canadá, [38] India, Argentina, China, Pakistán, Rumania y Corea del Sur). [39]
Reactores moderados por agua ligera (LWR). Los reactores de agua ligera (el tipo más común de reactor térmico) utilizan agua ordinaria para moderar y enfriar los reactores. [38] Debido a que el isótopo ligero de hidrógeno es un ligero veneno para los neutrones, estos reactores necesitan combustibles enriquecidos artificialmente. Cuando está a temperatura de funcionamiento , si la temperatura del agua aumenta, su densidad cae y menos neutrones que pasan a través de ella se ralentizan lo suficiente como para desencadenar más reacciones. Esa retroalimentación negativa estabiliza la velocidad de reacción. Los reactores de grafito y agua pesada tienden a estar más termalizados que los reactores de agua ligera. Debido a la termalización adicional y la ausencia de los efectos de envenenamiento por hidrógeno ligero, estos tipos pueden utilizar uranio natural /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 componentes de las sales de la matriz de refrigerante/combustible "LiF" y "BeF 2 ", "LiCl" y "BeCl 2 " y otras sales que contienen elementos ligeros pueden causar un efecto moderador.
Tratamiento de la parte interior del armazón del reactor VVER-1000 en AtommashEn los reactores nucleares térmicos (LWR en particular), el refrigerante actúa como un moderador que debe ralentizar los neutrones antes de que puedan ser absorbidos eficientemente por el combustible.
Reactores refrigerados por agua. Constituyen la gran mayoría de los reactores nucleares en funcionamiento: en 2014, el 93% de los reactores nucleares del mundo están refrigerados por agua y proporcionan aproximadamente el 95% de la capacidad total de generación nuclear del mundo. [36]
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 reactores de agua a presión es el presurizador, un recipiente de presión especializado . La mayoría de los reactores de agua a presión comerciales y los reactores navales utilizan presurizadores. Durante el funcionamiento normal, un presurizador se llena parcialmente con agua y se mantiene una burbuja de vapor sobre él calentando el agua con calentadores sumergidos. Durante el funcionamiento normal, el presurizador está conectado al recipiente 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 al aumentar o disminuir la presión de vapor en el presurizador utilizando los calentadores del presurizador.
Los reactores de agua pesada presurizada son un subconjunto de los reactores de agua presurizada, 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 reactores de agua hirviendo se caracterizan por el agua hirviendo alrededor de las barras de combustible en la parte inferior de un recipiente de presión del reactor primario. Un reactor de agua hirviendo utiliza 235 U, enriquecido como dióxido de uranio, como combustible. El combustible se ensambla en barras alojadas en un recipiente de acero que está sumergido en agua. La fisión nuclear hace que el agua hierva, generando vapor. Este vapor fluye a través de tuberías hacia turbinas. Las turbinas son impulsadas por el vapor, y este proceso genera electricidad. [40] Durante el funcionamiento normal, la presión se controla mediante la cantidad de vapor que fluye desde el recipiente 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 convertirse en un fluido supercrítico, que nunca experimenta una transición a vapor pero se comporta como vapor saturado, para alimentar un generador de vapor .
Los reactores refrigerados por gas se enfrían mediante un gas circulante. En las centrales nucleares comerciales, por lo general se ha utilizado 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 [42] y helio, considerándose el helio especialmente adecuado para diseños de alta temperatura. La utilización del calor varía según el reactor. Las centrales nucleares comerciales hacen pasar el gas por un intercambiador de calor para producir vapor para una turbina de vapor. Algunos diseños experimentales funcionan a temperaturas lo suficientemente altas 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, normalmente 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 fisible. Otras combinaciones de sales eutécticas utilizadas incluyen "ZrF 4 " con "NaF" y "LiCl" con "BeCl 2 " .
Reactor de primera generación (primeros prototipos como la central atómica de Shippingport , reactores de investigación, reactores de producción de energía no comerciales)
Reactor de Generación III+ (desarrollo evolutivo de los reactores de Generación III, que ofrecen mejoras en la seguridad con respecto a los diseños de reactores de Generación III, 2017-2021) [43]
Reactor de Generación IV (tecnologías aún en desarrollo; fecha de inicio desconocida, ver más abajo) [44]
Reactor de V Generación (diseños que son teóricamente posibles, pero que no se están considerando ni investigando activamente en la actualidad).
