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222 Cuestiones sobre la Energía

Presentación

  • Presentación

    Es un placer para el Foro de la Industria Nuclear Española presentar la nueva edición de la publicación 222 Cuestiones sobre la Energía. Esta tercera edición se ha hecho realidad manteniendo los objetivos básicos de esta publicación. Fundamentalmente, ofrecer al lector una herramienta de consulta sobre las cuestiones relacionadas con la energía de forma objetiva, amena y manejable.

    La energía es un tema de actualidad y así se refleja a diario en los medios de comunicación, en los libros de texto de los centros de enseñanza, en la agenda de los políticos, etc. A la preocupación por el ahorro energético y una mayor eficiencia en el uso de la energía se ha añadido la inquietud creciente por el medio ambiente y el cambio climático. Todo ello nos conduce a una mayor profundización y conocimiento de las energías existentes y sus características.

    Con este libro, el Foro Nuclear pretende facilitar la labor compilatoria de datos y documentación para dar respuesta, al menos, a las 222 preguntas que se plantean a lo largo de los 15 capítulos. La labor de divulgación de nuestra Asociación sobre la energía nuclear se hace extensiva a todas las energías, para así presentar una publicación más completa, que refleja los avances en investigación, las reservas de recursos naturales, la situación económica de las distintas opciones... y todo ello con el máximo rigor para no defraudar a nuestros lectores.

    Es necesario agradecer la colaboración y empeño a las personas que han hecho posible esta nueva edición, además de dedicar un especial recuerdo a los autores de las ediciones anteriores y, por supuesto, hacer extensivo nuestro agradecimiento a los fieles lectores que han esperado pacientemente esta revisión, para que continúen considerándola como un libro de referencia sobre la energía.

    A todos ellos, así como a nuestros socios y colaboradores, les ofrecemos esta nueva edición con el deseo de que sea considerada como una herramienta divulgativa, útil y amable.

    Madrid, enero de 2007

    Eduardo González Gómez

    Presidente


Capítulo 1 - Energía y fuentes de energía

  • 1. ¿Qué es la energía?

    La energía es la capacidad que poseen los cuerpos para poder efectuar un trabajo a causa de su constitución (energía interna), de su posición (energía potencial) o de su movimiento (energía cinética). Es una magnitud homogénea con el trabajo, por lo que se mide en las mismas unidades, es decir en julios en el Sistema Internacional. Según la forma o el sistema físico en que se manifiesta, se consideran diferentes formas de energía: térmica, mecánica, eléctrica, química, electromagnética, nuclear, luminosa, etc.

    Aunque la energía puede cambiar de forma en los procesos de conversión energética, la cantidad de energía se mantiene constante conforme con el principio de conservación de la energía que establece que la energía ni se crea ni se destruye, sólo se transforma". Por consiguiente, la energía total de un sistema aislado se mantiene constante y en el universo no puede existir creación o desaparición de energía, sino transferencia de un sistema a otro o transformación de energía de una forma a otra.

    La energía es la consecuencia de la actuación mediante interacciones o intercambios de los cuatro tipos de fuerzas fundamentales de la naturaleza: gravitatoria, electromagnética, nuclear fuerte y nuclear débil.

  • 2. ¿Qué unidades se usan para medir la energía?

    01Si la energía que posee un cuerpo se pone de manifiesto realizando un trabajo, el valor de este trabajo será una medida de la energía que posee. Si por el contrario hemos realizado un trabajo sobre un cuerpo y éste lo ha almacenado en forma de energía, la medida del trabajo realizado sobre el cuerpo nos dará el valor de la energía que permanece de forma latente en el cuerpo. Por todo ello la energía liberada o acumulada tendrá las mismas unidades que la magnitud trabajo.

    En el Sistema Internacional de unidades (SI) la unidad de trabajo y de energía es el julio (J) definido como el trabajo realizado por la fuerza de 1 newton cuando desplaza su punto de aplicación 1 metro, o lo que lo mismo, elevar una masa de 101 g un metro.

    En física nuclear se utiliza como unidad el electronvoltio (eV), definido como la energía que adquiere un electrón al pasar de un punto a otro entre los que hay una diferencia de potencial de 1 voltio.

    Su relación con la unidad del Sistema Internacional es:

    1 eV = 1,602 x 10-19 J o lo que es lo mismo 1 Julio = 6,2 x 1018 eV

    Para la energía eléctrica se emplea como unidad de producción el kilovatio- hora (kWh), definido como el trabajo realizado durante 1 hora por una máquina que tiene una potencia de 1 kilovatio. Su equivalencia con la unidad del Sistema Internacional es:

    1 kWh = 3,6 x 106 J ó 3,6 millones de julios

    o lo que es lo mismo, la energía consumida por una bombilla de 40 vatios encendida 25 horas. En la simbología aceptada para el kilovatio hora se pueden emplear, indistintamente, kW-h o kWh, pero nunca kW/h que no tiene sentido físico alguno.

    Para poder evaluar la calidad energética de las distintas fuentes de energía se establecen unas unidades basadas en el poder calorífico de cada una de ellas. Las más utilizadas en economía energética son kcal/kg, tec y tep.

    • kcal/kg aplicada a un combustible nos indica el número de kilocalorías que obtendríamos en la combustión de 1 kg de ese combustible.

    1 kcal = 4,186 x 103 J

    • tec: tonelada equivalente de carbón. Representa la energía liberada por la combustión de 1 tonelada de carbón (hulla).

    1 tec = 29,3 x 109 J

    • tep: tonelada equivalente de petróleo. Equivale a la energía liberada en la combustión de 1 tonelada de crudo de petróleo.

    1 tep = 41,84 x 109 J

    La relación entre estas unidades es

    1 tep = 1,428 tec

  • 3. ¿Qué es la potencia?

    El trabajo realizado por un sistema en la unidad de tiempo se le llama potencia. Cuando se refiere a un proceso se define como la variación de energía registrada en el tiempo utilizado entre la situación de partida y la final. En consecuencia, la potencia mide la rapidez con que se transforma la energía. Su unidad en el sistema internacional (SI) es el vatio, definido como la potencia de una máquina que realiza el trabajo de 1 julio en el tiempo de 1 segundo. Su símbolo es W. En consecuencia, si elevamos 101 g de masa a la altura de un metro en un segundo, estamos desarrollando la potencia de 1 vatio.

    La potencia es por tanto la capacidad de hacer trabajo en el tiempo, mientras la energía es la disponibilidad almacenada para realizar ese trabajo y éste es la medida de lo realmente hecho. Esta diferencia de conceptos en muy importante tanto en la física como en otras disciplinas a las que se puede aplicar.

    Con frecuencia se utilizan otros múltiplos de esta unidad.

    Son el kilovatio (kW), el megavatio (MW) y el caballo de vapor (CV o HP)

    1 kW = 103W

    1 MW=106 W

    1 CV o HP = 735,5 W

    1 MeV x s-1 = 1,602 x 10-13 W

  • 4. ¿De dónde proviene la energía que consumimos?

    2Casi toda la energía de que disponemos proviene del Sol. Él es la causa de los vientos, de la evaporación de las aguas superficiales, de la formación de nubes, de las lluvias y, por consiguiente, de los saltos de agua. Su calor y su luz son la base de la fotosíntesis en el mundo vegetal con la generación del oxígeno y la absorción del CO2, y de otras innumerables reacciones químicas indispensables para la vida de los vegetales y de los animales. Con el paso de los milenios y la concurrencia de situaciones muy específicas, los restos del mundo vegetal y animal enterrados han originado los combustibles fósiles: carbón, petróleo y gas.

    Si recordamos el principio de la conservación de la energía, afirmaremos de manera incuestionable que la energía no se crea ni se destruye, solamente se transforma. Por tanto si necesitamos obtener energía, tendremos que partir de algún cuerpo que la tenga almacenada y pueda experimentar una transformación. A estos cuerpos se les llama fuentes de energía.

    De forma más amplia llamaremos fuente de energía a todo sistema natural, artificial o yacimiento que puede suministrarnos energía. Las cantidades disponibles de energía de estas fuentes son lo que se llama recurso energético.

    La Tierra posee enormes cantidades de estos recursos. Sin embargo uno de los problemas que tiene planteada la humanidad es la obtención y transformación de los mismos.

    Las fuentes energéticas más buscadas son aquellas en las que la energía está muy concentrada (mucha energía por unidad de masa). Es el caso del carbón, petróleo, gas natural, uranio, etc. Por el contrario, tenemos otro tipo de fuentes cuya concentración energética es muy baja y a las que llamamos energías difusas. Estas presentan una gran dificultad para su captación, primero, y para la generación energética de cantidades suficientes de energía, después, por su variabilidad climatológica o por requerir enormes extensiones de terreno. Es el caso de la energía solar, eólica, mareomotriz, geotérmica, etc.

    3En las primeras hay que tener en cuenta, además del contenido energético, las impurezas, localización del yacimiento, facilidad de explotación, tecnología requerida; razones todas ellas que inciden directamente en el coste de obtención de esa energía y por tanto en la rentabilidad de la explotación.

    En el caso de las energías difusas el problema está en lograr una concentración suficiente para su extracción y después adecuar su producción a las necesidades del abastecimiento, resolviendo el almacenamiento de la energía producida, así como el proceso adecuado para su transformación. Estos datos son importantes para hacer el balance económico de cada fuente.

    Todas las fuentes de energía son importantes, pero desde el punto de vista de su utilización concreta, las distintas fuentes de energía pueden ser o no ser sustitutivas entre sí.

    Por ejemplo, para la producción de energía eléctrica en una central podemos utilizar carbón, petróleo, gas natural o uranio. Sin embargo en un proceso siderúrgico el uranio nunca podría sustituir al carbón, y como carburante los derivados del petróleo (gasolinas, querosenos) no pueden ser sustituidos por carbón, uranio, madera...

    Lo decisivo de una fuente energética de cara a su utilización en las economías modernas es su capacidad para garantizar el abastecimiento. Esto impulsa a que sea, finalmente, la complementariedad de cada una

    de ellas, de acuerdo con sus características, la solución que se demanda para resolver esta exigencia social y económica.

  • 5. ¿Cómo se clasifican las fuentes de energía?

    Para clasificar las distintas fuentes de energía se pueden utilizar varios criterios:

    1. Según sean o no renovables.
    2. Según su grado de disponibilidad: convencionales o en desarrollo.
    3. Según sea la forma de su utilización. Energías primarias o utilizadas directamente y energías secundarias o finales que son aquellas que han sufrido un tipo de transformación anterior a su uso, como la electricidad.
    1. Llamaremos fuentes de energía renovables a aquellas cuyo potencial es inagotable por provenir de la energía que llega a nuestro planeta de forma continua como consecuencia de la radiación solar o de la atracción gravitatoria de otros planetas de nuestro sistema solar. Son la energía solar, eólica, hidráulica, mareomotriz y la biomasa. Las fuentes de energía no renovables son aquellas que existen en una cantidad limitada en la naturaleza. La demanda mundial de energía en la actualidad se satisface en un 94% con este tipo de fuentes: carbón, petróleo, gas natural y uranio.
    2. Si atendemos al segundo criterio de clasificación, llamaremos fuentes de energía convencionales a aquellas que tienen una participación importante en los balances energéticos de los países industrializados. Es el caso del carbón, petróleo, gas natural, hidráulica y nuclear. Por el contrario, se llaman fuentes de energía no convencionales, o nuevas fuentes de energía, a las que por estar en una etapa de desarrollo tecnológico en cuanto a su utilización generalizada, no cuentan con participación apreciable en la cobertura de la demanda energética de esos países. Es el caso de la energía solar, eólica, mareomotriz y biomasa.
    3. Según sea su utilización las fuentes de energía las podemos clasificar en primarias y secundarias. Las primarias son las que se obtienen directamente de la naturaleza, como el carbón, petróleo y gas natural.

    Las secundarias, llamadas también útiles o finales, se obtienen a partir de las primarias mediante un proceso de transformación por medios técnicos. Es el caso de la electricidad o de los combustibles derivados del petróleo.

  • 6. ¿Qué es la energía hidráulica y cómo se aprovecha?

    La energía hidráulica es la energía que se obtiene a partir del agua de los ríos. Es una fuente de energía renovable y supone el 7% del consumo mundial de energía primaria.

    De forma indirecta tiene al Sol como origen. La radiación solar en forma de calor evapora el agua de los mares formando las nubes, que a su vez se transformarán en lluvia o en nieve, asegurando así la perennidad del ciclo. Luego, el efecto de la gravedad terrestre permite aprovechar los caudales de agua descendentes gracias a las presas que se construyen para retenerla en embalses o pantanos artificiales. Estos constituyen grandes depósitos energéticos o de abastecimiento.

    La mayoría de las presas hidráulicas se destinan a la producción de energía eléctrica utilizando turbinas hidráulicas. Los países con gran potencial hidráulico y que disponen de caudales de ríos constantes y abundantes obtienen la mayor parte de la electricidad en centrales hidráulicas por sus grandes ventajas, entre ellas la de utilizar un recurso natural que solo hay que encauzar y es gratuito. Además puede utilizarse para otros fines, como el abastecimiento humano o el riego. Por otra parte, se trata del único recurso renovable almacenable, por lo que es muy útil para atender inmediatamente puntas de la demanda.

    Pero también presenta inconvenientes por la dificultad de hacer predicciones fiables de los caudales de los ríos, puesto que están sometidos a la variabilidad de los ciclos meteorológicos con períodos secos y húmedos y de imposible control. Los emplazamientos hidráulicos suelen estar lejos de las grandes poblaciones, por lo que es necesario transportar la energía eléctrica producida a través de costosas redes de transmisión. Otro aspecto poco favorable es el efecto negativo que puede tener la creación de un embalse sobre el entorno, con problemas de alteración de cauces, erosión, incidencias sobre poblaciones, pérdida de suelos fértiles, etc.

    Estos inconvenientes, unidos a las grandes inversiones necesarias en este tipo de centrales, y a la cada vez más difícil localización de emplazamientos son los que impiden una mayor utilización de esta fuente energética. Sin embargo la energía hidráulica sigue siendo la más empleada entre las fuentes de energía renovables para la producción de energía eléctrica. Sirvan como ejemplo la presa de Itaipú, en Brasil, sobre el río Paraná con 14.000 MW de potencia en continua operación y que abastece el 15% de la energía de Brasil y el 95% de Paraguay, y el sistema de las Tres Gargantas, en China, con 18.000 MW instalados.

  • 7. ¿Qué es la energía solar y cómo se aprovecha?

    La energía solar es la que llega a la Tierra en forma de radiación electromagnética procedente del Sol, en donde es generada por un proceso de fusión nuclear.

    En el Sol se producen constantemente reacciones nucleares de fusión: los átomos de hidrógeno se fusionan dando lugar a un átomo de helio, liberando una gran cantidad de energía. La pequeña parte que llega a la Tierra, es además parcialmente reflejada hacia el espacio exterior por la presencia de la atmósfera terrestre.

    La energía solar llega a la superficie de la Tierra por dos vías diferentes:

    • • Incidiendo sobre las áreas iluminadas (radiación directa).
    • • Por reflexión de la radiación solar absorbida por el aire y el polvo atmosférico (radiación difusa).

    La primera es aprovechable de forma directa. Los colectores planos y las células fotovoltaicas aprovechan la segunda, en alguna medida.

    Las ventajas de la energía solar son:

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    • • Es una fuente energética inagotable a escala humana y no contaminante.
    • • Mediante tecnologías que logran su concentración, se pueden alcanzar temperaturas de hasta 3.000 ºC, que en principio permiten poner en marcha ciclos termodinámicos de alto rendimiento.

    Los inconvenientes de esta fuente de energía son:

    • • No puede ser almacenada, por lo que tiene que ser transformada inmediatamente en otra forma de energía (calor, electricidad, biomasa o bombeo de agua a los embalses).
    • • Su aprovechamiento exige disponer de sistemas de captación que ocupan grandes superficies de terreno y algunos de sus principales componentes son muy costosos.
    • • Es discontinua y aleatoria por la variabilidad de la insolación. No garantiza el suministro energético continuo, pero sí puede resultar una importante ayuda para disminuir el empleo de otras energías contaminantes.

    Por tanto la energía solar que llega a la Tierra es gratuita, pero su transformación en energía útil es muy costosa y, en muchos casos, está en fase de experimentación.

    El aprovechamiento de la energía solar puede hacerse por dos vías: térmica y fotovoltaica.

    1. Vía térmica: transforma la energía proveniente del Sol en energía calorífica. Esta transformación puede darse a baja, media y alta temperatura. La transformación a baja temperatura se emplea, generalmente, para calefacción doméstica, climatización de locales, calentamiento de agua en hospitales, piscinas.... Se utilizan unos colectores planos que alojan un circuito con un fluido que absorbe la radiación solar y lo transmite en forma de calor al sistema de calefacción. Estos sistemas aprovechan la energía solar a temperaturas que oscilan entre 35 ºC y 90 ºC, siendo actualmente la principal aplicación de la energía solar térmica en España.

    En las instalaciones que trabajan a media temperatura, entre 90 ºC y 200 ºC, utilizan un conjunto de colectores de concentración de distintas formas:

    1. Cilíndrico-parabólica: recogen la energía solar y la transmiten a un fluido (aceite térmico) en forma de calor.
    2. Heliostatos: formados generalmente por espejos orientables de forma que la radiación incidente sea reflejada en un punto fijo. Las aplicaciones de este tipo de instalaciones son fundamentalmente industriales.

    Las instalaciones a alta temperatura son las centrales termoeléctricas con temperaturas superiores a 400 ºC. Están formadas por una amplia superficie de heliostatos sostenidos por soportes que reflejan la radiación solar y la concentran en un pequeño punto receptor. Este receptor transmite la radiación solar en forma de calor a un fluido (agua, aire, metales líquidos) que circula por un circuito primario. En un generador de vapor se transmite esa energía a un segundo circuito, produciendo el vapor de agua capaz de accionar un grupo turbina- alternador productor de la energía eléctrica. El rendimiento de estas instalaciones es aproximadamente del 20%.

    1. Conversión fotovoltaica: los sistemas solares fotovoltaicos están formados por un conjunto de células solares o fotovoltaicas dispuestas en paneles que transforman directamente la energía solar en energía eléctrica.

    La luz solar transporta la energía en forma de un flujo de fotones. Cuando estos fotones inciden en determinado tipo de materiales y bajo ciertas condiciones, provocan una corriente eléctrica. Es lo que se conoce como efecto fotovoltaico.

    Las células solares o fotovoltaicas son pequeños elementos fabricados con un elemento cristalino semiconductor dopado, silicio-germanio (Si-Ge). Al incidir sobre ellas, los fotones producen un movimiento de electrones en el interior de la célula y aparece entre sus extremos una diferencia de potencial que los convierte en un pequeño generador eléctrico. El coste actual de estas células es muy elevado, su rendimiento es bajo (10-15%) y su fabricación muy contaminante.

    El desarrollo de estos sistemas está ligado a la técnica de los satélites artificiales. En una primera etapa, debido a la fiabilidad de su funcionamiento, su reducido peso y sus escasas necesidades de mantenimiento, estos sistemas fueron utilizados para cubrir las necesidades energéticas de los satélites.

    El desarrollo tecnológico se empeña en mejorar el rendimiento de estos sistemas y reducir su coste hasta hacerlos económicamente viables.

  • 8. ¿Qué es la energía eólica y cómo se aprovecha?

    6La energía eólica es la energía producida por el viento. Fue una de las primeras fuentes de energía utilizadas por el hombre. Los barcos de vela y los molinos de viento son las primeras manifestaciones del aprovechamiento energético de la energía eólica. En la actualidad existen sistemas para aprovechar la energía cinética del viento y transformarla, posteriormente, en energía eléctrica mediante los aerogeneradores.

    Esta fuente de energía presenta las ventajas y los inconvenientes de la energía solar: es inagotable, limpia, no contaminante, y, una vez hecha la instalación para su captación, gratuita. Pero al mismo tiempo es dispersa, intermitente y se presenta de forma irregular en cuanto a su intensidad. Las principales aplicaciones de la energía eólica en aquellos lugares a los que llega el viento de forma regular y con gran intensidad son:

    1. Aerobombas. Para elevar el agua se usan ruedas de seis a quince álabes, que pueden bombear de quinientos a seiscientos litros por hora, cantidad suficiente para cubrir las necesidades de pequeñas explotaciones agrícolas.
    2. Producción de energía eléctrica mediante aerogeneradores. Para ello se instala una torre en cuya parte superior existe un rotor con múltiples palas que se orientan en la dirección del viento. Estos rotores actúan sobre un generador que permite obtener energía eléctrica.

     

    1. Aerogeneradores aislados: se instalan en zonas aisladas en las que no se dispone de energía eléctrica. Pueden obtenerse potencias de diez a cien kW.
    2. Plantas eólicas: están formadas por un cierto número de aerogeneradores, habiéndose alcanzado ya potencias unitarias cercanas a 2 MW. En la actualidad, para lograr un mayor aprovechamiento de la energía eólica, se están desarrollando modelos de equipos encaminados a la producción de energía eléctrica con un menor tamaño, una mayor duración y un mantenimiento más sencillo y barato, procurando mitigar el impacto ambiental producido por los aerogeneradores.

    España es hoy la segunda potencia mundial, tras Alemania, en capacidad instalada, con cerca de 10.000 MW. Sin embargo, los aerogeneradores sólo logran operar entre un 20% y un 30% de las horas del año y sin coincidir generalmente con las horas de máxima demanda.

  • 9. ¿Qué es la energía biomásica y cómo se puede aprovechar?

    7Es la energía que se puede obtener de los compuestos orgánicos formados en procesos naturales. Es lo que comúnmente se denomina biomasa.

    La energía de la biomasa se puede conseguir fundamentalmente:

    • • Estableciendo determinados cultivos vegetales que puedan transformarse posteriormente en energía (biomasa cosechable).
    • • Aprovechando residuos forestales, agrícolas y domésticos, transformándolos en combustible (biomasa residual).
    • • Transformando química o biológicamente ciertas especies vegetales para convertirlas también en combustible (metanol y etanol).

    La principal aplicación de la biomasa cosechable es la producción de calor en un proceso de combustión. Para este fin se suelen utilizar plantas de tipo herbáceo y leñoso, obtenidas en ecosistemas naturales, o en cultivos destinados a este fin (agroenergética). En la actualidad se trabaja en este tipo de cultivos, pudiendo ser en el futuro la biomasa cosechable la fuente más importante de biomasa para fines energéticos.

    Sin embargo la baja capacidad calorífica significa dedicar amplios terrenos a esos cultivos, lo que podría entrar en conflicto con los usos agrícolas. Se valora por la OCDE que para abastecer hasta un 15% de la demanda de combustible del transporte habría que dedicar un 20% de la superficie actual al cultivo de plantas productoras de etanol.

    La biomasa residual también ofrece en principio grandes perspectivas en cuanto a su aprovechamiento energético. En este grupo se incluyen los residuos forestales, agrícolas y ganaderos, así como los producidos en los núcleos urbanos (residuos sólidos y aguas residuales principalmente). Estas perspectivas quedan limitadas debido a la contaminación que se produce al eliminar estos residuos y que en ocasiones no compensa los beneficios de la energía que se puede generar, por lo que este tipo de biomasa se utiliza sobre todo en instalaciones que aprovechan sus propios residuos, como en granjas, depuradoras urbanas, o industrias forestales, lugares en los que, además de obtener energía, se ahorran los costes de eliminación de residuos.

    Otro gran apartado de recursos energéticos obtenidos de la biomasa lo constituyen los biocombustibles líquidos obtenidos a partir de los aceites vegetales, destinados a sustituir al gasóleo en los motores diésel, o el bioetanol, obtenido por fermentación de la biomasa dirigido a los motores que utilizan la gasolina como combustible. Estos biocarburantes pueden ser utilizados solos o mezclados en los motores de combustión interna pudiendo llegar a ser un puente de transición entre una época dominada por los combustibles de origen fósil y otra potencialmente abierta a la utilización de la biomasa.

  • 10. ¿Qué es la energía geotérmica y cómo se aprovecha?

    Podemos considerarla como la energía que encierra la Tierra en forma de calor, y que ha sido producida fundamentalmente en la desintegración de las sustancias radiactivas de su núcleo. Este calor tiende a difundirse en el interior hasta escapar por la superficie de la corteza terrestre. Esta energía sería suficiente para cubrir las necesidades mundiales si pudiera aprovecharse, pero la energía geotérmica es una energía difusa y de difícil aprovechamiento.

    La temperatura se distribuye de forma irregular según las zonas de la corteza terrestre. Las bolsadas de magma que proceden de las zonas más profundas se desplazan hacia zonas de menor presión. A su contacto las rocas se funden y desprenden grandes cantidades de gases que tienden a salir por las grietas y las fisuras de la corteza, dando lugar a fenómenos de vulcanismo, como son las erupciones volcánicas, salidas de gases a altas temperaturas (fumarolas y solfataras), salida de agua hirviendo y vapor (géiseres) y salidas de agua caliente (fuentes termales), aunque sólo algunas de estas son aprovechables.

    La energía geotérmica ha sido utilizada por el hombre desde los tiempos más remotos. En la actualidad se intenta buscar la forma de aprovechar esta inmensa cantidad de energía que encierra la Tierra en forma de calor y que salvo casos aislados queda desaprovechada o perdida.

    En las zonas que podríamos llamar privilegiadas (Islandia o partes de Italia), el aprovechamiento de la energía geotérmica se puede realizar a varias temperaturas.

    • • Baja temperatura: se aprovecha directamente el calor que emerge a menos de 100 ºC en múltiples aplicaciones: calefacción, agua caliente doméstica y sanitaria, piscinas, invernaderos, secaderos, etc. Esta utilización presenta un inconveniente importante, y es que, debido al bajo nivel térmico del fluido, tiene que ser utilizado en aplicaciones directas del calor, por lo que el centro de consumo debe estar cerca del yacimiento.
    • • Media y alta temperatura: para extraer la energía almacenada en la litosfera necesitamos la presencia de un fluido geotérmico intermedio (amoniaco o freón) que actúe como un vehículo transportador de la energía. El fluido geotérmico, una vez alcanzada la superficie, debe someterse a una serie de transformaciones para su utilización. Los fluidos geotérmicos con una temperatura superior a 150 ºC se emplean para la producción directa de electricidad, mediante distintos tipos de ciclos. Si la temperatura está comprendida entre 100 y 150 ºC, la utilización de esta energía es en procesos industriales.

    En la actualidad, las líneas de investigación van encaminadas a realizar proyectos de transformación de energía geotérmica a baja temperatura, con inversiones menores y sondeos menos profundos, siendo menores los riesgos geológicos y los problemas de explotación y de montaje empresarial.

  • 11. ¿Qué es la energía mareomotriz y cómo se puede aprovechar?

    La energía mareomotriz es la energía desarrollada por las aguas del mar cuando están en movimiento.

    Las mareas son el resultado de la atracción gravitatoria ejercida por el Sol y la Luna sobre nuestro planeta. En algunos lugares el desnivel de las mareas alcanza con frecuencia varios metros entre la marea baja y la marea alta (bajamar y pleamar). Su utilización industrial sólo es posible en aquellas zonas costeras que reúnan determinadas condiciones topográficas y marítimas en las cuales el valor de amplitud del desnivel de las mareas sea comparable a una instalación hidroeléctrica de escasa altura de caída de agua, pero de considerable masa de ésta.

    En algunos casos particulares en que la marea penetra por un paso estrecho, es posible mediante diques dejar entrar en él la marea ascendente y hacer pasar el agua a través de turbinas cuando la marea se retira. Este es el principio de las centrales mareomotrices.

    La energía de las olas es mucho más difícil de dominar y hasta el presente no se ha desarrollado la tecnología adecuada.

  • 12. ¿Qué es el carbón y qué usos tiene?

    8El carbón es un combustible fósil, resultado final de una serie de transformaciones sobre restos vegetales acumulados en lugares pantanosos, lagunas y deltas fluviales, principalmente durante el período carbonífero de la Era primaria.

    Por acciones químicas diversas y variaciones de presión y temperatura a lo largo de grandes intervalos de tiempo estos vegetales se transforman en carbón en un proceso llamado carbonización. De forma resumida se puede decir que tras la fase de depósito de los vegetales comienza la acción de las bacterias anaerobias (sobre la celulosa y la lignina fundamentalmente). Los cambios que dan lugar a la transformación de madera en carbón son de dos tipos: químicos y estructurales. En los químicos se va desprendiendo hidrógeno y oxígeno a medida que la proporción de carbono aumenta. En algunos casos (como en la antracita) llega a constituir casi la totalidad del producto resultante.

    Existen también cambios estructurales. La estructura fibrosa de la madera se transforma en estructura microcristalina distinta para cada variedad de carbón, y su color cambia de pardo a negro.

    Existen cuatro tipos de carbones diferentes, debido a las distintas clases de vegetal del que proceden y sobre todo a la duración y condiciones (presión y temperatura del proceso de carbonización). Estos son:

    • • Antracita: es un carbón duro, totalmente carbonizado. Muy compacto y brillante. Con brillo nacarado y color negro.
    • • Hulla: es un carbón duro, totalmente carbonizado. Color negro lustroso. Brillo nacarado a bandas brillantes y mates.
    • • Lignito: negruzco. Es un carbón blando perteneciente (como la turba) a épocas posteriores al carbonífero, por lo que no ha sufrido el proceso de carbonización completo. Tiene aspecto de madera quemada y brillo a trozos.
    • • Turba: es el más reciente de los carbones. Es blando, de color marrón, mate, ligero de peso y en él se observan todavía restos de plantas.

    La potencia calorífica de estos carbones varía de 2.000 a 7.000 kcal/kg, desde la antracita y hulla hasta lignito y turba. Asimismo, su humedad oscila del 3% hasta el 40% y las sustancias volátiles pueden ir desde el 8% hasta el 50%. Como principal impureza tenemos el azufre (S) y el nitrógeno (N), que al quemarse el carbón se liberan en forma de SO2 y NOX para unirse posteriormente al vapor de agua y producir las lluvias ácidas.

    Además está el CO2, penalizado por el protocolo de Kioto. En la actualidad hay importantes investigaciones para el secuestro del CO2 emitido mediante su bombeo a formaciones geológicas y la aplicación de sistemas de filtrado de los gases antes citados. Las aplicaciones más importantes del carbón son:

    • • Como combustible doméstico e industrial.
    • • Como reductor en la siderurgia.
    • • Como combustible en las centrales térmicas.

    La antracita se utiliza fundamentalmente como combustible doméstico e industrial. La destilación seca de la hulla da lugar a cuatro fracciones: amoníaco, alquitrán, gas natural y coque. Este último (duro, resistente y poroso) se utiliza en la metalurgia del hierro y del acero (siderurgia). El lignito se emplea fundamentalmente en las centrales térmicas para obtener de él energía eléctrica. La turba se utiliza como combustible doméstico.

  • 13. ¿Qué es el petróleo y qué usos tiene?

    9El petróleo es un aceite mineral de color muy oscuro o negro, menos denso que el agua y de un olor acre característico. Está formado por una mezcla de hidrocarburos acompañados de azufre, oxígeno y nitrógeno en cantidades variables. El petróleo se encuentra sólo en las rocas sedimentarias.

    El petróleo se origina a partir de una materia prima formada fundamentalmente por restos de organismos vivos acuáticos, vegetales y animales que vivían en los mares, las lagunas, las desembocaduras de los ríos y en las cercanías del mar. Estos restos fueron atacados en los fondos fangosos por bacterias anaerobias que consumieron su oxígeno dejando únicamente moléculas de carbono e hidrógeno llamadas hidrocarburos.

    La presión ejercida por la enorme masa de sedimentos provoca la expulsión del líquido que se encuentra entre las capas de la roca sedimentaria. Este líquido, el petróleo, migra siguiendo la pendiente a decenas de kilómetros hasta que encuentre una roca porosa e incomprensible cuyos huecos rellena. Esta roca es la llamada roca almacén.

    El crudo del petróleo es una mezcla de hidrocarburos desde el más sencillo (CH4, metano), hasta especies complejas con 40 átomos de carbono. El petróleo, tal como mana del pozo, tiene muy pocas aplicaciones. Para obtener los diversos derivados es necesario someterlo a un proceso de refino, cuya operación principal es la destilación fraccionada. En ella obtenemos, a distintas temperaturas, toda una gama de productos comerciales a partir del petróleo bruto. Sustancias gaseosas tales como metano, etano, propano y butano; líquidas como las gasolinas, el queroseno y el fuelóleo; sólidas como las parafinas y los alquitranes, se obtienen a distintas temperaturas en este proceso.

    Los campos petrolíferos se encuentran normalmente muy lejos de los lugares de consumo. El transporte terrestre de los crudos se realiza, normalmente, a través de oleoductos que van del pozo a la refinería o al puerto de expedición más próximo. El transporte marítimo a larga distancia lo cubren los buques cisternas o petroleros.

    Los principales usos del petróleo son:

    1. Como combustible doméstico e industrial.
    2. Como carburante y lubricante.
    3. Como materia prima básica en la industria petroquímica.

    10Para satisfacer las necesidades del mercado ha sido necesario desarrollar técnicas de transformación que, modificando la estructura de los productos obtenidos en la destilación fraccionada, permitan obtener las sustancias que la sociedad demanda. Entre esas técnicas, las más importantes son el craqueo y la polimerización.

    En la operación de craqueo lo que se logra es la ruptura de una molécula pesada con muchos átomos de C (fuelóleo, por ejemplo), originando varias moléculas ligeras (gasolinas y gases, por ejemplo).

    La polimerización es la unión de varias moléculas de un compuesto simple llamado monómero (p. ej. etileno), para formar una molécula más compleja llamada polímero (p. ej. polietileno). Este proceso es de gran importancia en la industria petroquímica.

    Una de las aplicaciones más importantes del petróleo es su utilización como materia prima en toda la industria petroquímica. El 60% de los productos químicos que se encuentran en el mercado y el 80% del sector orgánico proceden de la petroquímica. Abonos, plásticos, anticongelantes, detergentes, cauchos sintéticos, colorantes, explosivos, fibras plastificantes, disolventes... son productos obtenidos a partir del petróleo.

    Por todo ello, podemos afirmar que el petróleo juega un importante papel, no sólo en el campo de los suministros energéticos, sino también en el de la industria química.

  • 14. ¿Qué es el gas natural y qué usos tiene?

    El gas natural es una mezcla de gases entre los que se encuentra en mayor proporción el metano. La proporción en la que se encuentra este compuesto es del 75% al 95% del volumen total de la mezcla. El resto de los componentes son etano, propano, butano, nitrógeno, dióxido de carbono, sulfuro de hidrógeno, helio y argón.

    El desarrollo del empleo del gas natural se ha realizado con posterioridad al uso del petróleo. El gas natural que aparecía en casi todos los yacimientos petrolíferos se quemaba como un residuo más. A pesar de su enorme poder calorífico no se podía aprovechar, por los grandes problemas que planteaban su almacenamiento y transporte.

    La necesidad de encontrar nuevas fuentes de energía, la puesta a punto de las técnicas de licuefacción de gas y procedimientos de soldadura de tuberías para resistir grandes presiones, han hecho posible la utilización de todos estos recursos energéticos. Hoy Europa es abastecida por una red de gasoductos que recorren miles de kilómetros y están en proyecto otros nuevos con Asia y Argelia.

    El gas natural se utiliza:

    1. Como combustible doméstico e industrial: tiene un gran poder calorífico. Su combustión es regulable y produce escasa contaminación. Incluso la producción de CO2 es poco mayor de la mitad de la producida por los restantes combustibles fósiles.
    2. Como materia prima en la industria petroquímica para la obtención de amoníaco, metanol, etileno, butadieno y propileno.
  • 15. ¿Es lo mismo energía nuclear que energía atómica?

    Los términos energía atómica y energía nuclear son sinónimos y definen el mismo concepto. La razón de esta doble denominación es de origen histórico.

    Existen unos países a los que podemos llamar "pioneros" en las investigaciones relacionadas con la energía emitida por los cuerpos radiactivos y otros a los que podemos llamar "usuarios" de dicha energía.

    Entre los primeros podemos incluir a Francia y al Reino Unido, países en los que Becquerel, los esposos Curie, Rutherford y sus colaboradores hablaban en sus comunicaciones de energía atómica y lo que estudiaban eran "las grandes cantidades de energía almacenadas en los átomos radiactivos". En el segundo grupo (en el que podemos incluir a España) el término nuclear es el que se empezó a utilizar con rigor y precisión.

    Existe un intento de generalizar el uso del término nuclear en todos los países. Sin embargo es difícil que se deje de hablar de energía atómica por la gran cantidad de organismos oficiales y de normas que llevan de forma implícita este término.

  • 16. ¿Cómo está constituido el núcleo de los átomos?

    El núcleo de los átomos fue descubierto en 1911 por Rutherford a partir del análisis de partículas a emitidas por los átomos. Es a partir de 1932, con el descubrimiento del neutrón por Chadwick y con las reacciones llevadas a cabo por los esposos Joliot-Curie, cuando el núcleo empieza a tener verdadera importancia.

    El núcleo tiene dimensiones muy reducidas. Ocupa la parte central del átomo; en él reside toda la carga positiva y casi la totalidad de la masa atómica. Está formado fundamentalmente por protones y neutrones. Los protones tienen una carga positiva cuantitativamente igual a la del electrón (1,602 x 10-19 culombios). Los neutrones son eléctricamente neutros.

    11A las partículas del núcleo se les llama nucleones. Las fuerzas que mantienen unidas las partículas del núcleo entre sí, venciendo, incluso, las de repulsión electrostática entre los protones, son unas fuerzas de naturaleza desconocida y corto alcance que sólo aparecen en el interior de los núcleos y que se llaman fuerzas nucleares.

    A la energía acumulada por estas fuerzas nucleares se la llama energía de enlace o de ligadura y se calcula mediante la relación de Einstein E = mc2.

    Al determinar la masa del núcleo observamos que es inferior a la suma de la masa de los componentes. La diferencia entre ambas se llama defecto másico (/\m) y la energía de enlace será E = /\ m · c2.

    Una parte de la masa del núcleo se ha transformado en energía de enlace para mantener unidas las partículas del núcleo. Esta energía es la que se libera en una reacción nuclear. Dividiendo la energía de enlace o de ligadura por el número de componentes del núcleo, se obtiene la energía media por nucleón, valor que nos indica la estabilidad del núcleo. Si la energía media de enlace tiene un valor alto, será un núcleo estable. Si su valor es pequeño, será inestable y tenderá a emitir alguno de sus componentes para convertirse en otra forma más estable. En este caso el núcleo es radiactivo.

  • 17. ¿Qué es la fisión nuclear?

    12La fisión nuclear es una reacción en la cual un núcleo pesado, al ser bombardeado con neutrones, se convierte en inestable y se descompone en dos núcleos, cuyos tamaños son del mismo orden de magnitud, con gran desprendimiento de energía y la emisión de dos o tres neutrones. Éstos, a su vez, pueden ocasionar más fisiones al interaccionar con nuevos núcleos fisionables que emitirán nuevos neutrones y así sucesivamente. Este efecto multiplicador se conoce con el nombre de reacción en cadena. En una pequeña fracción de segundo, el número de núcleos que se han fisionado libera una energía un millón de veces mayor que la obtenida al quemar un bloque de carbón o explotar un bloque de dinamita de la misma masa. Debido a la rapidez a la que tiene lugar una reacción nuclear, la energía se desprende mucho más rápidamente que en una reacción química. Este es el principio en el que está basada la bomba atómica. Las condiciones bajo las que se llegó a su descubrimiento y construcción forman parte de la historia de la humanidad y son conocidas por todos.

    Si por el contrario se logra que sólo uno de los neutrones liberados produzca una fisión posterior, el número de fisiones que tienen lugar por segundo es constante y la reacción está controlada. Este es el principio del funcionamiento en el que están basados los reactores nucleares, que son fuentes controlables de energía nuclear de fisión.

