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Reactor nuclear

De arriba a abajo, de izquierda a derecha
  1. Chicago Pile-1 , el primer reactor nuclear
  2. Central Atómica de Shippingport , el primer reactor en tiempos de paz
  3. HTR-10 , un prototipo del primer reactor de Generación IV, HTR-PM
  4. El Convair NB-36H , el primer avión en probar un reactor a bordo
  5. Operación Sea Orbit , la primera circunnavegación con propulsión nuclear
  6. El sarcófago de Chernóbil , construido para contener los efectos del desastre de 1986

Un reactor nuclear es un dispositivo utilizado para iniciar y controlar una reacción nuclear en cadena de fisión . Los reactores nucleares se utilizan en las centrales nucleares para la generación de electricidad y en la propulsión nuclear marina . Cuando un núcleo fisionable como el uranio-235 o el plutonio-239 absorbe un neutrón , se divide en núcleos más ligeros, liberando energía, radiación gamma y neutrones libres, que pueden inducir una mayor fisión en una reacción en cadena autosostenida . El proceso se controla cuidadosamente utilizando barras de control y moderadores de neutrones para regular la cantidad de neutrones que continúan la reacción, lo que garantiza que el reactor funcione de manera segura, aunque el control inherente por medio de neutrones retardados también juega un papel importante en el control de la salida del reactor. La eficiencia de la conversión de energía en los reactores nucleares es significativamente mayor en comparación con las plantas de combustibles fósiles convencionales; un kilo de uranio-235, si se dividieran todos los átomos, liberaría aproximadamente tres millones de veces más energía que un kilo de carbón.

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 además la producción de electricidad de la red. En 1957, la central nuclear de Shippingport se convirtió en el primer reactor dedicado al uso pacífico; en Rusia, en 1954, el primer reactor nuclear pequeño APS-1 OBNINSK alcanzó la criticidad. Otros países siguieron su ejemplo.

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, que se puede volver a utilizar en los reactores. El reprocesamiento también reduce drásticamente los volúmenes de desechos nucleares y se practica en Europa, Rusia, India y Japón. Debido a las preocupaciones iniciales sobre los riesgos de proliferación, Estados Unidos no tiene capacidad de reprocesamiento. [4]

Los reactores también se utilizan en la propulsión nuclear de vehículos. La propulsión nuclear marina de barcos y submarinos se limita en gran medida al uso naval. Los reactores también se han probado para la propulsión nuclear de aeronaves y naves espaciales .

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 .

En 2022 , el Organismo Internacional de Energía Atómica informó que hay 422 reactores nucleares de potencia y 223 reactores nucleares de investigación en funcionamiento en todo el mundo. [5] [6] [7] El Departamento de Energía de EE. UU. clasifica los reactores en generaciones, y la mayoría de la flota mundial son reactores de Generación II construidos entre los años 1960 y 1990, y reactores de Generación IV actualmente en desarrollo. Los reactores también se pueden agrupar por las opciones de refrigerante y moderador. Casi el 90% de la energía nuclear mundial proviene de reactores de agua a presión y reactores de agua en ebullición , que la utilizan como refrigerante y moderador. [8] Otros diseños incluyen reactores de agua pesada , reactores refrigerados por gas y reactores reproductores rápidos , que optimizan de diversas formas la eficiencia, la seguridad y el tipo de combustible , el enriquecimiento y el quemado . Los reactores modulares pequeños también son un área de desarrollo actual. Estos reactores desempeñan un papel crucial en la generación de grandes cantidades de electricidad con bajas emisiones de carbono, contribuyendo significativamente a la combinación energética mundial.

Operación

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.