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 (al convertir el fértil U-238 en Pu-239, o el Th-232 en U-233). Por lo tanto, un reactor reproductor de uranio, una vez en funcionamiento, puede ser reabastecido con uranio natural o incluso empobrecido , y un reactor reproductor de torio puede ser reabastecido con torio ; sin embargo, se requiere una reserva inicial de material fisionable. [47]
Reactor de investigación : reactores que se utilizan normalmente para la investigación y la formación, la prueba de materiales o la producción de radioisótopos para la medicina y la industria. Son mucho más pequeños que los reactores de potencia o los que propulsan barcos, y muchos de ellos se encuentran en campus universitarios. Hay unos 280 reactores de este tipo en funcionamiento en 56 países. Algunos funcionan con combustible de uranio altamente enriquecido, y se están realizando esfuerzos internacionales para sustituirlo por combustible poco enriquecido. [48]
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 se hace pasar por un generador de vapor, que a su vez calienta un circuito secundario (no radiactivo) de agua hasta 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 , de los cuales los más nuevos son el ruso VVER-1200 , el reactor avanzado de agua a presión japonés , el estadounidense AP1000 , el reactor presurizado chino Hualong y el reactor presurizado europeo franco-alemán . Todos los reactores navales de los Estados Unidos son de este tipo.
Un reactor de agua en ebullición (BWR) es como un reactor de agua a presión (PWR) sin el generador de vapor. La menor presión del agua de refrigeración le permite hervir dentro del recipiente a presión, produciendo el vapor que hace funcionar las turbinas. A diferencia de un reactor de agua a presión, no hay circuito 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 de agua en ebullición avanzado y el reactor de agua en ebullición simplificado económico .
Reaktor Bolshoy Moschnosti Kanalniy (Reactor de canal de alta potencia) ( RBMK ) (también conocido como reactor moderado por grafito de agua ligera, LWGR) [moderador: grafito; refrigerante: agua a alta presión]
Los reactores RBMK, de diseño soviético, son similares en algunos aspectos a los CANDU en el sentido de que se pueden reabastecer durante el funcionamiento a potencia y emplean un diseño de tubo de presión en lugar de un recipiente a presión de estilo PWR. Sin embargo, a diferencia de los CANDU, son muy inestables y grandes, lo que hace que los edificios de contención para ellos sean costosos. También se han identificado una serie de fallas de seguridad críticas con el diseño de los RBMK, aunque algunas de ellas se corrigieron después del desastre de Chernóbil . Su principal atractivo es el uso de agua ligera y uranio no enriquecido. En 2022, 8 permanecen abiertos, principalmente debido a las mejoras de seguridad y la ayuda de agencias de seguridad internacionales como el DOE. A pesar de estas mejoras de seguridad, los reactores RBMK todavía se consideran uno de los diseños de reactores más peligrosos en uso. Los reactores RBMK se desplegaron solo en la ex Unión Soviética .
Estos diseños tienen una alta eficiencia térmica en comparación con los reactores de agua a presión debido a las temperaturas de funcionamiento más altas. Hay varios reactores en funcionamiento de este diseño, principalmente en el Reino Unido, donde se desarrolló el concepto. Los diseños más antiguos (por ejemplo, las centrales Magnox ) están cerrados o lo estarán en un futuro próximo. Sin embargo, se prevé que los reactores de agua a presión tengan una vida útil de entre 10 y 20 años más. Se trata de un diseño de reactor de neutrones térmicos. Los costos de desmantelamiento pueden ser altos debido al gran volumen del núcleo del reactor.
Este diseño de reactor totalmente no moderado produce más combustible del que consume. Se dice que "reproducen" combustible, porque producen combustible fisionable durante el funcionamiento debido a la captura de neutrones . Estos reactores pueden funcionar de forma muy similar a un reactor de agua a presión en términos de eficiencia y no requieren mucha contención a alta presión, ya que el metal líquido no necesita mantenerse a alta presión, incluso a temperaturas muy altas. Estos reactores son 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 este no se vuelve radiactivo. A diferencia del sodio, el plomo es en su mayor parte 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 de clase Alfa utiliza un reactor rápido refrigerado por plomo y bismuto como su principal planta de energía.