  • 18. ¿Qué es la fusión nuclear?

    Recibe el nombre de fusión nuclear la reacción en la que dos núcleos muy ligeros se unen para formar un núcleo estable más pesado, con una masa ligeramente inferior a la suma de las masas de los núcleos iniciales. Este defecto de masa da lugar a un gran desprendimiento de energía. La energía producida por el Sol tiene este origen.

    Para que tenga lugar la fusión, los núcleos cargados positivamente deben aproximarse venciendo las fuerzas electrostáticas de repulsión. En la Tierra, donde no se puede alcanzar la gran presión que existe en el interior del Sol, la energía necesaria para que los núcleos que reaccionan venzan las interacciones se puede suministrar en forma de energía térmica o utilizando un acelerador de partículas.

    La solución más viable es la fusión térmica. Estas reacciones de fusión térmica, llamadas reacciones termonucleares, se producen en los reactores de fusión y fundamentalmente con los isótopos de hidrógeno (protio: 11H, deuterio: 21 H, y tritio: 31H). Entre las posibles reacciones nucleares de fusión están:

    21H + 21H -> 31H + 11H + 4 MeV

    21H + 21H -> 32He + 10n + 3,2 MeV

    21H + 31H -> 42He + 10n + 17,6 MeV

    El aprovechamiento por el hombre de la energía de fusión pasa por la investigación y el desarrollo de sistemas tecnológicos que cumplan dos requisitos fundamentales: calentar y confinar. Calentar para conseguir un gas sobrecalentado (plasma) en donde los electrones salgan de sus órbitas y donde los núcleos puedan ser controlados por un campo magnético; y confinar, para mantener la materia en estado de plasma o gas ionizado, encerrada en la cavidad del reactor el tiempo suficiente para que pueda reaccionar.

    Este tipo de reacciones son muy atractivas como fuente de energía ya que el deuterio no es radiactivo y se encuentra de forma natural y prácticamente ilimitada en la naturaleza. El tritio no se presenta de forma natural y además es radiactivo. Sin embargo las investigaciones están básicamente centradas en las reacciones deuterio-tritio, debido a que liberan una mayor energía y la temperatura a la que tiene lugar la fusión es considerablemente menor que en las otras.

  • 19. ¿Qué es el hidrógeno y cuál es su papel como vector energético?

    13El hidrógeno es el elemento químico más ligero y abundante en el universo. En nuestro planeta apenas se encuentra en estado libre (200 Mt). Aunque su producción es un proceso fundamentalmente endotérmico, es decir, siempre gastaremos mas energía en producirlo que el que obtendremos en su utilización, la consideración del proceso económico y de gestión global de esta fuente energética en las esperadas condiciones futuras de la demanda energética puede aportar un resultado final que la convierta en competitiva. Esto quiere decir que o bien su producción debe ser fácil y barata o el coste y la oportunidad de su sustitución justifican su uso.

    El hidrógeno destaca como combustible por el carácter limpio de su energética reacción de oxidación para formar agua (242 kJ/mol) y porque ésta es casi tres veces más energética por unidad de masa que la reacción de oxidación de los hidrocarburos y resto de combustibles fósiles.

    Esta nueva fuente energética adquiere valor económico y competitividad al ser una alternativa del petróleo y del gas, sobre todo en el transporte, y al incorporarse al "mix" energético. El carácter finito de los combustibles fósiles, que en el caso del petróleo y del gas tienen fecha actual de agotamiento en el presente siglo, unido a la preocupación de estar concluyendo la fase de explotación fácil y de bajo coste del petróleo, inciden en la creciente importancia del hidrógeno como energía sustitutiva de estos. Además, hay que añadir que es una fuente energética limpia de gases del efecto invernadero en su uso, aunque no sea así en todos los métodos de producción.

    En la actualidad, el hidrógeno se obtiene principalmente a partir de los combustibles fósiles, generándose gases de efecto invernadero. Sin embargo es posible su producción limpia mediante electrólisis del agua o disociando directamente esta molécula con temperaturas del orden de los 2.500 ºC. Este último procedimiento es objeto de investigación y está registrando avances muy importantes mediante los nuevos ciclos termoquímicos con catalizadores avanzados y membranas, logrando reducir dicha temperatura al entorno de los 900 ºC o incluso 550 ºC.

    En la producción del calor necesario para alcanzar las citadas temperaturas y sin verter gases del efecto invernadero, se abren paso los reactores nucleares de alta temperatura (HTGR), para el rango de los 950 ºC y se añaden los reproductores rápidos para los valores de 550 ºC. En la actualidad hay funcionando prototipos de reactores HTGR conectados a una planta de generación de hidrógeno con un plan de pruebas enfocado a disponer de un modelo comercial en la próxima década. También existe una oportunidad para la energía solar mediante su concentración.

    Téngase en cuenta que una tonelada de hidrógeno producida por el sistema actual de reformado (descomposición) de la molécula del gas natural (metano) genera 7,75 t de CO2, provenientes un 70% de la reacción química y un 30% de quemar parte de este metano para alcanzar la temperatura de reacción. Si en su lugar se aportase directamente vapor de agua calentado por un reactor nuclear entonces el CO2 sería un 30% menos.

    Las reacciones de reformado del metano se realizan con un catalizador de níquel y a temperatura entre 550 y 900 ºC:

    CH4+ H2O -> CO + 3H2 – 206 kJ/mol

    CH4 + 2H2O  -> CO2 +3H2 – 165 kJ/mol

    CO2 + H2O -> CO2 + H2 + 41 kJ/mol

    La electrolisis mediante energía eléctrica ahora supone el 4% del total producido, con la restricción de su elevado coste. Se abre la posibilidad de producir esta electricidad con energías renovables pero hay que considerar los condicionantes que conlleva por su irregularidad, la ocupación del terreno necesaria y los costes finales de transporte, ya sea del hidrógeno o de la energía eléctrica.

    La utilización del hidrógeno se hace en motores mediante su oxidación directa con el oxígeno, o últimamente mediante la tecnología de las celdas de combustible ahora en pleno desarrollo. Se trata de una "máquina" inversa a una batería, de forma que aportando por sus dos electrodos: ánodo y cátodo, hidrógeno y oxígeno, respectivamente, genera electricidad y agua, con rendimientos del 70%.

    De confirmarse la viabilidad económica y de gestión del uso del hidrógeno, estaríamos en el umbral de una nueva era energética con un nuevo e importante "vector energético" capaz de crear una economía alternativa a la actual basada en el petróleo. Hablamos de vector pues es una energía que requiere ser elaborada y como tal es un producto y a la vez un servicio como la electricidad. El hidrógeno se utiliza hoy en la industria química y en la aeroespacial. También existen, ya, prototipos de vehículos impulsados por este gas circulando en algunos países.

    Solo para poder mantener la demanda de la industria petroquímica, se estima que deberá duplicarse su producción a final de la presente década y cuadruplicarse en 20 años. Si a esto se le añade su posible incorporación a la economía del transporte (25% del consumo de energía primaria mundial) y a la de generación de calor (40%) y electricidad, entonces las necesidades de este combustible salen de escala.

    La producción mundial de H2 supera los 50 Mt, cantidad suficiente para abastecer 150 millones de coches con celdas de combustible o alimentar energéticamente a cerca de 30 millones de hogares. Esta producción de H2 (2% de la demanda de energía primaria mundial) necesitaría la producción de 104 reactores nucleares dedicados.

    Hablar del hidrógeno como fuente energética sostenible del futuro significa, finalmente, hablar de energía nuclear y de renovables para su producción.


Capítulo 2 - Energía y sociedad

  • 20. ¿Es posible vivir sin utilizar la energía?

    La necesidad de la energía es tan evidente que referirse a ello constituye un tópico. Antes de nada porque la propia vida biológica está basada en procesos de oxidación que consumen energía y generan residuos. Además, porque como es de todos conocido, la actividad humana requiere en cada segundo, de forma indispensable y generalizada, emplearla: en la agricultura (abonos, secaderos, plaguicidas, cosechadoras, ....), en todos los procesos industriales (calor, frío, metalurgia, alimentación, vestido, ... en los transportes (terrestres, marítimos y aéreos), en los hogares, en las actividades recreativas, en los servicios (financieros, información, comunicación..), etc.

    En definitiva, las sociedades actuales, sea cual sea su nivel de bienestar, no pueden funcionar ni sobrevivir sin un abastecimiento adecuado y regular de energía, de forma que todo el proceso del ciclo energético (obtención, procesado y suministro de energía allí donde y cuando se requiera y al menor coste posible) constituye un apartado significativo del sistema económico mundial. También, por todo ello y por su carácter de "insustituible", la energía es un factor geopolítico y geoeconómico que protagoniza las relaciones y la convivencia humana, con sus conflictos y sus logros.

  • 21. ¿Qué relación existe entre la evolución del consumo energético y la evolución de la sociedad a lo largo de la historia?

    La enorme importancia de la energía en el mundo actual no debe inducirnos a pensar que su uso sea algo exclusivo de las economías modernas, pues desde tiempos remotos el hombre ha sabido utilizar, además de su propio esfuerzo físico, el de algunos animales domésticos para obtener energía mecánica; a ello unirá después las fuerzas del viento y de las corrientes de agua. El ciclo energético antiguo se completa con el calor obtenido por la combustión de la madera, usado en los hogares y en incipientes actividades fabriles para fundir metales y obtener todo tipo de herramientas y utensilios.

    Con el inicio de la Revolución Industrial en Inglaterra durante el siglo XVIII, extendida a Europa y Norteamérica a lo largo de la primera mitad del XIX, se producen transformaciones cualitativas y cuantitativas importantes, al desaparecer paulatinamente en las sociedades más avanzadas el modelo de consumo y producción hasta entonces imperante, sustituyéndose las fuentes empleadas durante milenios por otras nuevas cuyo uso, además, se incrementa exponencialmente. La coincidencia no es casual, pues el gran salto que supone este proceso de transformaciones económicas, sociales y técnicas, conocido con el ya acuñado término de Revolución Industrial, habría sido imposible sin la sustitución de las energías hasta entonces disponibles (biomasa con la madera, animales de carga: caballos y bueyes, algunos molinos hidráulicos, etc...) por el carbón y, después, por los hidrocarburos y la hidroelectricidad, añadiendo hoy el gas y la nuclear, todas las cuales constituyen uno de los pivotes básicos de la economía de las sociedades modernas.

    Para que lo anterior sucediese fue preciso un espectacular desarrollo tecnológico, desde la máquina de vapor al reactor nuclear, pasando por el motor de explosión y el generador eléctrico que, en definitiva, hizo operativa la aplicación de esas fuentes energéticas a múltiples usos.

    Si la historia humana evoluciona por las transformaciones sociales, técnicas y económicas, las energéticas se insertan dentro de estos dos últimos ámbitos.

  • 22. ¿Existe relación entre bienestar y consumo de energía?

    El consumo de energía por habitante constituye uno de los indicadores más fiables del grado de desarrollo económico y de bienestar de una sociedad determinada. En este sentido, la demanda energética se asocia de forma generalizada con el Producto Nacional Bruto (PNB) de un país, con su capacidad industrial y con el nivel de vida alcanzado por sus habitantes.

    Mientras Europa, incluyendo la antigua URSS, con una población de 870 millones de habitantes, necesita 2.913 millones de toneladas equivalentes de petróleo (Mtep) anuales, África, con parecida población, 831 millones, sólo requiere 300 Mtep. Otro dato completa lo dicho si nos referimos a la totalidad del planeta, donde la tercera parte de los 6.500 millones de habitantes que lo habitan no tiene acceso al suministro eléctrico ni a sistemas garantizados de suministro de agua potable.Lo anterior no es más que un ejemplo de una realidad que establece la correlación entre el consumo de energía y el nivel de vida. El 20% de la población que consume el 80% de la energía es el que disfruta de un nivel de vida y bienestar mas avanzado. Este desequilibrio induce a las sociedades en régimen de penuria a acercarse a los modelos de las sociedades avanzadas, lo que significa, inevitablemente, importantes expectativas de incremento de su consumo energético.

    En las actuales proyecciones de crecimiento demográfico y de consumo energético publicadas por diferentes organizaciones internacionales como la OCDE y organizaciones privadas como el Consejo Mundial de la Energía se señala un incremento del 25% de población y del 50% de consumo energético en los próximos 20 años. Se sumarán 2.000 millones de nuevos seres humanos, la población de China y Europa, que demandarán luz, alimentos, trabajo digno, agua, enseres, etc.

    Aunque desde ciertas perspectivas del pensamiento ecológico se quiera negar la evidencia, existe una alta correlación entre consumo energético y toda una serie de magnitudes económicas que facilitan el bienestar social. Así se puede comprobar en los gráficos siguientes cómo los países de mayor consumo de energía son los que presentan mejores niveles de bienestar y desarrollo económico. Porque mientras en unas sociedades existe derroche (corregible educando conductas y utilizando el sistema socioeconómico), en otras lo que falta es lo mínimo, y para subsanarlo, inevitablemente se incrementará la demanda energética.

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    La correspondencia entre el nivel de vida y el consumo energético se puede apreciar asimismo desde la perspectiva histórica, ya que existen evidentes relaciones entre crecimiento económico y mayor demanda de energía. Cuando un país empieza a avanzar por la senda del desarrollo, su estructura económica se caracteriza por un predominio de las actividades primarias (agricultura, pesca), a las que se unen algunas artesanales, siendo, por tanto, su consumo energético bajo. Iniciado el proceso de crecimiento, la industria aumenta en importancia, lo mismo que los transportes, sectores ambos que requieren gran cantidad de energía. Si a lo anterior unimos la creciente mecanización de todas las actividades, incluidas las domésticas, parece evidente la importancia de la energía y la mayor demanda de ésta. No obstante, cierto es que la mayor eficacia técnica de las máquinas permite reducir progresivamente el uso de la energía para iguales niveles de producción.

    Nota: La Organización para el Desarrollo Económico (OCDE) es una organización internacional compuesta por 30 países desarrollados cuyo objetivo es coordinar sus políticas económicas y sociales con el objetivo de promover el empleo, el crecimiento económico y la mejora de los niveles de vida en los países miembros y, asimismo, mantener su estabilidad y ayudar a la expansión económica en el proceso de desarrollo de los demás países. Los países miembros actuales son: Alemania, Austria, Bélgica, Canadá, Dinamarca, España, EE.UU., Francia, Grecia, Irlanda, Islandia, Italia, Luxemburgo, Noruega, Países Bajos, Portugal, Reino Unido, Suecia, Suiza, Turquía (con carácter de fundadores en 1961), Japón (1964), Finlandia (1969), Australia (1971), Nueva Zelanda (1973), México (1994), República Checa (1995), Hungría (1996), Polonia (1996), Corea del Sur (1996) y Eslovaquia (2000).

  • 23. ¿Qué energías primarias se utilizan en el mundo?

    De todas las fuentes de energía aludidas en el capítulo anterior, únicamente cinco se emplean de forma masiva y por este orden en el mundo actual: petróleo, carbón, gas natural, nuclear de fisión y energía hidráulica. Suman el 95% del consumo mundial. Esto es algo importante a tener en cuenta porque, de momento, y con independencia de otras energías denominadas nuevas, son las únicas que pueden responder en cantidad, calidad y precio a las necesidades energéticas de la humanidad.

    Existen otras energías también empleadas bajo circunstancias muy diferentes. Así, en el llamado Tercer Mundo y para cubrir las necesidades domésticas se continúan empleando las históricas, (diversos tipos de biomasa, desde leña hasta residuos agrícolas, ...). En la actualidad es creciente la utilización de las energías renovables gracias al desarrollo del conocimiento y de las tecnologías que lo hacen posible junto con medidas políticas y económicas favorecedoras de su introducción en el mercado. Cabe citar sobre todo la energía eólica y en menor grado la solar junto a la biomasa. En grado solo de demostración pero sin un horizonte comercial despejado hay experiencias en la energía mareomotriz (Francia y Canadá) y geotérmica en Islandia con un aprovechamiento relativamente importante. Todas estas energías primarias renovables, descontadas la hidráulica y la eólica, tienen hoy una relevancia escasa y en bastantes países puramente anecdótica. Ello no es óbice para que debamos esforzarnos en su investigación y utilización, sobre todo en la eólica y en la solar.

  • 24. ¿Cuál es la mejor fuente energética?

    No existe ninguna energía que cumpla hoy con todas las exigencias que demandan la economía y la sociedad. De existir debería cumplir con las siguientes características básicas:

    1. Que garantizase el suministro tanto logrando su aprovisionamiento seguro como su disponibilidad en todo momento.
    2. Que fuese accesible socialmente con precios aceptables.
    3. Que fuese lo más respetuosa posible con el medio ambiente.

    A la hora de decidir por una energía tenemos que considerar otro nuevo condicionante que surge de las condiciones de su uso final. Por ejemplo, el uso del carbón en la siderurgia, del gas y del petróleo en la industria química y el transporte y sobre todo de estos dos últimos en la producción de calor industrial. Para la generación eléctrica concursan las tres con capacidad para garantizar la potencia y ayudadas por las renovables. Pero éstas, al no ser almacenables y ser imprevistas, están limitadas a la hora de garantizar el suministro continuo y en los valores demandados.

    Sin embargo no debemos olvidar las limitaciones que presentan cada una de las energías existentes.

    Las energías fósiles tienen una gran densidad energética y son almacenables, pero generan en distinto grado gases del efecto invernadero, aparte de otros contaminantes. Además, son finitas en el tiempo, con mayor preocupación para el petróleo y el gas, ¿40 y 60 años de reservas? A esto hay que añadir el coste creciente, sobre todo del petróleo y del gas.

    La energía nuclear de fisión cubre un horizonte temporal hasta lograr la de fusión en este siglo y debe resolver su controversia social. Es, sin duda, un factor de estabilidad en el abastecimiento y en la economía, por la estabilidad de precios que tiene. La energía nuclear de fusión es todavía una esperanza que de resolverse abrirá un futuro completamente diferente.

    Las energías renovables están sometidas a la variabilidad climatológica, no son almacenables en términos industriales y no está garantizada su disponibilidad, pero ayudan a reducir el consumo de las energías fósiles. Su precio es todavía muy elevado y se requieren políticas de apoyo financiero externo. No son contaminantes, excepto la biomasa. La hidráulica puede ser todavía desarrollada en las economías emergentes pero con impactos ambientales que quizás ahora sean difíciles de aceptar.

    No existe la energía ideal y la solución energética hoy universalmente aceptada es definir una "cesta" energética que tendrá una definición específica según cada país y cada momento. No hay ninguna energía prescrita aunque en algunas sociedades se definan políticas restrictivas locales y temporales.

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  • 25. ¿Cómo ha evolucionado el abastecimiento mundial de energías primarias?

    Finalizada la segunda guerra mundial y tras varios decenios de intenso crecimiento de la demanda energética, abastecida sin problemas por una producción en continuo ascenso y un precio del petróleo muy alejado del valor real, menos de 5 $/barril, el brutal ascenso de éste hasta valores de 30 $ unido al conflicto bélico árabe-israelí provocado en Oriente Medio en 1979, desencadena una crisis económica que frena el consumo e incluso origina un retroceso del mismo, incrementándose pocos años después, en la década de los 80, por un nuevo rebrote bélico desencadenante de una nueva escalada del precio del crudo.

    El cambio en la evolución de la demanda se debió fundamentalmente a dos factores: el efecto renta y el efecto sustitución. El primero fue una consecuencia directa de la generalizada crisis económica, pues dada la relación existente entre bienestar material y consumo energético, el retroceso de aquél (medido en términos de producto por persona, paro, inflación e incertidumbre) afectó a éste en igual sentido.

    El efecto de sustitución empezó a evidenciarse claramente con el encarecimiento de la energía, procurándose, a corto plazo, un ahorro energético a través de un consumo más racional; y a medio plazo, reemplazando los equipos y máquinas de alto requerimiento energético por otros que, con similares resultados, consumiesen menos energía. La innovación jugó aquí un importante papel y se encontró una alternativa en la energía nuclear para la producción eléctrica con la puesta en marcha de importantes inversiones.

    Así mismo, surge en esta época un nuevo factor que va a adquirir una gran relevancia hasta hoy. El factor social desencadenado por una nueva cultura que destaca nuevos valores como el medioambiental así como conductas y que altera usos y costumbres de todo tipo y condición con repercusiones indudables en las decisiones económicas, los acuerdos sociales y los proyectos tecnológicos.

    Si se observa lo ocurrido según la evolución en el consumo de energías primarias, se puede ver que las energías que más se encarecieron fueron penalizadas en el consumo. Ello respondió al éxito de la actuación de los gobiernos que pusieron en práctica políticas de ahorro y medidas para desincentivar y corregir el consumo energético. Así, por ejemplo, el petróleo llegó a perder en el período 1973-1997 casi diez puntos porcentuales dentro del total del abastecimiento energético mundial. Por el contrario, el carbón se mantuvo casi estable, dato este significativo por cuanto hasta el inicio del período considerado estuvo descendiendo notablemente al ser sustituido por los hidrocarburos, hasta entonces muy asequibles. Como ya se ha indicado hay que destacar el fuerte incremento de la energía nuclear, cuya aportación en términos relativos fue en continuo crecimiento debido principalmente a su bajo coste. Hay que resaltar la importancia que la electricidad adquiere como energía final de consumo debido a la calidad de su suministro que es percibida por el consumidor que sustituye el uso del carbón.

    Desde mediados de los años 80, la recuperación económica de los países industrializados, junto a los fuertes descensos en los precios de los crudos y del carbón, propiciaron el inicio de un nuevo ciclo del crecimiento del consumo, con máximos históricos en los años sucesivos hasta la crisis financiera desencadenada por la burbuja tecnológica en 2000, ya superada, pero que no supuso alteraciones en los precios energéticos. El petróleo se situó en una banda estable entre los 10 y 20€.

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  • 26. ¿Cuáles son las principales áreas geográficas de consumo y de producción energética?

    Si agrupamos a los países en función de criterios de homogeneidad geográfica, se pueden identificar una serie de áreas en las que se singularizan algunos países según su consumo energético y otros por su producción.

    Los cambios habidos en el mapa político, unificación de Alemania y desmembración de la URSS y Yugoslavia, no tienen una especial influencia en lo que al mapa energético se refiere, ya que sus repercusiones parciales tardarán todavía bastantes años en ser recogidas en las estadísticas energéticas mundiales.

    Así pues, considerando la situación según las áreas clásicas, nos encontramos con las características siguientes:

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    OCDE Europa, con una producción insuficiente para cubrir sus amplias necesidades energéticas, precisa importar un porcentaje significativo (50%) de lo que consume, fundamentalmente petróleo procedente de la OPEP. Algunos de los países de esta zona tienen, sin embargo, importantes capacidades productivas de ciertas energías primarias: éste es el caso de Alemania y el Reino Unido, en carbón; de Holanda, en gas natural; de Noruega y Reino Unido, en petróleo; de Francia y Alemania en energía nuclear.

    OCDE Pacífico (Australia, Corea del Sur y Japón) es también deficitario, debido al elevado consumo de Japón, país no demasiado dotado de recursos aunque con importante producción hidroeléctrica y nuclear. Últimamente Australia ha surgido como un gran productor y exportador de carbón, elevando algo las reducidas cifras de la zona, que, como Europa Occidental, realiza masivas importaciones de crudo procedente de la OPEP.

    La ya desaparecida Unión Soviética ha sido el mayor estado productor de energía y el segundo en consumo, con un excedente que ha abastecido las necesidades de los países del Este de Europa —durante décadas bajo la órbita soviética— y ha exportado a Occidente. Rusia es la que cuenta con los mayores recursos energéticos.

    Europa no OCDE presenta saldo deficitario debido a un cierto nivel de consumo y a la falta de hidrocarburos. Su producción energética está centrada en el carbón, destacando Polonia, tanto por la cuantía de su oferta interna, como por ser el único país del grupo con saldo neto exportador. La reunificación alemana aumentó su déficit energético, pues la calidad y competitividad de las minas de carbón de la antigua Alemania Oriental son muy cuestionables.

    La OPEP, organización o cartel exportador de petróleo, presenta un débil consumo frente a una enorme riqueza de hidrocarburos, que vende, sobre todo, a los países industrializados de Occidente. Su papel como equilibrador del balance energético mundial es sencillamente clave.

    América no OCDE, con bajos niveles de consumo y producción, presenta un superávit energético no muy relevante, pues si excluimos de la zona a Venezuela, Ecuador, integrados en la OPEP, y México, gran exportador de petróleo, no integrado en esa organización, desnivela el saldo hacia el lado positivo.

    En el resto del mundo, auténtico cajón de sastre, hay numerosos países de baja producción y consumo, con las excepciones de China, India y Sudáfrica.

  • 27. ¿Qué es una crisis energética?

    Se puede definir como un desajuste temporal entre la oferta y la demanda energética que se salda, de forma habitual, con fuertes incrementos de los precios de las distintas energías. Esto último se da, obviamente, en el caso de que la oferta sea superada por la demanda, desencadenante de la crisis desde la perspectiva de una nación importadora, como es el caso de los países del mundo occidental, en general, y de España en particular. Sin embargo, desde la óptica de un país exportador,

    caso de los países de la OPEP, la crisis surgiría cuando hubiera un exceso de oferta que ocasionara una caída de los precios energéticos o aparecieran señales económicas en el mercado en forma de elevación de precios anticipatorias de un próximo agotamiento de los recursos energéticos.Si se acepta este doble enfoque de crisis, es preciso reconocer que estas son bastante habituales en la historia económica contemporánea. No obstante, y por las razones apuntadas, la idea de crisis más generalizada es la primera.

    El desencadenamiento de las crisis energéticas suele ocurrir cuando los tirones alcistas de la demanda —impulsados por el crecimiento económico— no van acompañados de incrementos paralelos de la producción, pues hay un gran retraso entre la explotación comercial de un nuevo yacimiento y la finalización de la construcción de una central eléctrica.

    El ajuste, vía precios, entre una demanda desbordante y una oferta incapaz de satisfacerla en cantidad y calidad constituye un mecanismo de reequilibrio, pues los altos precios precipitan una nueva oleada de inversiones en busca de nuevos yacimientos, nuevas fuentes de energía o nuevas técnicas de uso que, finalmente, restablecerán el equilibrio entre la oferta y la demanda.

  • 28. ¿Cuál ha sido el impacto de las crisis energéticas sobre le economía mundial?

    Por su carácter paradigmático y por ser la más destacada, podemos centrarnos en la crisis energética iniciada en octubre de 1973 con la subida de los precios de los crudos y las restricciones de oferta aplicadas por los países de la OPAEP (Organización de los Países Árabes Exportadores de Petróleo). Aunque los efectos fueron múltiples, algunos, por su relevancia, merecen ser destacados:

    • • Se cerró un largo período de precios energéticos bajos y decrecientes y se abrió otro de precios altos y crecientes que duró casi un decenio.
    • • El alza de los precios de los crudos —hecho desencadenante— fue acompañado de elevaciones, algo menores, en los precios de otras energías primarias.
    • • El carácter aleatorio e imprevisible de las alzas de los precios de los crudos, unido a su falta de relación con los costes de extracción, provocó graves incertidumbres a corto y medio plazo sobre la conveniencia de realizar grandes esfuerzos inversores, tanto para desarrollar nuevas fuentes energéticas, como para investigar los recursos de las ya conocidas.
    • • Los países industriales, todos grandes importadores de crudos, vieron sus economías muy afectadas por el alza de precios. De entrada, sufrieron un grave quebranto en sus balanzas comerciales, pero, además, su crecimiento cayó en picado, a la vez que sus tasas de inflación llegaron a los dos dígitos, elevándose también el paro muy por encima de las cifras del decenio precedente.
    • • Dadas las interdependencias existentes en la economía mundial, la recesión de los países industrializados no tardó en generalizarse al resto, sobre todo por la vía del comercio internacional, que experimentó una fuerte contracción.
    • • Los países exportadores de productos petrolíferos, como era lógico esperar, se vieron beneficiados, obteniendo enormes superávit en sus balanzas comerciales al aumentar considerablemente sus ingresos, casi exclusivamente basados en la venta de crudos. Las reservas de divisas que acumularon, pues a corto plazo apenas si aumentó su propensión a importar, colocadas en los principales centros financieros internacionales —Nueva York y Londres— beneficiaron a algunos países desarrollados, pero sometieron a grandes tensiones al sistema financiero internacional.
    • • Los aumentos del precio de la energía, la inflación subsiguiente y las políticas de ajuste provocaron cambios en la división internacional del trabajo, pues mientras ciertos países perdieron competitividad y cuota de mercado, otros aprovecharon la situación al tener ventajas de especialización en sectores no intensivos en energía.
  • 29. ¿Hay escasez de energía en el mundo?

    Se trata de una cuestión controvertida. Hasta ahora el mercado ha estado abastecido y suficientemente diversificado con energía abundante y barata (el precio del petróleo en valor constante ha sido inferior al alcanzado en la crisis de los pasados años 70). Pero también hay ya tensiones en el mercado ante el crecimiento de la demanda de las economías emergentes (Asia y Latinoamérica) que anuncian que estamos próximos a concluir el ciclo de extracción "barata" de los hidrocarburos.

    Sabemos, ciertamente que en un indeterminado "medio o largo plazo" los combustibles fósiles se agotarán y que son necesarios combustibles sustitutorios y desarrollar las tecnologías adecuadas para su uso. La dificultad radica en concretar, en los análisis de detalle del corto y medio plazo, las fechas y condiciones reales para plantear las correspondientes estrategias de sustitución, tanto en combustibles como en tecnologías.

    Téngase en cuenta que para ello, la valoración de los recursos energéticos depende de múltiples factores, entre ellos los económicos (coste de extracción y precios aceptables por el mercado) y los referentes a las tecnologías de extracción y de utilización (crece la eficiencia energética y los rendimientos obtenidos).

    Sirve como ejemplo la disponibilidad de tecnologías de prospección capaces de perforar fondos marinos de 2.000 metros de profundidad y que permiten aflorar existencias de petróleo y gas antes inaccesibles.

    No es extraño, por tanto, verificar que los informes de duración de las reservas de petróleo y gas publicados a lo largo de los últimos 30 años hayan mantenido plazos de agotamiento de estos recursos en un rango entre los 40 y 60 años, mientras el consumo se ha incrementado en porcentajes próximos al 50% (ver capítulo 3, pregunta 31).

    Sin embargo, sí es importante tener muy en consideración que los combustibles fósiles son finitos y parece que petróleo y gas pueden estar agotados en este siglo. No obstante, es seguro que aparecerán con suficiente antelación señales y tensiones en el mercado que anunciarán la próxima situación de carencia. Algunos análisis anuncian que podemos estar ante el fin de la era del petróleo y del gas barato.

    Con la información actual, el agotamiento del petróleo y del gas puede tener lugar en el transcurso de este siglo. Las enormes reservas de carbón garantizan su uso más allá de 200 años. El uranio con las actuales tecnologías concluiría también en este siglo, pero nuevos desarrollos tecnológicos en marcha y decisiones políticas como reprocesar el combustible gastado extenderían ese plazo de forma importante. Además, el torio es otro posible combustible nuclear de amplias reservas hoy sin explotar (ver capítulo 9). En este análisis hay que incluir las repercusiones de la protección medioambiental, con la preocupación creciente por las emisiones de gases del efecto invernadero de los combustibles fósiles, lo que alterará las condiciones económicas del mercado y por ello puede animar a la innovación tecnológica.

    En el siguiente capítulo se entra más en detalle en el análisis de los recursos. En todo caso, en estos primeros años del presente siglo XXI se perfila la gran preocupación ante el enorme crecimiento de la demanda que anuncian las sociedades de las economías emergentes (China, India, Corea, Brasil, México, etc.). Todas las energías son necesarias pero está claro que recurriremos al empleo intensivo de los abundantes recursos de carbón, expandiremos en la medida de lo posible las energías renovables y la energía nuclear (fisión y fusión), que desempeñará un papel decisivo en el suministro y equilibrio de las necesidades energéticas del mundo.

  • 30. ¿Por qué debe ahorrarse energía?

    Los recursos energéticos no son ilimitados, aunque sean relativamente abundantes. Desde el punto de vista económico son bienes escasos y, por tanto, su uso debe ser racional, evitándose el despilfarro. Esto implica que debe obtenerse el máximo aprovechamiento de la energía empleada, evitándose pérdidas innecesarias en la extracción, manipulación, transporte y consumo, utilizando técnicas y máquinas eficientes. Para el consumidor final, deberán imponerse precios disuasorios que penalicen el derroche y la dilapidación. Con ello, sin afectar al nivel de vida, se logrará prolongar al máximo los recursos actualmente disponibles, encaminando la transición hacia nuevas energías que eviten así situaciones traumáticas con elevaciones desmesuradas de los precios, reflejo, en la mayoría de las ocasiones, de una insuficiencia relativa de estos.

    En definitiva se trata de considerar el principio ético de solidaridad intergeneracional considerado en el principio del desarrollo sostenible: "gestionar las necesidades del presente de forma que se tengan en consideración las necesidades de las futuras generaciones".


Capítulo 3 - Principales fuentes de energía

  • 31. ¿Qué se entiende por recursos y reservas energéticos?

    El mero conocimiento y cuantificación de la existencia de materias energéticas no significa necesariamente que éstas se puedan emplear para la obtención de energía útil. Para ello, además tiene que ser técnicamente posible su explotación y económicamente rentable la misma, es decir, que los costes de extracción sean inferiores a los precios del mercado. Asimismo, es preciso que la energía útil que se obtenga del recurso sea muy superior a la consumida en su extracción y transformación. Las cantidades de materia energética que cumplan todos estos requisitos se denominan reservas, que pueden aprovecharse para su transformación en energía útil en condiciones económicas rentables. Al resto de las cuantificadas se la denominan recursos. La proporción de recursos que pasan a ser reservas, sin descubrirse nuevos yacimientos, aumentan a medida que se abaratan técnicamente los costes de explotación por los avances en las tecnologías de extracción y explotación, o bien porque en el mercado alcanzan un mayor precio que hace viable las nuevas inversiones. Así, la fuerte elevación de los precios del petróleo en 1973 provocó que el crudo del Mar del Norte dejase de considerarse únicamente recurso para considerarse reserva. También la disponibilidad de tecnologías de perforación y extracción a más de 2.000 metros de profundidad en los océanos abre al mercado importantes recursos energéticos hasta ahora inaccesibles.

    La diferenciación entre recursos y reservas es fundamental en el análisis económico de la energía y decisiva para una planificación racional, puesto que, mientras que los recursos energéticos son muy abundantes, las reservas energéticas son muy escasas, aunque bastante variables.

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  • 32. ¿Qué papel juega el carbón en el abastecimiento energético mundial?

    El carbón continúa teniendo una notable relevancia dentro del consumo mundial ya que actualmente cubre en torno al 25% de la demanda energética mundial, situándose todavía como la segunda fuente primaria, únicamente superada por el petróleo, pero aventajando al gas natural, a la energía nuclear y a la hidroelectricidad. Así pues, el carbón aún ocupa hoy un lugar muy importante dentro de un sector tan fundamental para la economía mundial como es el energético. Sin embargo, este relevante papel no debe enmascarar el continuo declive que el carbón viene experimentando desde poco después de la Primera Guerra Mundial, retroceso solo interrumpido por la breve y efímera recuperación de finales de los 70 y comienzos de los 80, a causa de los dos choques petroleros. En consecuencia, el carbón acumula dentro de la estructura energética mundial dos características de distinto signo: es muy importante por las enormes reservas disponibles, pero debe resolver su carácter contaminante y la penalización de emisiones de CO2 del protocolo de Kioto.

    El principal empleo actual del carbón es como combustible para producir electricidad en centrales térmicas. En el caso del lignito —la variedad de menor valor comercial— este uso es prácticamente el único. También para la antracita el uso térmico es el principal, aunque también se utiliza en los hogares y en las industrias ubicadas en zonas próximas a los yacimientos. La hulla, que sigue siendo cuantitativa y cualitativamente la variedad más importante del carbón, se utiliza en centrales térmicas y en la siderurgia integral, tras su transformación en coque.

  • Los recursos estimados de carbón son ingentes. Según los más recientes cálculos del Consejo Mundial de la Energía son superiores al billón de toneladas, cantidad que se reparte casi a partes iguales entre hulla y antracita (519.700 millones de toneladas) y lignito (524.130 millones de toneladas). Para mejor valorar la magnitud de estas cifras utilizaremos el típico indicador Recursos/ Producción, que nos da el número de años durante los cuales se podría mantener una producción como la actual bajo la hipótesis de que no se descubrieran nuevos recursos. Pues bien, en el caso del carbón habría recursos para más de dos siglos y medio.

  • 34. ¿Sigue siendo el petróleo básico para el abastecimiento energético mundial?

    El petróleo es con diferencia la más importante de las energías primarias con las que cuenta actualmente el mundo. Esto es así desde hace casi medio siglo, al acabar el proceso de sustitución del carbón que se había iniciado en el último tercio del siglo XIX.

    Cuantitativamente, el petróleo abastece en torno al 40% de las necesidades energéticas mundiales, aventajando en unos 13 puntos porcentuales a la energía primaria que le sigue en importancia: el carbón. Cualitativamente su importancia se debe a su extraordinaria utilidad, derivada de sus múltiples aplicaciones, como al transporte (terrestre, marítimo y aéreo), calefacción, plásticos, fibras textiles artificiales, pinturas, detergentes, explosivos, fertilizantes, asfaltos, etc. En algunos de esos usos los derivados del petróleo son sencillamente insustituibles, este es el caso de las gasolinas, gasóleos, etc.

    Existen otras importantísimas razones que avalan el carácter fundamental del petróleo en la economía actual. Por un lado, una relativa y amplia presencia de países productores: más de medio centenar de países producen por encima del millón de toneladas al año y unos 25 superan los diez millones de toneladas, aunque sean las empresas de prospección y distribuidoras los agentes finales determinantes de haber hecho posible esas extracciones. Por otro lado está su inicialmente bajo coste de extracción, que en los grandes países productores exportadores no sobrepasaba los seis o siete dólares el barril. Sin embargo hoy ese barril alcanza un precio en el mercado del orden de 70 $. Finalmente, hay que resaltar el papel central que tiene el precio del crudo dentro del sistema energético mundial en el sentido de que sus oscilaciones afectan decisivamente al resto de las energías primarias y no se da lo contrario.

    El petróleo, al mismo tiempo, se ha convertido en un arma colosal de acción geopolítica, pues los países productores no son los países consumidores, con grandes desequilibrios socioeconómicos entre ellos, y esto se traduce en la afloración de fuertes tensiones en la política internacional.

    No debe olvidarse, en cualquier caso, que el petróleo es un recurso que inevitablemente se agotará.

  • 35. ¿Qué es la OPEP?

    28La Organización de Países Exportadores de Petróleo nació en agosto de 1960 ante la fuerte y continua caída de los precios de los crudos que se dio en la segunda mitad de la década de los 50, afectando gravemente a una serie de países exportadores cuyos ingresos estaban (todavía lo están hoy) basados total o fundamentalmente en la venta de crudo. La iniciativa para la constitución de la OPEP partió de Venezuela, Arabia Saudí, Irak, Irán y Kuwait, a los cuales se unirían Qatar e Indonesia. Estos siete grandes exportadores son pues los socios fundadores de una organización cuyo objetivo oficial es el de asegurar a los países productores una participación sustancial en los beneficios de la explotación de los crudos, en aquella fecha controlada por las grandes multinacionales. A más largo plazo se proponía el control de las reservas y de su explotación, objetivo que lograría tras los Acuerdos de Nueva York (octubre de 1972). A los siete países fundadores se agregarían más tarde Libia (1962), Abu Dhabi (1967), Argelia (1969), Nigeria (1971), Ecuador y Gabón (1973). Otros importantes países exportadores de crudo como Méjico, Rusia y Noruega, sin pertenecer a la OPEP, han venido alineando sus precios de venta con los fijados por la organización.

