CENTRALES NUCLEARES

Maqueta de una central nuclear tipo PWR.

Una central nuclear o planta nuclear es una instalación industrial empleada para la generación de energía eléctrica a partir de energía nuclear. Se caracteriza por el empleo de combustible nuclear compuesto básicamente de material fisionable que mediante reacciones nucleares proporcionan calor que a su vez es empleado a través de un ciclo termodinámico convencional para producir el movimiento de alternadores que transforman el trabajo mecánico en energía eléctrica.

Estas centrales constan de uno o mas reactores. El núcleo de un reactor nuclear consta de un contenedor o vasija en cuyo interior se albergan bloques de un material aislante de la radioactividad, comunmente se trata de grafito o de hormigón relleno de combustible nuclear formado por material fisible (uranio-235 o plutonio-239). En el proceso se establece una reacción sostenida y moderada gracias al empleo de elementos auxiliares que absorben el exceso de neutrones liberados manteniendo bajo control la reacción en cadena del material radiactivo; a estos elementos se les denominan moderadores.

Rodeando al núcleo de un reactor nuclear está el reflector cuya función consiste en devolver al núcleo parte de los neutrones que se fugan de la reacción.

Las barras de control que se sumergen facultativamente en el reactor, sirven para moderar o acelerar el factor de multiplicación del proceso de reacción en cadena del circuito nuclear.

El blindaje especial que rodea al reactor, absorbe la radiactividad emitida en forma de neutrones, radiación gamma, partículas alfa ypartículas beta.

Un circuito de refrigeración externo ayuda a extraer el exceso de calor generado.

Torres de refrigeración de la central nuclear de Cofrentes, España, expulsando vapor de agua.

Central nuclear en Río de Janeiro, Brasil.

Las instalaciones nucleares son construcciones complejas por la variedad de tecnologías industriales empleadas y por la elevada seguridad con la que se les dota. Las características de la reacción nuclear hacen que pueda resultar peligrosa si se pierde su control y prolifera por encima de una determinada temperatura a la que funden los materiales empleados en el reactor, así como si se producen escapes de radiación nociva por esa u otra causa.

La energía nuclear se caracteriza por producir, además de una gran cantidad de energía eléctrica, residuos nucleares que hay que albergar en depósitos aislados y controlados durante largo tiempo. A cambio, no produce contaminación atmosférica de gases derivados de la combustión que producen el efecto invernadero, ni precisan el empleo de combustibles fósiles para su operación. Sin embargo, las emisiones contaminantes indirectas derivadas de su propia construcción, de la fabricación del combustible y de la gestión posterior de los residuos radiactivos (se denomina gestión a todos los procesos de tratamiento de los residuos, incluido su almacenamiento) no son despreciables.

En España las centrales nucleares generaron el 20 % de la energía eléctrica necesaria en 2008.¹

Funcionamiento - volver -

Central nuclear con un reactor de agua a presión. (PWR)
1- Edificio de contención. 2- Torre de refrigeración. 3- Reactor mariposita. 4-Barras de control. 5- Acumulador de presión. 6- Generador de vapor. 7-Combustible nuclear. 8- Turbina. 9- Generador eléctrico. 10- Transformador. 11-Condensador. 12- Vapor. 13- Líquido saturado. 14- Aire ambiente. 15- Airehúmedo. 16- Río. 17- Circuito de refrigeración. 18- Circuito primario. 19- Circuito secundario. 20- Emisión de aire húmedo (con vapor de agua).

Las centrales nucleares constan principalmente de cuatro partes:

El reactor nuclear, donde se produce la reacción nuclear.

El generador de vapor de agua (sólo en las centrales de tipoPWR).

La turbina, que mueve un generador eléctrico para producirelectricidad con la expansión del vapor.

El condensador, un intercambiador de calor que enfría el vapor transformándolo nuevamente en líquido.

El reactor nuclear es el encargado de realizar la fisión o fusión de los átomos del combustible nuclear, como uranio, generando como residuo el plutonio, liberando una gran cantidad de energía calorífica por unidad de masa de combustible.

El generador de vapor es un intercambiador de calor que transmite calor del circuito primario, por el que circula el agua que se calienta en el reactor, al circuito secundario, transformando el agua en vapor de agua que posteriormente se expande en las turbinas, produciendo el movimiento de éstas que a la vez hacen girar losgeneradores, produciendo la energía eléctrica. Mediante untransformador se aumenta la tensión eléctrica a la de la red de transporte de energía eléctrica.