La mayoría de los reactores LMFBR son de este tipo. El TOPAZ , BN-350 y BN-600 en la URSS; el Superphénix en Francia; y el Fermi-I en los Estados Unidos fueron reactores de este tipo. El sodio es relativamente fácil de obtener y trabajar, y además consigue evitar 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 hay que tener cuidado, pero tales explosiones no serían más violentas que (por ejemplo) una fuga de fluido sobrecalentado de un reactor de agua presurizada. 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 en tener una fusión del núcleo, en 1955, también fue un reactor refrigerado por sodio.
Estos reactores utilizan combustible moldeado en bolas de cerámica y luego hacen circular el gas a través de ellas. 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 produjo hasta 308 MW de electricidad entre 1985 y 1989 hasta que fue cerrado después de experimentar 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 Generación IV en entrar en funcionamiento. [49]
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 potencialmente tienen muchas características de seguridad, incluida la ausencia de altas presiones o componentes altamente inflamables en el núcleo. Inicialmente fueron diseñados para la propulsión de aeronaves debido a su alta eficiencia y alta densidad de potencia. Un prototipo, el Molten-Salt Reactor Experiment , se construyó para confirmar la viabilidad del reactor de torio con fluoruro líquido , un reactor de espectro térmico que generaría combustible fisible de uranio-233 a partir del torio.
Reactor homogéneo acuoso (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 cinco AHR estaban en funcionamiento. [50]
El reactor rápido integral (IFR) se construyó, probó y evaluó durante la década de 1980 y luego se retiró 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 lo tanto, produce solo una fracción de los desechos de los reactores actuales. [52]
El reactor de lecho de guijarros , un reactor refrigerado por gas de alta temperatura (HTGCR), está diseñado de modo que las altas temperaturas reducen la potencia de salida 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 potencia. 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 forman en realidad el mecanismo del núcleo y se reemplazan una por una a medida que envejecen. El diseño del combustible hace que el reprocesamiento del combustible sea costoso.
El pequeño reactor autónomo, transportable y sellado (SSTAR) se está investigando y desarrollando principalmente en Estados Unidos y está pensado 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 basados en torio: es posible convertir el torio-232 en U-233 en reactores especialmente diseñados para ese fin. De esta manera, el torio, que es cuatro veces más abundante que el uranio, puede utilizarse para producir combustible nuclear de U-233. [53] 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 duración.
Reactor avanzado de agua pesada (AHWR, por sus siglas en inglés): un reactor nuclear de energía moderado por agua pesada que será el diseño de próxima generación del tipo PHWR. En desarrollo en el Centro de Investigación Atómica Bhabha (BARC, por sus siglas en inglés), India.
KAMINI : un reactor único que utiliza el isótopo uranio-233 como combustible. Construido en la India por BARC y el Centro Indira Gandhi para la Investigación Atómica ( IGCAR ).
La India también tiene previsto construir reactores reproductores rápidos que utilicen el ciclo de combustible torio-uranio-233. El FBTR (Fast Breeder Test Reactor) que está en funcionamiento en Kalpakkam (India) utiliza plutonio como combustible y sodio líquido como refrigerante.
Rolls-Royce pretende vender reactores nucleares para la producción de combustible sintético para aviones. [55]
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, [56] aunque la Asociación Nuclear Mundial sugirió que algunos podrían entrar en operación comercial antes de 2030. [44] Los reactores actuales en operación en todo el mundo generalmente se consideran sistemas de segunda o tercera generación, y los sistemas de primera generación se retiraron hace algún tiempo. La investigación sobre estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por el Foro Internacional de la Generación IV (GIF) con base en ocho objetivos tecnológicos. Los objetivos principales son mejorar la seguridad nuclear, mejorar la resistencia a la proliferación, minimizar el desperdicio y la utilización de recursos naturales y disminuir el costo de construcción y operación de dichas plantas. [57]
Los reactores de quinta generación son diseños que son teóricamente posibles, pero que no se están considerando ni investigando activamente en la actualidad. Aunque algunos reactores de quinta generación podrían construirse con tecnología actual o de corto plazo, despiertan poco interés por razones económicas, prácticas o de seguridad.