    Aunque durante sus primeros diez años de funcionamiento la OPEP no fue muy eficaz en la defensa de sus intereses, a partir de 1971, tras los Acuerdos de Trípoli y de Teherán se convirtió en un poderoso cártel petrolero, capaz de presionar sobre los mercados de crudos con gran vigor, bien elevando directamente los precios, bien haciéndolo indirectamente al reducir la oferta mediante el establecimiento de cuotas de exportación a sus miembros.

    Actualmente, la OPEP, cuya sede está en Viena, no sigue una política antioccidental como la que aplicó en los años 70. Al contrario, desde 1980 —tras la 59 reunión de Ministros del Petróleo— la OPEP ha mantenido una política de cooperación con los países industriales importadores de petróleo, como claramente se puso de manifiesto durante la crisis del Golfo, en el verano-otoño de 1990.

  • 36. ¿Dónde se encuentran las reservas de petróleo y qué países son los principales productores?

    Actualmente las reservas de petróleo se estiman en algo más de un billón de barriles (unas 160.000 millones de tep), lo que permitiría garantizar la actual producción durante 43 años aproximadamente, bajo el supuesto, muy improbable, de que no se descubriesen en el futuro nuevas reservas.

    Esas reservas están muy concentradas, pues dos terceras partes corresponden a cinco países que se asoman al Golfo Pérsico (Arabia Saudí el 26%; Irak y Kuwait el 10% cada uno; Irán y Abu Dhabi el 9% cada uno). Otros países con reservas considerables son: Venezuela (6,3%), México (5,0%), Rusia (4,8%), y EE.UU. (3,1%). En su conjunto, los países de la OPEP disponen de más del 75% de las reservas totales.

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  • 37. ¿Qué importancia tiene el gas natural?

    El gas natural es una de las energías primarias de utilización más reciente, puesto que hasta la segunda década del siglo XX no comenzó su comercialización en Estados Unidos, país pionero en su producción y consumo, no extendiéndose su empleo a Europa Occidental hasta después de la Segunda Guerra Mundial, aunque su conocimiento se remonta, al menos, al comienzo de la explotación comercial del petróleo. Las razones que explican la creciente utilización del gas natural en el mundo, en sustitución de otros combustibles, son diversas, pudiendo sintetizarse en los siguientes puntos:

    1. Alto poder calorífico.
    2. Mayor limpieza ambiental frente al resto de combustibles fósiles al generar menores cantidades de CO2 del efecto invernadero y por ello menos penalizada por el protocolo de Kioto y la asignación de emisiones.
    3. Comodidad de utilización para la generación de calor en consumos domésticos e industriales.
    4. Importancia de su utilización en procesos industriales, como, por ejemplo, en los tratamientos de endurecimiento y como elemento de síntesis.
    5. Versatilidad, pues el gas natural puede competir con las restantes energías primarias en un 70% de sus empleos, básicamente en los procesos de generación de calor.

    Sin embargo, el gas natural tiene sus precios indexados, es decir relacionados proporcionalmente con el precio del petróleo y unas reservas que con el ritmo previsible de consumo pueden estar agotadas a medio plazo.

  • 38. ¿Cuáles son las reservas y la producción de gas natural?

    Las reservas de gas natural son de 182 billones de m3 y se distribuyen de forma muy desigual en el mundo ya que entre la antigua URSS (CEI) (32%) y el Oriente Medio (41%) concentran tres cuartas partes del total mundial, concentración mayor que la que se da en el petróleo.

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    Por otro lado, la producción está también muy concentrada, destacando los casos de Estados Unidos y Rusia, cuya producción conjunta se acerca a la mitad de la mundial.

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  • 39. ¿Qué importancia tiene la energía hidráulica?

    32La energía hidráulica es la única de las renovables que ha tenido y tiene una importancia destacable en el abastecimiento energético mundial. Su aportación creció bastante a lo largo de las décadas de los años 60, 70 y 80, llegando a alcanzar el 6% del consumo total; sin embargo, en los últimos años su relevancia ha disminuido de forma notoria, suponiendo en 1997 únicamente el 2,6%.

    Es de tener en cuenta que aunque el flujo de agua en los ríos es inagotable, los emplazamientos en donde se pueden construir centrales hidroeléctricas en razonables condiciones económicas son limitados. Por otro lado, ha aumentado apreciablemente la sensibilidad ante los efectos medioambientales de los represamientos de los ríos, lo que, unido a los elevados costes de transporte a largas distancias de la electricidad, explica el retroceso de esta energía primaria en términos relativos.

    Únicamente en los países más desarrollados la explotación eléctrica de los recursos hidráulicos ha alcanzado un gran nivel. Por el contrario, en la parte del planeta ocupado por los países en vías de desarrollo su explotación es aún incipiente, debido a los altos requerimientos de capital.

  • 40. ¿Quiénes son los grandes productores de energía hidroeléctrica?

    En la producción hidroeléctrica intervienen varios factores, entre los que destacan el caudal de los ríos y la accidentada orografía. Como consecuencia, en términos absolutos, los países de gran tamaño, que cuentan con largos y caudalosos ríos, suelen estar entre los principales productores mundiales. Este es el caso de Canadá, Estados Unidos, Brasil, China, Rusia e India. Pero esto no explica todo, puesto que también influyen otros factores como el grado de desarrollo, y derivados de él, la

    dimensión del consumo interno de electricidad y las disponibilidades de capital. Así, países de dimensión media pero bien dotados en cuanto a caudales hídricos y con un nivel de desarrollo muy alto, figuran entre los grandes productores de hidroelectricidad.

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Capítulo 4 - Conceptos básicos de física nuclear

  • 41. ¿Qué es un átomo?

    La teoría atómico-molecular fue establecida a principios del siglo XIX; Dalton, Avogadro y Proust fueron sus principales artífices. Según ella, la materia es discontinua, de tal modo que la menor parcela que se puede obtener de un cuerpo es una molécula. Las moléculas, a su vez, pueden dividirse en unas entidades menores denominadas átomos; las moléculas de los cuerpos simples están formadas por átomos iguales entre sí, mientras que las moléculas de los cuerpos compuestos están formadas por átomos de dos o más clases. También afirmaba esta teoría que los átomos eran indivisibles, a lo que alude su nombre ("átomos" significa "no divisible" en griego), y que todos los átomos de un mismo elemento eran iguales. Por lo tanto, podemos definir un átomo como "la parte más pequeña y eléctricamente neutra de que está compuesto un elemento químico y que puede intervenir en las reacciones químicas sin perder su integridad". Hoy se conocen más de 109 elementos químicos distintos, algunos de los cuales no existen en la naturaleza y se han obtenido artificialmente.

    Una serie de descubrimientos que tuvieron lugar en el último tercio del siglo XIX y primer tercio del XX obligaron a revisar esta teoría atómica: la Ley periódica de Mendeleiev, las teorías sobre la ionización y la radiactividad dieron lugar a que, primero, Rutherford y, luego, Bohr y Heisenberg, establecieran el modelo atómico hoy vigente. Según este modelo el átomo no es indivisible sino que está formado por entidades más pequeñas, llamadas partículas elementales. En el átomo se pueden considerar dos partes: una central o núcleo atómico formado por protones (con carga eléctrica positiva) y neutrones, y una parte externa o corteza, formada por electrones, con carga eléctrica negativa (hay tantos electrones en la corteza como protones en el núcleo, por lo cual el átomo es eléctricamente neutro), los cuales giran alrededor del núcleo a semejanza de los planetas que giran alrededor del Sol. El radio del átomo es de unos 10-8 cm, y el del núcleo es de 10-13 cm, lo que indica que la materia está casi totalmente vacía.

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  • 42. ¿Qué son las partículas elementales?

    Hoy sabemos que los átomos no son indivisibles sino que están formados por unas partículas subatómicas, llamadas partículas elementales. Estas se pueden definir como entes físicos más simples que el núcleo atómico, y se considera que son el último constituyente de la materia.

    Las tres partículas elementales que forman parte del átomo son: el electrón, el protón y el neutrón. El electrón posee una masa de 9,11 x 10-31 kg (aproximadamente 1/1800 de la masa del átomo de hidrógeno) y una carga negativa de 1,602 x 10-19 C (este valor se toma como unidad en física nuclear); el protón tiene una masa de 1,673 x 10-27 kg (aproximadamente, la masa del átomo de hidrógeno) y una carga positiva igual en valor absoluto a la carga del electrón; el neutrón tiene una masa ligeramente superior a la del protón y carece de carga eléctrica. Hoy se sabe que el protón y el neutrón no son esencialmente distintos, sino que son dos estados de una misma partícula denominada nucleón, de tal modo que un neutrón puede desintegrarse en un protón más un electrón, sin que ello signifique que el electrón existiese anteriormente sino que se forma en el momento de la desintegración. Análogamente, un protón puede transformarse en un neutrón para lo que ha de emitir un electrón positivo (positrón).

    Otra partícula de gran importancia en física nuclear es el neutrino, que, aunque carece de masa y de carga, posee energía y cantidad de movimiento. La existencia del neutrino se dedujo a partir de consideraciones teóricas que hacían necesaria la existencia de esta partícula si determinados procesos subatómicos habían de cumplir las leyes de la física.

    El estudio de la radiación cósmica, así como los experimentos que se llevan a cabo en los aceleradores de partículas, han permitido comprobar la existencia de un número mucho mayor de partículas elementales, todas ellas de vida efímera, es decir, que se desintegran en otras; estas partículas han recibido los nombres de muones, tauones, mesones, hiperones, etc. El número de partículas elementales descubiertas hasta la fecha rebasa el centenar.

    También se sabe que además de cada partícula existe la antipartícula correspondiente, la cual posee la misma masa que ella e igual carga pero de signo contrario. Así, el antiprotón es una partícula con la misma masa que el protón pero cuya carga es una unidad negativa; el antielectrón (que recibe el nombre de positrón) es igual que un electrón con carga positiva. Las antipartículas tienen una vida muy corta, ya que cuando se encuentran con una partícula se aniquilan liberando energía.

  • 43. ¿Qué son los isótopos?

    Una especie atómica viene definida por dos números enteros: el número de protones que hay en el núcleo y el número total de protones más neutrones. El primero, llamado número atómico, Z, define el elemento químico al que pertenece el átomo; es decir, independientemente del número de neutrones que posean, todos los átomos cuyos núcleos tienen un protón son átomos de hidrógeno, todos los que tienen ocho protones son átomos de oxígeno, etc. El segundo número, denominado número másico, A, es el número entero más próximo a la masa (expresada en unidades de masa atómica) del átomo en cuestión; es decir, todos los átomos con A igual a 2 tienen una masa de, aproximadamente, 2 unidades másicas; los que tienen A = 235, tienen una masa de unas 235 unidades de masa atómica.

    Ocurre que existen varias especies atómicas (o clases de átomos) que tienen el mismo número atómico pero poseen números másicos distintos. Esto significa que dentro de cada elemento químico existen varias especies atómicas que difieren en su masa atómica. Estas especies de un mismo elemento se llaman isótopos, nombre que alude (isos: igual; topos: lugar) a que estos átomos ocupan el mismo lugar en la tabla periódica de los elementos. Por ejemplo, el hidrógeno tiene tres isótopos: el isótopo con A=1, denominado protio (que carece de neutrones); el isótopo con A=2, llamado deuterio (que posee 1 neutrón); y el isótopo con A=3, denominado tritio (que posee 2 neutrones).

  • 44. ¿Nucleido e isótopo son conceptos equivalentes?

    Sí. Nucleido es el nombre genérico que se aplica a todos los átomos que poseen el mismo número atómico y el mismo número másico. Simbólicamente cada nucleido se representa por Z AM, donde M es el símbolo del elemento químico al que pertenece, y A y Z son sus números másico y atómico, respectivamente.

    Dos nucleidos que difieren en el número másico pero tienen un mismo número atómico son "especies" de un mismo elemento químico. Se dice que estos dos nucleidos son isótopos de dicho elemento. De acuerdo con estas definiciones nucleido se refiere a considerar cada especie por sí misma, mientras que el concepto isótopo implica una relación de comparación.

    Ahora bien, en la práctica se suele olvidar esta distinción semántica tan sutil entre ambos vocablos, y, aunque no sea riguroso, es moneda corriente el empleo de isótopo como sinónimo de nucleido, aunque no al contrario. En esta obra, y por mor de seguir el uso, emplearemos isótopo con los dos significados: isótopo "strictu sensu" y nucleido.

  • 45. ¿Qué es la radiactividad?

    La radiactividad fue descubierta por el científico francés Antoine Henri Becquerel en 1896. El descubrimiento tuvo lugar de una forma casi ocasional: Becquerel realizaba investigaciones sobre la fluorescencia del sulfato doble de uranio y potasio y descubrió que el uranio emitía espontáneamente una radiación misteriosa. Esta propiedad del uranio —después se vería que hay otros elementos que la poseen— de emitir radiaciones, sin ser excitado previamente, recibió el nombre de radiactividad.

    El descubrimiento dio lugar a un gran número de investigaciones sobre el tema. Quizás las más importantes en lo referente a la caracterización de otras sustancias radiactivas fueron las realizadas por el matrimonio, también francés, Pierre y Marie Curie, quienes descubrieron el polonio y el radio, ambos en 1898.

    La naturaleza de la radiación emitida y el fenómeno de la radiactividad fueron estudiados en Inglaterra por Ernest Rutherford, principalmente, y por Frederick Soddy. Como resultado pronto se supo que la radiación emitida podía ser de tres clases distintas, a las que se llamó alfa, beta y gamma, y que al final del proceso el átomo radiactivo original se había transformado en un átomo de naturaleza distinta, es decir, había tenido lugar una transmutación de una especie atómica en otra distinta. También se dice (y esta es la terminología actual) que el átomo radiactivo ha experimentado una desintegración.

    Hoy sabemos que la radiactividad es una reacción nuclear de "descomposición espontánea"; es decir, un nucleido inestable se descompone en otro más estable que él, a la vez que emite una "radiación". El nucleido hijo (el que resulta de la desintegración) puede no ser estable, y entonces se desintegra en un tercero, el cual puede continuar el proceso, hasta que finalmente se llega a un nucleido estable. Se dice que los sucesivos nucleidos de un conjunto de desintegraciones forman una serie radiactiva o familia radiactiva.

    Digamos, por último, que son radiactivos todos los isótopos de los elementos con número atómico igual o mayor a 84 (el polonio es el primero de ellos), y que hoy se obtienen en el laboratorio isótopos radiactivos de elementos cuyos isótopos naturales son estables; es la llamada radiactividad artificial. La primera obtención en el laboratorio de un isótopo artificial radiactivo (es decir, el descubrimiento de la radiactividad artificial) la llevó a cabo en 1934 el matrimonio formado por Frédéric Joliot e Irene

    Curie, hija de los esposos Curie.

  • 46. ¿Qué tipos hay de desintegraciones radiactivas?

    Al estudiar el fenómeno de la radiactividad, Rutherford descubrió que la radiación emitida por una desintegración radiactiva podía ser de tres clases: alfa, beta, y gamma; además también hay que considerar hoy la emisión de neutrones.

    • – La radiación alfa (?) está formada por núcleos del isótopo 4 del helio, es decir, está constituida por una radiación corpuscular, en la que cada corpúsculo está formado por dos protones y dos neutrones. Ello significa que tiene una masa atómica de 4 unidades y una carga eléctrica de 2 unidades positivas. Estos protones y neutrones formaban antes parte del núcleo que se ha desintegrado.
    • – La radiación beta (?) está constituida por electrones, lo que significa que es también de naturaleza corpuscular, en la que cada corpúsculo tiene una masa atómica de 1/1800, aproximadamente, y una carga de 1 unidad negativa. A diferencia del caso anterior, el electrón emergente no existía anteriormente en el núcleo sino que procede de la transformación de un neutrón en un protón, que queda dentro del núcleo, y el electrón, que es eyectado. Posteriormente se descubrió la radiación beta positiva, semejante a la beta pero con carga positiva. Está formada por positrones procedentes de la transformación de un protón en un neutrón.
    • – La radiación gamma (?) es de naturaleza electromagnética, semejante a la luz ordinaria o a la radiación X, pero con mucho menor longitud de onda. Es, por lo tanto, de naturaleza ondulatoria, carente de masa en reposo y de carga. Esta radiación tampoco existía antes en el núcleo, sino que es energía que se emite como consecuencia de un reajuste energético del núcleo.
    • – En la fisión (descomposición de un núcleo inestable en dos núcleos de inferior número atómico) espontánea, así como en la fisión inducida y en otras reacciones nucleares, se produce una radiación de neutrones, formada por estas partículas, con masa, por lo tanto, de 1 unidad de masa atómica y sin carga. Las leyes que rigen los distintos tipos de desintegración fueron descubiertas por Soddy y Fajans. Estas leyes son:
    • – En la desintegración alfa, puesto que se emiten dos protones y dos neutrones, el nucleido hijo tiene dos protones menos que el padre, lo que significa que ha retrocedido dos puestos en el sistema periódico y su masa ha disminuido en cuatro unidades.

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    • – En la desintegración beta negativa, ya que un neutrón se transforma en un protón, el átomo hijo tiene un protón más que el padre, lo que representa que avanza un puesto en el sistema periódico, y no varía su masa atómica.
    • – La emisión gamma no constituye una desintegración propia sino que se produce acompañando a las radiaciones alfa o beta, en las desintegraciones de este tipo, o en la desexcitación de nucleidos que se encontraban en un nivel energético superior al normal de ese nucleido (nucleidos excitados).
    • – En la desintegración con emisión de un neutrón, el nucleido hijo es un isótopo del padre, y posee una masa menor en una unidad.
  • 47. ¿Qué ley rige el proceso de una desintegración radiactiva?

    La desintegración de un cuerpo radiactivo es un proceso estadístico; ello quiere decir que si consideramos un determinado átomo radiactivo no podemos conocer en qué momento tendrá lugar su desintegración, pero si tomamos un número muy grande de átomos de un mismo nucleido, podemos conocer la ley que, como promedio, sigue el conjunto en su desintegración.

    Se demuestra que la probabilidad de que se desintegre un átomo radiactivo permanece constante a lo largo del tiempo. Ello se traduce en que al desintegrarse una sustancia radiactiva la cantidad de ella que no se ha desintegrado disminuye exponencialmente con el tiempo. Se llama período de semidesintegración, T, al tiempo que ha de transcurrir para que la cantidad de sustancia radiactiva se haya reducido a la mitad. El valor de T puede variar entre fracciones muy pequeñas de segundo (isótopos de vida corta) a millones de años (isótopos de vida larga). La ley matemática que recoge la desintegración radiactiva es N=No e-?t., siendo N0 la masa inicial del radionucleido existente, ? la constante de desintegración específica para cada elemento y t, el tiempo transcurrido. El período de semidesintegración T está relacionado con la constante de desintegración ? mediante la fórmula T= 0,693/?.

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  • 48. ¿Qué son las radiaciones ionizantes?

    El término radiación se emplea genéricamente para designar la energía electromagnética o las partículas materiales que, a partir de un foco emisor, se propagan en el espacio. Esta propagación, en ausencia de campos que influyan sobre la radiación, es rectilínea (en forma de "rayos", a lo cual alude el nombre).

    Determinadas radiaciones son capaces de producir iones (partículas cargadas, por ejemplo, por arranque de electrones de sus átomos) a su paso por la materia, por lo que reciben el nombre genérico de radiaciones ionizantes: en unos casos la radiación está formada por partículas cargadas que poseen energía cinética suficiente para producir iones en su colisión con los átomos que encuentran a su paso (se las llama, por eso, radiaciones directamente ionizantes); en otros casos la radiación está formada por partículas no cargadas que pueden dar lugar en la materia a la liberación de partículas directamente ionizantes, por lo que reciben el nombre de radiaciones indirectamente ionizantes.

    Las principales radiaciones ionizantes, son: las radiaciones alfa, beta, y gamma, los rayos X y los neutrones. De ellas, las dos primeras son radiaciones directamente ionizantes, y las demás son indirectamente ionizantes.

  • 49. ¿Qué son las reacciones nucleares?

    Por analogía con las reacciones químicas, se llaman reacciones nucleares las interacciones entre núcleos atómicos o entre núcleos atómicos y partículas elementales; por extensión, se incluyen también las interacciones entre partículas elementales.

    La primera reacción nuclear llevada a cabo en el laboratorio la realizó Rutherford, en 1919, bombardeando el isótopo 14 del nitrógeno con partículas alfa. En la reacción se producen el isótopo 17 del oxígeno y un protón. Simbólicamente se representa por la ecuación:

    147N + 42 He -> 178O+ 11H

    Al igual que en química se considera que la descomposición espontánea de una molécula inestable es la reacción química más simple (reacción monomolecular), la radiactividad es el tipo más simple de reacción nuclear, y es la que se descubrió primero.

    En los demás tipos de reacciones nucleares hay, en general, dos núcleos o partículas que reaccionan, para dar lugar a productos de reacción. A semejanza de lo que ocurre en una reacción química, para producir una reacción nuclear normalmente es necesario comunicar al sistema inicial una energía de activación. En la reacción se libera energía, que se manifiesta en forma de energía cinética de los productos de la reacción, acompañada en ocasiones por la producción de radiación gamma.

  • 50. ¿Cómo se realiza una reacción nuclear?

    Una reacción nuclear puede representarse esquemáticamente en la forma:

    a + X ->Y + b

    donde X e Y son los núcleos inicial y final, "a" es la partícula empleada como proyectil y "b" la partícula emergente. Para que ocurra la reacción es necesario que la partícula "a" tenga una energía suficiente para producirla. En las primeras reacciones nucleares realizadas en el laboratorio se emplearon como proyectiles partículas procedentes de una desintegración radiactiva. Más adelante se construyeron los llamados aceleradores de partículas, donde la energía necesaria se obtiene mediante la acción de campos eléctricos o magnéticos.

    Un criterio ampliamente usado para clasificar las reacciones nucleares consiste en definirlas sobre la base de las dos partículas incidente y emergente, "a y b". Así, se habla de reacciones (n, p) en las que la partícula incidente es un neutrón y la

    emergente un protón, etc.

    Cuando no existían aún los aceleradores, se utilizaba como proyectil la radiación alfa de una desintegración radiactiva; los trabajos de Rutherford en los primeros decenios del siglo XX se centraron en este tipo de reacciones. La construcción de aceleradores de partículas permitió el empleo de otros proyectiles cargados, principalmente protones. En 1934 el físico italiano Enrico Fermi concibió la idea de emplear el neutrón (que como partícula eléctricamente neutra no tiene que vencer la repulsión del núcleo) como proyectil y el grupo de investigadores dirigido por él estudió sistemáticamente las reacciones entre neutrones y los diversos elementos de la tabla periódica. Fermi descubrió que la probabilidad de interacción de los neutrones con los núcleos era mayor cuando los neutrones tenían bajas energías (estaban "moderados"), incluso a energías correspondientes a la temperatura ambiente (neutrones térmicos). En una de estas reacciones, la que tiene lugar entre el uranio-235 y el neutrón, en los últimos días de 1938 Otto Hahn descubrió la fisión.

    Entre los tipos más importantes de reacciones nucleares debemos citar:

    • – Dispersión: en ellas la partícula es de la misma naturaleza que el proyectil. Todo ocurre como si éste hubiese rebotado contra el blanco, aunque nadie podría asegurar que la partícula emergente sea la misma que incidió. Cuando la energía cinética total de los productos originales es igual a la de los productos finales de la reacción se dice que se trata de una dispersión elástica. Si, por el contrario, la energía cinética total de los productos de reacción es menor que la inicial, diremos que es una dispersión inelástica. En este caso, la diferencia entre ambas energías es absorbida por el blanco, el cual queda excitado.
    • – Captura: en esta reacción la partícula incidente es absorbida por el blanco sin que se produzca ninguna partícula emergente, con la excepción de fotones gamma.
    • – Fisión: en este tipo de reacción, un núcleo pesado se rompe en, generalmente, dos fragmentos cuyos tamaños son del mismo orden de magnitud, lo que va acompañado de una emisión de neutrones y radiación gamma, con la liberación de una gran cantidad de energía (en forma de energía cinética de los fragmentos y de los neutrones y las radiaciones producidas). Aunque existen casos de fisión espontánea o de fisión por captura de un fotón, la reacción se produce normalmente por la captura de un neutrón.
    • – Espalación: es una reacción originada por una partícula de alta energía (por ejemplo un protón de 1 GeV) en un núcleo pesado, como uranio o plomo. En la reacción se arrancan varios neutrones. Una partícula muy energética provoca espalación en varios núcleos consecutivamente y es posible que aparezcan 40 neutrones o más por cada protón de 1 GeV. Esta reacción está relacionada con los aceleradores de partículas.
    • – Fusión nuclear: es una reacción entre dos núcleos de átomos ligeros en la que se produce un núcleo de un átomo más pesado, unido a la liberación de partículas elementales y de una gran cantidad de energía. La energía liberada en el Sol y en las estrellas proviene de reacciones de fusión nuclear.
  • 51. ¿Qué es una reacción de fisión nuclear en cadena?

    La fisión nuclear es una reacción que se produce mediante el bombardeo con neutrones de determinados nucleidos, denominados nucleidos fisionables. En la fisión acontece que al romperse el núcleo blanco se liberan varios neutrones (dos o tres) con una energía igual o superior a la de los neutrones incidentes, lo que permite que los neutrones producidos den lugar a nuevas fisiones, y los liberados en ellas a otras nuevas, etc. Con ello se puede conseguir que una vez iniciada la reacción no sea necesario continuar con el bombardeo de neutrones externos, sino que la reacción se mantenga por sí misma.

    Cuando una vez iniciada una reacción es capaz de mantenerse por sí sola se dice que se trata de una reacción en cadena. Según esta definición, una reacción de fisión nuclear en cadena es un proceso de fisiones nucleares sucesivas en las que todos o parte de los neutrones liberados en cada fisión originan nuevas fisiones, y así sucesivamente.

    Para conocer en qué condiciones puede tener lugar la reacción de fisión nuclear en cadena, es preciso estudiar las vicisitudes que siguen los neutrones producidos en la fisión. La reacción de un neutrón con un núcleo de uranio 235 da lugar, la mayor parte de las veces, a su fisión, proceso en el que como promedio se liberan 2,5 neutrones. Una parte de los neutrones producidos dará lugar a nuevas fisiones; otra parte será absorbida por núcleos de otros elementos presentes en el sistema, sin dar lugar a fisiones; una última parte escapará al exterior, sin que tampoco origine nuevas fisiones. Si el número de neutrones del primer grupo es igual a la unidad se habrá obtenido una reacción autosostenida y con un número constante de fisiones por unidad de tiempo, ya que cada neutrón que produjo inicialmente una fisión dará lugar a otro neutrón útil para continuar el proceso. Se dice, entonces, que el sistema forma un conjunto crítico. Si el número de neutrones útiles para producir nuevas fisiones fuera mayor que la unidad, el número de fisiones por unidad de tiempo sería creciente y tendríamos un conjunto hipercrítico. Si, por el contrario, fuera menor que la unidad, la reacción decrecería con el tiempo y acabaría deteniéndose; el conjunto recibe el nombre de subcrítico.

    Un conjunto será crítico, hipercrítico o subcrítico dependiendo de la proporción relativa de neutrones en cada uno de los tres grupos, lo que es función de la concentración de átomos de U-235 en el medio, de la concentración y naturaleza de los restantes nucleidos presentes, y de la relación entre volumen y superficie del medio donde tiene lugar la reacción.

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  • 52. ¿Dónde reside el interés práctico de la fisión?

    El hecho de que la fisión pueda dar lugar a una reacción de fisión nuclear en cadena permite que, una vez iniciada ésta, se mantenga por sí misma, lo que significa que puede obtenerse una producción de energía en régimen estacionario. La consecuencia práctica es que la fisión es una reacción nuclear que puede servir como fuente de energía para cubrir necesidades energéticas de la sociedad. Esto es semejante, en un proceso nuclear, a lo que ocurre con las reacciones químicas de combustión, que también sirven como fuentes de energía porque una vez iniciada la combustión del carbón o del petróleo, la reacción se mantiene por sí misma sin necesidad de ninguna acción exterior. El interés principal de la fisión es su alto rendimiento energético. Un gramo de uranio-235 fisionado totalmente produciría una energía de 1 MWd (megavatiodía= 24.000 kilovatios-hora), lo mismo que la combustión de 2,1 tep.

  • 53. ¿Qué se entiende por combustible nuclear?

    Se llama combustible nuclear cualquier material que contiene nucleidos fisionables y puede emplearse en un reactor para que en él se desarrolle una reacción nuclear en cadena.

    Según esto el uranio es un combustible nuclear, como también lo es el óxido de uranio. En el primer caso nos referimos a un elemento químico, alguno de cuyos isótopos es fisionable; en el segundo, a un compuesto químico determinado que contiene tales isótopos.

    Entendemos por isótopos fisionables aquellos nucleidos susceptibles de experimentar fisión. Para hablar con precisión, sería necesario especificar la energía de los neutrones que pueden hacer fisionar dicho isótopo; por ejemplo, el U-238 no es fisionable por los neutrones térmicos, pero sí por los rápidos, aunque con pequeña probabilidad (sección eficaz). Normalmente, y a no ser que se hagan mayores precisiones, suele entenderse por isótopo fisionable cualquier nucleido que fisiona tanto por la acción de los neutrones térmicos como de los rápidos.

    38El único isótopo fisionable que existe en la naturaleza es el uranio-235. Se encuentra en una proporción del 0,711% en el uranio natural.

    Hay otros isótopos fisionables que no existen en la naturaleza pero que pueden obtenerse artificialmente. Los principales son:

    • • El uranio-233, que se obtiene por captura de un neutrón por un núcleo de torio-232. El núcleo intermedio formado sufre dos desintegraciones beta, dando lugar al mencionado U-233. El torio es un mineral abundante en la Tierra en cantidad parecida al plomo y molibdeno, ocupando el puesto 39 en esta relación de abundancia terrestre y siendo mayor que la del uranio.
    • • El plutonio-239. Aunque han podido detectarse trazas de él, se considera que no es un isótopo natural. Se forma en la captura de un neutrón por un núcleo de U-238, seguida por dos emisiones beta. El plutonio es un elemento que no existe en estado libre en la corteza terrestre pues su período de semidesintegración es muy inferior al del uranio-238 y al del torio-232, así como al tiempo transcurrido desde la formación de la Tierra.
    • • Menor importancia que los anteriores tiene el plutonio-241. Se forma por captura de un neutrón en el Pu-240, el cual procede, a su vez, de la captura de un neutrón por un núcleo de Pu-239.
  • 54. ¿Qué se entiende por material fértil?

    Existen determinados nucleidos de elementos de elevado peso atómico que reaccionan con los neutrones, capturando éstos y emitiendo después partículas beta, con la circunstancia de que el nucleido final es fisionable. Dichos nucleidos iniciales, no fisionables con neutrones térmicos, son de un gran interés práctico, puesto que si se introducen dentro de un reactor nuclear sirven de materia prima para la obtención de combustible nuclear. Reciben el nombre de nucleidos fértiles y el material que los contiene el de material fértil.

    El torio-232 y el uranio-238 son los dos isótopos fértiles más importantes. Por lo tanto el torio y el uranio natural o empobrecido son los dos materiales fértiles de mayor interés técnico.

  • 55. ¿Dónde radica el interés práctico de la fusión nuclear?

    El interés práctico de la fusión nuclear se encuentra en la cantidad de energía obtenida y en la abundancia de los elementos atómicos empleados, lo que le da el carácter de energía inagotable.

    En las reacciones nucleares de fusión se emplean elementos atómicos ligeros, en general el hidrógeno y sus isótopos: el deuterio y el tritio. El deuterio abunda en el agua del mar en una proporción de un átomo por cada 6.500 de hidrógeno. Como además, tres cuartas partes del planeta están cubiertas por agua, se puede afirmar que las reservas son inagotables. El tritio, aunque es escaso en la naturaleza, se puede generar mediante reacciones nucleares de neutrones con los dos isótopos del litio, material, por otro lado, abundante en la corteza terrestre (20 ppm) y en el agua del mar (0,17 ppm).

    Desde el punto de vista energético, por la fusión del deuterio contenido en un litro de agua, se obtiene una energía equivalente a la producida en la combustión de 300 litros de gasolina.

  • 56. ¿Cuál es la situación actual de las investigaciones sobre fusión nuclear?

    La fusión nuclear se encuentra en un estado de desarrollo tal que hasta la fecha no se ha demostrado su factibilidad científica: es decir, la energía gastada para producir las reacciones de fusión no se ha podido recuperar en su totalidad.

    Se trata de reproducir en la Tierra las condiciones en las que los isótopos del hidrógeno experimentan fusiones en el Sol. Al no poder lograr en la Tierra la gran presión gravitatoria existente en el Sol, hay que recurrir a muy altas temperaturas, en las que estos isótopos (deuterio y tritio) están totalmente ionizados, en estado llamado de "plasma". A esas temperaturas, el plasma no puede confinarse con materiales metálicos ni cerámicos, por lo que hay que utilizar otros métodos de confinamiento. Se han desarrollado dos líneas de trabajo científico: el confinamiento magnético y el inercial.

    En la fusión por confinamiento magnético se emplean campos magnéticos para hacer que las partículas del plasma se aceleren en trayectorias alrededor de las líneas del campo magnético, y así puedan reaccionar con mayor facilidad. Actualmente existen varias máquinas que funcionan bajo el concepto Tokamak. Los resultados más notables conseguidos hasta ahora se lograron en la máquina JET en noviembre de 1991, al obtener una potencia de 1,7 MW y posteriormente, en 1993, el TFTR llegó hasta los 6 MW alcanzando temperaturas de 30 millones de ºC.

    El proyecto más avanzado de confinamiento magnético es el ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), prototipo basado en el concepto Tokamak, y en el que se espera alcanzar una ganancia energética superior a la unidad. Se trata de un proyecto multinacional de gran coste y largo período de gestación. Se ha acordado que este proyecto se desarrolle en Cadarache (Francia).

    En la fusión por confinamiento inercial se emplea un láser o un haz de partículas para suministrar la energía instantánea necesaria para la fusión de pequeñas partículas de deuterio y tritio. En la actualidad se dispone de láseres que tienen una energía de varias decenas de kilojulios. Para alcanzar la factibilidad científica será necesario incrementar su energía en un factor 10. En este sentido, en el laboratorio de Livermore, en Estados Unidos, se ha comenzado el diseño y construcción de una instalación: NIF (National Ignition Facility) con una energía entre 1,8 y 2,2 MJ. Paralelamente Francia está realizando un proyecto similar: el "Láser Megajoule", que con una energía entre 1,8 y 3,2 MJ se instalará en Burdeos.


Capítulo 5 - Conceptos básicos de protección radiológica

  • 57. ¿A qué radiaciones ionizantes está expuesto el ser humano?

    Las personas están expuestas continuamente a radiaciones ionizantes, y lo han estado desde los albores de la humanidad. De estas radiaciones, unas proceden de la propia naturaleza, sin que el hombre haya intervenido en su producción; otras están originadas por acciones ocasionadas por el hombre.

    Las primeras constituyen el fondo radiactivo natural. Podemos distinguir tres causas de este fondo radiactivo:

    • – Las radiaciones ionizantes procedentes del espacio exterior (radiación cósmica). Están originadas por los procesos nucleares que tienen lugar en el exterior de la Tierra. Puesto que la atmósfera absorbe parcialmente las radiaciones, el fondo natural debido a esta causa varía con la altitud de tal modo que es menor al nivel del mar que en lo alto de una montaña.
    • – Las radiaciones emitidas por las sustancias radiactivas presentes en la corteza terrestre. Esta componente del fondo radiactivo varía notablemente entre unos y otros puntos de la Tierra, ya que no es uniforme la distribución de los elementos químicos. Por ejemplo, el fondo radiactivo terrestre de las sierras de Guadarrama y de Gredos, cuyas rocas graníticas poseen una radiactividad relativamente alta, es mucho mayor que el correspondiente a las zonas de naturaleza calcárea.
    • – La radiación de los isótopos radiactivos contenidos en el propio organismo humano, principalmente isótopos del carbono y del potasio. A ella hay que unir la radiación producida por el radón que inhalamos al respirar, el cual procede de la desintegración del radio y el torio.

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    Como promedio, el 15% de la dosis procedente del fondo natural que recibe una persona en España se debe a la radiación cósmica; el 20% a la radiación terrestre, el 15% al propio organismo y el 50% al radón.

    Las causas artificiales de radiación se deben a la exposición a diversas fuentes de origen no natural, como son las exploraciones radiológicas con fines médicos, las esferas luminosas de relojes, la televisión en color, los viajes en avión (en este caso se debe a la mayor dosis de radiación cósmica que se recibe durante el vuelo a gran altura), el poso radiactivo procedente de las explosiones nucleares en la atmósfera que tuvieron lugar en el pasado, las emisiones de las centrales térmicas de carbón, cuyos humos contienen isótopos radiactivos; y las instalaciones nucleares.

    Dentro de las causas artificiales la principal fuente de irradiación es la proveniente de las exploraciones radiológicas, que en los países desarrollados dan lugar a unas dosis sobre la población semejantes a la radiación cósmica. Las centrales nucleares producen una dosis prácticamente nula sobre el público en general y una dosis muy pequeña y controlada sobre el personal de una central.

  • 58. ¿Cuáles son las principales magnitudes que se emplean en radiología?

    En un material radiactivo es necesario definir de alguna forma la "intensidad" con la que se desintegra. Se emplea para ello la magnitud denominada actividad, que expresa el número de desintegraciones que tienen lugar en el material durante la unidad de tiempo. En el Sistema Internacional de unidades (SI), la unidad de actividad es el becquerel, cuyo símbolo es Bq, y que se define como la actividad de un material que experimenta una desintegración por segundo.

    Como la desintegración de un cuerpo radiactivo decrece en forma exponencial con el transcurso del tiempo, su actividad no permanece constante sino que sigue esta misma evolución, más lenta o más rápida según se trate de un isótopo de vida larga o corta.

    Para estudiar las acciones de la radiación sobre un objeto sometido a ella se ha definido la magnitud dosis absorbida (en lugar de la expresión completa, acostumbra a emplearse su elipsis, dosis), que se define como la energía que transfiere la radiación a la unidad de masa del material irradiado.

    La unidad de dosis absorbida en el sistema SI es el gray, cuyo símbolo es Gy. Se define como la dosis de radiación que transfiere una energía de 1 julio a 1 kilogramo masa de material irradiado. En el estudio sobre los efectos biológicos de las radiaciones se observa que tales efectos no dependen sólo de la dosis absorbida sino del tipo de radiación empleado, es decir, dosis iguales de dos radiaciones diferentes producen unos efectos biológicos distintos. Para tener en cuenta esto se

    define una nueva magnitud, la dosis equivalente, que es el producto de la dosis absorbida por un factor de ponderación para cada tipo de radiación, con objeto de homogeneizar, desde el punto de vista de sus efectos biológicos, las distintas clases de radiación. Este factor es 1 para las radiaciones X, gamma y beta; entre 5 y 20 para los neutrones, 5 para los protones, y 20 para la radiación alfa y otras partículas con varias cargas. La unidad de dosis equivalente en el sistema SI es el sievert cuyo símbolo es Sv. Se define como la dosis absorbida de cualquier radiación que produce los mismos efectos biológicos que 1 Gy de radiación gamma.

    El Sistema Internacional de unidades se adoptó en fecha relativamente reciente. Con anterioridad, las magnitudes radiológicas se medían dentro de un sistema especial de unidades denominado sistema radiológico. Es frecuente el encontrar publicaciones que siguen utilizando las unidades de este sistema. Por ello, a continuación se exponen las correspondencias entre las unidades del Sistema Internacional y las del radiológico.