Fisión

Cuando un núcleo atómico fisible de gran tamaño , como el uranio-235 , el uranio-233 o el plutonio-239 , absorbe un neutrón, puede sufrir una fisión nuclear. El núcleo pesado se divide en dos o más núcleos más ligeros (los productos de la fisión ), liberando energía cinética , radiación gamma y neutrones libres . Una parte de estos neutrones puede ser absorbida por otros átomos fisibles y desencadenar más eventos de fisión, que liberan más neutrones, y así sucesivamente. Esto se conoce como reacción nuclear en cadena .

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:

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 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 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 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 sean 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 actual 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 sigue aumentando a medida que envejece el parque de reactores. [26]

Los primeros reactores

El Chicago Pile , el primer reactor nuclear artificial, construido en secreto en la Universidad de Chicago en 1942 durante la Segunda Guerra Mundial como parte del Proyecto Manhattan de Estados Unidos.
Lise Meitner y Otto Hahn en su laboratorio
Algunos miembros del equipo Chicago Pile , incluidos Enrico Fermi y Leó Szilárd

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. Para entonces, 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]

Sistema de refrigeración primario que muestra el recipiente de presión del reactor (rojo), los generadores de vapor (violeta), el presurizador (azul) y las bombas (verde) en el circuito de tres refrigerantes Diseño del reactor de agua presurizada Hualong One

Tipos de reactores

Pressurized Water ReactorBoiling Water ReactorGas Cooled ReactorPressurized Heavy Water ReactorLWGRFast Breeder Reactor
  •  PWR: 277 (63,2%)
  •  BWR: 80 (18,3%)
  •  GCR: 15 (3,4%)
  •  49 (11,2%)
  •  Tasa de crecimiento de peso corporal (LWGR): 15 (3,4%)
  •  FBR: 2 (0,5%)
Número de reactores por tipo (finales de 2014) [36]
Pressurized Water ReactorBoiling Water ReactorGas Cooled ReactorPressurized Heavy Water ReactorLWGRFast Breeder Reactor
  •  Potencia: 257,2 (68,3%)
  •  BWR: 75,5 (20,1%)
  •  GCR: 8,2 (2,2%)
  •  Presión arterial alta: 24,6 (6,5 %)
  •  Tasa de crecimiento de la población: 10,2 (2,7%)
  •  FBR: 0,6 (0,2%)
Capacidad neta de energía (GWe) por tipo (finales de 2014) [36]
El reactor PULSTAR de la Universidad Estatal de Carolina del Norte es un reactor de investigación de tipo piscina de 1 MW con combustible tipo pin enriquecido al 4 %, que consiste en pellets de UO2 en revestimiento de zircaloy .

Clasificaciones

Por tipo de reacción nuclear

Todos los reactores de potencia comerciales se basan en la fisión nuclear . Generalmente utilizan uranio y su producto , el plutonio , como combustible nuclear , aunque también es posible un ciclo de combustible de torio . Los reactores de fisión se pueden dividir aproximadamente en dos clases, dependiendo de la energía de los neutrones que sustentan la reacción en cadena de fisión :

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.

Por material de moderador

Utilizado por reactores térmicos:

Por refrigerante

Tratamiento de la parte interior del armazón del reactor VVER-1000 en Atommash
En 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.

Por generación

En 2003, el Comisariado de Energía Atómica (CEA) francés fue el primero en referirse a los tipos "Gen II" en Nucleonics Week . [45]

La primera mención de “Gen III” fue en 2000, coincidiendo con el lanzamiento de los planes del Foro Internacional de Generación IV (GIF).

"Gen IV" fue bautizada en 2000 por el Departamento de Energía de los Estados Unidos (DOE) para el desarrollo de nuevos tipos de plantas. [46]