Reactor de núcleo líquido. Reactor nuclear de núcleo líquido de circuito cerrado , en el que el material fisionable es uranio fundido o solución de uranio enfriada por un gas de trabajo bombeado a través de orificios en la base del recipiente de contención.
Reactor de núcleo de gas . Versión de circuito cerrado del cohete nuclear con bombilla , en el que el material fisible es hexafluoruro de uranio gaseoso contenido en un recipiente de sílice fundido. 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 un motor de cohete , como se presenta en la novela de ciencia ficción de Harry Harrison de 1976 Skyfall . En teoría, el uso de UF6 como combustible de trabajo directamente (en lugar de como una etapa de uno, como se hace ahora) significaría menores costos de procesamiento y reactores muy pequeños. En la práctica, el funcionamiento de un reactor a 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 la Instalación Internacional de Irradiación de Materiales de Fusión .
Reactor electromagnético con núcleo de gas. Como en el reactor con núcleo de gas, pero con paneles fotovoltaicos que convierten la luz ultravioleta directamente en electricidad. [58] Este enfoque es similar al efecto fotoeléctrico probado experimentalmente que convertiría los rayos X generados a partir de la fusión aneutrónica en electricidad, al pasar los fotones de alta energía a través de un conjunto de láminas conductoras para transferir parte de su energía a los electrones, la energía del fotón se captura electrostáticamente, de manera similar a un condensador . Dado que los rayos X pueden atravesar un espesor de material mucho mayor que los electrones, se necesitan muchos cientos o miles de capas para absorber los rayos X. [59]
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 lograr eficiencias de hasta el 90% en lugar del 40-45% que se puede lograr con los reactores térmicos eficientes impulsados por turbinas. El haz de iones de fragmentos de fisión pasaría a través de un generador magnetohidrodinámico para producir electricidad.
Los reactores térmicos generalmente dependen del uranio refinado y enriquecido . Algunos reactores nucleares pueden funcionar con una mezcla de plutonio y uranio (véase MOX ). El proceso mediante el cual se extrae el mineral de uranio, se procesa, se enriquece, se utiliza, posiblemente se reprocesa y se desecha 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 generalmente se realiza por medio de difusión gaseosa o centrifugación de gas . El resultado enriquecido se convierte luego en polvo de dióxido de uranio , que se prensa y se cuece en forma de gránulos. Estos gránulos 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 el 4% de U-235, y algunos reactores comerciales con una alta economía de neutrones no requieren que el combustible esté enriquecido en absoluto (es decir, pueden utilizar uranio natural). Según el Organismo Internacional de Energía Atómica, hay al menos 100 reactores de investigación en el mundo alimentados con uranio altamente enriquecido (de grado armamentístico/enriquecimiento del 90%). El riesgo de robo de este combustible (que podría utilizarse 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 plantea una menor amenaza de proliferación). [60]
En el proceso de fisión se utilizan tanto el U-235 fisible como el U-238, que no es fisible pero sí 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 esta misma velocidad vibratoria. Por otro lado, es más probable que el U-238 capture un neutrón cuando este 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. En algunos reactores, las fisiones de plutonio predominarán sobre las de U-235, especialmente después de que se agote la carga inicial de U-235. El plutonio es fisionable tanto con neutrones rápidos como térmicos, lo que lo hace ideal tanto para reactores nucleares como para bombas nucleares.
La mayoría de los diseños de reactores existentes son reactores térmicos y normalmente utilizan agua como moderador de neutrones (moderador significa que reduce la velocidad del 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 reducirá mucho la velocidad de los neutrones. Esto permite que los neutrones rápidos dominen, lo que puede utilizarse de manera efectiva para reponer constantemente el suministro de combustible. Con solo colocar uranio no enriquecido barato en un núcleo de este tipo, el U-238 no fisionable se convertirá en Pu-239, combustible "reproductor".