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    El sistema radiológico definía además una magnitud denominada exposición, que se empleó para medir la capacidad de la radiación para producir iones en el aire; su unidad era el roentgen (símbolo R). Esta magnitud ha caído en desuso, por lo que su unidad en el SI (el culombio/kilogramo) carece de nombre. La equivalencia es: 1R = 2,54 x 10-4C/kg.

  • 59. Entre las magnitudes radiológicas, ¿cuáles son las más significativas desde el punto de vista de la protección radiológica?

    La protección radiológica se define como el conjunto de medios que se emplean para conseguir la protección sanitaria, tanto de la población en general como de los trabajadores profesionalmente expuestos en actividades relacionadas con las radiaciones ionizantes, con objeto de evitar los daños que producirían estas radiaciones si las dosis recibidas fueran lo suficientemente elevadas.

    Entre las magnitudes radiológicas citadas, la dosis equivalente está relacionada directamente con los efectos biológicos de la radiación, por lo que debe considerarse como la más importante desde el punto de vista de la protección radiológica. La reglamentación se refiere, normalmente, a dicha magnitud cuando establece los límites admisibles de radiación que se puede recibir.

    Al referirse a los efectos de la radiación sobre un organismo vivo no solamente hay que considerar la dosis equivalente, sino cual es el órgano que la recibe, ya que no es lo mismo irradiar uno u otro órgano del cuerpo o irradiar el organismo entero. Para ello, se emplea el concepto de dosis efectiva, con objeto de establecer valores del riesgo que sean independientes de si la totalidad del organismo se ha irradiado en forma uniforme o, por el contrario, no ha existido tal uniformidad. Esta dosis es la suma ponderada de las dosis equivalentes recibidas por cada uno de los tejidos, según adecuados factores de ponderación. Se mide en Sv.

    Hay que tener en cuenta que las sucesivas dosis absorbidas por una persona a lo largo del tiempo se suman en lo que se refiere a sus efectos. Por ello, la reglamentación habla de dosis comprometida como suma de todas las dosis recibidas por una persona a lo largo de su vida hasta el momento que se considere. Este criterio de acumulación de dosis es conservador —como todos los que se aplican en protección radiológica— ya que en él se prescinde de la posibilidad de que el organismo se recupere parcialmente de las dosis absorbidas en un pasado lejano. Se mide en Sv·año.

    Por último, se define la dosis colectiva que se refiere a las recibidas por un colectivo, y se mide en Sv·persona.

  • 60. ¿Qué dosis reciben normalmente las personas?

    Los seres humanos están sometidos a radiaciones procedentes del fondo natural, así como del fondo derivado de las actividades humanas.

    La radiación natural se debe a tres causas: la radiación cósmica, los elementos radiactivos contenidos en la corteza terrestre, y los isótopos radiactivos presentes en el propio organismo de los individuos. La dosis recibida a causa de este fondo natural varía mucho de unos a otros puntos de la Tierra.

    De acuerdo con un informe presentado por el Consejo de Seguridad Nuclear al Congreso y al Senado, la dosis que como promedio recibe una persona, por causas naturales, es de 2,41 mSv/año. Esta dosis se reparte, aproximadamente, en: 0,35 mSv/año a causa de la radiación cósmica, 0,45 mSv/año por la radiación del suelo, 1,26 mSv/año por la inhalación del radón, 0,34 mSv/año por los isótopos incorporados al organismo y 0,01 mSv/año por el poso radiactivo de los experimentos nucleares.

    Hay que hacer notar que las grandes diferencias en el fondo natural entre distintas regiones de la Tierra no parece que afecten a la incidencia de cáncer, defectos genéticos, etc., lo que constituye un dato significativo a la hora de estudiar los efectos de la radiación sobre las personas.

    La dosis recibida como consecuencia de las actividades humanas depende en gran medida de las vicisitudes por las que atraviesan las personas. Por ejemplo, una persona que hiciera viajes en avión para recorrer 25.000 km al año recibiría 1 mSv más que otra persona que llevara el mismo régimen de vida y que no volara nunca. Entre todas las fuentes de irradiación de este tipo la más importante es la contribución debida a las exploraciones radiológicas con fines médicos, la cual varía considerablemente entre distintas personas: en una radiografía de tórax se recibe una dosis de 0,05 mSv; en una tomografía computarizada de región lumbar la dosis es de 6 mSv.

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    En relación con la dosis recibida por la presencia de centrales nucleares, una persona que permaneciera todo el año a una distancia inferior a 2 km de la central, recibiría una dosis adicional de 0,005 mSv/año; la dosis disminuiría a medida que la persona se alejara de la central, de tal modo que si se mantuviera a una distancia superior a los 10 km no recibiría dosis adicional alguna. Conviene recordar aquí que la reglamentación establece zonas de acceso prohibido o restringido en el entorno de una central nuclear, por lo que puede considerarse que es nula la dosis que por esta causa recibe el público en general.

  • 61. ¿Son peligrosas las radiaciones ionizantes para los seres vivos?

    La respuesta a una pregunta tan simple y categórica no puede reducirse a un SI o un NO, sin más distingos, sino que exige una contestación más detallada.

    Las radiaciones se pueden emplear para producir un efecto beneficioso a las personas: las radiaciones X y gamma se usan con efectos curativos o paliativos en el tratamiento de tumores en la técnica denominada radioterapia; también en medicina se emplean la radiación X o los isótopos radiactivos con fines diagnósticos, en las especialidades de radiología y medicina nuclear. Pueden citarse otros ejemplos de utilización biológica de las radiaciones, que no están relacionados con la salud de las personas pero sí con su bienestar, como es el caso de la inducción de mutaciones genéticas en cereales para mejorar el rendimiento de las cosechas o la calidad de las proteínas contenidas en el grano.

    Ahora bien, las radiaciones pueden producir daños o implicar riesgos para los seres vivos, aunque también aquí hay que matizar que los efectos producidos por la radiación dependen de las dosis recibidas. Con dosis muy altas se produce la muerte del individuo; con dosis menores, pero todavía altas, se producen lesiones tanto más graves cuanto mayor es la dosis; las dosis bajas no producen necesariamente un daño sino que hacen aumentar la probabilidad de que se origine el daño, en función de la dosis recibida. Por ello y fuera de los casos específicos en que la radiación se emplea deliberadamente para producir un determinado efecto beneficioso, la reglamentación considera que las radiaciones son potencialmente peligrosas y hay que precaverse frente a ellas.

  • 62. ¿Cuáles son los efectos biológicos de las radiaciones ionizantes?

    42La exposición de los seres vivos a las radiaciones ionizantes produce diversos efectos biológicos a consecuencia de la absorción de la energía de la radiación por el ser vivo. Los cambios producidos pueden estudiarse a nivel celular, de órgano o tejido, o del organismo considerado en su conjunto.

    En la célula se producen ionizaciones y excitaciones, con formación de iones y radicales libres, que dan lugar a reacciones químicas, las cuales originan alteraciones en el funcionamiento de la célula. Estas alteraciones, dependiendo de la dosis recibida, pueden producir fallos o retrasos en la reproducción de la célula o incluso su muerte. La sensibilidad de las células frente a las radiaciones varía mucho según el tipo de célula; es mucho mayor en las células menos diferenciadas y con mayor capacidad de división celular y depende también del momento del ciclo celular en el que se produce la irradiación, siendo la célula más radiosensible en las fases de división en comparación con las de reposo celular.

    Si consideramos los efectos de la radiación sobre un órgano o un tejido, ellos estarán en relación con el tipo de población celular que compone el tejido; los efectos sobre la salud del individuo dependerán también del papel fisiológico que juegue el

    órgano o tejido. Se denominan órganos críticos aquellos que se ven más afectados por la radiación y dan lugar a consecuencias más graves para el organismo. Los principales órganos críticos son: la médula ósea, donde se producen las células sanguíneas; el intestino delgado, en el que se realizan los procesos de digestión y absorción de los alimentos; y las gónadas, donde se producen y maduran las células germinales.

    Los efectos de la absorción de una gran dosis de radiación por el conjunto del organismo recibe el nombre de síndrome de irradiación, cuyas manifestaciones clínicas están en función de las dosis recibidas y reflejan el daño producido sobre la médula ósea, el intestino y el sistema nervioso central.

  • 63. ¿Cómo se clasifican los efectos biológicos de las radiaciones?

    Los efectos biológicos de las radiaciones pueden clasificarse con arreglo a diferentes criterios: los tres más usuales son la clasificación respecto a la relación causa-efecto entre la radiación recibida y los daños que produce; la relación temporal entre el momento en que tiene lugar la irradiación y el momento en el que se manifiestan las lesiones; y, por último, la aparición de los efectos en el individuo que recibió la radiación o en sus descendientes.

    • • Con el primer criterio, los efectos se clasifican en causales (o determinísticos) y aleatorios (o estocásticos). En los efectos causales la gravedad de las lesiones es tanto mayor cuanto mayor es la dosis recibida; por debajo de una dosis mínima o umbral no se producen. Generalmente estos efectos están producidos por dosis altas de radiación que afectan a los tejidos más sensibles a la radiación y de renovación rápida, como son la médula ósea, el aparato digestivo, la piel, los testículos y los ovarios. Los efectos biológicos aleatorios se denominan también estocásticos. Están caracterizados porque en ellos es la probabilidad de que ocurra el efecto biológico la que depende de la dosis y no la gravedad como en el caso anterior. Son efectos del tipo "todo o nada" que sólo aparecen en algún individuo de los que reciben una misma dosis de radiación. Estos efectos de carácter probabilístico probablemente carecen de dosis mínima o umbral; en la duda y como mayor precaución la reglamentación supone que no hay tal dosis umbral. Por tanto, una dosis mínima de radiación podría producirlos al actuar sobre una parte importante de la célula como el ácido desoxirribonucleico (DNA), ocasionando una alteración grave. Los efectos aleatorios o estocásticos, caso de producirse, son siempre graves y comprenden la posible aparición de tumores malignos del tipo de leucemias, cánceres de pulmón, piel, etc., y las alteraciones genéticas del tipo de las anomalías hereditarias.
    • • Con el segundo criterio, los efectos se clasifican en inmediatos (también llamados tempranos o agudos), los cuales se manifiestan entre unas horas y unas semanas después de someterse a la radiación, y diferidos, los cuales aparecen al cabo de algunos años después de la exposición a la radiación.
    • • Por último, los efectos pueden dividirse en somáticos, cuando los daños se manifiestan en el individuo que ha recibido la radiación y genéticos, cuando dan lugar a lesiones en sus células reproductoras, por lo que pueden aparecer alteraciones en su descendencia.
  • 64. ¿Qué efectos biológicos se producen con dosis altas de radiación?

    Las dosis altas de radiación producen efectos inmediatos o tempranos de tipo causal. Cuando la dosis es muy elevada, superior a 100 Gy se origina la muerte del individuo en un breve plazo, entre algunas horas y unos días, a causa de las lesiones producidas en el sistema nervioso central.

    Si la dosis está comprendida entre 10 Gy y 50 Gy el fallecimiento tiene lugar entre una y dos semanas después de la irradiación, debido a lesiones gastrointestinales.

    Las dosis entre 3 Gy y 5 Gy afectan fundamentalmente a la médula ósea, productora de las células sanguíneas, lo que puede provocar el fallecimiento de la mitad de las personas irradiadas en un plazo de uno a dos meses.

    Con dosis inferiores se producen alteraciones en diversos órganos y tejidos, que luego van seguidas de una reparación y cicatrización de los mismos, lo que da lugar a una recuperación total o parcial.

    Cuando se produce una irradiación moderada de la piel con radiaciones de pequeño poder penetrante, se ocasiona un enrojecimiento con inflamación, o eritema, que puede ir seguido de ulceraciones si las dosis son algo mayores.

    Los órganos genitales son particularmente sensibles a la radiación: dosis de 2 Gy en los testículos pueden producir una esterilidad definitiva, y dosis de 0,1 Gy una esterilidad temporal; el ovario es algo menos sensible, por lo que la esterilidad no se produce con dosis inferiores a los 3 Gy.

    De las estructuras del globo ocular el cristalino es la más sensible a la radiación, pudiendo opacificarse para producir cataratas, las cuales pueden evolucionar a ceguera. El feto es particularmente vulnerable a las radiaciones por la inmadurez de sus tejidos, por lo que deben extremarse las precauciones para evitar la posible exposición en el caso de la mujer gestante.

  • 65. ¿Qué efectos biológicos se producen con dosis bajas de radiación?

    El estudio de los efectos biológicos de la radiación a dosis bajas tiene un gran interés, porque el hombre está sometido de forma continua a la radiación natural, así como a radiaciones de origen humano provenientes de los usos médicos de las radiaciones, explosiones nucleares y aplicaciones industriales y energéticas de la energía nuclear. Además una porción de público, la denominada personal profesionalmente expuesto, está sometida por razón de su trabajo a dosis bajas de radiación adicional durante muy prolongados períodos de su vida laboral.

    El primer problema que nos plantea el estudio de los efectos de la radiación a dosis bajas es que dada su pequeñísima incidencia pueden quedar englobados o enmascarados por otras causas diferentes a las radiaciones que con mucha mayor frecuencia pueden producir aislada o simultáneamente los mismos efectos. Además, y por esta baja incidencia, desde el punto de vista metodológico estadístico sería necesario estudiar muestras de población amplias, del orden de millones de personas, para que los resultados fueran significativos y hacerlo a lo largo de varias generaciones, ya que dichos efectos pueden ser producidos al cabo de muchos años de la exposición. Debe contarse asimismo con una población comparativa de control no expuesta a las radiaciones y cuyos efectos ambientales fueran los mismos.

    Los posibles efectos biológicos de las radiaciones a dosis bajas son los cancerígenos y los genéticos. Dadas las dificultades antes expuestas para el estudio de los mismos, se han producido diferentes modelos basados en interpolar los datos obtenidos de los efectos producidos a dosis altas de exposición, es decir, suponiendo que no existe un umbral por debajo del cual no se producen efectos. Otros autores admiten hipótesis supra o infralineales, según las cuales estos efectos serían respectivamente algo superiores o inferiores a los de la teoría lineal, y otras, en fin, sostienen que existe un umbral de dosis. Según un informe de expertos de Naciones Unidas del año 1980, en la práctica con dosis muy bajas de radiación el riesgo real es 2 a 10 veces menor que el calculado a partir de la hipótesis lineal. No obstante y como medida de precaución en protección radiológicas se adopta el criterio de la hipótesis lineal sin umbral, por ser el más prudente.

    Con respecto a los efectos carcinogenéticos y aunque en teoría se establece como hipótesis la ausencia de umbral, a dosis bajas, inferiores a 0,5 Gy, no se ha comprobado incremento de la incidencia de cáncer como consecuencia de las mismas, lo cual no quiere decir que no pueda existir, sino que en el estado actual de las investigaciones epidemiológicas no es demostrable. Los estudios han sido amplios y variados, habiéndose realizado en mineros de minas de uranio sometidos a alta contaminación por radón, supervivientes de Hiroshima y Nagasaki, pacientes tratados con yodo radiactivo por padecer cáncer de tiroides, etc.

    En el caso de los efectos genéticos, la demostración del posible efecto de la exposición a dosis bajas de radiación es también dificultosa, ya que si en el caso del cáncer hay que tener presente que el 22% de la población muere por esta causa, los defectos genéticos ocurren espontáneamente entre el 6% y el 10% de los recién nacidos, aunque la mayor parte de ellos son de mínima importancia. En la práctica no se ha observado aumento de la incidencia de alteraciones hereditarias en los descendientes de personas expuestas a niveles relativamente altos de radiación, como es el caso del estudio realizado en los descendientes de radiólogos americanos, cuando los equipos tenían deficiente radioprotección o en hijos y nietos de pacientes irradiados a causa de padecer tumores malignos.

    Para terminar, es conveniente situar los riesgos de las radiaciones ionizantes a bajas dosis en relación a los demás riesgos de la vida cotidiana, ya que toda actividad humana lleva consigo un riesgo, por pequeño que este sea. En un estudio comparativo llevado a cabo en Francia se ha visto que el riesgo que corresponde a la dosis de exposición máxima admisible de media jornada en una central nuclear o una estancia de tres años cerca de la misma es el mismo que representa fumar un cigarrillo, viajar 650 km en avión o 100 km en coche o beber media botella de vino. Esto, que puede parecer anecdótico, significa que la evaluación de un riesgo real debe hacerse no sólo en términos cualitativos sino también cuantitativos, calculándose cual es la verdadera magnitud del mismo con relación a los demás riesgos de la vida.

  • 66. ¿Qué diferencia existe entre irradiación y contaminación radiactiva?

    Recibe el nombre de irradiación o exposición la acción de someter a una persona u objeto a las radiaciones ionizantes. Se habla de irradiación externa cuando la fuente de radiación es exterior al individuo, mientras que la irradiación interna está originada por fuentes radiactivas situadas en el interior del individuo. Cuando existen simultáneamente ambos tipos de fuentes, la exposición total es la suma de las dos exposiciones parciales. Si el organismo completo sufre la irradiación, se dice que se trata de una exposición global, mientras que el término exposición parcial se refiere a la irradiación de un órgano determinado.

    Contaminación es la presencia indeseada de sustancias radiactivas en la superficie o en el interior de un cuerpo u organismo. En el primer caso se habla de una contaminación externa y en el segundo de una contaminación interna. Una persona sufrirá una contaminación externa cuando se depositen sobre su piel sustancias radiactivas, mientras que la contaminación interna se producirá cuando penetren isótopos radiactivos en el organismo, sea por ingestión, sea por inhalación o a través de heridas, etc.

    Un individuo irradiado por una fuente radiactiva exterior a él sufre en sus tejidos los efectos biológicos de la radiación mientras está próximo a la fuente, pero bastará que se aleje suficientemente de ella para que cese la irradiación. Por el contrario, un individuo contaminado continuará siendo irradiado en tanto no cese la contaminación, y él mismo puede actuar como fuente de contaminación o irradiación de otras personas.

    La contaminación externa es fácilmente eliminable mediante lavado de la superficie contaminada, mientras que en la contaminación interna los efectos dependerán del tropismo de los elementos radiactivos, que los hace depositarse en unos u otros órganos en función de las características metabólicas de los mismos; la permanencia de la actuación de los radionucleidos depende, por una parte, de la capacidad de eliminación de esa sustancia por el organismo a través de las vías naturales, y, por otro, del período de semidesintegración del isótopo en cuestión.

  • 67. ¿Qué es la protección radiológica y cuáles son sus objetivos?

    El mal uso de las radiaciones ionizantes puede ser peligroso para los seres vivos, por lo que en toda actividad en la que pueda producirse una irradiación a partir de una fuente de radiación o de una contaminación radiactiva, es necesario asegurarse que las personas y otros seres vivos que se desea proteger no reciben una dosis que pueda originarles riesgos radiactivos o, menos aún, producirles un daño cierto.

    De esto se ocupa la protección radiológica, que se define como el conjunto de normativa, métodos y acciones que se toman para evitar dichos riesgos y daños, así como las acciones, medidas y análisis que se llevan a cabo para comprobar que se han aplicado correctamente los criterios de protección adecuados. En una instalación nuclear o radiactiva existe la posibilidad, al menos teórica, de que se emitan productos radiactivos al medio ambiente, los cuales podrían perjudicar luego a lo seres vivos; por ello, la protección radiológica se ocupa también de establecer los límites de emisiones radiactivas al ambiente y la medida de la radiactividad en éste.

    No se crea que la protección radiológica ha nacido con las centrales nucleares, sino que al comprobarse que el uso indebido de las radiaciones es peligroso, en 1901 se establecieron las primeras normas de protección frente a los rayos X, y en 1916 las primeras recomendaciones sobre protección frente a los rayos X y al radio. Durante las primeras cuatro décadas del siglo XX las radiaciones ionizantes se emplearon únicamente en medicina, por lo que la protección radiológica se ocupó sólo de los usos médicos de las radiaciones.

    Cuando hacia la mitad del siglo XX se produjeron los desarrollos de las aplicaciones de la energía nuclear, la protección radiológica pasó a ocuparse también de los temas nucleares y adquirió el auge e importancia que hoy tiene.

  • 68. ¿Cuáles son los organismos internacionales que se ocupan de la protección radiológica?

    El más veterano entre todos ellos es la Comisión Internacional de Protección Radiológica (ICRP), constituido en 1928 bajo la denominación de Comisión internacional para la protección frente a los rayos X y el radio, nombre que expresa que su cometido se refería a las aplicaciones médicas de la radiación. Originalmente estaba formada solamente por médicos y biólogos, pero al ampliar sus cometidos a la protección radiológica de instalaciones nucleares y radiactivas, en 1950, además de cambiar de nombre ha incorporado en su seno a físicos, químicos, ingenieros, etc.

    De ella dependen cuatro comités dedicados a:

    • • Efectos de las radiaciones.
    • • Definición de límites secundarios de la carga corporal.
    • • Protección radiológica en medicina.
    • • Implantación de las recomendaciones que ella formula.

    A pesar de que esta Comisión no tiene carácter intergubernamental, su prestigio y la solidez científica de sus recomendaciones hacen que éstas sean aceptadas por todos los organismos internacionales y adoptadas por las reglamentaciones oficiales de todos los Estados que desarrollan actividades nucleares.

    • • El organismo nuclear intergubernamental más importante del mundo es el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), creado por las Naciones Unidas en 1957. La sede del Organismo está en Viena, y forman parte de él 140 Estados, según datos de 2006. Sus cometidos son muy amplios dentro del campo de la energía nuclear, tales como: investigación y desarrollo, celebración de conferencias científicas, control sobre los usos pacíficos de los materiales fisionables y formulación de recomendaciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica. La reglamentación española exige que estas recomendaciones del OIEA —como las de los restantes organismos internacionales de los que España forma parte— sean de obligado cumplimiento en las instalaciones nucleares y radiactivas españolas.
    • • La Agencia de Energía Nuclear de la OCDE (NEA) fue creada en el seno de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico en 1957. Forman parte de ella 28 Estados, entre ellos 21 Estados europeos, además de Canadá, Estados Unidos, Japón, Corea, México, Australia y Nueva Zelanda; su sede está en París. Dentro de la Agencia existen cuatro direcciones técnicas: ciencias y técnicas nucleares; desarrollo tecnológico; seguridad nuclear; protección radiológica y gestión de residuos radiactivos. Al pertenecer España a la NEA, sus recomendaciones —al igual que ocurre con el OIEA— son de obligado cumplimiento en España.
    • • La Comunidad Europea de Energía Nuclear (EURATOM), hoy integrada dentro de la Unión Europea, establece también una normativa sobre protección radiológica, que es exigida a los países de la Unión.
    • • Existen otros organismos internacionales que formulan recomendaciones sobre protección radiológica. Como más importantes merecen citarse: la Organización Mundial de la Salud (OMS), la Organización Internacional del Trabajo (OIT), y el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR).
  • 69. ¿Qué organismo está encargado en españa de la protección radiológica?

    Desde el mismo momento en que se iniciaron las investigaciones nucleares en España, en 1948, en la anterior Junta de Energía Nuclear, también en este centro investigador se desarrollaron los trabajos para asegurar la protección radiológica de los trabajadores, ciudadanos y del país.

    En consonancia con lo decidido en otros países que utilizaban la energía nuclear y ante el auge que adquiría esta energía, en 1980 se decidió crear un organismo consagrado exclusivamente a la seguridad nuclear y la protección radiológica, organismo que habría de actuar con total independencia de las demás Administraciones públicas.

    Para ello, la Ley 15/1980, de 22 de abril, creó el Consejo de Seguridad Nuclear "como Ente de Derecho Público, con personalidad jurídica y patrimonio propio e independiente de los del Estado, y como único Organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica". El Consejo está regido por un presidente y cuatro consejeros, "designados entre personas de conocida solvencia dentro de las especialidades de seguridad nuclear, tecnología, protección radiológica y del medio ambiente, medicina, legislación o cualquier otra conexa con las anteriores, así como en energía en general o seguridad industrial, valorándose especialmente su independencia y objetividad de criterio" y dispone de un cuerpo de funcionarios propios, el Cuerpo técnico de seguridad nuclear y protección radiológica. El Consejo de Seguridad Nuclear responde de su actuación ante el Parlamento, al cual remite un informe anual detallado de la actividad nuclear, e informa a la ciudadanía, entre otras formas mediante el acceso a la web, www.csn.es.

    Vemos, pues, que la protección radiológica es cuestión que ha interesado al Estado desde el mismo momento en que se iniciaron las actividades nucleares en España y que existe un organismo técnico, capaz e independiente, que vela por la protección de las personas y del medio ambiente, en relación con las radiaciones ionizantes.

  • 70. ¿Cómo pueden protegerse las personas de la irradiación de una fuente externa?

    Cuando una persona está sometida a la irradiación de una fuente externa, la dosis de radiación que se recibe es igual al producto de la tasa de dosis (dosis recibida en la unidad de tiempo) por el tiempo durante el cual se está expuesto a la radiación.

    Por su parte, la tasa de dosis en un punto es proporcional al flujo de radiación en él, y este flujo decrece con el alejamiento de la fuente de radiación según el producto de otros dos factores: el primero sigue la ley de decrecimiento con el cuadrado de la distancia, es decir, que, aunque la radiación no fuese absorbida en su recorrido desde la fuente hasta el objeto de la irradiación, la tasa de dosis disminuiría en forma inversamente proporcional al cuadrado de la distancia al foco emisor, en el caso de una fuente puntual.

    Además, la radiactividad es absorbida parcialmente por el medio interpuesto entre emisor y receptor, lo que significa que el segundo factor de decrecimiento de la tasa de dosis en función de la distancia sigue una ley exponencial.

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    Como consecuencia de lo anterior, la protección contra la irradiación por una fuente externa se consigue mediante la combinación de tres factores: tiempo de exposición, distancia y blindaje.

    El tiempo de exposición ha de reducirse de modo que la persona permanezca en la zona de irradiación durante el período mínimo que sea imprescindible, y debe controlarse el tiempo en que se permanece en dicha zona.

    La distancia entre la fuente y la persona ha de controlarse también, procurando que se esté lo más lejos que sea posible de la fuente.

    Como no siempre es posible que la combinación entre tiempo de exposición y distancia den lugar a una dosis admisible, la protección se consigue interponiendo una sustancia que absorba la radiación entre la fuente y el sujeto. Es lo que se llama un blindaje contra la radiación.

    • • Las radiaciones alfa son absorbidas fácilmente por todos los cuerpos: bastan para ello unos centímetros de aire o algunas centésimas de milímetro de agua, por lo que la protección frente a la radiación alfa no necesita ningún blindaje.
    • • La radiación beta, aunque algo más penetrante, se absorbe también con facilidad, bastando para ello algunos metros de aire, unos milímetros de agua, o un sólido delgado.
    • • Por el contrario, la radiación gamma es muy penetrante, por lo que, para protegerse de ella, son necesarios blindajes de un material pesado, como pueden ser el plomo o el hormigón, de gran espesor.
    • • Los neutrones son también muy penetrantes, sin que sean absorbidos por el aire, pero sí por el agua. Los compuestos de algunos elementos químicos, como el boro y el cadmio, son buenos absorbentes de neutrones.
    • • En las centrales nucleares el reactor está rodeado de un fuerte blindaje, que absorbe gran parte de la radiación gamma y los neutrones, y la central se divide en áreas, según los niveles de radiación que hay en ellas. El acceso al interior de aquellas áreas en las que el nivel de radiación es apreciable está rigurosamente controlado y sólo se permite el acceso a ellas al personal que ha de realizar allí un trabajo concreto; a la vez se limita su tiempo de permanencia en la zona y se mide la dosis recibida, que nunca puede rebasar los límites autorizados por la reglamentación. En el exterior de la central, al igual que en las zonas de oficinas, descanso, etc., el nivel de radiación es nulo.
  • 71. ¿Qué medidas se usan para la descontaminación radiactiva de personas?

    Como consecuencia de accidente o explosiones nucleares puede producirse la irradiación y contaminación de personas. Con objeto de no actuar de forma improvisada es necesario tener previstas y planificadas una serie de actuaciones. En el caso de que las personas precisen primeros auxilios de reanimación o tratamiento de urgencia, éstos primarán sobre las medidas de descontaminación. Es indispensable intentar conocer desde el primer momento cuales son los radionucleidos contaminantes así como sus formas físicas y químicas, ya que esto facilitará la actuación del personal sanitario.

    En el caso de contaminación externa, la conducta que se sigue está encaminada a eliminarla y evitar que se incorpore al organismo a través de las heridas, orificios naturales, o inhalación, en el caso de atmósferas contaminantes. Las medidas consisten en quitar la ropa, almacenándola en bolsas de plástico, duchado con agua tibia y jabón neutro, en el caso de que la contaminación sea difusa, o simple lavado de las zonas contaminadas, en el caso de que ésta se reduzca a áreas definidas. El lavado y enjuague se repite las veces necesarias, controlando con un detector que la descontaminación sea lo más perfecta posible. En el caso de heridas y para evitar la incorporación de los agentes contaminantes a través de vasos linfáticos y sanguíneos, es conveniente la compresión de las venas próximas a las heridas y el lavado de las mismas con suero fisiológico, aplicando antisépticos y apósitos estériles.

    Las medidas de descontaminación interna son más complejas y están en relación con las características metabólicas y capacidad difusora del radisótopo, sus características físicas (actividad, energía, período de semidesintegración), así como la vía de entrada y tropismo especial por determinados órganos. Por ejemplo, sabemos que el yodo radiactivo accede al tiroides, el cesio al músculo, el estroncio a huesos, etc. Las primeras medidas que se toman tienden a favorecer la eliminación de radionucleidos, para lo que se hace tomar líquidos abundantes a la persona contaminada o laxantes suaves, fluidificantes bronquiales, etc., así como medicamentos convenientes para intentar formar complejos químicos con los radionucleidos, o para bloquear su captación por los órganos críticos.

  • 72. ¿Cuáles son los principios básicos en los que se funda la protección radiológica?

    Las radiaciones ionizantes no son siempre perjudiciales para la salud de las personas, y en determinados casos, como ocurre con las aplicaciones médicas de las radiaciones, pueden resultar beneficiosas. Pero ante la eventualidad de que las radiaciones produzcan daños, según las circunstancias, o impliquen un riesgo de que tenga lugar el daño, está universalmente admitido que, fuera de los casos de aplicaciones terapéuticas, las radiaciones ionizantes deben considerarse siempre como potencialmente peligrosas.

    En consecuencia: nadie debe recibir nunca una dosis que no sea necesaria; la dosis ha de estar siempre por debajo de unos límites establecidos, que se sabe no son peligrosos; la dosis, aun por debajo de estos límites, ha de ser siempre la mínima posible; en el caso de que una persona desarrolle una actividad en la que pueda recibir dosis por encima del fondonatural, la dosis debe ser controlada y ha de medirse.

  • 73. ¿Cuáles son las normas sobre protección radiológica que establece la reglamentación?

    La reglamentación española establece las dosis máximas que, bajo ningún concepto, se pueden rebasar. La reglamentación distingue entre miembros del público, que son las personas que no desarrollan actividades específicamente relacionadas con las radiaciones (es decir, el "ciudadano de a pie") y el personal profesionalmente expuesto, que son las personas que trabajan en actividades nucleares, las cuales han adquirido una capacitación especial para efectuar estas tareas y están sometidas a un rígido control médico y radiológico.

    Asimismo, para los isótopos radiactivos existen unos límites de la carga corporal admisibles; es decir, la cantidad máxima de cada isótopo que puede incorporarse al organismo.

    Los valores de dosis máxima y de carga corporal admisible que recoge la reglamentación española son los mismos que los establecidos en otras reglamentaciones nacionales y recomendadas por los organismos internacionales.

    Debido al desarrollo de los conocimientos científicos en relación con la protección radiológica, la CIPR en su publicación nº 60 (1990), recomendaba la modificación de los límites. Dicha recomendación fue recogida por EURATOM, que emitió la Directiva 96/29, estableciendo los nuevos límites que han entrado en vigor en los países miembros de la Unión Europea en mayo del año 2000. En España, estos valores se incluyeron en la revisión del reglamento para la protección de las radiaciones ionizantes publicado el 26 de julio de 2001.

    DOSIS DE EXPOSICIÓN A RADIACIONES IONIZANTES

    1. Para personal profesionalmente expuesto:
      1. Límite anual de dosis efectiva: 100 mSv acumulados en 5 años consecutivos; en 1 año < 50 mSv.
      2. Límites anuales de dosis al cristalino: 150 mSv.
      3. Límite anual de dosis para la piel: 500 mSv.
      4. Límite de dosis anual para las manos, antebrazos, pies y tobillos: 500 mSv.
    2. Límites de dosis a estudiantes que vayan a dedicarse a una profesión que implique exposición a las radiaciones ionizantes o que deban manejar fuentes por razón de sus estudios:
      1. Si tienen 18 años o más, el límite es igual al del apartado a).
      2. Si la edad está entre 16 y 18 años, los límites son 3/10 de los del apartado a).
    3. Límites de dosis al público en general:
      1. Límite anual de dosis efectiva: 1 mSv; puede autorizarse un valor superior en un año si la media en 5 años es < 1 mSv.
      2. Límite anual de dosis al cristalino: 15 mSv.
      3. Límite anual de dosis a la piel: 50 mSv.
      4. Límite anual de dosis a las manos, pies y tobillos: 50 mSv.

     

    Se establecen también límites para operaciones especiales planificadas; así como condiciones especiales a mujeres embarazadas, madres lactantes, aprendices y estudiantes.

     

    Fuente: Reglamento sobre protección radiológica contra las radiaciones ionizantes. (26 julio 2001).

  • 74. ¿En qué consisten las medidas de protección radiológica que se adoptan en una central nuclear y en su entorno?

    Con estas medidas se pretende garantizar que no se produzcan contaminaciones ni vertidos no autorizados de productos radiactivos y que la dosis de radiación que reciben las personas estén por debajo de los límites establecidos en la reglamentación.

    Para ello la central se diseña y construye de tal modo que los productos radiactivos queden confinados, es decir, que se evite que puedan dar lugar a contaminación; los vertidos al exterior de pequeñas cantidades de ellos han de estar por debajo de unos límites que se han calculado previamente, teniendo en cuenta las características del entorno, de tal modo que no produzcan el más pequeño riesgo. Estos límites son aprobados por el Consejo de Seguridad Nuclear. Asimismo, en el proyecto se estudió qué blindajes hay que colocar para reducir los niveles de radiación dentro de la central, con objeto de permitir la realización de los trabajos a que haya lugar dentro de ella.

    Antes de la puesta en marcha de la central se redacta el reglamento de operación, que de acuerdo con los niveles máximos de radiación que pueden alcanzarse en las distintas áreas de la central, la divide en zonas, según el tiempo de máxima permanencia en ellas: en la zona de acceso permanente, el nivel de radiación es nulo; hay varias clases de zonas controladas, según sus niveles de radiación, donde se limita quiénes y durante cuánto tiempo pueden permanecer y las precauciones que han de observar.

    Durante el funcionamiento de la central, se miden los niveles de radiación y de contaminación en las diversas zonas, para comprobar que están de acuerdo con lo previsto. El servicio de protección radiológica vela porque el personal cumpla el reglamento establecido y mide las dosis recibidas por las personas, y en el caso en que se produzcan desviaciones respecto a lo previsto en los reglamentos, decide las medidas que hay que tomar. Además, en las centrales nucleares el Consejo de Seguridad Nuclear mantiene desplazados de forma permanente a dos inspectores con plena capacidad de actuación.

    Por lo que respecta al entorno, desde dos años antes de que se introduzca en la central algún material radiactivo se hace un control sistemático de la radiactividad ambiental (aire, ríos, mar, fauna, flora, cosechas, etc.) para conocer el fondo radiactivo de la región. Durante la explotación de la central se continúa con estas medidas, y la menor desviación por encima de los límites admitidos daría lugar a la parada inmediata de la central. Este programa se denomina de Vigilancia Radiológica Ambiental (PVRMA) y es aprobado específicamente por el Consejo de Seguridad Nuclear que supervisa su aplicación y resultados. Las medidas son realizadas por diferentes laboratorios de universidades, instituciones y empresas.

    Además, existe un Plan de Emergencia Nuclear bajo la dirección de Protección Civil para la resolución de estas soluciones cuando afectan al exterior de una instalación. Cada una de éstas tiene uno específico de carácter interior para sucesos de este ámbito.


Capítulo 6 - Aplicaciones de los isótopos en medicina

  • 75. ¿Tienen aplicaciones médicas las radiaciones ionizantes?

    Las radiaciones ionizantes tienen múltiples aplicaciones en el campo de la medicina. La especialidad denominada radiología utiliza los rayos X procedentes de un tubo de rayos catódicos para la realización de múltiples tipos de exploraciones radiológicas diagnósticas. En la especialidad de medicina nuclear se manejan diferentes tipos de isótopos no encapsulados (en forma líquida o gaseosa) que son administrados al paciente o utilizados en laboratorio en pruebas analíticas con fines eminentemente diagnósticos. En el campo de la terapia las radiaciones ionizantes se emplean para el tratamiento de tumores malignos, dando lugar a la especialidad denominada radioterapia.

    Además de en estas tres especialidades las radiaciones ionizantes procedentes de isótopos radiactivos se utilizan ampliamente en el campo de la investigación médica, habiéndose realizado gran número de estudios cinéticos y metabólicos en fisiología humana y animal por medio de radiotrazadores.

    El gran desarrollo de estas especialidades se debe por una parte a un mejor conocimiento de la física y aplicaciones de las radiaciones y por otra a los continuos avances en los equipos de producción, detección y utilización de las mismas. Los equipos más sofisticados tienen un elevado costo y exigen para su manejo personal mulitidisciplinario altamente especializado, que incluye no sólo médicos sino también radiofísicos, radiofarmacéuticos y químicos que trabajan en estrecha colaboración. Esto hace que en ocasiones sólo se disponga de estos servicios en grandes centros médicos que sirven a grandes núcleos de población. En la actualidad en España se cuenta, tanto a nivel de sanidad pública como privada, de múltiples centros que disponen de equipos de última generación y personal bien cualificado.

    Hay que observar que existen otros procedimientos de prospección médica como la denominada "Resonancia Magnética Nuclear" que no utilizan las radiaciones ionizantes.

    La Resonancia Magnética Nuclear (RMN) es una exploración radiológica que nace en el comienzo de los años 80 y permite obtener imágenes del organismo de forma incruenta (no invasiva) sin emitir radiación ionizante y en cualquier plano del espacio.

    Posee la capacidad de diferenciar mejor que cualquier otra prueba de radiología las distintas estructuras anatómicas. Además, permite añadir al paciente durante la exploración soluciones de contraste paramagnéticas, por ejemplo utilizando el gadolinio, para delimitar aún más las estructuras y partes del cuerpo y mejorar su visionado.

    La obtención de las imágenes se consigue mediante la estimulación de las moléculas del organismo con la acción de un campo electromagnético de alta intensidad con un imán de 1,5 tesla (equivalente a 15 mil veces el campo magnético de la tierra). Este imán atrae a los protones que están contenidos en los átomos de los tejidos y giran con un momento magnético determinado para cada elemento químico y que se alinearán con el campo magnético aplicado por su mayor intensidad.

    Cuando se interrumpe el pulso magnético, los protones y su momento magnético vuelven a su posición original de relajación, liberando energía y emitiendo señales de radio que son captadas por un receptor y analizadas por un ordenador que las transformará en imágenes (cada molécula produce una señal diferente).

    En la Resonancia Magnética las imágenes se realizan mediante cortes en tres planos: axial, coronal y sagital, sin necesidad de que el paciente cambie su posición. Las resonancias magnéticas atraviesan los huesos y por ello se pueden ver muy bien los tejidos blandos.