Después de la expansión en la turbina el vapor es condensado en el condensador, donde cede calor al agua fría refrigerante, que en las centrales PWR procede de las torres de refrigeración. Una vez condensado, vuelve al reactor nuclear para empezar el proceso de nuevo.

Las centrales nucleares siempre están cercanas a un suministro de agua fría, como un río, un lago o el mar, para el circuito de refrigeración, ya sea utilizando torres de refrigeración o no.

Véanse también: PWR y BWR

Seguridad - volver -

Como cualquier actividad humana, una central nuclear de fisión conlleva riesgos y beneficios. Los riesgos deben preverse y analizarse para poder ser mitigados. A todos aquellos sistemas diseñados para eliminar o al menos minimizar esos riesgos se les llama sistemas de protección y control. En una central nuclear de uso civil se utiliza una aproximación llamada defensa en profundidad. Esta aproximación sigue un diseño de múltiples barreras para alcanzar ese propósito. Una primera aproximación a las distintas barreras utilizadas (cada una de ellas múltiple), de fuera adentro podría ser:

Autoridad reguladora: es el organismo encargado de velar que el resto de barreras se encuentren en perfecto funcionamiento. No debe estar vinculado a intereses políticos ni empresariales, siendo sus decisiones vinculantes.
Normas y procedimientos: todas las actuaciones deben regirse por procedimientos y normas escritas. Además se debe llevar a cabo un control de calidad y deben estar supervisadas por la autoridad reguladora.

Primera barrera física (sistemas pasivos): sistemas de protección intrínsecos basados en las leyes de la física que dificultan la aparición de fallos en el sistema del reactor. Por ejemplo el uso de sistemas diseñados con reactividad negativa o el uso de edificios de contención.

Segunda barrera física (sistemas activos): Reducción de la frecuencia con la que pueden suceder los fallos. Se basa en laredundancia, separación o diversidad de sistemas de seguridad destinados a un mismo fin. Por ejemplo las válvulas de control que sellan los circuitos.

Tercera barrera física: sistemas que minimizan los efectos debidos a sucesos externos a la propia central. Como los amortiguadores que impiden una ruptura en caso de sismo.

Barrera técnica: todas las instalaciones se instalan en ubicaciones consideradas muy seguras (baja probabilidad de sismo o vulcanismo) y altamente despobladas.
Salvaguardas técnicas.

Además debe estar previsto qué hacer en caso de que todos o varios de esos niveles fallaran por cualquier circunstancia. Todos, los trabajadores u otras personas que vivan en las cercanías, deben poseer la información y formación necesaria. Deben existir planes de emergencia que estén plenamente operativos. Para ello es necesario que sean periódicamente probados mediante simulacros. Cada central nuclear posee dos planes de emergencia: uno interior y uno exterior, comprendiendo el plan de emergencia exterior, entre otras medidas, planes de evacuación de la población cercana por si todo lo demás fallara.

Gráfica con los datos de los sucesos notificados al CSN por las centrales nucleares españolas en el periodo 1997-2006.⁴ ⁵ ⁶ ⁷

Aunque los niveles de seguridad de los reactores de tercera generación han aumentado considerablemente con respecto a las generaciones anteriores, no es esperable que varíe la estrategia de defensa en profundidad. Por su parte, los diseños de los futuros reactores de cuarta generación se están centrando en que todas las barreras de seguridad sean infalibles, basándose tanto como sea posible en sistemas pasivos y minimizando los activos. Del mismo modo, probablemente la estrategia seguida será la de defensa en profundidad.

Cuando una parte de cualquiera de esos niveles, compuestos a su vez por múltiples sistemas y barreras, falla (por defecto de fabricación, desgaste, o cualquier otro motivo), se produce un aviso a los controladores que a su vez se lo comunican a los inspectores residentes en la central nuclear. Si los inspectores consideran que el fallo puede comprometer el nivel de seguridad en cuestión elevan el aviso al organismo regulador (en España el CSN). A estos avisos se les denomina sucesos notificables.⁸ ⁹ En algunos casos, cuando el fallo puede hacer que algún parámetro de funcionamiento de la central supere las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) definidas en el diseño de la central (con unos márgenes de seguridad), se produce un paro automático de la reacción en cadena llamado SCRAM. En otros casos la reparación de esa parte en cuestión (una válvula, un aspersor, una compuerta,...) puede llevarse a cabo sin detener el funcionamiento de la central.