Abastecimiento de combustible para reactores nucleares
La cantidad de energía en el depósito de combustible nuclear se expresa frecuentemente en términos de "días de plena potencia", que es el número de períodos de 24 horas (días) en los que un reactor está programado para funcionar a plena potencia para la generación de energía térmica. El número de días de plena potencia en el ciclo operativo de un reactor (entre los tiempos de parada para recarga de combustible) está relacionado con la cantidad de uranio-235 fisible (U-235) contenido en los conjuntos de combustible 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 de plena potencia.
Al final del ciclo operativo, el combustible de algunos de los conjuntos se "gasta", tras haber pasado de cuatro a seis años en el reactor produciendo energía. Este combustible gastado se descarga y se reemplaza por conjuntos de combustible nuevos (frescos). [ cita requerida ] Aunque se consideran "gastados", estos conjuntos de combustible contienen una gran cantidad de combustible. [ cita requerida ] 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 la potencia de salida total y, por lo tanto, los ingresos de la empresa de servicios públicos disminuyen a medida que disminuye la potencia de salida 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 los costos regulatorios, por lo que operar por debajo del 100% de la potencia no es económicamente viable durante mucho tiempo. [ cita requerida ] La fracción del núcleo de combustible del reactor que se reemplaza durante la recarga de combustible suele ser un tercio, pero depende de cuánto tiempo funcione la planta entre recargas de combustible. Las plantas suelen funcionar con ciclos de recarga de combustible de 18 o 24 meses. Esto significa que una recarga, que reemplaza solo un tercio del combustible, puede mantener un reactor nuclear a plena potencia durante casi dos años. [ cita requerida ]
La disposición y el almacenamiento de este combustible gastado es uno de los aspectos más desafiantes de la operación de una planta de energía nuclear comercial. Estos desechos nucleares son altamente radiactivos y su toxicidad presenta un peligro durante miles de años. [40] Después de ser descargado del reactor, el combustible nuclear gastado se transfiere a la piscina de combustible gastado en el sitio . La piscina de combustible gastado es una gran piscina de agua que proporciona refrigeración y protección del combustible nuclear gastado, así como limita 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 desde la piscina de combustible a contenedores secos y protegidos, que pueden almacenarse de manera segura durante miles de años. Después de cargarlos en contenedores secos y protegidos, los contenedores se almacenan en el sitio en una instalación especialmente protegida en búnkeres de hormigón impermeables. Las instalaciones de almacenamiento de combustible en el sitio están diseñadas para soportar el impacto de aviones comerciales, con poco o ningún daño al combustible gastado. Una instalación de almacenamiento de combustible en el sitio promedio puede contener 30 años de combustible gastado en un espacio más pequeño que un campo de fútbol. [ cita requerida ]
No todos los reactores necesitan apagarse para recargarse; por ejemplo, los reactores de lecho de bolas , 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 que los elementos de combustible individuales se ubiquen dentro del núcleo del reactor de manera que se adapten mejor a la cantidad de U-235 en el elemento de 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 medidas adoptadas para prevenir accidentes e incidentes nucleares y radiactivos o para limitar sus consecuencias. La industria de la energía nuclear ha mejorado la seguridad y el rendimiento de los reactores y ha propuesto nuevos diseños de reactores más seguros (aunque generalmente no probados), pero no hay garantía de que los reactores se diseñen, construyan y operen correctamente. [61] Los errores ocurren y los diseñadores de los reactores de Fukushima en Japón no anticiparon que un tsunami generado por un terremoto desactivaría los sistemas de respaldo que se suponía que estabilizarían el reactor después del terremoto, [62] a pesar de múltiples advertencias del NRG y la administración de seguridad nuclear japonesa. [ cita requerida ] 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. [63] También son concebibles escenarios catastróficos que involucren ataques terroristas. [61] 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. [64]
Se han lanzado reactores nucleares a la órbita terrestre al menos 34 veces. Varios incidentes relacionados con el satélite soviético RORSAT no tripulado propulsado por reactor nuclear, en particular el satélite radar Kosmos 954 , provocaron que 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 con circunstancias similares a las condiciones en un reactor nuclear construido. [69] Hasta ahora se han encontrado quince reactores de fisión natural fósiles en tres depósitos de mineral separados en la mina de uranio Oklo en Gabón. Descubiertos por primera vez en 1972 por el físico francés Francis Perrin , se los conoce colectivamente como los Reactores Fósiles de Oklo . Las reacciones de fisión nuclear autosostenibles tuvieron lugar en estos reactores hace aproximadamente 1.500 millones de años, y duraron unos cientos de miles de años, con un promedio de 100 kW de potencia de salida durante ese tiempo. [70] El concepto de un reactor nuclear natural fue teorizado ya en 1956 por Paul Kuroda en la Universidad de Arkansas . [71] [72]
En la Tierra, en su actual período geológico, ya no es posible formar reactores de este tipo. 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 fisionable natural a una cantidad inferior a la necesaria para mantener una reacción en cadena con agua pura como moderador.