    El paciente permanece tumbado en una camilla, y esta se desliza dentro del tubo que genera los campos magnéticos. El aparato genera campos magnéticos alrededor del paciente y emite ondas de radio que se dirigen a los tejidos a estudiar. Pero es incruento y no invasivo para el paciente.

    Cada "corte" precisará de 2 a 15 minutos, por ello se puede tardar en esta exploración entre 30 y 60 minutos.

  • 76. ¿Qué es el radiodiagnóstico?

    Es el método diagnóstico que consiste en la obtención de imágenes del organismo por medio de un equipo de rayos X. El tubo elemental de rayos X consiste en un filamento incandescente (cátodo) que produce electrones, los cuales son acelerados en el vacío haciéndolos chocar contra un anticátodo, originándose radiación electromagnética denominada rayos X. Todo ello está contenido en una ampolla de vidrio, incluida en una envoltura forrada con plomo, excepto por el orificio de salida de la radiación.

    RadiografíaA partir del descubrimiento de los rayos X se han logrado enormes mejoras tanto en los equipos utilizados como en los medios de protección, habiéndose ampliado en gran manera las indicaciones de esta especialidad. En la actualidad son posibles estudios de esqueleto, tórax, abdomen, sistema nervioso, tubo digestivo, vías biliares, aparato urinario, vasos, corazón, etc., de forma que no hay órgano que se escape a este tipo de exploraciones.

    La imagen radiológica se produce al atravesar el haz de rayos X la zona que se desea explorar y ser absorbidos los rayos X de manera diferente por los tejidos, obteniéndose un haz emergente que presenta variaciones de intensidad, las cuales se hacen visibles mediante sistemas de imagen en pantalla, denominándose entonces la exploración radioscopia o impresionando una película que una vez revelada da lugar a una radiografía.

    Las instalaciones más elementales de radiología realizan sólo sencillos estudios radiográficos óseos, de tórax, riñones o de vías biliares. Las instalaciones más completas disponen de mesa basculante para colocar al paciente en distintas posiciones, siendo posible disparar radiografías en los momentos que se desee.

    En los grandes hospitales existen equipos de radiología especializados para exploraciones que permiten la visualización de los vasos del sistema circulatorio por medio de la inyección de contrastes yodados, siendo de gran utilidad en exploraciones cerebrales, cardíacas, de extremidades y de abdomen. La radiología utilizada como control de toma de biopsias, evacuación de quistes o realización de maniobras terapéuticas, así como el cateterismo, son exploraciones aún más delicadas que exigen personal superespecializado.

    La tomografía axial computarizada o TAC es un medio radiológico que consiste en la reconstrucción mediante un ordenador de los cortes de un órgano o zona explorada producidos por un haz de rayos X muy fino que va girando alrededor del mismo.

    La mamografía es la técnica radiológica utilizada para la exploración de los senos en la mujer, permitiendo el diagnóstico de lesiones mamarias benignas o malignas, incluso de muy pequeñas dimensiones.

    La radiología dental utiliza equipos y procedimientos especiales como películas o tubos de rayos X intraorales o radiografías panorámicas de boca.

  • 77. ¿Qué es la medicina nuclear?

    La medicina nuclear es una especialidad médica, de historia relativamente corta, unos 40 años, que utiliza las radiaciones ionizantes procedentes de los radisótopos o radionucleidos para realización de estudios morfológicos y funcionales de numerosos órganos, así como para las determinaciones radioanalíticas de numerosas sustancias contenidas en el organismo. Para la realización de los estudios sobre los pacientes es necesaria la introducción en el organismo de una pequeña cantidad de sustancia radiactiva denominada radiofármaco, por diferentes vías, generalmente la intravenosa o bien la digestiva, inhalación, etc. Estas sustancias, por su especial afinidad, se fijan en el órgano que se desea estudiar, emitiendo radiación gamma que es detectada por un equipo denominado gammacámara cuyo detector se sitúa sobre el órgano a explorar, recibiendo los fotones procedentes del radiofármaco.

    Estas señales son transformadas en impulsos eléctricos que son modulados, amplificados y procesados por medio de un ordenador adjunto al equipo, lo que permite la representación espacial del órgano, denominada gammagrafía, sobre una pantalla o placa de rayos X o papel o la visualización de imágenes sucesivas del mismo para el estudio de una determinada función. Recientemente se cuenta con cámaras que permiten la obtención de cortes del órgano según las tres direcciones del espacio, lo que mejora la calidad de los estudios y la sensibilidad diagnóstica.

    En algunos centros se dispone de equipos denominados de PET (tomografía por emisión de positrones) que emplean radionucléidos que emiten positrones en vez de fotones como en los métodos clásicos de medicina nuclear. La calidad de las imágenes obtenidas con estos equipos es superior a la de los convencionales, pero en la actualidad debido a su alto coste y complicada tecnología, ya que es preciso disponer de un ciclotrón para producir isótopos de vida media ultracorta del orden de minutos u horas, sólo existen equipos comercializados en el mundo en países con alto nivel de tecnología médica. España dispone de varios de estos equipos en la actualidad, teniendo sus principales aplicaciones en los campos de oncología, cardiología y neurología.

    Las ventajas fundamentales de los métodos exploratorios de medicina nuclear son el no ser peligrosos ni molestos para el paciente y el tener efectos secundarios mínimos, ya que la radiación que se recibe es igual o menor a la de estudios radiológicos de rutina.

    Medicina nuclearLas técnicas analíticas denominadas radioinmunoanálisis permiten la detección y cuantificación de numerosas sustancias que están en cantidades muy pequeñas en sangre u orina y que son muy difíciles de detectar por medios analíticos convencionales. Se realizan gracias a un ingenioso sistema que combina una reacción de unión antígeno-anticuerpo con el marcado con un isótopo, generalmente el yodo-125, de uno de estos dos componentes.

    Aunque la medicina nuclear es una especialidad fundamentalmente diagnóstica, los radisótopos no encapsulados pueden utilizarse como medio de tratamiento en aplicaciones puntuales, hablándose entonces de radioterapia metabólica. Esta consiste en administrar una dosis relativamente grande de sustancia radiactiva en forma líquida por medio de inyección o ingestión para que se acumule en el órgano o lugar tratado, donde actúa por medio de la radiación emitida sobre los tejidos en contacto

    próximo con ella. La aplicación más frecuente es el tratamiento de pacientes con cáncer de tiroides o hipertiroidismo y para la realización del mismo, los pacientes son generalmente ingresados en unidades de hospitalización especiales que disponen de habitaciones con medios de radioprotección y son atendidos por personal especializado.

  • 78. ¿Cuáles son las principales aplicaciones diagnósticas de los isótopos?

    Prácticamente todas las especialidades médicas pueden beneficiarse de los estudios morfológicos, funcionales y analíticos de la medicina nuclear. Los estudios morfológicos pueden completarse con técnicas exploratorias de imagen radiológicas y ecográficas u otras de reciente adquisición como la tomografía axial computarizada o la resonancia magnética nuclear.

    • • Dentro de la especialidad de endocrinología tienen gran interés los estudios gammagráficos tiroideos o suprarrenales, junto con las determinaciones hormonales útiles para el estudio de estos mismos órganos así como de la hipófisis, problemas de crecimiento, desarrollo sexual, fertilidad, diabetes, etc.
    • • En la especialidad de cardiología las aplicaciones se centran sobre todo en el diagnóstico de las alteraciones de la circulación cardíaca que producen cuadros como las anginas o infartos de miocardio, así como en el diagnóstico de las cardiopatías congénitas.
    • • Los estudios pulmonares permiten estudiar la vascularización y ventilación pulmonar, las cuales están afectadas en numerosas enfermedades del aparato respiratorio.
    • • Las exploraciones de aparato digestivo son muy variadas, incluyendo estudios de la función del esófago y estómago, estudios hepáticos para el diagnóstico de cirrosis, quistes o tumores o estudios de vías biliares utilizados en presencia de infecciones de vesícula o cálculos biliares. También pueden administrarse comidas que contienen pequeñas cantidades de sustancias radiactivas para estudiar los trastornos de digestión o absorción intestinal.
    • • La función y morfología del riñón y vías urinarias pueden valorarse mediante técnicas isotópicas que ponen de manifiesto procesos renales, obstrucción de vías urinarias, viabilidad de trasplantes renales, etc.
    • • En pacientes con traumatismos, infecciones o tumores de los huesos la gammagrafía ósea muestra una acumulación exagerada y anómala del radiofármaco inyectado en las zonas alteradas, lo que permite el diagnóstico de estos procesos.
    • • En pacientes oncológicos los estudios convencionales de medicina nuclear y sobre todo los estudios con PET permiten realizar el estudio del tumor, indispensable para la toma de decisiones terapéuticas.
    • • Los estudios funcionales del sistema nervioso central son muy útiles en la valoración de pacientes con diversos tipos de demencias, epilepsias, enfermedades vasculares o tumorales, en las cuales los estudios con diferentes isótopos permiten la visualización de zonas funcionalmente afectadas que no pueden diagnosticarse por otras técnicas de estudio puramente de imagen como la tomografía computarizada o la resonancia magnética.
    • • Dentro del campo de las aplicaciones analíticas de laboratorio tienen gran interés los estudios hormonales endocrinológicos, así como la determinación de los denominados marcadores tumorales que son sustancias producidas específicamente por los tumores y cuya presencia en sangre permite el diagnóstico y seguimiento de los mismos. También se aplican en el estudio de pacientes con enfermedades alérgicas, hepatitis, control antidoping y diferentes estudios sanguíneos.
  • 79. ¿Cuáles son los isótopos más utilizados en medicina nuclear?

    La medicina nuclear utiliza diferentes tipos de isótopos para sus aplicaciones diagnósticas y terapéuticas. La elección de los mismos está condicionada por la necesidad de que no sean tóxicos, tengan un tipo de emisión radiactiva idónea, baja energía y período de semidesintegración corto, para que la dosis absorbida sea pequeña. Su eliminación debe ser rápida para que el tiempo de permanencia en el organismo no sea prolongado.

    Para la realización de estudios sobre pacientes puede utilizarse un radionucleido puro que se fija en el órgano a explorar, como en el caso del radioyodo que es captado por la glándula tiroides, o bien pueden marcarse diferentes moléculas que tengan un gran tropismo para el órgano que se desea estudiar, como los coloides marcados para los estudios gammagráficos hepáticos o los fosfatos marcados para los estudios óseos, en cuyo caso hablamos de radiofármacos.

    El isótopo más ampliamente utilizado actualmente en los servicios de medicina nuclear es el tecnecio-99 metaestable, que emite radiación gamma y tiene un período de semidesintegración de seis horas, por lo que es necesario disponer de generadores, que son recipientes blindados que se reciben habitualmente de forma semanal en los servicios de medicina nuclear y que contienen en su interior un isótopo padre (el molibdeno-99), de vida media más larga a partir del cual se obtiene el

    isótopo hijo (tecnecio-99), que es utilizado diariamente para las exploraciones. El tecnecio se combina fácilmente con moléculas portadoras que permiten el estudio de órganos muy variados como esqueleto, corazón, hígado y bazo, vías biliares, tracto digestivo y cerebro. Además del tecnecio se utilizan otros emisores gamma de período de semidesintegración corto como el talio-201 para estudios cardiacos, el galio-67 para detección de tumores, el indio-111 para procesos inflamatorios, el yodo-131 y 123 para estudios tiroideos y renales y el xenón-133 para estudios pulmonares.

    Para los estudios con PET el radiofármaco más utilizado es la flúor desoxiglucosa marcada con flúor-18.

    En los estudios analíticos denominados de radioinmunoanálisis (RIA) se utiliza principalmente el yodo-125 y a veces el tritio.

    En las aplicaciones terapéuticas denominadas de terapia metabólica se utiliza fundamentalmente el yodo-131 en forma líquida para el tratamiento de pacientes portadores de cáncer de tiroides o hipertiroidismo, en cuyo caso las dosis administradas son mucho mayores que en el caso de las aplicaciones diagnósticas, por lo que el paciente es generalmente ingresado en el hospital durante unos días. La utilización de beta emisores puros en aplicaciones como tratamiento de artritis o metástasis óseas no exige hospitalización ya que la emisión beta por su escasa capacidad de penetración no produce problemas de radioprotección para el paciente ni para sus familiares.

  • 80. ¿Qué es la radioterapia?

    La radioterapia es la especialidad médica que utiliza la administración de radiaciones ionizantes con fines curativos para la destrucción de tejidos malignos o tumores. Hace casi un siglo, dos médicos franceses, Bergonié y Tribondeau, demostraron que la radiosensibilidad de las células está en relación directa con su diferenciación y capacidad de reproducción, siendo más sensibles las células menos diferenciadas y con mayor ritmo de crecimiento. Dado que las células que componen los tejidos tumorales malignos cumplen habitualmente estas condiciones, dichos tumores pueden ser sometidos a la acción de las radiaciones que producirán la muerte de los tejidos tumorales, sobreviviendo los tejidos sanos circundantes que son más radiorresistentes por estar compuestos de células más diferenciadas y de menor ritmo de crecimiento.

    En el tratamiento de tumores malignos la radioterapia puede utilizarse sola o asociada a otros medios terapéuticos como la cirugía o la quimioterapia. La decisión del tipo de tratamiento se toma en función de una serie de factores como radiosensibilidad del tumor, localización y volumen tumoral, grado de evolución de la enfermedad, estado general del paciente, oportunidad de la irradiación y modalidad técnica empleada.

    El estudio de los caracteres de las células tumorales, localización y extensión tumoral, permite, una vez decidida esta forma de tratamiento, planificar el tipo de irradiación, cálculo de la dosis total, forma de administración y posible fraccionamiento con intervalos de descanso que puede facilitar la reducción progresiva del tumor favoreciendo la eliminación de células muertas y permitiendo la mejor reparación de los tejidos circundantes.

    Además de con fines curativos, la radioterapia puede utilizarse como terapéutica paliativa en casos de pacientes incurables, en los cuales la masa tumoral produce obstrucciones o compresiones de otros órganos que empeoran la calidad de vida del paciente. En estos casos la administración de radiación produce un descenso del volumen tumoral, aliviando los síntomas del paciente y mejorando su calidad de vida, lo que hace que este tipo de tratamiento constituya en estos pacientes una indicación de primer orden.

    Las modalidades de radioterapia utilizadas reciben diferentes nombres en relación con las características de la radiación y del equipo que las genera.

  • 81. ¿Qué es la teleterapia?

    La teleterapia (tele: lejos) es la forma de radioterapia que utiliza la radiación procedente de un equipo generador situado a cierta distancia de la zona a irradiar. Esta modalidad de irradiación comprende una amplia gama de equipos. La radioterapia convencional o de ortovoltaje, de escasa utilización, se realiza por medio de equipos de rayos X de energías bajas o medias. Los equipos de alta energías o de megavoltaje más usados actualmente comprenden la bomba de cobalto y los aceleradores lineales.

    Los equipos de rayos X de energías bajas se emplean más para tratamientos cutáneos, de forma que las dosis máximas se logran en superficie con escasa irradiación de los tejidos más profundos. Con energías medias se alcanzan mayores profundidades, ampliándose las posibles indicaciones. Se utilizan diferentes tipos de filtros para reducir la radiación más blanda que afectaría a la piel inútilmente.

    De los equipos de supervoltaje el más utilizado es la llamada bomba de cobalto, el cual contiene una fuente de cobalto-60 de uno a dos centímetros de diámetro que se sitúa en una carcasa blindada que impide la salida de radiación, salvo por un pequeño orificio diafragmado para proporcionar radiación dirigida. El cobalto-60 tiene un período de semidesintegración aproximado de cinco años y produce radiación de alta energía (1,2 MeV) capaz de irradiar tumores voluminosos y de localización profunda. El cabezal del equipo puede orientarse en cualquier dirección en consonancia con la mesa de tratamiento del paciente, según la planificación previa.

    Los aceleradores lineales son equipos de teleterapia de alta energía (mayor de 3 MeV) que trabajan habitualmente con electrones, los cuales son acelerados al hacerlos viajar por un tubo acelerador donde un campo electromagnético de muy alta frecuencia tira de ellos hacia adelante en todos los puntos de la trayectoria del mismo. Estos equipos permiten elegir la energía adecuada según el tipo de tumor o profundidad. Los tiempos de exposición son cortos, con la ventaja de que solo emiten radiación en el momento de su uso, y por medio de diversos filtros se optimiza la dosis en el volumen tumoral. Tienen un alto costo inicial y de mantenimiento.

    Existen algunos equipos muy sofisticados para aplicar técnicas especiales de radioterapia en lugares donde la cirugía tiene difícil acceso. Las técnicas se denominan radiocirugía y se aplican con aceleradores especiales o con equipos emisores de radiación con múltiples pastillas de cobalto-60 ("gamma-knife"). Otros equipos de uso exclusivo en investigación son reactores nucleares productores de neutrones y ciclotrones productores de otras partículas subatómicas.

    Los aceleradores, al igual que cualquier otro equipo de radioterapia, tienen gran número de dispositivos de seguridad tanto para la protección del paciente como del personal que los utiliza. Estos dispositivos, así como las características del haz de radiación, deben ser medidos y comprobados periódicamente por el personal de cada centro hospitalario.

  • 82. ¿Qué es la braquiterapia?

    46La braquiterapia (braqui: corto, próximo) es la modalidad de radioterapia que utiliza fuentes cerradas o selladas de material radiactivo que se colocan en contacto con el tumor o se introducen en el seno del mismo. Su mayor ventaja es la de concentrar la máxima dosis de radiación en el tejido tumoral con escasa irradiación del tejido sano situado alrededor, basándose en el hecho de que la dosis recibida en la proximidad de una fuente decrece muy rápidamente al alejarse de ella. Se denomina braquiterapia superficial cuando las placas de material radiactivo se colocan sobre la zona tumoral; endocavitaria cuando el material radiactivo se introduce en una cavidad del organismo (vagina y cuello de útero); intersticial cuando se realiza la colocación quirúrgica de agujas, alambres o semillas radiactivas en el seno del propio tumor (mama, cuello, próstata), e intraluminal cuando la radiación se aplica por dentro de la luz de alguno de los conductos orgánicos (bronquio, esófago, vascular).

    Aunque hace años el material radiactivo más utilizado en braquiterapia era el radio-226, actualmente ha sido sustituido por otros de características más idóneas y con menos riesgo radiológico como el estroncio-90, cesio-137, cobalto-60 e iridio-192.

    En estas modalidades de tratamiento es necesaria la hospitalización en unidades especiales siguiendo normas de radioprotección similares a las de pacientes ingresados en unidades de medicina nuclear para el tratamiento radiometabólico. El paciente es dado de alta una vez que se retira la fuente radiactiva.

    Como uno de los problemas de la braquiterapia, también llamada curioterapia, es la posible exposición innecesaria del paciente y del personal sanitario que prepara, transporta y manipula las fuentes radiactivas, se han ideado una serie de métodos como la utilización de fuentes simuladas no radiactivas para el cálculo de su posición correcta en el paciente, el uso de mandos de control a distancia de las fuentes radiactivas o la retirada automática de las mismas hasta un lugar protegido en el caso de que surja alguna incidencia.

  • 83. ¿Qué se hace con los residuos radiactivos que se producen en las actividades médicas con isótopos?

    Como consecuencia de la utilización y manipulación de isótopos no encapsulados en medicina nuclear para el diagnóstico y tratamiento de pacientes, se produce una pequeña cantidad de residuos radiactivos de período corto y de baja concentración, que, no obstante, deben gestionarse siguiendo todos los criterios y normas legales previstos.

    Los residuos procedentes de las dosis administradas y que son eliminados por los pacientes ingresados son sustancias radiactivas líquidas. Dada su vida media corta, en general, tras un período de espera en depósitos protegidos pierden gran parte de su actividad, pudiendo ser vertidos en la red de desagüe previa dilución, utilizándose sistemas de vertidos lentos y controlados.

    Los residuos sólidos provienen de fuentes de calibración gastadas, jeringas contaminadas, tubos y viales utilizados en técnicas analíticas, así como productos contaminados por los pacientes ingresados, como ropas de cama, pijamas y otros objetos cuya contaminación será previamente comprobada. Deben ser generalmente almacenados hasta perder su actividad en recipientes con los blindajes apropiados, y sólo en el caso de persistir esta actividad a niveles valorables serán retirados por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA) para su almacenamiento definitivo en lugares adecuados.

    En cuanto a los residuos gaseosos, vapores o partículas radiactivas en suspensión que se generan, habrá de tenerse en cuenta que los trabajadores de estas instalaciones radiactivas no superen nunca los límites permitidos de inhalación anual, utilizando sistemas de ventilación adecuados.

    Para la expulsión del aire contaminado deberá considerarse la posible utilización de medios de dilución o filtros con objeto de no sobrepasar los límites máximos permitidos de concentración de sustancias radiactivas en el aire.

    En los servicios de medicina nuclear, considerados por la legislación como instalaciones radiactivas de segunda categoría, deben seguirse unas normas de protección radiológica para evitar riesgos de irradiación externa y de contaminación tanto en los pacientes como en el personal que trabaja en el servicio. Así mismo deberán efectuarse una serie de controles dosimétricos de contaminación de superficies, lugares y personas con la periodicidad conveniente y tener previstas una serie de actuaciones en caso de emergencia o accidente.

    En los servicios de radioterapia se generan residuos sólidos en forma de fuentes encapsuladas (pilas de cobalto, agujas, alambres o semillas de material radiactivo) de muy poco volumen pero de actividad media. Debe llevarse un registro de los movimientos de cada fuente, pruebas de hermeticidad y tener previstas actuaciones ante incidentes o accidentes. La retirada de las fuentes del servicio se realizará por la empresa autorizada (ENRESA).

    En España hay censadas cerca de 400 instalaciones radiactivas médicas junto con más de 25.000 instalaciones de rayos X. Al año se generan alrededor de 40 m3 de residuos de baja y media actividad que incluyen mayormente estos residuos. En el 6º Plan Nacional de Residuos Radiactivos elaborado por ENRESA, hasta la fecha el volumen generado ha sido de 1.116 m3 y se espera para la vigencia del citado plan que alcance la cifra de 5.289 m3.

  • 84. ¿Cuáles son las actuaciones médicas en caso de un accidente nuclear?

    El Plan Básico de Emergencia Nuclear (PLABEN) tiene previsto en caso de emergencias nucleares en centrales o instalaciones radiactivas unas directrices de actuación para evitar o reducir los efectos de radiaciones ionizantes para la población, que incluyen la actuación de un grupo sanitario con funciones, personal y medios claramente definidos, que actuarían en conjunción con el grupo radiológico y logístico. Sus misiones serían las de aplicación de medidas profilácticas, la planificación, clasificación y tratamiento de bajas, tanto en los aspectos de primeros auxilios y ayuda a la evacuación (primer nivel de actuación) como el tratamiento de pacientes irradiados o contaminados en unidades especiales (segundo nivel de actuación) ubicadas en hospitales previamente autorizados y que disponen de medios de descontaminación, controles de radiactividad, protocolos de tratamiento previstos y habitaciones radioprotegidas asistidas por personal multidisciplinario experto en este tipo de actividad asistencial.


Capítulo 7 - Aplicaciones en industria y tecnología

  • 85. ¿Pueden las radiaciones nucleares aliviar los trabajos rutinarios del hombre?

    Las radiaciones nucleares son entes reales del mundo físico, que pueden ser utilizados en beneficio del hombre para mejorar su calidad de vida. De hecho, las radiaciones nucleares emitidas por los átomos radiactivos, dada la facilidad con que pueden ser detectadas, permiten utilizar dichos átomos como trazadores radiactivos de los elementos químicos a los que pertenecen, lo que conduce a su empleo en la visualización de los caminos que siguen los elementos en los sistemas físicos, químicos y biológicos en la naturaleza.

    Así pues, los trazadores radiactivos permiten desentrañar los mecanismos de funcionamiento o de transformación del mundo material, ahorrando la paciente tarea de laboratorio que tendrían que realizarse mediante miles y miles de análisis para obtener un conocimiento semejante. Por ello, no resulta exagerado afirmar que, en los últimos cincuenta años, hemos más que duplicado el acervo de nuestros conocimientos actuales sobre el mundo físico, con ayuda de los trazadores radiactivos, que son el gran paradigma de la investigación científica de los sistemas materiales.

    Pero las aplicaciones de los átomos radiactivos no se limitan exclusivamente a esta ampliación de nuestra capacidad perceptiva con el auxilio de un detector; los átomos radiactivos, confinados herméticamente, se transforman en fuentes emisoras de radiaciones, cuya interacción con la materia nos aporta señales para medir propiedades de los objetos circundantes. Las radiaciones pueden atravesar los objetos opacos, sufriendo un debilitamiento en proporción a la materia que encuentran en su camino, o pueden ser reflejadas, dándonos información sobre la densidad del medio donde rebotan; o pueden excitar la emisión de otras radiaciones, características de los elementos presentes.

    Estos fenómenos de interacción son el fundamento de multitud de aparatos empleados en el control automático de procesos de fabricación de productos laminares (papel, plástico, chapas metálicas, etc.), de recubrimientos metálicos sobre substratos plásticos o sobre otros metales (cincado, cromado, plateado, etc.), de interruptores de nivel en depósitos de líquidos, etc. Mediante estos aparatos de control, las radiaciones nucleares no sólo ahorran al hombre trabajos rutinarios de control “en diferido“ de los procesos industriales, sino que permiten realizar el control “en tiempo real“ con todas las ventajas que ello supone para la productividad, el ahorro de materias primas, o la calidad de los productos.

    En resumen, las radiaciones nucleares —partículas alfa, beta, neutrones y fotones gamma— ofrecen un amplio repertorio de posibilidades interactivas con la materia, de las cuales se derivan múltiples aplicaciones, ya sea ayudándose a detectar fenómenos imperceptibles ya sea “midiendo“ por transmisión, reflexión o fluorescencia las propiedades materiales que “ve“ la fuente radiactiva.

    En España están registradas más de 700 instalaciones radiactivas que, junto con las médicas, producen cada año 40 m3 de residuos radiactivos de baja y media actividad.

  • 86. ¿Por qué los relojes atómicos permiten fechar los eventos geológicos?

    En el pasado tuvieron lugar sucesos tales como la formación de las rocas, las erupciones volcánicas, las variaciones climáticas, glaciaciones, etc. Para reconstruir la cronología de este pasado geológico es necesario disponer de un reloj que nos indique el tiempo transcurrido; lo cual presupone, a su vez, que en los materiales que el pasado nos ha legado — sean estos fósiles, rocas o minerales cristalinos— estén impresos signos indelebles del paso del tiempo.

    Para este menester vienen como anillo al dedo los relojes atómicos, que son los únicos sistemas naturales capaces de proporcionar una lectura absoluta del tiempo transcurrido; y ello por una razón muy sencilla, porque los radionucleidos, que son la base de esta relojería de precisión, tienen una propiedad temporal invariante, a saber, que la tasa de desintegración de sus átomos es una constante; lo cual nos remite a esa ley exponencial decreciente con el tiempo para el número relativo de átomos radiactivos remanentes (radionucleido padre), y creciente para el de los átomos estables que se forman en la desintegración (nucleido hijo).

    Para que un reloj sea útil debe marcar el tiempo correctamente, esto es, debe ser puesto en hora. Esta es la operación que hizo a su debido tiempo la naturaleza, cuando se consolidaron las rocas ígneas, se enfriaron las lavas volcánicas o se estratificaron los sedimentos; en ese momento se pusieron a cero los relojes. Pues el radionucleido padre quedó libre del hijo hasta entonces generado, y fue sólo a partir de este momento cuando el hijo empezó a acumularse en el seno de la red cristalina del mineral; acumulación que finaliza cuando determinamos mediante análisis destructivo la cantidad de radionucleido remanente y de hijo formado. Con estos datos el problema queda determinado, siempre que se cumpla una condición previa: que el mineral se haya comportado como un sistema estanco y no haya perdido cantidad apreciable de materia, ni del padre ni del hijo. Sea, por ejemplo, el caso del potasio-40, que se desintegra con un período de 1.300 millones de años, para dar el gas noble argón-40 (estable); no cabe duda de que en el momento de la formación de un mineral de potasio (sea éste feldespato, granito, etc.), el reloj se puso a cero, porque el argón es un gas noble volátil que escapa, y sólo a partir de entonces se pudo acumular en la red cristalina del mineral, de tal modo que en el número de sus átomos en el momento del análisis, nos sirve de señal cuantitativa del tiempo transcurrido.

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    Naturalmente, el radionucleido impulsor de un reloj deberá tener "cuerda" suficiente para medir el tiempo que nos proponemos medir; y, por ello, recurriremos a utilizar relojes que tengan un período de semidesintegración acorde con la lejanía del acontecimiento; así, con carbono- 14 (5.730 años) sólo podemos datar sucesos de finales del cuaternario, pero con otros radionucleidos, como el aluminio-26 (0,7 millones de años, abreviadamente, 0,7 Ma), yodo-129 (17 Ma), rubidio- 87 (50.000 Ma), se puede fechar cualquier suceso de la evolución geológica de la Tierra.

    Ahora bien, para que los relojes atómicos puedan ser utilizados, es necesario que alguna fuerza natural los haya creado sin el concurso del hombre; esta fuerza fue la explosión supernova que configuró el sistema solar, explosión que dio lugar a la formación de los radionucleidos primigenios, como el rubidio-87, potasio-40 y los isótopos del uranio y del torio, que todavía perduran. A esta clase de relojes habría que añadir otra, la basada en los radionucleidos cosmogénicos, formados en el bombardeo continuo de la Tierra por la radiación cósmica, que origina niveles constantes de radiactividad de carbono-14, y de otros radionucleidos de períodos relativamente cortos, en los seres vivientes, en los sedimentos, etc. Cuando el ser vivo muere o el sedimento queda oculto, la actividad de los radionucleidos que contiene empieza a decrecer, dándonos su medida el paso del tiempo. En resumen, los relojes atómicos han permitido al hombre construir esa ciencia de la naturaleza que es la geocronología, cuando ha aprendido a leer los registros temporales existentes en los objetos materiales.

  • 87. ¿Puede una pequeña fuente radiactiva sustituir a un laboratorio de análisis químico?

    Sí, en determinadas circunstancias; por ejemplo, en el control automático de impurezas en las materias primas aportadas a un proceso industrial, o en el análisis elemental de los estratos atravesados en un sondeo. El fundamento de estas aplicaciones analíticas se basa en la existencia de interacciones específicas de las radiaciones gamma y neutrónica con los átomos de los elementos que componen el medio material.

    Y ¿cuáles son, cabe preguntarse, estas interacciones específicas? Son las que tienen lugar con las partículas atómicas cuyos niveles energéticos son característicos de cada elemento; tal es el caso de los electrones profundos de la corteza atómica, donde se generan los rayos X; o los nucleones (neutrones y protones) que forman el núcleo atómico, donde tienen lugar las reacciones nucleares, que generan fotones gamma u otras partículas.

    Pues bien, a los electrones profundos se accede mediante interacciones de la radiación gamma —efectos fotoeléctrico y de Compton—, que arrancan electrones y crean cascadas de rayos X fluorescentes, al rellenarse los huecos corticales producidos. En cuanto a las reacciones nucleares, las radiaciones que entran con suma facilidad en el núcleo atómico son los neutrones, que provocan la emisión instantánea de radiación gamma u otras partículas.

    En ambos casos, para realizar estas aplicaciones analíticas, se requiere una fuente de radiación —gamma en el primer caso, y de neutrones, en el segundo— y un detector de la radiación resultante. Entre las aplicaciones analíticas de las fuentes cabe destacar el control de azufre (impureza) en crudos petrolíferos circulando por conducciones, o el de cenizas en hullas y lignitos sobre cintas transportadoras. En cuanto a las aplicaciones analíticas de las fuentes neutrónicas, su campo dominante son los análisis de la composición elemental de materiales situados en lugares inaccesibles, tales como los sondeos de prospección de hidrocarburos (hasta 7.000 metros de profundidad), de carbón (1.000 metros) o de productos metalíferos en general (más superficiales).

    Mediante estas técnicas analíticas es posible evaluar los recursos de una cuenca minera y planificar su explotación; por ejemplo, en el caso carbonífero es posible precisar el contenido de impurezas de las vetas de hulla, su espesor y profundidad, su poder calorífico, etc. Naturalmente, en estas aplicaciones concurren otras muchas tecnologías avanzadas, de naturaleza electrónica e informática, sin las cuales no sería posible analizar la composición de estratos de subsuelo, situados a varios kilómetros de profundidad, desde la superficie de la corteza terrestre.

  • 88. ¿La radiografía industrial se funda en los mismos principios que la radiografía médica?

    La exploración radiográfica del cuerpo humano es de todos conocida, porque es la técnica física de mayor aplicación en medicina, y a todos nos han hecho radiografías de tórax, estómago, etc. En cuanto a la radiografía industrial, lo que se pretende es verificar, mediante rayos X o radiación gamma, la calidad de los componentes de los sistemas tecnológicos; se trata, como en el caso de la radiografía médica, de "ensayos no destructivos", de modo que si la imagen radiográfica es satisfactoria, el componente pueda ser dado por bueno, sin haber sufrido merma alguna en su integridad física.

    Los principios básicos en que se basan la radiografía médica y la radiografía industrial son, naturalmente, los mismos, pues las radiaciones X y gamma no distinguen en absoluto si se trata de materia viva perteneciente a un organismo o de materia inerte perteneciente a un componente metálico de un sistema. Quien es diferente es el especialista que solicita e interpreta la imagen radiográfica, que unas veces es un conocedor de la anatomía humana, y otras, un técnico especialista en construcciones metálicas; pero, ambos hacen uso del mismo principio fundamental, la diferencia de absorción que sufre todo haz de radiación en su trayectoria desde la fuente hasta el punto considerado del detector en función de la composición elemental y la cantidad de materia interpuesta.

    Una diferencia, no obstante, es digna de mención: mientras que el paciente "va" a la sala de rayos X para la exploración médica, no siempre es posible llevar el componente del sistema tecnológico al laboratorio de radiografía industrial, por su inamovilidad; y entonces cobra excepcional importancia el uso de las fuentes gammagráficas, que son fácilmente transportables al lugar de emplazamiento del proyecto (oleoducto, puente, presa, central térmica o nuclear, etc.), para verificar in situ la calidad de su construcción. La movilidad de las fuentes, y su adaptabilidad a las más diversas circunstancias, son sus cualidades más apreciadas en las modernas aplicaciones tecnológicas.

  • 89. ¿Cómo ayudan las radiaciones nucleares en la restauración de objetos artísticos?

    Las radiaciones nucleares (en especial la radiación gamma) tienen dos propiedades características: por un lado, son ionizantes y forman radicales libres, lo que permite utilizarlas como catalizadores de polimerización cuando actúan sobre monómeros que contienen dobles enlaces (como los compuestos etilénicos, vinílicos, etc.); por otro lado, las radiaciones ionizantes tienen, a altas dosis, efectos biocidas, esto es, inhiben la reproducción biológica y, como consecuencia, producen la muerte celular, de lo cual se deriva su uso como agentes esterilizantes.

    En una obra de arte en estado de franco deterioro (trátese de una estatua de madera, un pergamino, etc.), nos encontramos con que lo primero que hay que hacer es esterilizarla, para erradicar insectos xilófagos, eliminar hongos, etc.; y, en segundo lugar, es necesario consolidarla de modo que el medio ambiente (humedad, compuestos químicos contaminantes de la atmósfera, etc.) no siga deteriorándola.

    Pues bien, las propiedades anteriormente mencionadas permiten utilizar la radiación gamma para realizar ambas operaciones a la vez, la esterilización y la consolidación; para lo cuál lo único que se requiere es haber impregnado la obra de arte, después de su limpieza, con una disolución monomérica que, por efecto de la radiación se transformará in situ en una sustancia polimérica, la cual le dará consistencia y le protegerá de la posible acción nociva medioambiental.

  • 90. ¿Cómo ayudan las técnicas nucleares a descubrir falsificaciones artísticas o históricas?

    El término de falsificación en arte o historia abarca una casuística muy amplia: autor, época, lugar, estilo, etc. Aquí nos ocuparemos de dos aspectos solamente: los relacionados con la atribución de autoría y con la datación histórica.

    El recurso a las técnicas nucleares se basa en dos propiedades singulares de las radiaciones, que permiten:

    1. Realizar análisis no destructivos (o con mínima toma de muestras) para descubrir las "huellas digitales" de las obras; estas "huellas" están formadas por los elementos microconstituyentes que acompañan a la materia prima con que se realizó la obra de arte: mármol o bronce en escultura, arcilla en cerámica, silicato en vidrio, pigmentos en numismática, etc., y que varían según los autores y las épocas.
    2. Fechar la época de objetos históricos o arqueológicos, mediante el decrecimiento radiactivo producido por el tiempo en determinados radionucleidos presentes en el sustrato material del objeto; tal es el caso del carbono-14, presente en su día en los vegetales y animales vivos en equilibrio con el nivel radiactivo natural del carbono, que luego darán lugar a restos fósiles de menor radiactividad. El carbono- 14, sin lugar a dudas, es el radionucleido más importante (5.730 años de período de semidesintegración) para datar objetos relacionados con la historia del hombre; hay otros radionucleidos de aplicación más puntual, como el plomo-210 (de 20 años de período), que suele acompañar al albayalde utilizado en pinturas, o el tritio (de 12 años), que entra en el ciclo hídrico y permite datar añadas de vinos, etc.

    Las técnicas nucleares han permitido depurar la autenticidad de las obras de arte y han permitido fundamentar la cronología de la evolución de las culturas humanas sobre una base objetiva.

  • 91. ¿Sabes que buena parte de los productos de uso médico se esterilizan mediante radiaciones nucleares?

    Las radiaciones ionizantes emitidas por los radionucleidos tienen la propiedad de inhibir la reproducción celular y, con ello, causar la muerte de microorganismos, insectos y, en general, de cualquier ser viviente, si la dosis de radiación aplicada es suficiente. Esta propiedad biocida de las radiaciones tiene muchas aplicaciones prácticas, pero entre todas destaca, por su importancia para la salud humana, la esterilización de productos de uso frecuente en clínica y en cirugía, donde se requiere un alto grado de asepsia; tal es el caso de productos como guantes, jeringuillas, gasas, sondas, cánulas, pipetas, recipientes, etc., y, en general, de cuantos productos son de "usar y tirar".

    La gran ventaja de esta técnica reside en el poder de penetración que tiene la radiación gamma, como la emitida por el cobalto-60, que puede producir la esterilización de los productos a dosis relativamente bajas (25 kGy) una vez envasados y listos para el suministro, lo que evita toda posibilidad de recontaminación por manipulaciones previas al uso.

    Desde el punto de vista económico es importante, también, el hecho de que los productos puedan ser fabricados utilizando ambientes "normales", en lugar de ambientes estériles (mucho más costosos), a sabiendas que la radiesterilización posterior va a permitir alcanzar grados de asepsia mayores que los requeridos por la normativa sanitaria.

    Las mencionadas ventajas han hecho que la radiesterilización haya alcanzado pleno desarrollo industrial en los países más avanzados, utilizándose para ello irradiadores de cobalto-60 (y, a veces, de cesio-137) de varios millones de curios, que permiten tratar anualmente unos 3 millones de m3 de productos listos para el suministro. Con ello, la radiesterilización ha desplazado al clásico procedimiento de la fumigación con óxido de etileno, que ya ha sido prohibido en muchos países (EE.UU., Japón, Australia, y ahora en la UE), por haberse descubierto que da lugar a residuos cancerígenos, que pueden afectar a los pacientes y al personal sanitario.

  • 92. ¿Es verdad que la mayoría de los materiales plásticos se obtienen utilizando radiaciones nucleares?