Por fase de combustible

Por la forma del núcleo

Por uso

Tecnologías actuales

Diablo Canyon : un PWR
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 japonés Advanced Pressurized Water Reactor , el estadounidense AP1000 , el chino Hualong Pressurized Reactor y el franco-alemán European Pressurized Reactor . 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 .
La central nuclear de Qinshan de CANDU
Un diseño canadiense (conocido como CANDU ), muy similar a los PWR pero que utiliza agua pesada . Si bien el agua pesada es significativamente más cara que el agua común, 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 solo recipiente de presión grande como en un PWR, el combustible está contenido en cientos de tubos de presión. Estos reactores se alimentan con uranio natural y son diseños de reactores de neutrones térmicos. Los PHWR pueden reabastecerse mientras están a plena potencia ( reabastecimiento en línea ), lo que los hace muy eficientes en su uso de uranio (permite un control preciso del flujo en el núcleo). Los PHWR CANDU se han construido en Canadá, Argentina , China, India , Pakistán , Rumania y Corea del Sur . India también opera una serie de PHWR, a menudo denominados "derivados de CANDU", construidos después de que el Gobierno de Canadá detuviera los tratos nucleares con India luego de la prueba de armas nucleares Smiling Buddha de 1974 .
Central nuclear de Ignalina , del tipo RBMK (cerrada en 2009)
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 .
El Magnox Sizewell Una central nuclear
La central nuclear de Torness : una central nuclear de AGR
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.
Modelo a escala reducida del reactor nuclear TOPAZ
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.
Refrigerado por plomo
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.
Refrigerado por sodio
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]
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.
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]

Tecnologías futuras y en desarrollo

Reactores avanzados

Hay más de una docena de diseños de reactores avanzados en diversas etapas de desarrollo. [51] Algunos son evolutivos de los diseños PWR , BWR y PHWR mencionados anteriormente, otros son desviaciones más radicales. Los primeros incluyen el reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR), dos de los cuales están en funcionamiento y otros en construcción, y las unidades de reactor de agua en ebullición simplificado y económico (ESBWR) y AP1000 , que están en proceso de planificación y son pasivamente seguras (véase el Programa de Energía Nuclear 2010 ).

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 los desechos y la utilización de recursos naturales y disminuir el costo de construcción y operación de dichas plantas. [57]

Reactores de Generación V+

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.

Reactores de fusión

En principio, la fusión nuclear controlada podría utilizarse en plantas de energía de fusión para producir energía sin las complejidades que supone la manipulación de actínidos , pero siguen existiendo importantes obstáculos científicos y técnicos. A pesar de que las investigaciones comenzaron en la década de 1950, no se espera que haya ningún reactor de fusión comercial antes de 2050. El proyecto ITER lidera actualmente el esfuerzo 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 (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".

En el ciclo del combustible de torio, el torio-232 absorbe un neutrón en un reactor rápido o térmico. El torio-233 se desintegra en protactinio -233 y luego en uranio-233 , que a su vez se utiliza como combustible. Por lo tanto, al igual que el uranio-238 , el torio-232 es un material fértil .

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]

Accidentes nucleares

Tres de los reactores de Fukushima I se sobrecalentaron, lo que provocó la disociación del agua refrigerante y dio lugar a las explosiones de hidrógeno. Esto, junto con las fusiones del combustible, liberó grandes cantidades de material radiactivo al aire. [65]

Se han producido accidentes nucleares y radiactivos graves, aunque poco frecuentes . Entre ellos se incluyen el incendio de Windscale (octubre de 1957), el accidente del SL-1 (1961), el accidente de Three Mile Island (1979), el desastre de Chernóbil (abril de 1986) y el desastre nuclear de Fukushima Daiichi (marzo de 2011). [66] Entre los accidentes de submarinos de propulsión nuclear se incluyen el accidente del reactor K-19 (1961), [67] el accidente del reactor K-27 (1968), [68] y el accidente del reactor K-431 (1985). [66]

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 experimente 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 que liberan 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]

Véase también

Notas

  1. ^ El físico húngaro Leo Szilard descubrió la reacción nuclear en cadena y patentó un diseño en 1934, antes del descubrimiento de la fisión nuclear. [1]
  2. ^ En 1972 se descubrió un reactor de fisión nuclear natural extinto en Oklo, Gabón. [2]

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