Los reactores nucleares naturales se formaron cuando un depósito mineral rico en uranio se inundó con agua subterránea que actuó como moderador de neutrones y se produjo una fuerte reacción en cadena. El agua moderadora se evaporaba a medida que la reacción aumentaba, volviéndola a ralentizar y evitando una fusión. La reacción de fisión se mantuvo durante cientos de miles de años, con ciclos de entre horas y unos pocos días.
Estos reactores naturales son ampliamente estudiados por los científicos interesados en la eliminación de desechos radiactivos geológicos . Ofrecen un estudio de caso de cómo los isótopos radiactivos migran a través de la corteza terrestre. Este es un área importante de controversia ya que los oponentes de 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 cantidades mínimas.
Como isótopo del hidrógeno , el tritio (T) se une frecuentemente al oxígeno y forma T2O. Esta molécula es químicamente idéntica al H2O y , por lo tanto , es incolora e inodoro; sin embargo , los neutrones adicionales en los núcleos de hidrógeno hacen que el tritio sufra una desintegración beta con una vida media de 12,3 años. A pesar de ser medible, el tritio liberado por las centrales nucleares es mínimo. La NRC de los Estados Unidos estima que una persona que bebiera agua durante un año de un pozo contaminado por lo que considerarían un derrame significativo de agua tritiada recibiría una dosis de radiación de 0,3 milirem. [73] 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 de Washington, DC a Los Ángeles, una consecuencia de la menor protección atmosférica contra los rayos cósmicos altamente energéticos a grandes altitudes. [73]
Las cantidades de estroncio-90 liberadas por las centrales nucleares en condiciones normales de funcionamiento son tan bajas que no se pueden detectar por encima de la radiación natural de fondo. El estroncio-90 detectable en las aguas subterráneas y en el medio ambiente en general se puede rastrear hasta las pruebas de armas que se realizaron a mediados del siglo XX (que representaron el 99% del estroncio-90 en el medio ambiente) y el accidente de Chernóbil (que representó el 1% restante). [74]
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Enlaces externos
Wikimedia Commons alberga una categoría multimedia sobre Reactores nucleares .
Base de datos sobre reactores nucleares de energía – OIEA Archivado el 2 de junio de 2013 en Wayback Machine
La Conferencia sobre el Uranio incluye un debate sobre el accidente en Japón
Un debate: ¿Es la energía nuclear la solución al calentamiento global?
Unión de Científicos Preocupados, Preocupaciones respecto al programa de reactores nucleares de EE.UU.
Vídeo de Freeview 'Centrales nucleares: ¿cuál es el problema?' Conferencia de la Royal Institution a cargo de John Collier, por Vega Science Trust. Archivado el 3 de noviembre de 2011 en Wayback Machine.
Instituto de Energía Nuclear: Cómo funciona: Generación de energía eléctrica Archivado el 30 de enero de 2010 en Wayback Machine
Bibliografía comentada sobre tecnología de reactores nucleares de la Biblioteca Digital Alsos
(en japonés)ソヴィエト連邦にける宇宙用原子炉の開発とその実用 Archivado el 3 de junio de 2019 en Wayback Machine.