    Los plásticos, de uso tan extendido actualmente, son materiales formados por polímeros orgánicos, a los que se añade algún componente secundario para darles cuerpo (aditivos de carga) o para dotarlos de propiedades convenientes (coloración, flexibilidad, incombustibilidad, etc.); pero, la base esencial es, como se ha dicho, los polímeros orgánicos. Y, cabe preguntarse, ¿qué son estas sustancias? Son, simplemente, compuestos orgánicos de elevado peso molecular, cuya estructura está formada por la repetición de pequeñas unidades, a lo que alude la raíz “mer“, del griego meros, que quiere decir parte; la sucesiva unión de estas partes se conoce con el nombre de polimerización, y da lugar a cadenas lineales con miles de unidades (polímero).

    En la naturaleza existen muchas sustancias poliméricas —celulosa, algodón, lana, proteínas y el propio DNA— cuya importancia no es necesario resaltar; pues bien, cuando el hombre descubrió la estructura de estas sustancias estuvo en condiciones de fabricarlas sintéticamente, diseñando incluso las propiedades que quería obtener. Desde este punto de vista, los polímeros obtenidos mediante el empleo de radiaciones nucleares (gamma, sobre todo) representan el grado más perfecto de consecución de materiales plásticos para cubrir los usos especiales que demanda la moderna tecnología.

    El papel de las radiaciones tiene que ver con la reacción de polimerización en la medida en que crea radicales libres, que impulsan no sólo el crecimiento lineal de las cadenas poliméricas sino, también, la formación de enlaces intercatenarios (reticulación), que confieren a los polímeros propiedades especiales. Son ejemplos de materiales obtenidos por irradiación los siguientes:

    1. El caucho natural, obtenido por reticulación del látex sin adición de vulcanizantes (azufre, óxido de cinc, etc.) que dan residuos tóxicos; los productos son de tacto suave y se emplean en forma de guantes quirúrgicos, catéteres, etc.
    2. Los plásticos aislantes (cables eléctricos), que por reticulación adquieren mayor resistencia térmica y eléctrica, esenciales para las aplicaciones informáticas y de bajo voltaje.
    3. Los copolímeros por injerto, que insertan un polímero sobre un sustrato material cualquiera (papel, madera, metal u otro plástico); sus aplicaciones se extienden desde la resinificación de maderas, para usos de gran resistencia, a los recubrimientos de utensilios de cocina de teflón, o la provisión de prótesis y materiales biocompatibles.
    4. Finalmente, entre otras muchas aplicaciones, las nuevas formas galénicas de los medicamentos (enzimas, anticuerpos, etc.), confinándolos en membranas plásticas de las que difunden lentamente, proporcionando así una biodisponibilidad continua y regulada del fármaco.

    Como se ve, las radiaciones nucleares tienen múltiples aplicaciones, y son muchos los materiales y utensilios que se fabrican sacando partido a sus propiedades positivas.

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  • 93. ¿Cómo contribuyen las radiaciones nucleares a hacer que desaparezca el hambre en el mundo?

    Las radiaciones nucleares, especialmente la radiación gamma, tienen una aplicación de gran alcance para la humanidad, que es la conservación de alimentos por irradiación, en la que se saca partido a la propiedad esterilizante de las radiaciones (destrucción de microorganismos) y, también, al retardo enzimático de la maduración de frutas, inhibición de la germinación de semillas, etc.

    La irradiación es un procedimiento más en el acondicionamiento de alimentos, que viene a sumarse al largo repertorio de los ya existentes —cocción, congelación, refrigeración, deshidratación, envasado al vacío, fermentación, salado, ahumado, adición de preservantes químicos, etc.— cada uno de los cuales tiene su ámbito propio de aplicación, si bien nada impide que se emplee una combinación de ellos, como en nuestro caso la irradiación de alimentos congelados, desecados o envasados al vacío, etc., o a la aplicación de los procedimientos culinarios normales a los alimentos irradiados; por otro lado, las autoridades sanitarias están prohibiendo el uso de los preservantes químicos (bromuro de metilo, dibromoetileno, etc.) cuyo hueco está siendo ocupado (o puede serlo en un futuro próximo) por la irradiación con fotones gamma del cobalto-60.

    La irradiación de alimentos tiene actualmente dos vertientes principales de desarrollo; la reducción de las pérdidas de alimentos tras su recolección, y la mejora de la calidad sanitaria de los alimentos en general.

    En cuanto a la reducción de pérdidas, pueden citarse los casos siguientes:

    • – la irradiación de fruta fresca, para eliminar insectos (mosca de la fruta, sobre todo), que causan verdaderos estragos en más de un centenar de variedades de frutas durante su almacenamiento, a la vez que se retrasa también el proceso de maduración, prolongando su vida comercial útil;
    • – la destrucción de larvas en cereales, legumbres y semillas, que devoran, en su fase de gorgojo, grandes cantidades de las reservas almacenadas;
    • – la inhibición de la brotación en bulbos y tubérculos (patata, cebolla, ajo, etc.), que detiene el proceso germinativo espontáneo de estos productos.

    En los países del Tercer Mundo se estima que se pierden entre el treinta y el cincuenta por ciento de los alimentos recolectados.

    La otra vertiente tiende hacia el cumplimiento de especificaciones microbiológicas, cada vez más estrictas, en los alimentos, que muchas veces son portadores de cantidades inaceptables de gérmenes patógenos (salmonella, trichina, campylobacter, etc.); también se aplica la irradiación a la higienización de especias (sobre todo, para la fabricación de embutidos), y en la preparación de dietas especiales para enfermos con escasas defensas inmunológicas. En cuestión de higiene alimentaria queda mucho camino por recorrer, incluso en los países más desarrollados, donde anualmente una de cada dos personas padece algún episodio infeccioso transmitido por vía alimentaria.

    Como se deduce de lo dicho, la conservación de los alimentos por irradiación encierra un gran potencial para remediar el problema del hambre en el mundo, pero el nivel de desarrollo tecnológico y cultural del Tercer Mundo impide, hoy por hoy, beneficiarse de esta técnica, desarrollada por los países más avanzados, que son los que menos la necesitan.

  • 94. ¿Se induce radiactividad en la conservación de los alimentos por irradiación?

    En el sector de la alimentación, algunas autoridades nacionales, algunos empresarios industriales y algunos consumidores asocian la irradiación de alimentos con la inducción de radiactividad en los mismos, con la pérdida de poder nutritivo, y con posibles riesgos a largo plazo producidos por el consumo continuado de estos productos; esto, sin contar con la fuerte oposición de determinados grupos seudoecologistas que creen que toda técnica relacionada con lo nuclear es intrínsecamente rechazable.

    Por lo tanto, la irradiación de alimentos cuenta, de entrada, con un ambiente muy desfavorable para su despliegue industrial, paso imprescindible para mejorar la calidad de la alimentación en general y el problema del hambre en el mundo, en particular. Esta singular situación ha motivado, desde hace años, el desarrollo de extensos planes de investigación sobre alimentos irradiados, coordinados por las Organizaciones de las Naciones Unidas —FAO, OMS, OIEA, y la Comisión del "Codex alimentarius"— en virtud de su doble misión, tanto de promover el desarrollo como de remediar los problemas más urgentes en las poblaciones más desfavorecidas.

    El problema de la inducción de radiactividad hay que reconocer que tiene un remoto fundamento científico, que se junta con una actitud de desconfianza radicalizada hacia los científicos y las instituciones oficiales. En efecto, qué duda cabe, que irradiando alimentos, o cualquier otro material, con radiaciones dotadas de suficiente energía induciremos reacciones nucleares, y que éstas producirán átomos radiactivos. Por ello, se especifican en los procedimientos de "buena práctica", autorizados por la Comisión del "Codex alimentarius", que:

    1. La radiación gamma, utilizada en la irradiación de alimentos, deberá tener energía inferior a 5 MeV, lo que garantiza la ausencia de reacciones nucleares en los elementos componentes de los alimentos.
    2. Los electrones acelerados, que se emplean como alternativa, deberán tener energía inferior a 10 MeV, porque tales electrones no pueden inducir —indirectamente, a través de la radiación gamma de frenado— reacciones nucleares en proporción significativa.

    Por lo tanto, las ciencias nucleares y las instituciones reguladoras han previsto las salvaguardias tecnológicas necesarias para prevenir la inducción de radiactividad; es más, basta con que la radiación gamma utilizada proceda de fuentes isotópicas (como el cobalto-60), para que las condiciones previstas se cumplan automáticamente, porque no hay radionucleidos que emitan fotones gamma por encima de unos 3 MeV.

    Actualmente, medio centenar de países (los más desarrollados) han autorizado la irradiación de alimentos para el consumo público, condición ésta imprescindible para que pueda existir un comercio internacional de los mismos. En parte, también, esta lentitud de penetración comercial que citábamos al principio es debida al carácter enormemente conservador de la industria alimentaria, que no arriesga su dinero mientras no se hayan allanado todos los escollos reglamentarios y se haya informado correctamente al público, para que éste quede predispuesto para su aceptación.

  • 95. ¿Por qué los isótopos radiactivos son tan útiles en la investigación científica de la naturaleza?

    La naturaleza está constituida, en su versión más simple, por los átomos "representativos" de los elementos químicos que figuran en la Tabla periódica. Pero, como es bien sabido, cada elemento puede estar formado por varias clases de átomos isotópicos, esto es, por átomos que teniendo el mismo número atómico difieren en sus números másicos. Con ello resulta que el átomo "representativo" de un elemento es un átomo ficticio, que representa a una mezcla de isótopos; habitualmente esta mezcla es la de los isótopos estables (y radiactivos de larga vida, si los hay) con que se presenta el elemento en la naturaleza, pero ello no excluye que el mismo elemento se pueda presentar con gran variedad de composiciones isotópicas distintas, sobre todo, después de que el hombre aprendiera a enriquecer isotópicamente los elementos químicos y a trasmutarlos mediante las reacciones nucleares, creando radisótopos no existentes previamente en la naturaleza.

    Cuando se quiere disponer de una nueva representación, más acorde con la existencia de los isótopos de los elementos, es necesario olvidarse de la simplicidad de la Tabla periódica y recurrir a la llamada Tabla nucleídica. De hecho, ahora conocemos unas 2.000 clases de átomos distintos (nucleidos); sólo unos 300 de estos nucleidos son estables, y con ellos la naturaleza ha conformado la composición isotópica de los elementos naturales; los 1.700 restantes son radiactivos (radionucleidos), y han sido creados por el hombre mediante la investigación y la tecnología nucleares. Estos radionucleidos son, obviamente, isótopos radiactivos de los elementos conocidos y puede afirmarse que no hay ningún elemento del que no se conozcan varios de estos isótopos.

    La existencia de los isótopos radiactivos es de gran importancia empírica, y ha dado lugar a que todo elemento químico pueda presentarse en dos versiones; una, la "estable", formada exclusivamente por isótopos estables (valga la redundancia), y otra, la de "radielemento", en la que por lo menos uno de sus isótopos es radiactivo. Por supuesto, todo "radielemento" es efímero y se transforma con el tiempo en su forma "estable", pero, mientras esto sucede, el "radielemento" es, por identidad química, trazador del elemento "estable" correspondiente. Naturalmente, en aquellos casos de elementos que no tienen ningún isótopo estable, como el radio, uranio, torio, plutonio, etc., ellos mismos son permanentemente radielementos, que trazan de forma espontánea sus caminos en la naturaleza.

    El "trazado" de los elementos químicos, en conclusión, mediante sus respectivos "radielementos" es un hecho de suma importancia, porque nos permite "visualizar" (con auxilio de un detector) los caminos que los elementos siguen en los sistemas físicos, químicos y biológicos en los que intervienen. El recurso a los isótopos radiactivos (desde hace varias décadas) ha tenido, por lo tanto, carácter paradigmático para la investigación científica de la naturaleza, en la medida en que ha permitido esclarecer la mayor parte de los mecanismos evolutivos o de transformación de los sistemas materiales.

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  • 96. ¿Cuáles son las principales aplicaciones de los trazadores radiactivos?

    Todo isótopo radiactivo puede ser utilizado como trazador radiactivo del elemento químico al cual pertenece. La única condición exigible es que el isótopo radiactivo esté formando parte de la misma entidad química que el elemento en cuestión; ello obliga, en muchos casos, a realizar operaciones químicas específicas, que se conocen con el nombre de "marcado", para conseguirlo. Hoy en día existen catálogos comerciales de compuestos marcados, como por ejemplo benceno con tritio sustituyendo al hidrógeno, o con carbono-14 sustituyendo al carbono estable; evidentemente, este benceno marcado se comporta del mismo modo que el benceno normal y se utiliza como su trazador radiactivo en múltiples problemas de investigación de química orgánica.

    A continuación se citan algunos ejemplos del empleo de los trazadores radiactivos en distintas disciplinas:

    • • Agricultura: se pueden estudiar las relaciones nutriente- suelo-planta, con especial referencia a oligoelementos, abonos, insecticidas, etc.
    • • Biología: se pueden determinar pequeñísimas concentraciones de enzimas, hormonas, drogas, venenos, etc., mediante la técnica de radinmunoanálisis (RIA), que hace uso de la especifidad de las reacciones antígeno-anticuerpo.
    • • Cronología: se pueden fechar acontecimientos geológicos e históricos, mediante el estudio de los radionucleidos que actúan como relojes atómicos.
    • • Farmacología: se puede estudiar el metabolismo de los fármacos, antes de autorizar su uso público, y de los metabolitos y reacciones secundarias a que dan lugar.
    • • Hidrología: se pueden medir caudales de ríos y de alimentación de turbinas, o fugas en pantanos, dinámica de sedimentos, etc.
    • • Medicina: se puede diagnosticar la enfermedad mediante el uso de radiofármacos que visualizan el estado funcional de órganos específicos: cerebro, tiroides, corazón, pulmón, esqueleto, etc., o localizando abscesos y metástasis.
    • • Minería: se puede medir la radiactividad natural del uranio, torio y potasio en los sondeos de prospección, lo que da información respecto a los minerales asociados a estos radielementos.

    Como puede observarse, el empleo de los trazadores radiactivos proporciona valiosa información en todos los dominios de las ciencias naturales.

  • 97. ¿Qué es el análisis por activación?

    Es una técnica de identificación y cuantificación de los elementos constituyentes de una sustancia, que se basa en la medida de los radionucleidos que se forman (activación) al irradiar una muestra representativa de la misma.

    Esta técnica puede practicarse utilizando diversas partículas elementales (fotones, protones, neutrones, partículas alfa, etc.), pero la modalidad que más importancia ha adquirido es la que utiliza los neutrones (activación neutrónica), por ser estas partículas muy abundantes en las proximidades del núcleo de un reactor o fáciles de obtener mediante fuentes neutrónicas, como las de americio-berilio, etc. Por otro lado, los neutrones son partículas constituyentes del núcleo atómico, que entran en él con suma facilidad, dando lugar a radisótopos emisores de radiación beta y, a veces, de radiaciones gamma, que es la que se usa habitualmente para la medida de los radionucleidos formados.

    La característica fundamental del análisis por activación es su gran sensibilidad, por lo menos para determinados elementos, como el sodio, magnesio, cloro, potasio, manganeso, cobalto, uranio, etc., que pueden ser determinados aún en concentraciones muy bajas, inferiores a una parte por millón (1 ppm), lo que sería difícil o imposible por otras técnicas.

    Le sigue en importancia, como característica valiosa también, el hecho de que el análisis por activación pueda ser utilizado como ensayo no destructivo, conservando el objeto analizado su integridad física, con la única salvedad de que un número ínfimo de sus átomos estables se han transformado en radiactivos; pero ello no tiene mayor importancia, porque la radiactividad inducida decae, por lo general, muy rápidamente y el objeto recobra en poco tiempo su condición estable original.

    Entre las aplicaciones específicas del análisis por activación cabe destacar la cuantificación de impurezas en los materiales tecnológicos (control de calidad) y de elementos microconstituyentes en objetos valiosos (artísticos, históricos, etc.), para identificar su origen o época, y en meteoritos y rocas extraterrestres, en búsqueda de conexiones cosmoquímicas.

  • 98. ¿Qué son los generadores isotópicos de electricidad?

    Son artificios que contienen un radionucleido, herméticamente confinado en una cápsula metálica, cuyas radiaciones son absorbidas íntegramente en las paredes de la misma: por lo tanto, la cápsula es equivalente a una pequeña fuente de calor, ya que ésta es la forma en que se manifiesta finalmente la energía de las radiaciones. A esta fuente calorífica se acopla un circuito formado por termopares —entre un punto caliente y otro frío (efecto de Peltier)— para generar una corriente eléctrica, como la de una pila galvánica, pero de mucha mayor duración, si el radionucleido es de período largo.

    Los radionucleidos que se emplean son siempre emisores alfa, porque esta radiación se detiene en las primeras micras de las paredes de la cápsula (habitualmente, de acero inoxidable). Se usan, preferentemente, el plutonio-238, de 88 años de período de semidesintegración, y el curio- 244, de 18 años, que pueden proporcionar potencias eléctricas del orden del vatio por gramo de material radiactivo confinado, durante varios años.

    Las aplicaciones de los generadores isotópicos, que como se ve proporcionan potencias muy pequeñas, se reservan para usos muy especiales, como:

    1. Marcapasos, implantados subcutáneamente para regular el ritmo cardíaco, requiriéndose potencias muy pequeñas, del orden de los microvatios; están siendo desplazados modernamente por las baterías de litio de larga duración (10 años).
    2. Pilas de uso remoto, reducida potencia (vatios), para alimentar aparatos de observación y transmisión de señales en lugares, terrestres o marinos, inaccesibles (sin mantenimiento posible).
    3. Las pilas de navegación espacial, de potencia en el orden de los kilovatios, para alimentar la instrumentación de satélites terrestres y de sondas planetarias; en este caso las pilas se referencian con las siglas inglesas SNAP-X de Space Nuclear Auxiliary Systems, seguidas de X (un número entero), que si es impar indica que la energía procede de un generador isotópico, y si es par, de un pequeño reactor nuclear. Con los SNAPs se ha explorado el sistema solar —misiones Apollo, Pioneer, Voyager, etc.— y, en algunos casos, se han depositado pequeños observatorios en los planetas próximos, que transmiten información a la Tierra.
  • 99. ¿Cuándo se formó la tierra?

    Desde un punto de vista provinciano del universo, cual pueda serlo el de un habitante de un planeta del sistema solar, el tiempo cósmico se divide en dos grandes tramos: la etapa presolar, que se corresponde con el tiempo transcurrido desde que tuvo lugar aquel fantástico estallido originario, el Big Bang, por el que se creó un universo de galaxias en expansión; y la etapa solar, en la que una pequeña parte de la materia de nuestra galaxia —la Vía Láctea— se separó y concretó en el Sol, los planetas y los meteoritos.

    La etapa solar se considera, a su vez, que tiene dos partes: una, el intervalo de transición entre el estado nebular inicial y la formación de los compuestos químicos que constituye los planetas y meteoritos, a la que se le asigna una duración de unos 100 millones de años; y otra, desde el final del intervalo de transición hasta nuestros días, que es el lapso de tiempo que constituye la edad de la Tierra.

    En este relato falta todavía por referir un evento muy importante conocido con el nombre de "Último minuto" de la nucleosíntesis, en el que se formaron por última vez elementos químicos de número atómico elevado, que luego pasarían a formar parte de la materia de nuestro sistema solar; este "Último minuto" de la creación de elementos tuvo lugar justamente antes de iniciarse el intervalo de transición, y fue promovido, con casi plena seguridad, por una explosión supernova —etapa postrera de la nucleosíntesis estelar— como las que ahora observan nuestros astrónomos en otras galaxias del universo. Pues bien, en este "Último minuto" se pusieron en marcha los relojes atómicos, con los cuales se ha podido medir el intervalo de transición y la edad del sistema solar, considerada ésta común para todos los componentes y, por lo tanto, equivalente a la edad de la Tierra, que se ha determinado que es de unos 4.550 millones de años.

  • 100. ¿Cómo se ha determinado la edad de la tierra?

    La edad de la Tierra se ha medido utilizando los relojes atómicos contenidos en los materiales más primitivos del sistema solar a los que hemos tenido acceso, como son:

    1. las rocas terrestres más antiguas;
    2. las rocas lunares traídas por americanos y soviéticos; y
    3. los meteoritos que la Tierra intercepta en su deambular alrededor del Sol.

    Dos han sido las clases de relojes utilizados: unos, con "poca cuerda", que se pararon mientras transcurría el intervalo de transición y otros, con "mucha cuerda", que han llegado en marcha hasta nuestros días. Los prototipos de estos relojes son los siguientes:

    El reloj de yodo-129, que impulsado por este radionucleido decae con un período de 17 Ma a xenón-129 (estable), y que permite medir lapsos de tiempo del orden de los cien millones de años. Las lecturas de este reloj pueden hacerse en los meteoritos que, por ser cuerpos celestes muy pequeños, se enfriaron inmediatamente después de su formación; así se ha observado por el xenón-129 acumulado, que todos los meteoritos se formaron durante el intervalo de transición, unos, como el meteorito Allende, en el inicio mismo del intervalo, y otros, como el meteorito Guareña (por citar sólo nombres hispánicos) unos 100 millones de años después (como más tarde). En el ínterin de la transición se piensa que se formaron también los planetas, por acreción gravitatoria de pequeños asteroides; pero esto ha sido conocido, en parte, con el concurso de los relojes de "mucha cuerda", cuyo prototipo se cita a continuación.

    El reloj de rubidio-87, que impulsado por este radionucleido decae, con un período de unos 50.000 millones de años, a estroncio-87 (estable), el cual se acumula en todo mineral que contenga rubidio; los datos aportados por diversos meteoritos confirman la linealidad de esta acumulación temporal de estroncio-87, lo que permite extrapolar los resultados al tiempo "cero", del inicio del intervalo de transición. Ello ha sido ratificado haciendo uso de otro reloj de la misma clase, el de uranio-238, que decae, con un período de 4.507 millones de años, para dar plomo-206 (estable).

    En resumen, utilizando distintos relojes atómicos, ha sido posible determinar que la edad de la Tierra (y del sistema solar en su conjunto) es de 4.550 millones de años, y que su formación requirió un intervalo de transición, entre la nébula galáctica y la concreción de los planetas de unos 100 millones de años.

  • 101. ¿Qué función cumplen los detectores de radiación?

    Es bien sabido que el hombre no tiene capacidad perceptiva para las radiaciones alfa, beta, gamma, neutrónica, etc.; por lo tanto, para el "hombre de la calle" todo ocurre como si las radiaciones nucleares no existieran. Los detectores de radiación son artificios creados para suplir esta carencia sensorial mediante la transformación de las interacciones de la radiación con la materia en señales perceptibles por el hombre, o por instrumentos (contadores) a los que encargamos que nos lleven cuenta de las mismas.

    ¿Qué interacciones se aprovechan con este fin? Las ionizaciones y excitaciones moleculares, que son las formas más elementales de la interacción radiación-materia; para ello se selecciona cuidadosamente el material sensible del detector, según la naturaleza de la radiación-problema, y la forma de medir tras la excitación. Estos tres requisitos —material, radiación y medición— dan lugar a un gran número de posibles detectores, de los cuales, los más utilizados, son los pertenecientes a las siguientes clases:

    1. Los detectores de ionización gaseosa, que, bajo la acción de un campo eléctrico, recogen las cargas formadas en un gas, dando lugar a una corriente (cámara de ionización) o a impulsos discretos (contadores proporcionales y de Geiger-Müller); estos detectores son útiles en la metrología de todas las radiaciones.
    2. Los detectores de centelleo, que, provistos de un fotomultiplicador, "ven" los destellos de luz emitidos por sustancias fosforescentes al paso de la radiación; hay cristales de centelleo, adecuados para la metrología de la radiación gamma, y líquidos de centelleo, para las radiaciones alfa y beta.
    3. Los detectores de estado sólido, que, dotados de cristales de elementos semiconductores —diamante, silicio o germanio—, se vuelven conductores a bajas temperaturas por efecto de la radiación, dando lugar a impulsos clasificables por tamaños, mediante analizadores multicanales; estos detectores son el fundamento de la espectrometría gamma de alta resolución, que permite analizar mezclas complejas de radionucleidos, sin necesidad de separaciones radioquímicas previas.

    En esta breve descripción de las principales clases de detectores se habrá podido apreciar la función protésica que los detectores tienen para el hombre, dándole cobertura instrumental a su carencia sensorial en el ámbito de las radiaciones nucleares. Con el concurso de los detectores se ha construido todo el conocimiento del mundo subatómico que ahora poseemos.

  • 102. ¿Sabes que las radiaciones nucleares se emplean en la mejora de cultivos agrícolas?

    Actualmente la alimentación humana está basada en el cultivo de unas pocas especies vegetales, que han sido el resultado de unos diez mil años de prácticas agrícolas, encaminadas a la selección de las variedades más adecuadas para satisfacer las necesidades alimentarias del hombre.

    Se sabe, desde principios del siglo XX, que la variabilidad de las especies es consecuencia de las mutaciones génicas que se producen espontáneamente en las plantas; esto es, de pequeñas variaciones en alguno de los muchos genes —del orden de cien mil— que definen los caracteres de una especie vegetal. Estas mutaciones espontáneas tienen, no obstante, un ámbito muy limitado de aplicación, porque su frecuencia de aparición es muy baja, ya que son debidas a las radiaciones del fondo radiactivo natural o compuestos químicos mutágenos existentes en el medio ambiente. A ello se une el hecho de que las mutaciones son de naturaleza aleatoria y modifican los caracteres de las plantas al azar, tanto mejorándolos como empeorándolos. Las prácticas agrícolas tradicionales lo que hicieron fue, en definitiva, seleccionar pacientemente las variantes que iban apareciendo y que presentaban modificaciones de aspecto positivo, esto es, con mayor resistencia a las condiciones climáticas, a los gérmenes patógenos, a las plagas, etc., o con mayor contenido en sustancias tróficas (proteínas, grasas, azúcares, etc.).

    Ahora que disponemos de un amplio repertorio de fuentes de radiación, el uso eficiente de las mutaciones nos invita a la inducción artificial de las mismas en las especies más prometedoras, con el fin de abreviar el lento proceso evolutivo natural, pasando de los milenios de la agricultura consuetudinaria a simples decenios; porque, si bien es fácil aumentar la tasa de mutaciones, es necesario pasar por la fase de expresión de las mismas, que son los cultivos de las plantas resultantes, sobre los cuales hay que realizar la selección de las variedades ventajosas, lo que conlleva unos años de experimentación.

    Afortunadamente, hoy día son muchos los centros de investigación dedicados a la selección genética de semillas, y entre los años de 1970 y 1990 se han introducido más de un millar de cultivos, especialmente en el sector de los cereales, que cubren ahora grandes extensiones agrarias en los países con mayores problemas demográficos (China, India, Japón, etc.).

    La selección genética de los cultivos agrícolas es la verdadera "revolución verde" que necesita la humanidad, de la cual estamos aún en sus inicios. El cultivo in vitro de plantas (reproducción clonal rápida), recientemente desarrollada y la biotecnología (transferencia dirigida de genes entre especies diferentes), que ha hecho sus primeros balbuceos, son los grandes pilares en que se apoyará el futuro desarrollo agroalimentario, cuyas posibilidades son todavía insospechadas.

  • 103. ¿Sabías que las radiaciones nucleares se emplean en la erradicación de plagas agrícolas?

    A pesar del prolongado empleo de potentes insecticidas durante décadas, todavía se pierden del orden del 20 por ciento de las cosechas agrícolas, destruidas por las plagas de insectos. Si a ello se une que las moscas y mosquitos son transmisores de enfermedades, es fácil concluir que los insectos son responsables de buena parte de las carencias alimentarias y de la calidad de vida de la especie humana. Afortunadamente, en los últimos años se viene aplicando con éxito una técnica de esterilización de insectos para controlar las plagas más devastadoras.

    La técnica en sí misma es muy sencilla: se producen masivamente insectos en "factorías", que se esterilizan sexualmente con dosis del orden de 100 Gy de radiación gamma de cobalto-60; los insectos tratados se sueltan de forma programada en la naturaleza, donde se aparean, sin consecuencias, con los insectos nativos, con lo que la población de la plaga disminuye hasta el extremo de poder ser erradicada. A continuación se dan algunos ejemplos de aplicación de esta técnica:

    1. La mosca del "gusano barrenero", que pone los huevos en las heridas de los animales de sangre caliente, donde se desarrollan parasitariamente sus larvas, que penetran en los tejidos, produciendo gran sufrimiento e, incluso, la muerte del animal. La plaga ha sido erradicada ya de América del Norte, donde continúa en plena producción una factoría para controlar la plaga en la región caribeña. También se ha iniciado la lucha contra esta mosca en los países del Magreb, que sufrieron una contaminación accidental en 1988.
    2. La mosca tsetsé, que es el vector de propagación del parásito causante de la enfermedad del sueño (tripanosomiasis), que afecta en el África tropical a una superficie mayor que la de 20 veces España y donde la ganadería está totalmente arruinada; el problema de la erradicación es muy complejo, no solo por su extensión sino porque la denominación "tsetsé" comprende por lo menos 30 subespecies, que requieren el desarrollo de otras tantas variedades de insectos estériles, y un programa coordinado que implica a 36 Estados diferentes.
    3. La mosca de la fruta (o mosca mediterránea), que es una de las plagas más dañinas para los cultivos frutales a nivel mundial; parece que es originaria del sudeste africano, pero se ha propagado a la cuenca mediterránea y de aquí a otros continentes. La lucha con los insectos estériles, combinada con insecticidas, se ha iniciado ya en varios países con buenos resultados, pero la técnica está siendo perfeccionada en el sentido de eliminar las hembras en el proceso de crianza en las "factorías", porque las hembras estériles siguen teniendo el instinto de poner sus huevos en la pulpa de la fruta, con lo que se abren vías de infección para otros gérmenes patógenos, y, porque por otra parte, "distraen" inútilmente la atención sexual de los machos estériles.
    4. La oruga lepidóptera, que defolia grandes extensiones arbóreas, sobre todo en EE.UU.; en este caso se está ensayando una variante llamada F1 o de esterilidad heredada, consistente en la irradiación a menor dosis en la fase de mariposa, que si bien es suficiente para esterilizar a las hembras, solamente es eficaz en un 30 a 60 por ciento de los casos en los machos. Tras la suelta, las hembras que se aparean con machos nativos no dan lugar a la descendencia, y los machos que lo hacen con hembras nativas dan lugar a una descendencia reducida, cuyos individuos son, además, totalmente estériles; con lo que se interrumpe definitivamente la cadena reproductora.

    Como se ha visto con los ejemplos reseñados, las radiaciones nucleares tienen aplicaciones beneficiosas para la erradicación de las plagas, haciendo innecesario el uso de insecticidas, que están produciendo una peligrosa contaminación química de la biosfera.


Capítulo 8 - Centrales eléctricas

  • 104. ¿Qué es una central eléctrica?

    Una central eléctrica es una instalación capaz de convertir la energía mecánica, obtenida mediante otras fuentes de energía primaria, en energía eléctrica.

    En general, la energía mecánica procede de la transformación de la energía potencial del agua almacenada en un embalse; de la energía térmica suministrada al agua mediante la combustión del carbón, gas natural, o fuelóleo, o a través de la energía de fisión del uranio. Esta energía (en forma de agua que cae desde un nivel superior o de vapor de agua o gas de combustión a alta presión) impulsa los rodetes de una turbina.

    52Para realizar la conversión de energía mecánica en eléctrica, se emplean unas máquinas denominadas generadores eléctricos o alternadores, que constan de dos piezas fundamentales: el estátor y el rotor. El estátor es un cilindro metálico hueco en forma de cañón, cuya superficie interior dispone de ranuras que alojan un bobinado de cobre interconectado. El rotor es un eje macizo, también metálico, que se aloja con capacidad de giro en el interior del estátor y cuya superficie también dispone de ranuras que alojan otro bobinado de cobre interconectado que actúa como un electroimán cuando se les aplica una pequeña corriente eléctrica continua proveniente de un tercer equipo exterior llamado excitatriz. La turbina, el alternador y la excitatriz están alineados y comparten el mismo eje de rotación. Cuando el rotor gira a la velocidad de 1.500 ó 3.000 rpm (necesaria para generar con frecuencia de 50 Hz con la que se trabaja en Europa), impulsado por el eje que comparte con la turbina, se produce una corriente inducida en los hilos de cobre del interior del estátor. Estas corrientes proporcionan al generador la denominada fuerza electromotriz, capaz de proporcionar energía eléctrica a cualquier sistema conectado a él.

    Esta energía eléctrica generada se envía a través de una red de líneas eléctricas hasta los lugares de consumo. A la salida de la central eléctrica, la tensión es de 110 kV, 220 kV o 380 kV; es decir, mediante un transformador se obtiene una alta tensión, para que las pérdidas en el transporte sean mínimas. Después, en los lugares de consumo, se vuelve a transformar, mediante otros transformadores, a las bajas tensiones conocidas de 380 V y 220 V, que son las que usualmente empleamos en nuestros equipos y aparatos.

  • 105. ¿Qué es una central hidroeléctrica?

    Una central hidroeléctrica es aquella en la que la energía potencial del agua almacenada en un embalse se transforma en la energía cinética necesaria para mover el rotor de un generador, y posteriormente transformarse en energía eléctrica.

    Las centrales hidroeléctricas se construyen en los cauces de los ríos, creando un embalse para retener el agua. Para ello se construye un muro grueso de piedra, hormigón u otros materiales, apoyado generalmente en alguna montaña. La masa de agua embalsada se conduce a través de una tubería hacia los álabes de una turbina que suele estar a pie de presa, la cual está conectada al generador. Así, el agua transforma su energía potencial en energía cinética, que hace mover los álabes de la turbina.

    53

    Una central eléctrica no almacena energía, sino que su producción sigue a la demanda solicitada por los usuarios. Como esta demanda es variable a lo largo del día, y con la época del año, las centrales eléctricas pueden funcionar con una producción variable. Sin embargo, la eficacia aumenta si la producción es constante; para ello existe un camino para almacenar la energía producida en horas de bajo consumo, y usarla en momentos de fuerte demanda, mediante las centrales hidráulicas de bombeo. Estas centrales tienen dos embalses situados a cotas diferentes. El agua almacenada en el embalse superior produce electricidad al caer sobre la turbina, como antes se indicó, cubriendo las horas de fuerte demanda. El agua llega posteriormente al embalse inferior, momento en que se aprovecha para bombear el agua desde el embalse inferior al superior, usando la turbina como motor, si fuera reversible, o el alternador.

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  • 106. ¿Qué es una central termoeléctrica?

    Una central termoeléctrica es una instalación en donde la energía mecánica que se necesita para mover el rotor del generador, y por tanto obtener la energía eléctrica, se obtiene a partir del vapor formado al hervir el agua en una caldera. El vapor generado tiene una gran presión, y se hace llegar a las turbinas para que en su expansión sea capaz de mover los álabes de las mismas.

    Las centrales termoeléctricas consumen carbón, fuelóleo o gas natural. En dichas centrales la energía de la combustión del carbón, fuelóleo o gas natural se emplea para hacer la transformación del agua en vapor.

    Una central termoeléctrica se compone de una caldera y de una turbina que mueve el generador eléctrico. La caldera es el elemento fundamental, y en ella se produce la combustión del carbón, fuelóleo o gas.

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  • 107. ¿Qué es una central nuclear?

    Una central nuclear es una central termoeléctrica en la que actúa como caldera un reactor nuclear. La energía térmica se origina por las reacciones nucleares de fisión en el combustible nuclear formado por un compuesto de uranio.

    El combustible nuclear se encuentra en el interior de una vasija herméticamente cerrada, junto con un sistema de control de la reacción nuclear y un fluido refrigerante constituyendo lo que se llama un reactor nuclear. El calor generado en el combustible del reactor y transmitido después a un refrigerante se emplea para producir vapor de agua, que acciona el conjunto turbina-alternador, generando la energía eléctrica.

    La central se ha realizado con un diseño específico que prevé estructuras civiles adecuadas, sistemas duplicados que responden al fallo previsto de uno de ellos y coeficientes de sobredimensionamiento para resistir el sismo máximo esperable, proteger contra las radiaciones ionizantes y prevenir los accidentes posibles y mitigar sus consecuencias. Por este motivo, los edificios de una central nuclear en comparación con una convencional de similar potencia son mucho más robustos y más grandes para alojar los sistemas redundantes instalados.

    56

  • 108. ¿Qué es un reactor nuclear y qué elementos lo constituyen?

    Un reactor nuclear es una instalación capaz de iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión en cadena, con los medios adecuados para extraer el calor generado. Un reactor nuclear consta de varios elementos, que tienen cada uno un papel importante en la generación de calor. Estos elementos son:

    • 57• El combustible, formado por un material fisionable, generalmente un compuesto de uranio, en el que tienen lugar las reacciones de fisión, y por tanto es la fuente de generación de calor.
    • • El moderador, que hace disminuir la velocidad de los neutrones rápidos producidos en la fisión nuclear, convirtiéndolos en neutrones lentos o térmicos. Este elemento no existe en los reactores denominados rápidos. Se emplean como materiales moderadores el agua, el grafito y el agua pesada.
    • • El refrigerante, que extrae el calor generado por el combustible del reactor. Generalmente se usan refrigerantes líquidos, como el agua ligera y el agua pesada, o gases como el anhídrido carbónico y el helio.
    • • El reflector, que permite reducir el escape de neutrones de la zona del combustible, y por tanto disponer de más neutrones para la reacción en cadena. Los materiales usados como reflectores son el agua, el grafito y el agua pesada.
    • • Los elementos de control, que actúan como absorbentes de neutrones, permiten controlar en todo momento la población de neutrones, y por tanto, la reactividad del reactor, haciendo que sea crítico durante su funcionamiento, y subcrítico durante las paradas. Los elementos de control tienen forma de barras, aunque el absorbente también puede encontrarse diluido en el refrigerante.
    • • El blindaje, que evita el escape de radiación gamma y de neutrones del reactor. Los materiales usados como blindaje son el hormigón, el agua y el plomo.
    • • La vasija del reactor aloja el combustible, los elementos de control y el moderador, permitiendo el paso indispensable del refrigerante.
  • 109. ¿Qué tipos de reactores nucleares se emplean en las centrales nucleares?

    Los reactores nucleares se clasifican, de acuerdo con la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión, en reactores rápidos y reactores térmicos. Por tanto, las centrales nucleoeléctricas existentes tendrán un reactor rápido o un reactor térmico.

    A su vez, los reactores térmicos se clasifican, de acuerdo con el tipo de moderador empleado, en reactores de agua ligera, reactores de agua pesada y reactores de grafito. Con cada uno de estos reactores está asociado generalmente el tipo de combustible usado, así como el refrigerante empleado.

    Los reactores más empleados en las centrales nucleoeléctricas son:

    1. Reactor de agua a presión (PWR), que emplea agua ligera como moderador y refrigerante y óxido de uranio enriquecido como combustible. El refrigerante circula a una presión tal que el agua no alcanza la ebullición, y extrae el calor del reactor, que después lleva a un intercambiador de calor, donde se genera el vapor que alimenta a la turbina.
    2. Reactor de agua en ebullición (BWR), que emplea elementos similares al anterior, pero ahora el refrigerante, al trabajar a menor presión, alcanza la temperatura de ebullición al pasar por el núcleo del reactor, y parte del líquido se transforma en vapor, el cual una vez separado de aquél y reducido su contenido de humedad, se conduce hacia la turbina sin necesidad de emplear el generador de vapor.58
    3. Reactor de agua pesada (HWR), que emplea agua pesada como moderador. Existen versiones en las que el refrigerante es agua pesada a presión, o agua ligera en ebullición. Puede emplear uranio natural o ligeramente enriquecido como combustible.
    4. Reactor de grafito-gas. Este tipo de reactores usa grafito como moderador y CO2 como refrigerante. Mientras que los primeros reactores de este tipo emplearon uranio natural en forma metálica, los actuales denominados avanzados de gas (AGR) utilizan óxido de uranio enriquecido; y los denominados reactores de alta temperatura (HTGR), usan helio como refrigerante.
    5. Reactor de agua en ebullición (RBMK), moderado por grafito, desarrollado en la Unión Soviética, que consiste en un reactor moderado por grafito, con uranio enriquecido, y refrigerado por agua en ebullición. Este tipo de reactores no se ha empleado en Europa occidental.