Si cualquiera de las barreras falla aumenta la probabilidad de que suceda un accidente. Si varias barreras fallan en cualquiera de los niveles, puede finalmente producirse la ruptura de ese nivel. Si varios de los niveles fallan puede producirse un accidente, que puede alcanzar diferentes grados de gravedad. Esos grados de gravedad se organizaron en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES) por elOIEA y la AEN, iniciándose la escala en el 0 (sin significación para la seguridad) y acabando en el 7 (accidente grave). El incidente (denominados así cuando se encuentran en grado 3 o inferiores)Vandellós I en 1989, catalogado a posteriori (no existía ese año la escala en España) como de grado 3 (incidente importante).¹⁰

La ruptura de varias de estas barreras (no existía independencia con el gobierno, el diseño del reactor era de reactividad positiva, la planta no poseía edificio de contención, no existían planes de emergencia, etc.) causó el accidente nuclear más grave ocurrido: el accidente de Chernóbil, de nivel 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES).

Véanse también: Principios fundamentales de la seguridad, Defensa en profundidad y Edificio de contención

Véanse también: Accidente nuclear, Lista de accidentes nucleares y Lista de accidentes nucleares civiles

Sistema de refrigeración en una central nuclear - volver -

El sistema de refrigeración se encarga de que no se sobrecaliente el reactor y esto produzca una fusión en el núcleo del reactor. Funciona de la siguiente manera: Mediante un caudal de agua de 44.600 kg/s aportado por un tercer circuito semiabierto, denominado "Sistema de Circulación", se realiza la refrigeración del condensador. Este sistema consta de dos torres de refrigeración de tiro natural, un canal de recogida del agua y las correspondientes bombas de impulsión para la refrigeración del condensador y elevación del agua a las torres. El caudal de agua evaporado por la torre es restituido a partir de la toma de agua en un azud de un río próximo.

Tipo de centrales nucleares

Existen muchos tipos de centrales nucleares cada una con sus propias ventajas e inconvenientes. En primer lugar hay centrales basadas en fisión nuclear y en fusión nuclear, aunque estas se encuentran actualmente en fase experimental y son solo de muy baja potencia.

A partir de aquí, nos centraremos en las centrales de fisión. Estas se dividen en dos grandes grupos: por un lado los reactores térmicos y por otro los rápidos. La diferencia principal entre estos dos tipos de reactores es que los primeros presentan moderador y los últimos no. Los reactores térmicos(los más utilizados en la actualidad) necesitan para su correcto funcionamiento que los neutrones emitidos en la fisión, de muy alta energía sean frenados por una sustancia a la que se llama moderador, cuya función es precisamente esa. Los reactores rápidos(de muy alta importancia en la generación III+ y IV)sin embargo no precisan de este material ya que trabajan directamente con los neutrones de elevada energía sin una previa moderación.

Los reactores térmicos se clasifican según el tipo de moderador que utilizan, asi tenemos:

Reactores moderados por agua ligera.
- Reactores tradicionales
  - LWR (Light Water Reactor) De diseño occidental
    - PWR (Pressurized Water Reactor)
    - BWR (Boiling Water Reactor)
  - VVER De diseño ruso.
- Reactores avanzados (basados en los anteriores pero con grandes mejoras en cuanto a seguridad)
- AP1000 (Advanced Pressurized Reactor)Basado en el PWR
- EPR (European Pressurized Reactor)Basado en PWR
- ABWR (Advanced Boiling Water Reactor)Basado en BWR
- VVER 1000 basado en el VVER
PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor)Reactores moderados por agua pesada
- CANDU (Canadian Natural Deuterium Uranium)

Reactores moderados con grafito
- Reactores tradicionales (generalmente refrigerados por gas)
  - RBMK el de Chernobil refrigerado por agua
  - MAGNOX de diseño ingles
  - GCR (Gas Carbon Reactor) de diseño francés
- Reactores avanzados
  - AGR (Advanced Gas Reactor) reactor avanzado basado en el GCR
  - HTGR (High Tamperature gas reactor) reactor de gas de alta temperatura
  - PBMR (Pebble Bed Modular Reactor)

Por otra parte tenemos los reactores rápidos, todos ellos avanzados, conocidos como FBR (fast breeder reactors):

Refrigerados por metales liquidos
- plomo-bismuto