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  • 110. ¿Qué es un reactor rápido?

    En este tipo de reactores no existe el elemento moderador para los neutrones y por tanto el flujo de neutrones cae en la zona de los neutrones rápidos. En estos reactores el combustible de la zona central, formado por un óxido de uranio y plutonio, se rodea de una zona de óxido de uranio empobrecido, con un contenido de uranio-235 menor o igual al del uranio natural.

    Con esta disposición, y si se usa un refrigerante que no produzca la moderación de neutrones (normalmente se emplea sodio líquido), se puede conseguir que en la capa de U-238 que rodea al combustible se genere más plutonio que el que se consume. De esta forma, al mismo tiempo que se está generando energía térmica, se está produciendo combustible en forma de Pu-239, que puede usarse en cualquier tipo de reactor, tanto rápido como térmico.

    A este tipo de reactores también se los conoce por reactores reproductores, y su importancia es enorme, ya que permiten obtener un mejor aprovechamiento de los recursos existentes de uranio.

    Hasta este momento existen muy pocos países que dispongan de centrales nucleoeléctricas con este tipo de reactores. En primer lugar, Francia con el Superphenix de 1.200 MWe que ha funcionado hasta 1998, y ha sido la mayor central de estas características. Le sigue la antigua Unión Soviética e India, que tienen reactores de baja y media potencia en operación. En la actualidad, ha aumentado el interés por estos reactores y existen programas importantes de desarrollo en régimen internacional.

  • 111. ¿Qué tipo de reactores se emplean en las centrales nucleares españolas?

    En el período comprendido entre 1965 y 1973 se efectuó el diseño, construcción y puesta a punto de tres centrales, llamadas de la primera generación, cada una con una tecnología diferente. Estas centrales fueron José Cabrera, con un reactor de agua ligera a presión (PWR), Santa María de Garoña, con un reactor de agua ligera en ebullición (BWR), y Vandellós-I, con un reactor de grafito refrigerado por anhídrido carbónico.

    En 1972 se contrataron nuevas centrales, las cuales se pusieron en funcionamiento a lo largo de los años ochenta. Estas son: Almaraz, con dos reactores del tipo agua ligera a presión, Ascó con dos unidades del mismo tipo que las anteriores, y Cofrentes con un reactor de agua ligera en ebullición.

    Posteriormente, se pusieron en funcionamiento las centrales de Vandellós- II y Trillo, ambas con un reactor de agua ligera a presión. En 1989 y 2006, respectivamente, han dejado de funcionar las centrales de Vandellós- I y José Cabrera.

    Por tanto, en España, la tecnología adoptada en los reactores de las centrales nucleares españolas es del tipo de agua ligera, de diseño occidental. Solamente una central tuvo la tecnología de los reactores de grafito.

  • 112. ¿Qué es un reactor de fusión nuclear?

    Un reactor de fusión es aquella instalación en la que tienen lugar reacciones nucleares de fusión en un combustible formado por isótopos de hidrógeno (deuterio y tritio), liberándose energía en forma de calor, para después transformarla en energía eléctrica.

    Actualmente no existe ningún reactor de fusión que permita obtener energía eléctrica, aunque sí existen instalaciones de investigación en las que se estudian reacciones de fusión, así como la tecnología que se empleará en dichas centrales en un futuro.

    Los reactores nucleares de fusión serán, en un futuro, de dos tipos: aquellos que empleen el confinamiento magnético, y los que empleen elconfinamiento inercial.

    Un reactor de fusión por confinamiento magnético está formado por:

    • • Una cámara de reacción, limitada por una pared metálica.
    • • Una cubierta de material formada por litio, que sirva tanto para extraer el calor de la pared metálica y para la producción de tritio, suponiendo que el combustible de la cámara de reacción sea deuterio-tritio.
    • • Unas grandes bobinas para generar el campo magnético.
    Una protección contra las radiaciones. Un reactor de fusión por confinamiento inercial estará formado por:
    • • Una cámara de reacción de menor tamaño que la anterior, también limitada por una pared metálica.
    • • Una cubierta de litio.
    • • Unas penetraciones para facilitar el paso de la luz procedente de un láser, o las partículas de un haz de iones.
    • • La protección contra las radiaciones.

    (Véase también la cuestión 56)

  • 113. ¿Qué es una central solar?

    Es aquella instalación en la que se aprovecha la radiación solar para producir energía eléctrica. Este proceso puede realizarse mediante la utilización de un proceso fototérmico, o de un proceso fotovoltaico.

    En las centrales solares que emplean el proceso fototérmico, el calor de la radiación solar calienta un fluido y produce vapor que se dirige hacia la turbina produciendo luego energía eléctrica. El proceso de captación y concentración de la radiación solar se efectúa en unos dispositivos llamados heliostatos, que actúan automáticamente para seguir la variación de la orientación del Sol respecto a la Tierra.

    Existen diversos tipos de centrales solares de tipo térmico, pero las más comunes son las de tipo torre, con un número grande de heliostatos que reflejen la luz solar hacia un depósito que contiene un líquido. Para una central tipo de solo 10 MWe, la superficie ocupada por los heliostatos es de 20 ha.

    Las centrales solares que emplean el proceso fotovoltaico hacen incidir la radiación solar sobre una superficie de un cristal de semiconductor, llamada célula solar, y producir en forma directa una corriente eléctrica por efecto fotovoltaico. Este tipo de centrales se están instalando en países donde el transporte de energía eléctrica se debería realizar desde mucha distancia, y hasta ahora su empleo es básicamente para iluminación y algunas aplicaciones domésticas.

  • 114. ¿Qué es una central eólica?

    Es una instalación en donde la energía cinética del aire al moverse se puede transformar en energía mecánica de rotación. Para ello se instala una torre en cuya parte superior existe un rotor con múltiples palas, orientadas en la dirección del viento. Las palas o hélices giran alrededor de un eje horizontal que actúa sobre un generador de electricidad.

    A pesar de que aproximadamente un 1% de la energía solar que recibe la Tierra se transforma en movimiento atmosférico, esta energía no se distribuye uniformemente, lo que limita su aprovechamiento.

    Existen además limitaciones tecnológicas para superar potencias de un megavatio. Su funcionamiento está limitado a un rango de velocidades del viento y un parque eólico demanda extensiones de terreno grandes. Además, el número de horas que una central eólica está disponible para producir energía eléctrica está en el orden de entre el 20% y el 30% de las horas del año en España, valor bajo si se compara con los de las centrales térmicas y nucleares que consiguen cifras hasta del 93%. Otro aspecto que limita su importancia es que, debido a la intermitencia del viento, no garantiza potencias para abastecimiento de puntas de demanda.

  • 115. ¿Qué vida tienen las centrales eléctricas?

    La vida de las centrales eléctricas depende por una parte de la competitividad económica de su explotación en la situación específica del mercado y por otra parte de la posibilidad del mantenimiento técnico de todos sus componentes. Este mantenimiento se refiere más bien a los grandes equipos, por ejemplo la caldera en el caso de las centrales termoeléctricas, y al embalse en las hidroeléctricas que por su coste de sustitución o por las modificaciones técnicas necesarias pueden recomendar el final de vida de la instalación.

    La vida útil desde el punto de vista económico de una central es de unos treinta años por término medio para las centrales térmicas, y de algo más para las hidráulicas y así se recoge en sus plazos de amortización. Sin embargo, si se realiza un adecuado programa de mantenimiento y los grandes equipos no precisan sustitución, esa vida se puede alargar.

    Además, la central debe realizar un programa de inversiones que eviten su obsolescencia. Las centrales deben ser operativas en el entorno tecnológico existente y para ello deben realizar un proceso de actualización continua pues la innovación tecnológica deja obsoletos sistemas, equipos y componentes de forma que los costes y características de su operación la hagan inadecuada. También deben mantener un proceso de inspecciones periódicas de máximo detalle en sus áreas y componentes críticos.

    En este sentido, en la industria nuclear se ha puesto en marcha el concepto de alargamiento de la vida, que mediante un mantenimiento sistemático y debidamente realizado, va a permitir a las centrales nucleares funcionar unos veinte años más de la vida esperada hasta ahora. Este plan también se ha trasladado a las centrales termoeléctricas de carbón.

  • 116. ¿Qué es un reactor nuclear asistido por acelerador?

    En los últimos años se han desarrollado aceleradores que permiten, con altas corrientes, acelerar partículas con una alta energía. Es posible usar corrientes de algunos mA en la aceleración de protones hasta varios GeV que, al interaccionar con un material pesado, como por ejemplo plomo, producen neutrones de alta energía mediante reacciones de espalación. Durante la década de los ochenta se iniciaron varios proyectos como el ATW en Estados Unidos, y OMEGA en Japón, con el fin de obtener altos flujos neutrónicos, superiores hasta los ahora obtenidos en los reactores térmicos y en los rápidos. El objetivo de estos proyectos es producir energía eléctrica y transmutar residuos de alta actividad.

    Actualmente, los trabajos más desarrollados son los de Estados Unidos, Japón, Francia y la Unión Europea, destacando el concepto de amplificador de energía propuesto por el premio Nobel Carlo Rubbia, que en este momento puede considerarse como la base fundamental sobre el que se soportan el resto de los diseños. Este concepto, además de su uso como transmutador, permite la producción de energía, usando el ciclo del torio y plomo como refrigerante.

    Cualquiera de los conceptos antes mencionados constan de dos elementos fundamentales:

    • • Un acelerador lineal de protones.
    • • Un sistema subcrítico quemador formado por plomo líquido que produce y utiliza el flujo de neutrones procedente de un acelerador que lleva los protones a producir reacciones de espalación con el plomo.

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  • 117. ¿Cuáles son los nuevos modelos de reactores nucleares?

    La investigación actual en reactores nucleares denomina "reactores avanzados" a los nuevos diseños que surgen de recoger la experiencia de operación del parque mundial, la cual supera, ya, los 11.000 añosreactor. Esta cifra es la suma de los años de operación de cada uno de los reactores existentes.

    Hasta la fecha se han distinguido dos épocas en el diseño de reactores a las que se han llamado generaciones. Así, la primera generación abarca la fase de comienzo comercial de esta tecnología con reactores de potencias inferiores a los 500 MW hasta mediados los años 60 del pasado siglo. La segunda generación transcurre hasta concluir ese siglo y en ella se construye el actual parque nuclear con aproximadamente 440 reactores y potencias que alcanzan los 1.400 MW.

    En la tercera generación que cubre los últimos años se han mejorado los anteriores diseños con las soluciones definidas a partir de la experiencia operativa. Por esta razón se les denomina evolutivos. En este sentido se ha mejorado la economía de su construcción con sistemas modulares y la simplificación de los sistemas con una optimización en el número de equipos y soldaduras, se ha avanzado aún más en los sistemas de seguridad operativa y en la prevención y mitigación de accidentes catastróficos. A estas mejoras corresponden los modelos denominados "avanzados" de Westinghouse, AP-600 y 1000; de General Electric, ABWR 1000 y ESBWR y el europeo EPR y se pueden incluir en el término de reactores evolutivos.

    En lo que se refiere a la operación, se reducen los residuos generados y la dosis del personal de mantenimiento, al optimizarse este proceso y se mejora la seguridad con sistemas pasivos de refrigeración de emergencia que actúan por diferencia de presiones y no con componentes activos. Además, se economiza en los procesos de quemado de combustible con ciclos más largos y mejores quemados.

    Además en esta nueva generación de reactores se ha hecho un esfuerzo para simplificar el licenciamiento de forma que se reduzcan los tiempos de espera administrativos mediante la estandarización de diseños y la disminución de los plazos de construcción.

    Como antes se ha citado, en el grupo de reactores avanzados se incorporan los diseños pasivos, que incorporan innovaciones relacionadas con sistemas de seguridad basados en circulación natural para refrigeración y en la gravedad para sistemas de fluidos de emergencia. Este concepto se caracteriza por su menor complejidad, lo cual facilita su manejo, y porque reduce aún más el posible error humano.

    Por último está la denominada IV Generación con un horizonte establecido en 2030. Los aspectos que son objeto de investigación son: la refrigeración con metales líquidos, el trabajo con altas temperaturas de 900 ºC, uso del torio como combustible, mejora de la obtención de energía del uranio y plutonio, desarrollo de reactores reproductores que multiplican los recursos de uranio por 50, etc.

    Dos iniciativas se han desarrollado con este fin.

    • • La Generación IV, nacida en 2000 por impulso de los Estados Unidos y que agrupa a grupos privados industriales y gubernamentales y en la que participan: Argentina, Brasil, Canadá, Francia, Japón, Corea, Sudáfrica, Suiza y Gran Bretaña. Estos trabajos han concretado seis sistemas de reactores como objeto de investigación: refrigeración por sodio, de alta temperatura, refrigerados por agua supercríticos, reproductores refrigerados por plomo, por gas y por sales fundidas.
    • • La iniciativa INPRO es una colaboración internacional surgida en el OIEA en 2001 que busca un reactor con mejoras en la seguridad, sostenibilidad, economía y medidas contra la proliferación. Participan en este empeño la UE como ente, Argentina, Canadá, China, Alemania, India, Holanda, Rusia, España, Suiza y Turquía.

Capítulo 9 - El ciclo del combustible nuclear

  • 118. ¿Qué es el ciclo del combustible nuclear?

    Se conoce como Ciclo del Combustible Nuclear al conjunto de operaciones necesarias para la fabricación del combustible destinado a las centrales nucleares, así como al tratamiento del combustible gastado producido por la operación de las mismas. El ciclo abarca, por consiguiente, el proceso de la salida del mineral de la "mina" para la fabricación del combustible y su devolución en forma transformada, ya utilizado, a la mina o almacén subterráneo.

    Se definen dos tipos de ciclo: ciclo abierto y ciclo cerrado.

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

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

  • 119. ¿Cuáles son las reservas de uranio en el mundo?

    Actualmente, se estiman unas reservas mundiales de uranio razonablemente aseguradas según costes (< 80 $/kg U) de 2.643.343 toneladas de uranio metal, que están desigualmente distribuidas desde el punto de vista geográfico. El 27% se encuentran en Australia, el 14% en Kazajstán, el 13% en Canadá y el 7% en Sudáfrica. En Europa, solamente están localizadas el 1,2% de las reservas totales mundiales.

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    España, con unas reservas de uranio evaluadas en 4.650 toneladas de U3O8 a costes de explotación inferiores a 80 $/kg U y 12.160 toneladas a costes comprendidos entre 80 y 130 $/kg U, representa el segundo país europeo en importancia, detrás de Francia. No obstante, las reservas de uranio españolas no son rentables en las condiciones económicas y técnicas actuales.

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  • 120. ¿Cuál es la producción de concentrados en el mundo y en españa?

    La producción mundial de uranio, en 2005, se situó en 41.595 tU, lo que representa un aumento del 16,3% respecto a la del año anterior. Canadá es el primer productor mundial con el 28% del total de la producción. En segundo lugar se sitúa Australia con un 22,8%, seguida de Kazajstán con el 10,5%.

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    España, desde que inició estas actividades y hasta final de 1998, ha producido, a partir de las minas de uranio que posee ENUSA en Ciudad Rodrigo (Salamanca) y de las que tuvo en explotación en Don Benito (Badajoz), un total de 5.236 t U3O8, lo que ha supuesto el 25% de las necesidades totales de concentrados del Parque Nuclear español. En la actualidad las citadas minas de Ciudad Rodrigo están cerradas.

  • 121. ¿Cómo cubre españa sus necesidades de uranio?

    Los reactores nucleares españoles tienen unas necesidades medias anuales de unas 1.800 toneladas de U3O8 natural. Estas necesidades se cubren actualmente en un 35% por empresas mineras de Canadá y Australia (Cameco, BHP-P y Río Tinto), otro 35% por mineras africanas (Nufcor, en Sudáfrica; Cominak, en Níger, y Río Tinto, en Namibia) y el 30% restante por la empresa Tenex, de la antigua URSS.

  • 122. ¿Cómo cubre españa sus necesidades de uranio enriquecido?

    Tradicionalmente los servicios de enriquecimiento se miden en unidades de trabajo de separación (UTS). Dado que las necesidades españolas de servicios de enriquecimiento son inferiores al millón de UTS/año, no resulta rentable el disponer en España de una planta de enriquecimiento, que tiene un umbral mínimo de rentabilidad estimado en 4 millones de UTS/año.

    Por ello los servicios de enriquecimiento se garantizan, en parte, mediante la participación del 11,11%, que ENUSA tiene en la planta de difusión gaseosa de EURODIF, situada en Francia.

    Siguiendo la política de diversificación de contratos de suministro de uranio enriquecido, los aprovisionamientos de ENUSA, en el área de conversión de uranio natural a UF6, se realizan mediante contratos con los principales convertidores mundiales: Converdyn (USA), Cameco (Canadá), BNFL (Reino Unido), Comurhex (Francia) y Tenex (Rusia).

    En lo que respecta a los servicios de enriquecimiento, se mantienen contratos con Tenex (Rusia), USEC (USA), Urenco (UE) y Eurodif (Francia). Las necesidades medias anuales de servicios de enriquecimiento son de unas 750.000 UTS.

  • 123. ¿Se fabrican elementos combustibles en españa?

    65La demanda española de combustible nuclear se satisface con la producción de la fábrica de elementos combustibles que posee ENUSA en Juzbado (Salamanca). En esta instalación se fabrica combustible para centrales nucleares de los tipos PWR y BWR, así como barras de óxido de gadolinio.

    En esta instalación se fabrican, desde 1985, elementos combustibles destinados a las centrales nucleares españolas, tanto para las PWR como para las BWR, así como para centrales de diversos países europeos, tales como Francia, Bélgica, Alemania, Suecia, Suiza y Finlandia. En 2005 produjo 470 elementos combustibles de reactores PWR y 372 de reactores BWR, siendo en ambos casos la mitad de esa producción destinada a la exportación.

  • 124. ¿Se pueden transportar libremente los materiales radiactivos?

    El transporte de los materiales radiactivos, como el de cualquier sustancia peligrosa, está regulado por reglamentos nacionales e internacionales, con el objeto de someter a un grado razonable de control los riesgos de esta actividad, en lo que puedan afectar a las personas y sus bienes y al medio ambiente, tanto en condiciones normales como accidentales.

    En el transporte de los materiales radiactivos deben satisfacerse dos clases de requisitos: unos de garantía de calidad y otros de verificación del cumplimiento de las condiciones del transporte. Los primeros comprenden las medidas adoptadas por el fabricante de los embalajes y cuantas demás condiciones hayan de aplicarse a los bultos transportados. Los segundos incluyen los exámenes, inspecciones y demás medidas destinadas a confirmar que se cumplen las disposiciones establecidas en la reglamentación.

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    La expresión bulto, empleada anteriormente, es la voz usada en la reglamentación para cada una de las unidades físicas que se envíen en un transporte. Un bulto radiactivo está formado, por lo tanto, por el embalaje y el contenido radiactivo. El término "embalaje" se emplea en sentido amplio y abarca el conjunto completo de elementos que aloja en su interior el contenido radiactivo; por lo tanto, un bulto puede ser algo tan simple como una caja de cartón o un bidón con cemento, o tan complicado como un contenedor para combustibles nucleares irradiados. En todos los casos, el embalaje ha de evitar que el contenido radiactivo salga al exterior, lo que daría lugar a una contaminación. El embalaje, además, ha de ser tal que no impida la evacuación del calor liberado en los procesos radiactivos que tienen lugar en su contenido radiactivo y proporcionar un blindaje adecuado para la actividad de la sustancia transportada. Desde el punto de vista de esta actividad, existen dos categorías de bultos: la categoría A corresponde a aquellos bultos en que se limita la actividad máxima que pueden poseer, de acuerdo con los radionucleidos que contengan y la forma de presentación, y la categoría B, sin limitación alguna.

    El transporte de materiales radiactivos es una actividad con una casuística muy compleja, debido a la diversa naturaleza química y actividad con que se pueden presentar los materiales radiactivos. Esta casuística está recogida y analizada con todo detalle en la reglamentación. La mayoría de los países han adoptado como base de su legislación el "Reglamento para el transporte seguro de los materiales radiactivos" publicado por el OIEA. En la última edición de este Reglamento, publicada en 2005, se recoge la experiencia de más de treinta y cinco años en este tema.

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  • 125. ¿El uranio enriquecido empleado en centrales nucleares, ¿sirve para fabricar bombas atómicas?

    No. Tanto en uno como en otro caso se emplea uranio enriquecido, pero el utilizado en las centrales nucleares tiene un grado de enriquecimiento muy bajo, inferior al 5%. Para fabricar una bomba atómica es necesario un uranio muy enriquecido, por encima del 90% lo que hace imposible que el uranio enriquecido con fines energéticos pueda emplearse como explosivo nuclear. Digámoslo así, el combustible nuclear empleado en una central nuclear contiene un uranio 235 demasiado diluido para que pueda emplearse como explosivo.

  • 126. ¿Qué es el reproceso y dónde se realiza?

    El combustible nuclear produce energía cuando se fisiona en el núcleo del reactor, a la vez que se generan en él productos de fisión y elementos transuránicos de elevada actividad radiológica. En términos generales, cuando se saca del reactor, el combustible nuclear gastado posee una actividad 800 millones de veces mayor que la que tenía al entrar, cuando era solo uranio. Su alta actividad obliga a aislarlo inmediatamente, por lo que se maneja siempre dentro de sistemas con blindaje biológico

    que atenúe la radiación hasta niveles admisibles por la legislación.

    A corto plazo, lo primero que se hace con el combustible gastado es depositarlo en la piscina de almacenamiento de la propia central, a la que llega por un canal de transferencia. En las piscinas el agua que hay por encima del elemento sirve de blindaje biológico y además elimina el calor que se desprende de todo material con alta actividad.

    El combustible gastado, tras unos años de estancia en la piscina de la central, se puede considerar como residuo radiactivo (ciclo abierto), en cuyo caso se ha de proceder a su gestión definitiva en su conjunto, o se considera como un producto del cual se pueden recuperar el uranio y el plutonio que contienen, para su aprovechamiento energético posterior (ciclo cerrado).

    El proceso que se lleva a cabo en el segundo caso se denomina reproceso, en el cual, tras separar el uranio y el plutonio no quemados, quedan como residuos los productos de fisión y actínidos no recuperados. El uranio y el plutonio separados se reciclan en las fábricas de combustible como material fisionable, cerrando así el ciclo del combustible nuclear. Los residuos (tras unos años de enfriamiento) son solidificados por vitrificación, encapsulándolos en cilindros de acero inoxidable y constituyendo los únicos residuos de alta radiactividad que se derivan del ciclo del combustible nuclear.

    En Francia funciona la planta de reproceso de La Hague, propiedad de COGEMA, con dos unidades capaces de reprocesar 800 toneladas de combustible gastado al año; en el Reino Unido funciona otra planta en Sellafield, propiedad de BNFL, con capacidad análoga. Japón, a su vez, está construyendo otra planta. Tanto COGEMA como BNFL ofrecen servicios de reprocesado a otros países, con la cláusula de retornarles los residuos radiactivos.

    Estados Unidos, que había elegido el ciclo abierto, patrocina ahora un esfuerzo internacional para desarrollar y establecer una capacidad de reproceso con características importantes de resistencia a la proliferación (Programa GNEP).

  • 127. ¿Para qué puede servir el plutonio recuperado?

    El plutonio es un elemento que tiene fundamentalmente cuatro isótopos —de números másicos 239, 240, 241 y 242— de los que únicamente son fisionables los que tienen número impar, 239 y 241, por lo que pueden ser considerados como combustible nuclear. De hecho el plutonio producido en los combustibles nucleares se quema en parte durante la estancia de éste en el reactor, contribuyendo a la producción de energía y al inventario de los productos de fisión. Aunque son datos variables, un 25% de la energía generada en una central nuclear procede de ese plutonio.

    En el combustible gastado quedan entre 7 y 8 kilogramos de plutonio sin quemar por tonelada. Este plutonio, recuperado en el reproceso, se usa para sustituir el uranio-235 en el combustible nuclear, fabricando pastillas de óxido de uranio y óxido de plutonio mezclados, que se llama combustible MOX, o reservándolo para los futuros reactores reproductores.

  • 128. ¿Es igual el plutonio que puede extraerse del combustible gastado procedente de una central nuclear que el plutonio que se emplea en bombas atómicas?

    No, pues el plutonio que se emplea en la fabricación de bombas atómicas tiene una concentración en el isótopo Pu-239 del orden del 90%, mientras que el plutonio que se produce en las centrales nucleares industriales alcanza, como máximo, una concentración en el referido isótopo del 60%.

  • 129. ¿Qué política se sigue en españa con el combustible gastado?

    En España las previsiones realizadas por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), en el Sexto Plan General de Residuos Radiactivos (PGRR) aprobado en julio de 2006, estiman que la producción total de combustible gastado será de 6.674 toneladas de uranio metal, lo que significa un volumen de unos 13.000 metros cúbicos.

    En la realización de estas estimaciones se ha considerado como escenario la no variación del actual parque nuclear, ocho reactores en seis emplazamientos, con un período de vida de cada instalación de cuarenta años, desde su puesta en marcha hasta su parada definitiva.

    Aunque no se cierra la posibilidad del reprocesado en el extranjero, en el referido PGRR se contempla que el combustible gastado, una vez sacado del reactor, pasa a ser considerado residuo radiactivo de alta actividad, el cual tras su estancia en la piscina de la propia central nuclear se depositará en un almacén centralizado. El Plan apuesta por crear un Almacén Temporal Centralizado, ATC, para albergar el combustible gastado antes de 2010 y continuar con las investigaciones que se están llevando a cabo y que se centran en la Separación y Transmutación (S-T) y en el Almacenamiento Geológico Profundo (AGP).

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Capítulo 10 - El ciclo del combustible nuclear

  • 130. ¿Qué se entiende por medio ambiente?

    Definir qué se entiende por medio ambiente no está exento de dificultades ya que dicho concepto puede variar según las características sociales, económicas y naturales en que se desenvuelve una determinada colectividad. En general, se podría entender como "el conjunto, en un momento dado, de los aspectos físicos, químicos, biológicos, culturales y sociales del entorno, susceptibles de tener un efecto directo o indirecto, inmediato o a plazo, sobre los seres vivientes y las actividades humanas".

    De lo anterior se deduce que el medio ambiente hay que considerarlo al menos desde una doble perspectiva, la que se refiere al medio físico, y la que se centra especialmente en el medio social, término éste de características más amplias e incluso difíciles de determinar.

    Así, parece evidente que pueden existir países o regiones con un medio ambiente físico no deteriorado, pero especialmente pobres en riqueza de bienes, incluidos los de sanidad y salud social. En este caso, parece lógico pensar en la posibilidad de admitir la introducción de cambios sociales para beneficio de la población a través de la industrialización y la creación de una economía de servicios. No cabe duda que esto comportará alteraciones en el medio físico, introduciendo cierta contaminación pero compensada con un mejor bienestar social. Por el contrario, otros países con un elevado nivel de riqueza pueden ser, desde el punto de vista del medio ambiente, verdaderamente pobres.

    Será pues responsabilidad de los dirigentes de los países el encontrar un equilibrio entre las necesidades del hombre y la preservación del medio ambiente original, equilibrio que habrá de conjugar el progreso y la cadena ecológica entre el hombre y la naturaleza, el medio ambiente físico y el medio ambiente social. No hay que olvidar que la inteligencia humana ha hallado y hallará sistemas de reducción e incluso eliminación de esos efectos perniciosos. La historia corrobora esta afirmación.

  • 131. ¿Qué se entiende por contaminación ambiental?

    Teniendo en cuenta que la naturaleza tiene su propia capacidad de autodepuración y reciclaje y que por tanto las emisiones o las inmisiones de productos contaminantes pueden variar de un lugar a otro afectando al bienestar de forma diferente, se podría definir la contaminación ambiental como "la alteración de las condiciones del medio ambiente por la presencia o ausencia de agentes físicos o químicos en grado tal que pueda resultar perjudicial para las personas, animales, plantas u objetos, y producir un deterioro en la calidad de vida".

    No hay que olvidar que la propia naturaleza genera situaciones de contaminación grave y así han estado, desde hace mucho tiempo, desarrollándose ecosistemas adaptados. Consideremos, por ejemplo, los incendios, huracanes, erupciones volcánicas, algunos cauces de río, como el del río Tinto en Huelva, el parque nacional Yellowstone, en California, el avance de las dunas de Doñana, etc.

    El impacto ambiental afecta a multitud de factores. Por ejemplo, se puede hablar de impacto ambiental por ocupación de terreno cuando éste alcanza valores relativos significativos. En zonas de alta densidad poblacional el impacto ambiental de instalar un parque eólico es superior al de instalarlo en un desierto. A su vez cubrir una línea de montaña con generadores eólicos supone un coste paisajístico, valorable por la sociedad que lo decide.

    También sería un impacto ambiental alterar un ecosistema para transformarlo en un cultivo intensivo de plantas destinadas a biocombustibles. Nuevamente, es la sociedad la que tiene que decidir de esta alteración de su habitat si ello supone extensiones muy significativas de terreno.

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  • 132. ¿Qué contaminación producen las centrales termoeléctricas?

    Al hablar de centrales termoeléctricas nos referimos especialmente a las que emplean carbón y fuelóleo como combustible, preocupándonos menos las que utilizan gas ya que su contaminación es menor.

    Desde un planteamiento amplio, habrá que considerar en primer lugar la contaminación que se crea en la obtención del combustible en su proceso de minería y extracción y, en segundo lugar, en los efectos ambientales producidos al quemar éste en la propia central.

    En la producción de electricidad, los combustibles mencionados emiten en su combustión una serie de productos contaminantes.

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    Para evitar la contaminación local o próxima, las centrales termoeléctricas suelen disponer de chimeneas de considerable altura, lo cual hace que la contaminación química que producen se diluya mucho pero se transporte a largas distancias, afectando frecuentemente a otras zonas e incluso a otros países, lo que más adelante comentaremos al considerar la denominada contaminación transfronteriza. Para eliminar las partículas sólidas, las centrales termoeléctricas utilizan instalaciones de separación de polvo, rebajando su evacuación exterior. En la actualidad se han diseñado otros sistemas para la reducción mayor de estas emisiones y de las de CO2, tanto en cantidad como en su almacenamiento en zonas geológicas adecuadas.

  • 133. ¿Qué es la lluvia ácida?

    Los óxidos de azufre y de nitrógeno que emiten las centrales termoeléctricas, al combinarse con el agua de las nubes, se precipitan en forma de lluvia ácida, pudiendo arruinar los bosques, eliminar la vidater de los lagos y desertizar grandes superficies terrestres.

    Diversas organizaciones Internacionales que se preocupan por el medio ambiente, y en especial el PNUMA, la CEPE, la OCDE y la OMM, coinciden cada vez más en señalar la necesidad de aplicar en la fuente de consumo de los combustibles fósiles estrictas medidas de control ambiental, así como establecer una coordinación internacional para evitar que a través del transporte atmosférico tenga lugar la denominada contaminación transfronteriza.

    España ratificó en 1997 el Protocolo de Azufre correspondiente al programa del Convenio de Ginebra sobre Contaminación Atmosférica Transfronteriza.

    En un futuro, cada vez más inmediato, se quemarán únicamente combustibles fósiles de muy baja acidez. Para los fuelóleos, se pretende que su contenido de azufre no supere el 1% en peso, si bien se podría permitir niveles mas elevados en aquellas zonas en que fuesen respetados los valores de calidad del aire ambiental, y la contaminación transfronteriza no hubiese alcanzado valores significativos.

  • 134. ¿Qué es el protocolo de kioto y como se relaciona con el efecto invernadero y el cambio climático?

    La atmósfera permite que parte de la radiación solar llegue a la Tierra. Ésta refleja hacia el espacio parte de la energía que llega, pero la atmósfera absorbe parte de ésta, alcanzando una temperatura de equilibrio de unos 15 ºC.

    Se entiende por efecto invernadero el cambio climático provocado por un aumento de la temperatura ambiental a consecuencia de una mayor concentración de dióxido de carbono (CO2) en la atmósfera que aumenta la proporción de energía absorbida.

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    Como puede verse en la figura anterior, cuanto mayor sea la concentración de CO2 en la atmósfera, mayor será D en relación a C, con lo que la temperatura de la Tierra aumenta para reestablecer el equilibrio. La intensa utilización de los combustibles fósiles es posiblemente la principal causa del efecto invernadero.

    Aunque hace más de una década que la alarma por el cambio climático ha sido denunciada con frecuencia ante la opinión pública, la preocupación "oficial" no se inicia hasta la celebración en 1992 de la Convención de las Naciones Unidas sobre el clima. Desde entonces, entre los acontecimientos y toma de medidas al respecto, cabe destacar la firma, en 1997, del llamado Protocolo de Kioto, siendo el primero de la Convención Marco del Cambio Climático que se firmó en Río de Janeiro. En la

    cumbre de Kioto se alcanzó un acuerdo destinado a limitar las emisiones de seis gases de "efecto invernadero" en los países industrializados para el período 2008-2012, tomando como referencia para tres de ellos (CO2, N2O, CH4) las emisiones de 1990, y para el resto, principalmente de origen industrial (HFC, PFC y SF6), el año 1995.

    En el Congreso Mundial de la Energía (Houston 1998) ya se puso de manifiesto la necesidad de tomar de forma inmediata medidas de cautela para mitigar la eventualidad del cambio climático, recomendando una actitud de "mínimo riesgo" hasta que se pudiera establecer definitivamente una relación causa-efecto. En este sentido, dicho Congreso fue claro al afirmar que, mientras tanto, la energía nuclear, que no emite CO2, debería jugar un papel primordial en la producción eléctrica y en las estrategias para combatir el calentamiento del planeta. Téngase en cuenta que, de acuerdo con los datos disponibles de la cumbre de Kioto, en 1990 las emisiones de CO2 de origen energético supusieron un 67,5% del total de emisiones de CO2 equivalentes. Posteriormente se han celebrado sucesivos Congresos en los que se ha confirmado la incorporación creciente de países a este acuerdo. Hay que destacar que últimamente la amenaza del cambio climático ha ocasionado en la opinión pública una considerable alarma social.

    En la actualidad, año 2006, este documento plantea que las emisiones de gases del efecto invernadero antes de 2012 sean en volumen un 5,2% inferiores al valor de 1990. Hay una asignación de compromisos de emisiones que afectan a los países industrializados y que se aplican al sector energético e industrial pero no al del transporte, que supone el 33% de las emisiones, ni a sectores domésticos e industriales de pequeño tamaño. Los países en desarrollo no están obligados por el acuerdo

    (anexo 1) y Estados Unidos, 25% de las emisiones, no lo ha firmado. No hay acuerdos de promoción directa de la I+D para remediar este problema pero se incentivan proyectos limpios en la emisión de gases.

    Este acuerdo es, por tanto, una necesaria carta de concienciación política antes que una herramienta real para hacer frente al cambio climático, pues la generación de gases va a seguir incrementándose aunque de una forma más controlada en los países industrializados que hoy son responsables del 60% de éstos. Es así que en datos de la agencia de información norteamericana, Energy Information Administration, se señala que incluso con el cumplimiento de lo firmado, las emisiones esperadas para el período 1990 y 2025 duplicarán el valor inicial fijado, pasando de 5.872 MtCO2 a 10.361 MtCO2.

    A raíz de este acuerdo ha surgido un comercio de derechos de emisión que terminará de entrar en vigor en 2008 y que penaliza las fuentes de generación de gases contaminantes y en consecuencia la utilización de los combustibles fósiles (alrededor de 10€ a 20€/tCO2, como cifra inicial de referencia). Se han creado dos procedimientos de compensación de emisiones mediante la promoción de nuevas inversiones en tecnologías limpias ya sea en los propios países como en países en desarrollo. El protocolo firmado desechó, por el momento, incluir entre éstas a la nuclear. Son los denominados"mecanismos de desarrollo limpio" y los de "aplicación conjunta".

    En la actualidad, la energía nuclear ahorra la emisión anual de 2.160 Mt CO2 que corresponde a la generación eléctrica de 2.700 TWh del parque nuclear mundial en 2004. Para este cálculo se ha supuesto que habría sido generado con el actual "mix" energético térmico de la UE-25 (54% carbón, 33% gas, 11% petróleo). Este ahorro equivale al obtenido por la producción hidráulica según se indica en datos del OIEA y supone el 17% de las emisiones anuales de los países de la OCDE o el 67% de las emisiones de los países de la anterior UE-15.

    El Protocolo de Kioto ya ha sido ratificado por 129 países que superan el 55% de países existentes y cuyas emisiones suman más del 55% de emisiones. Está ratificado y en vigor en España. El coste para nuestro país por el exceso de generación de esos gases está estimado para el período 2008-2012 en 2.300 a 3.000 millones de euros, con una desviación final que se espera sea superior.

  • 135. ¿Cómo afecta al medio ambiente el calor de refrigeración de las centrales térmicas?

    En toda central térmica (de carbón, fuelóleo, gas o nuclear) hay una parte de la energía que, de acuerdo con la termodinámica, no se transforma en electricidad sino que se elimina en forma de calor residual. Este calor residual, si no se aprovecha de otro modo, se disipa en el agua de refrigeración del condensador. Cuando esta agua vuelve a su cauce original (río, lago o mar) puede producir un incremento térmico de este sumidero. Dependiendo de las circunstancias esta alteración puede tener efectos beneficiosos, indiferentes o perjudiciales, según los casos. Fuera de las ocasiones en que el aumento de temperatura sea deseable, la reglamentación prohíbe que dicho aumento exceda de una cierta cantidad, por debajo de la cual no hay alteración ecológica. Esta limitación del aumento de temperatura del agua se consigue diluyendo el agua del condensador con suficiente líquido del sumidero último o recurriendo al uso de torres de refrigeración.

    Existen experiencias de aprovechamiento del calor residual de las centrales con fines útiles en piscifactorías o invernaderos, con lo que además de evitarse el perjuicio ecológico, se aprovecha la energía residual de la central. Sirve de ejemplo anecdótico, a este respecto, la granja de cocodrilos en el Ródano que aprovecha las aguas de refrigeración del grupo nuclear de Tricastin.

  • 136. ¿Cuáles son los problemas ambientales de las centrales nucleares y qué medidas se toman para evitarlos?

    Mientras las centrales térmicas convencionales queman combustibles fósiles para la producción de electricidad, una central nuclear obtiene su energía de la fisión del átomo de uranio. Esto significa que una central de este tipo no envía a la atmósfera óxidos de carbono, de azufre, de nitrógeno, ni otros productos de combustión, tales como las cenizas.

    Desde el punto de vista de la protección del medio ambiente, las centrales nucleares siempre han estado sujetas a un estricto control reglamentario institucional difícil de igualar por otras actividades industriales. Dicho marco reglamentario contempla todas y cada una de las fases que componen el ciclo de producción, así como la protección de los trabajadores de la central y del público en general y el desmantelamiento de la central al final de su vida útil.

    Las centrales nucleares generan emisiones de efluentes radiactivos en cantidades limitadas de acuerdo con esa regulación. Estas emisiones quedan registradas continuamente y son objeto de continuo seguimiento mediante un extenso programa de análisis realizado por entidades independientes y por la administración. Los valores de esos efluentes medidos en términos de actividad radiológica y de dosis son mil veces inferiores a lo permitido.

  • 137. ¿Qué efectos ambientales producen la minería y el transporte de los recursos energéticos?

    La minería del carbón presenta una incidencia ambiental que puede variar según sea a cielo abierto o a través de pozos. Ambas modalidades tienen un problema en común que es el de las escombreras, cuyo control ambiental, construcción de depósitos estables y cubrimientos de éstos para evitar su disgregación, implica un aumento significativo de los costos de explotación. Cuando la minería del carbón se realiza a través de pozos, de todos es conocida la peligrosidad y el riesgo que para la vida y salud de los mineros representa esta modalidad, y bien merece recordarse que la vida humana es, desde el punto de vista del medio ambiente, el bien superior.

    Si nos referimos al petróleo, tanto la extracción y el transporte, como el proceso de refinado tienen sus efectos negativos sobre el medio ambiente y, en especial, las conocidas mareas negras con los grandes daños ecológicos que ocasionan.

    La extracción de uranio no presenta, en principio, unas características ambientales muy diferentes respecto a otras minerías metálicas. Por lo que se refiere a la radiactividad, ésta no se encuentra a niveles muy superiores a los existentes en numerosas zonas naturales. En realidad, mediante la minería y el tratamiento de los minerales se recupera el elemento radiactivo haciendo que las escombreras ofrezcan escasos niveles de radiactividad. No obstante, los residuos que se producen para la formación de la llamada "torta amarilla" tienen que ser protegidos para evitar las emanaciones que se producen de gas radón.

  • 138. ¿Cuáles son los efectos ambientales de la energía hidráulica?

    Dado que para producir energía eléctrica una central hidráulica aprovecha el desnivel existente en un tramo de río, un primer efecto sobre el medio ambiente es la transformación de un sistema fluvial en otro lacustre.

    En el caso de grandes embalses existen también modificaciones microclimáticas de la zona que pueden variar positiva o negativamente la habitabilidad del lugar.

    La energía hidráulica, considerada como una de las que menor perturbación ocasiona a su entorno, también tiene sus efectos sobre el medio ambiente y en especial sobre las poblaciones.

    La ubicación de una central hidroeléctrica tiene sus consecuencias ecológicas; así, entre otras, se alteran la flora y la fauna, el clima local, y se producen posibles actividades microsísmicas, aumento de bacterias y algas, olores y sabores desagradables, modificaciones en las concentraciones de oxígeno y también la posibilidad de cambios ecológicos en el propio embalse y río abajo. No obstante, el cambio que se puede ocasionar no tiene por qué ser negativo, todo dependerá de los estudios ecológicos previos y de la importancia que se quiera dar a unos u otros objetivos ambientales.

    La construcción de la central, debido a las grandes necesidades de espacio que necesita, lleva consigo, en numerosas ocasiones, sobre todo cuando las posibilidades hidráulicas de un país están muy explotadas, al desplazamiento de poblaciones a otros lugares. En la actualidad, y en España, éste es uno de los grandes problemas ecológicos que las centrales hidráulicas traen consigo.

  • 139. ¿Qué se entiende por contaminación transfronteriza?

    Bajo esta denominación se entiende la contaminación que sufre todo o parte del territorio de un país a consecuencia de la llegada a él de productos contaminantes generados en otro y que se transmiten a través de la atmósfera por una acción combinada de los vientos o por las corrientes en el agua.

    En lo que se refiere a las emisiones radiactivas de origen diverso (centrales nucleares, usos industriales, aplicaciones médicas, etc.), existe un acuerdo en el seno del Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA), por el cual, en caso de accidente, se debe notificar urgentemente a éste, al objeto de poner en práctica inmediata un plan de seguimiento y buscar las soluciones para que los efectos sean tan bajos como sea posible.

    En el ámbito de las Naciones Unidas y dentro de la Comisión Económica para Europea (CEPE), se firmó en 1979 el Convenio de Ginebra sobre Contaminación Atmosférica Transfronteriza. De este Convenio, ratificado por España en 1983, han surgido varios programas y protocolos (SO2, NOX), llegándose a firmar mas recientemente, en 1994, el Protocolo de Azufre que fue ratificado por nuestro país en agosto de 1997.

  • 140. ¿Cómo nos afectan las medidas ambientales de la unión europea?

    España, como miembro de la Unión Europea, está obligada a adoptar y cumplir las medidas que la Comisión establezca.

    Uno de los problemas ambientales que más preocupa a la Unión Europea (UE) es el que se refiere a la contaminación atmosférica en general y de las lluvias ácidas en particular. Por ello y ante dicha preocupación asumió de forma conjunta para los quince Estados Miembros y dentro del Protocolo de Kioto, el compromiso de reducir en un 8% el conjunto de los seis gases de "efecto invernadero" (ver también la pregunta 131). En marzo de 1997 se llegó a un acuerdo de repartición de cargas entre los quince Estados Miembros para tres gases (CO2, CH4, N2O). Dicho reparto se formalizó en el Consejo de Ministros de 1998, estableciéndose de forma vinculante entre todos los Estados Miembros (Burden Sharing).

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    Si nos referimos a la situación por habitante en la perspectiva del año 2010 y para el conjunto de los seis gases considerados y de acuerdo con el actual reparto de cargas, España se situaría en una situación media dentro del conjunto de los países de la UE.

    A lo anterior hay que añadir también una serie de Directivas tales como la de limitación de emisiones a la atmósfera de determinados agentes contaminantes procedentes de grandes instalaciones de combustible, en donde las centrales térmicas y refinerías son las instalaciones más afectadas, debiendo limitar sus emisiones a partir del año 2007.

    Otras Directivas recientes de la UE se refieren a la eliminación para finales del 2010 de los policlorobifenilos y de los policloroterfenilos (PCB/PCT), con especial incidencia sobre los transformadores y condensadores eléctricos que contengan o hayan contenido estos productos. También se han fijado valores límite y umbrales de alerta o de actuación para el dióxido de azufre, dióxido de nitrógeno, óxido nítrico, partículas y plomo.

    Finalmente referirnos a la propuesta de Directiva sobre la fiscalidad a los productos energéticos, elevando el tipo mínimo del impuesto especial que soportan los carburantes y combustibles petrolíferos y ampliando su campo de acción al carbón, la electricidad y el gas.


Capítulo 11 - El impacto ambiental

  • 141. La producción de residuos, ¿es privativa de la generación de electricidad?

    Tanto en los procesos vitales como en la propia naturaleza se producen continuamente residuos. Algunos son reprocesados y forman parte de esos propios ciclos pero otros no y no tienen otro destino que su eliminación o su confinamiento. A estos últimos es mejor denominarlos como "desechos". La actividad humana genera también residuos y desechos. Se trata de sustancias, materiales u objetos, restos de productos naturales o de procesos de fabricación.

    En nuestra sociedad hay un aumento continuo de la producción de residuos por múltiples razones; entre ellas, cabe destacar las culturales y las surgidas del rápido crecimiento demográfico y de la tecnificación e industrialización crecientes.

    La sociedad es consciente de que necesita gestionar esos residuos y desechos, algunos muy nocivos, y afrontar su confinamiento seguro con el problema añadido de la inabordable dispersión con que se producen y del inmenso y creciente volumen que se genera.

    La Ley española de residuos de abril de 1998, establece una única clasificación de los residuos en dos grandes grupos, urbanos y peligrosos. Sin embargo, a efectos prácticos, esta clasificación plantea problemas, dada la gran variedad de residuos que se generan. Por este motivo, las normativas específicas han venido diferenciando entre residuos urbanos, asimilables a urbanos, agrícolas y forestales, banales e inertes, industriales, tóxicos y peligrosos y sanitarios.

    En España se producen al año 300 millones de toneladas de contaminantes atmosféricos, 20 millones de toneladas de residuos sólidos urbanos, 4 millones de toneladas de residuos peligrosos y 2.000 toneladas de residuos radiactivos, de los cuales, sólo 160 toneladas corresponden a combustible gastado.

  • 142. ¿Es grave el problema que presenta la gestión de los residuos en el mundo de hoy?

    La sociedad industrializada se enfrenta con un problema difícil, al tener que diseñar, acometer y conseguir una gestión adecuada para todos los residuos que se producen. Se entiende por gestión de residuos el conjunto de actividades que conducen a su reutilización, su desaparición o, en su defecto, su neutralización y evacuación a lugares localizados, garantizando la seguridad a largo plazo.

    El panorama mundial de los residuos peligrosos de la industria convencional se presenta grave y preocupante, en unos países con más retraso que en otros, pero con el denominador común de grandes volúmenes y escaso control y el problema de la ubicación de los mismos.

    La preocupación por los residuos se inició en Europa con la Directiva 75/442/CEE, modificada por la Directiva 91/156/CEE y la creación, por parte de la Comisión de la Unión Europea, la Dirección General XI, la cual preparó y presentó al Consejo de Europa en 1989 un documento de estrategias de gestión para todos los residuos.

    A pesar de la importancia concedida por la Comisión a la política de residuos y las medidas adoptadas en los últimos veinte años, se ha podido constatar que el reciclaje y la reutilización necesitan ser impulsados. Por ello, los diferentes Programas de Acción fijan unos objetivos a largo plazo para cada uno de los diferentes ámbitos establecidos, entre los que se encuentra la gestión de los residuos, con el fin de alcanzar el "desarrollo sostenible".

    La estrategia comunitaria se centra en un concepto de tratamiento global de los residuos, englobada en lo que se ha denominado "Jerarquía de Gestión". Esta comprende el menú de opciones que deberán adoptar quienes se ocupan de los residuos y que se ha centrado en cinco ejes principales: la prevención; la recuperación; la seguridad en los transportes; la optimización de la eliminación final; y la acción correctora.

    En España la actual Ley de Residuos 10/1998 de 21 de abril supone un marco común que tiende a una aplicación homogénea de la jerarquía de gestión. En 1990 se creó la empresa pública EMGRISA (Empresa Nacional de Gestión de Residuos Industriales, S.A.) que se ocupa de gestionar el Plan Nacional de Residuos Peligrosos (químicos y otros, pero no radiactivos).

    El tratamiento de los residuos radiactivos se efectúa de acuerdo con el Plan General de Residuos Radiactivos, que aprueba el Gobierno y pone en práctica la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA), creada en 1984. La gestión de estos residuos está regulada por un amplio marco legal que, de manera específica, contempla todas las actividades relativas a su tratamiento.

    El desarrollo tecnológico alcanzado en la gestión de los residuos radiactivos contribuye a la puesta a punto de prácticas aplicables a otros tipos de residuos, especialmente aquellos que necesitan un tratamiento a largo plazo.

  • 143. ¿Qué son y de dónde proceden los residuos radiactivos?

    La humanidad ha convivido con la radiación y los isótopos radiactivos desde la aparición de nuestra vida en la tierra, donde existían isótopos radiactivos de período de semidesintegración muy largo, como el potasio-40, el uranio-238, el uranio-235 y el torio-232, así como los isótopos resultantes de la desintegración de estos tres últimos. También el hombre ha empleado algunos isótopos radiactivos naturales, como el radio-226 en técnicas terapéuticas y el uranio-235 en los reactores nucleares.

    Se considera residuo radiactivo cualquier material o producto de desecho, para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminado con radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a los establecidos por las autoridades competentes.

    Los residuos radiactivos se producen en las distintas aplicaciones en las que está presente la radiactividad, a saber:

    • – Aplicaciones energéticas. Es el grupo más importante. El mayor volumen de residuos radiactivos se produce en las distintas etapas por las que pasa el combustible nuclear (ciclos combustibles) y en la operación y el desmantelamiento de las centrales nucleares. Todos estos residuos suponen alrededor del 95% de la producción total.

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    • – Aplicaciones no energéticas. Derivadas de los usos de los isótopos radiactivos, fundamentalmente en actividades como investigación, medicina e industria. Este grupo se conoce como el de los "pequeños productores", porque incluso en los países de tecnología más avanzada, donde las actividades reseñadas están muy desarrolladas, el volumen de residuos radiactivos que generan es pequeño, comparado con el originado en la producción de energía nucleoeléctrica, pudiendo afirmarse que siempre es inferior al 10%, sin que esto quiera decir que su gestión deba ser menos rigurosa.

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    En la Unión Europea, el volumen anual producido de residuos radiactivos a gestionar es de 37.000 m3. De esta cantidad, el 84%, es decir 31.000 m3, son residuos de baja actividad y corto período radiactivo. El resto corresponde al combustible gastado con 3.325 t y 3.000 m3 a residuos de media y alta actividad provenientes del reproceso.

  • 144. ¿Cómo se clasifican los residuos radiactivos?

    Para clasificar los residuos radiactivos se puede atender a diversos criterios, tales como su estado físico (sólidos, líquidos y gaseosos), tipo de radiación emitida (alfa, beta, gamma), contenido en radiactividad, período de semidesintegración de los radionucleidos que contiene, generación de calor, actividad específica por unidad de masa o volumen, etc.

    Desde el punto de vista de su gestión, en España los residuos radiactivos se clasifican actualmente en:

    1. Residuos de baja y media actividad
      1. Tienen actividad específica baja por elemento radiactivo.
      2. No generan calor.
      3. Contienen radionucleidos emisores beta-gamma con períodos de semidesintegración inferiores a 30 años, lo que quiere decir que reducen su actividad a menos de la milésima parte en un período máximo de 300 años.
      4. Su contenido en emisores alfa debe ser inferior a 0,37 GBq/t (0,01 curios/tonelada en promedio).
      5. Se incluyen en este apartado los residuos de muy baja actividad y de muy corto período de semidesintegración y que por estas características pueden ser gestionados con criterios diferentes y menos exigentes que los genéricos definidos para este grupo.
    2. Residuos de alta actividad
      1. Contienen radionucleidos con período de semidesintegración superior a 30 años.
      2. Contienen radionucleidos emisores alfa de período largo en concentraciones apreciables, por encima de 0,37 GBq/t (0,01 Ci/t).
      3. Generalmente desprenden calor.

    No en todos los países se emplea la misma clasificación de residuos, razón por la que la Comisión de la Unión Europea ha recomendado unificar criterios, para lo cual propone la siguiente clasificación, que entró en vigor el 1 de enero de 2002.

    1. Residuos radiactivos de transición. Residuos, principalmente de origen médico, que se desintegran durante el período de almacenamiento temporal, pudiendo a continuación gestionarse como residuos no radiactivos, siempre que se respeten unos valores de desclasificación.
    2. Residuos de baja y media actividad. Su concentración en radionucleidos es tal que la generación de energía térmica durante su evacuación es suficientemente baja.
      1. Residuos de vida corta. Residuos radiactivos que contienen nucleidos cuyo período medio es inferior o igual al del Cs-137 y el Sr-90 (treinta años, aproximadamente), con una concentración limitada de radionucleidos alfa de vida larga (4.000 Bq/g en lotes individuales de residuos y una media general de 400 Bq/g en el volumen total de residuos).
      2. Residuos de vida larga. Radionucleidos y emisores alfa de vida larga cuya concentración es superior a los limites aplicables a los residuos de vida corta.
    3. Residuos de alta actividad. Residuos con una concentración tal de radionucleidos que debe tenerse en cuenta la generación de energía térmica durante su almacenamiento y evacuación. Este tipo de residuos se obtiene principalmente del tratamiento y del acondicionamiento del combustible gastado.
  • 145. ¿Qué residuos se generan en las diversas aplicaciones de los isótopos radiactivos?

    Los residuos radiactivos a que dan lugar los pequeños productores provienen fundamentalmente de tres tipos de instalaciones: sanitarias, industriales y centros de investigación.

    En las instalaciones médicas y hospitalarias, el uso de isótopos radiactivos para el diagnóstico y tratamiento de enfermedades es muy amplio y está en constante crecimiento.

    Así, elementos radiactivos no encapsulados, normalmente en fase líquida, son utilizados para el diagnóstico mediante trazadores con Tc-99m, I-125, H-3 o C-14, o bien para el tratamiento de enfermedades del tiroides (I-131) o de la sangre (P-32). Estas actividades generan residuos radiactivos sólidos: algodones, guantes de goma, jeringuillas, etc., así como residuos radiactivos líquidos, que se clasifican como residuos de media actividad. Por otro lado, en el tratamiento de tumores se emplean fuentes encapsuladas, siendo muy frecuente el uso de Co-60. Estas fuentes, una vez retiradas, son gestionadas como residuos de media actividad.

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    En las instalaciones industriales se utilizan también fuentes encapsuladas. Las de menor actividad se emplean en procesos de control. Para hacer ensayos no destructivos en construcciones metálicas por gammagrafía hacen falta fuentes de mayor actividad, y en irradiadores de esterilización de material sanitario o de alimentos, son necesarias fuentes de más alta actividad (cesio-137, por ejemplo). En todos los casos estas fuentes, al final de su vida útil, son consideradas residuos de baja y media actividad.

    En los centros de investigación, los residuos proceden de reactores de enseñanza e investigación, celdas calientes metalúrgicas (instalaciones auxiliares de investigación donde se realizan ensayos, manipulaciones, pruebas, etc.), plantas piloto y servicios de descontaminación. Estos residuos son de naturaleza física, química y radiactiva muy variable y pueden cubrir toda la escala de clasificación de los residuos radiactivos.

  • 146. ¿Qué residuos se generan tras el “quemado” del combustible de uranio en un reactor nuclear?

    El combustible nuclear durante su estancia en el núcleo del reactor se encuentra sometido a una elevada irradiación neutrónica, transformándose su constitución a lo largo del tiempo.

    En las centrales de agua ligera, modelos PWR y BWR, el combustible nuclear se ha fabricado en forma de pequeñas pastillas cilíndricas, con medidas de alrededor de 8 mm de diámetro y 11 mm de altura y se ha alojado en varillas que a su vez se montan mediante un armazón de placas de forma estructural prismática. De esta forma quedan agrupados conjuntos de cerca de 200 varillas en reactores de 1.000 MW, pero que varían según la potencia y el diseño especifico, junto con otras pocas que incluyen los elementos de control de la reacción nuclear y de medición en lo que se llama un elemento o conjunto de combustible.

    Antes de la fisión nuclear o del "quemado" del combustible, término que se utiliza a semejanza de los combustibles fósiles, se pueden caracterizar tres partes distintas en estos conjuntos de combustible:

    • – El propio combustible (UO2) en forma de pastillas y constituido por una matriz de uranio-238 en una proporción del 95% al 97% y que se ha enriquecido con el isótopo fisionable uranio-235 en valores del 5% al 3%.
    • – La varilla de combustible fabricada con una aleación de circonio y una longitud del orden de 4 metros, dato referido a dichos reactores PWR y BWR de 1.000 MW, y que aloja a esas pastillas de combustible.
    • – Los materiales estructurales (rejillas, tubos guía, etc.) que conforman el armazón de los mencionados "conjuntos de combustible".

    Con la irradiación, se mantiene la estructura del conjunto de combustible pero se han producido las siguientes transformaciones en el combustible. Nos referiremos a continuación a un caso específico con un enriquecimiento del uranio 235 del 3,3% (téngase en cuenta que las reacciones nucleares tienen lugar con una probabilidad asociada y no siguen leyes lineales).

    1. En el combustible (UO2), del total del 3,3% de U-235, un 2% se fisiona produciendo energía y transmutándose a productos de fisión (P.F.), más ligeros, cuyos números atómicos son del orden de la mitad del de su progenitor en el caso de dos elementos producidos y que en general son emisores beta y gamma. El 0,44% se transmuta a U-236 (elemento que actúa de inhibidor de la fisión) por reacciones de captura neutrónica y el 0,86% final restante permanece sin reaccionar.
      Por su parte y en lo que se refiere a la matriz de U-238 con el 96,7% del total del peso del combustible, un 1% sufre reacciones nucleares de transmutación, dando lugar a elementos pesados de la familia de los transuránicos (TRU), como son el plutonio con el 0,9%, neptunio, americio y curio, caracterizados todos ellos por ser emisores alfa.
      A su vez, parte de ese plutonio generado (Pu-239) se fisiona y contribuye a la generación de energía y añade el correspondiente inventario de productos de fisión de su familia radiactiva.
      La aparición del U-236, junto con los productos de fisión y los transuránicos, limitan el grado de quemado, aunque aún queden U-235 y plutonio, porque al capturar los neutrones (son venenos neutrónicos) disminuyen la población neutrónica e
      Interrumpen la reacción de fisión en cadena. Por este motivo y por la propia pérdida de enriquecimiento es necesario periódicamente renovar el combustible en una operación que se llama recarga. Normalmente se renueva entre un tercio y un cuarto del número total de elementos que hay en el núcleo y se recolocan geográficamente todos los elementos restantes. Esta operación se hace, dependiendo del tipo de central, en ciclos de 12, 18 o 24 meses. Un reactor de 1.000 MW de potencia utiliza entre 20 y 30 t de combustible por ciclo de operación.
      Los elementos retirados se conocen por combustible irradiado, gastado o quemado, y su composición es, aproximadamente, del 94,2% de U-238, 1% de transuránicos, 3,5% de productos de fisión, 0,445 de U-236 y 0,86% de U-235.
    2. En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominados productos de activación, formados por reacciones de captura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos, que son elementos radiactivos. El isótopo radiactivo más importante que se forma es el cobalto-60.
      En el combustible gastado está contenida más del 99,5% de la radiactividad artificial que se genera en la producción de energía eléctrica en las centrales nucleares. Además, al mantener aquel su estructura sólida, retiene todos los elementos producidos, que además quedan retenidos por la vaina que constituye la segunda barrera de confinamiento que evita su diseminación al exterior.
      Sólo la radiación gamma y la neutrónica por su alta penetración salen al exterior, pues la beta y la alfa son absorbidas. Los emisores gamma, teniendo en cuenta su período de semidesintegración y su energía, en unos 700 años habrán decaído a valores radiactivos de fondo natural.
      Por otra parte, el uranio no consumido y los elementos transuránicos que son, esencialmente, emisores alfa de bajo poder de penetración (tienen las mismas características que los minerales radiactivos); desde el punto de vista de las radiaciones emitidas no constituyen riesgo tras un período de almacenamiento de 700 años, al igual que los productos de fisión. Estos elementos, por tanto, son sólo peligrosos si se liberan y encuentran camino para ser inhalados (para lo que es preciso que sean transformados en gases) o ingeridos (para lo que es preciso que entren en la cadena trófica alimentaria de vegetales, animales y personas).
      Es decir, la problemática que debe resolver la gestión del almacenamiento del combustible gastado (que constituye los residuos de alta actividad), una vez transcurridos 700 años, sería análoga a la que presentan los depósitos de seguridad de residuos tóxicos como el cadmio, mercurio, etc., elementos muy tóxicos que conservan indefinidamente esta peligrosidad salvo que reaccionen químicamente.
  • 147. ¿Qué se puede hacer con el combustible gastado?

    En los comienzos de la utilización de la energía nuclear para la producción de electricidad, se consideraba indispensable realizar el tratamiento de los combustibles gastados, llamado también reelaboración o reproceso, con el fin de recuperar el U y el Pu presentes en ellos, para su posterior utilización como materiales energéticos.

    A finales de los años 60 se preveía una escasez de capacidad comercial de reproceso en función de la construcción prevista de centrales nucleares, aunque la tecnología parecía relativamente simple y los costes bajos. En la década de los 70 se comprobó que el reproceso presentaba ciertas dificultades técnicas y que las normas de seguridad, cada vez más rígidas, aumentaban considerablemente los costes. Al mismo tiempo, las ofertas de servicios comerciales de reproceso se vieron seriamente afectadas por un cambio de política en Estados Unidos, al final de esta década de los 70, en lo referente al reciclado del Pu ("La no proliferación de armamento nuclear").

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    A todo lo anterior hay que unir la situación del mercado del uranio y la competencia en los precios de los servicios de enriquecimiento. En la actualidad se contemplan dos opciones para la gestión del ciclo del combustible: el "ciclo abierto" o el "ciclo cerrado".

    El "ciclo abierto" considera al combustible gastado como residuo de radiactividad alta para su posterior gestión primero en un almacén temporal centralizado (ATT), luego sometiéndolo a la posibilidad de su separación y transmutación y muy posiblemente, al final, mediante su almacenamiento definitivo en formaciones geológicas profundas (AGP).

    El "ciclo cerrado" realiza el tratamiento de los combustibles gastados (reproceso) con el fin de recuperar el uranio y el plutonio presentes en ellos para ser utilizados como materiales energéticos.

    Desde comienzos de la pasada década de los 90 se han acometido iniciativas en algunos países, principalmente Francia y Japón, consistentes en investigar y desarrollar la separación y transmutación (ST) de determinados radionucleidos de vida larga presentes en los elementos irradiados. El objetivo es disminuir el inventario radiotóxico a largo plazo de los residuos de alta actividad y, por tanto, el riesgo radiológico de su almacenamiento definitivo. A esta nueva forma de gestión de los combustibles gastados se le ha dado por llamar "ciclo cerrado avanzado".

    Estas tres opciones tienen en común dos etapas fundamentales: el almacenamiento temporal de los combustibles gastados y el posterior almacenamiento definitivo, bien sea de los propios combustibles gastados o de los residuos procedentes del reproceso actual o del avanzado.

  • 148. ¿Si se reprocesa el combustible gastado, ¿qué residuos y otros materiales se generan?

    En principio hay que decir que se recupera el uranio y el plutonio para su posterior utilización como materiales energéticos y se obtienen residuos de baja, media y alta actividad que hay que gestionar adecuadamente.

    Actualmente los países que, total o parcialmente, realizan el reproceso de sus combustibles gastados, bien en sus propias instalaciones o contratando servicios del exterior, son Francia, Reino Unido, Japón, Rusia, Alemania, Bélgica, Holanda, China, India y Suiza. Solamente los dos primeros ofrecen servicios de reproceso que llevan aparejados un alto coste y la devolución del uranio y plutonio recuperados, así como de todos los residuos producidos, previamente acondicionados en diferentes tipos de contenedores.

    Tras el necesario almacenamiento temporal del combustible gastado, en el reproceso se desenvainan las pastillas de uranio contenidas en las varillas del combustible gastado, para lo cual hay que cortarlas y trocearlas. Las pastillas se disuelven con una mezcla de ácido y agua, la disolución líquida resultante se trata con disolventes capaces de extraer el uranio aislado por un lado y el plutonio por otro, quedándose en la disolución ácida acuosa los productos de fisión y el resto de los actínidos.

    Por tanto, la disolución acuosa contiene la mayor parte de la radiactividad artificial contenida en el combustible gastado; es un residuo líquido de alta actividad que se guarda en depósitos hasta que pasa al proceso de conversión a sólidos por vitrificación para fijar la radiactividad en un producto sólido insoluble. El producto final que queda es una cápsula hermética de acero inoxidable en cuyo interior está un vidrio insoluble que contiene la radiactividad que había en el combustible, siendo este paquete el residuo de alta actividad.

    Los trozos de vainas resultantes del desenvainado son un material radiactivo por efectos de la activación y además están contaminados por su contacto con las pastillas, por lo que constituyen un residuo sólido de radiactividad media. Estos restos de vainas se introducen en bidones de acero inoxidable rellenando los huecos que quedan con cemento. El paquete obtenido es un residuo de media actividad.

    Finalmente en las instalaciones de reproceso se producen residuos tecnológicos y de proceso, que son residuos de baja actividad que se cementan y empaquetan en bidones convencionales constituyendo un bulto o paquete de baja actividad.

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    En la reelaboración no se genera ninguna radiactividad artificial nueva, sino que se trabaja con la radiactividad presente en el combustible gastado (y la de los productos de desintegración que se van generando), distribuyéndola de forma más racional y disminuyéndola en la debida al uranio y al plutonio que se han separado. Esto permite reducir, además del volumen, el tiempo de aislamiento que ha de transcurrir para que la radiactividad de los residuos finales disminuya hasta los valores de radiación natural.

  • 149. ¿Qué es un atc y que resuelve en la gestión del combustible gastado?

    Cuando se opta por la estrategia del ciclo abierto, es decir, la consideración del combustible gastado como un residuo sin otro uso posterior, el combustible gastado debe gestionarse como un residuo radiactivo de alta actividad, pasando por una etapa intermedia de almacenamiento temporal, antes de su gestión final. En el caso de ciclo cerrado también se producirían residuos de larga duración tras su reproceso y debería acometerse este período temporal de almacenamiento.

    En la actualidad, la decisión definitiva con respecto a la gestión del combustible gastado no está tomada, pero sí controlada. Falta el necesario consenso social y ello también impulsa a que la decisión técnica opte por una situación de espera ante las perspectivas de hallar soluciones decisivas en el campo de la transmutación. Sin embargo, no debe olvidarse que existen tecnologías y conocimientos para enterrar de forma segura ese combustible gastado, mientras en contraposición a lo anterior, otro problema de gravosa actualidad como la solución al rápido calentamiento terrestre por el efecto invernadero ni está resuelto, ni acordado, ni controlado.

    Con respecto a la gestión final, hay un consenso internacional sobre la viabilidad técnica de los almacenes geológicos profundos (AGP), existiendo a este respecto un alto grado de desarrollo en muchos países, aunque los procesos de implantación están siendo más lentos de lo previsto, fundamentalmente por problemas de aceptación pública y por el hecho de existir soluciones temporales satisfactorias. Aunque son varios los países que se encuentran en fases muy avanzadas respecto al AGP (EE.UU., Francia, Alemania, Suecia, Finlandia, etc.), actualmente no hay ninguna instalación operativa a nivel industrial, a excepción de la denominada planta WIPP en Estados Unidos para residuos del programa de defensa.

    Además, ahora se incorpora el criterio de hacer que las soluciones que se adopten sean reversibles atendiendo a una responsabilidad intergeneracional, pues se es consciente que el combustible gastado conserva un potencial energético muy elevado que puede ser utilizado en el futuro y también que la aparición de nuevos avances pueden resolver, más rápidamente la duración del enterramiento que se propone.

    Por otra parte, se están intensificando las investigaciones citadas en separación y transmutación (ST), promovidas a través de organismos internacionales (AEN, OIEA y UE) y países como Francia y Japón, al objeto de valorar la viabilidad de este método para minimizar el volumen y radiotoxicidad de los residuos.

    En lo que respecta al almacenamiento temporal, o intermedio, comienza en las propias piscinas de la central donde se descarga el combustible gastado una vez extraído del reactor, con objeto de que decaiga su radiactividad y calor residual.

    Como la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario que al cabo de un cierto tiempo el combustible sea trasladado a unos almacenes intermedios a la espera de su gestión final. Esta etapa de la gestión se considera resuelta a satisfacción en base a distintas técnicas como son el propio almacenamiento en piscinas, o el almacenamiento en seco (contenedores metálicos o de hormigón, cámaras, etc.), existiendo en el mundo instalaciones independientes o centralizadas con experiencia de funcionamiento.

    En España se dispone, desde el año 2002, de un almacén temporal individual (ATI) en el emplazamiento de C.N. Trillo, basado en contenedores metálicos de doble uso (transporte y almacenamiento), fabricados por la industria española, con exclusividad para el combustible gastado de esa central. La solución prevista en el VI Plan General de Residuos Radiactivos es disponer en el año 2010 de un Almacén Temporal Centralizado, ATC, para todas las centrales españolas. Esta solución se decide por ser la más adecuada desde el punto de vista económico, de seguridad y de gestión. Este almacén es un edificio de hormigón que únicamente aísla del exterior los contenedores de combustible gastado allí ubicados.

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  • 150. ¿Cuál es el potencial interés de la separación y la transmutación de radionucleidos de vida larga?

    El interés por estas técnicas, cuyo objetivo básico es disminuir el inventario radiotóxico de los residuos de alta actividad y por tanto su riesgo radiológico a largo plazo, se ha reactivado en los últimos años por iniciativa de Japón y Francia, básicamente, en tanto se opta por la solución de construir un AGP o almacén definitivo de los residuos de alta actividad en formaciones geológicas. Se requerirá un gran esfuerzo económico y humano para su desarrollo y puesta en marcha, además de la colaboración internacional de todos los países que deben gestionar combustibles gastados procedentes de sus centrales nucleares.

    Para cumplir el objetivo que se pretende con estas técnicas es necesario separar algunos radionucleidos con largo período de semidesintegración y alta radiotoxicidad, como son principalmente el plutonio ya recuperado en el reproceso actual y los denominados actínidos minoritarios (neptunio, americio y curio). También se ha propuesto separar algunos productos de fisión de vida larga como el tecnecio, yodo, cesio y circonio.

    El objetivo de la transmutación es la transformación de ciertos radionucleidos de vida larga en otros de vida más corta o isótopos estables. La operación anterior a la transmutación es la conversión de los elementos químicos previamente separados y que contienen los isótopos radiactivos que se quieren transmutar, en formas sólidas adecuadas.

    Esta operación se puede realizar por fisión o activación neutrónica. En principio los reactores actuales, tipo de agua ligera, podrían servir para esta finalidad, pero se ha demostrado que es necesario disponer de neutrones de alta energía y a poder ser con flujo elevado, por lo que los estudios se están encaminando a los reactores rápidos y a los sistemas accionados por aceleradores de partículas. Estos aceleradores emiten un haz de protones de alta energía, que al incidir sobre un metal pesado (por ejemplo plomo) producen una desintegración en varios fragmentos (espalación) y la emisión de un alto flujo de neutrones muy energéticos, con capacidad para fisionar los radionucleidos de vida larga.

    Este tipo de sistemas recibe también el nombre de reactores híbridos y aunque podrían ser utilizados para producir energía eléctrica, los proyectos actualmente propuestos que están en fase de investigación en EE.UU., Francia, Suiza y Japón, están encaminados a ser utilizados únicamente como sistemas transmutadores.

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  • 151. ¿Qué otros residuos radiactivos se generan en la producción de energía nucleoeléctrica?

    Los residuos radiactivos generados en la producción de energía nucleoeléctrica se suelen agrupar siguiendo la secuencia antes y durante la operación de la central nuclear.

    • 1. Residuos generados antes de la utilización del combustible en la central nuclear.

    Contienen radiactividad únicamente natural y son los materiales de desecho:a) de la minería del uranio; b) de la separación del uranio, de los minerales extraídos, en las plantas de fabricación de concentrados (torta amarilla); c) del enriquecimiento en uranio-235 para aumentar la concentración del isótopo fisionable; y d) de la fabricación del combustible nuclear. Se comentan en otra pregunta.

    • 2. Residuos generados en el funcionamiento de las centrales nucleares.

    Ya se ha descrito antes lo referente a la fisión nuclear o "quemado" del combustible. Además, hay otros residuos producidos al ser posible que por alguna fisura en una vaina de combustible, una pequeñísima fracción de los productos de fisión contenidos en el elemento combustible pase al agua del circuito de refrigeración. Asimismo, pueden pasar al agua los productos radiactivos formados por la activación en la superficie de los materiales estructurales que hay en el núcleo del reactor; finalmente algunas impurezas contenidas en el agua de refrigeración y sustancias empleadas en su tratamiento son activadas, dando lugar a productos radiactivos.

    Por estas razones se producen en las centrales nucleares residuos de proceso y mantenimiento resultantes de la purificación del agua del circuito de refrigeración, siendo en su mayor parte residuos de baja actividad y, en algún caso, de media. Se producen del orden de 100 m3 de este tipo de residuos por año de operación en una central de 1.000 MW, conteniendo un total de actividad de 400 curios. Este volumen se ha reducido de forma muy importante en los últimos años aplicando técnicas de secado y compresión.

    Por otra parte, el combustible nuclear una vez alcanzado el grado de quemado establecido, se saca del núcleo del reactor y se coloca en las piscinas de combustible gastado de la misma central nuclear, que tienen como misión su aislamiento radiobiológico, la disipación de su calor residual y su albergue provisional en espera de su posterior gestión. El agua de la piscina se contamina, y su descontaminación por filtración y absorción producen pequeñas cantidades de residuos de baja actividad.

  • 152. ¿Qué residuos se producen en la minería del uranio, así como en la fabricación de concentrados y de combustible nuclear?

    En la minería del uranio y en la fabricación de concentrados de uranio natural se generan materiales residuales, en los que se encuentran pequeñas cantidades de uranio y de la mayor parte de los descendientes de la cadena de desintegración de éste, es decir, es radiactividad debida a radionucleidos que se encuentran en la naturaleza.

    En las minas de uranio los materiales residuales sólidos están constituidos por rocas, con tan bajo contenido en uranio que no es económico su aprovechamiento (estériles de minería), los cuales se acumulan en las denominadas "escombreras".

    En la producción de concentrados, los principales materiales residuales son los restos de mineral de los que se ha separado el máximo posible de uranio (estériles de planta). Estos estériles se apilan en los llamados "diques de estériles" que generalmente están situados dentro del recinto de la propia fábrica.

    En estas etapas se produce el mayor volumen de residuos del ciclo. En el caso de la minería, dependiendo del tipo de yacimiento y del método de explotación, pueden variar entre 3 y 8 toneladas de estéril por kilogramo de uranio final obtenido. En las fábricas de concentrados, este parámetro se sitúa en valores medios en el entorno de 1 tonelada de residuos por kilogramo de uranio extraído.

    Aunque es radiactividad natural la que poseen estos materiales residuales (estériles), ha sido aflorada a la superficie y concentrada en una zona. En caso de lluvia puede haber arrastres y filtraciones que contaminen las aguas superficiales y del subsuelo (por ejemplo con radio). También el viento puede ser agente de dispersión de la radiactividad, pues puede arrastrar partículas sólidas o radón, que es un radionucleido gaseoso producido en la desintegración del radio. Estos efectos se evitan llevando a cabo unas operaciones que se conocen como "acciones remediadoras", que significan una forma de confinamiento suficiente para esta radiactividad natural.

    Las operaciones consisten en rellenar las galerías de las minas de interior, o los huecos al aire libre en las minas a cielo abierto, una vez agotadas, con los escombros demás radiactividad, dejando el resto apilados en las escombreras debidamente

    cubiertas con capas de tierra, que se revegetará, de tal forma que su lixiviación y erosión por los agentes atmosféricos sea mínima.

    En el caso de los diques de las fábricas de concentrados, se hace una cobertura con capas sucesivas de asfalto, rocas y arcilla para impedir la acción del viento y el agua.

    En ambos casos, escombreras y diques, a la vez que se realizan las operaciones de protección contra la contaminación, se estabilizan las pilas de estériles con el fin de evitar deslizamientos.

    El concentrado de uranio para ser utilizado como combustible nuclear ha de ser enriquecido en el isótopo uranio-235, para lo que se pasa a hexafloruro de uranio gaseoso, del que una vez enriquecido se obtiene el óxido de uranio sólido, el cual es empleado, en una etapa posterior, para fabricar las pastillas cerámicas que se introducen en las varillas que conforman el elemento combustible.

    En estas operaciones se producen pequeñas cantidades de residuos como consecuencia de la contaminación que se origina en las diferentes fases, así como fruto de los subproductos y rechazos del proceso empleado.

    En ambos casos los residuos que se generan únicamente contienen radiactividad natural. Todos ellos son residuos que se acondicionan en bidones metálicos para proceder a su posterior almacenamiento.

  • 153. ¿Qué residuos se producen en el desmantelamiento de las centrales nucleares?

    Cuando tiene lugar la parada definitiva de una central nuclear se procede, en el plazo más breve posible, a la retirada de la central de todo el combustible gastado que hay en ella, tanto en el núcleo del reactor como almacenado en sus piscinas.

    En el caso de los reactores de agua ligera, se procede a continuación a tratar el agua de refrigeración y otros líquidos contaminados, concentrándolos y solidificándolos con cemento, obteniendo residuos sólidos de baja o de media actividad que se retiran de la central.

    También se retiran todos los residuos sólidos de baja y media actividad que hubiera almacenados en la central en espera de su envío al almacenamiento definitivo.

    A continuación tendrán lugar dos procesos diferentes, pero relacionados entre sí, que son la descontaminación y el desmantelamiento.

    La descontaminación engloba todas las operaciones de limpieza para separar los pequeños depósitos de residuos radiactivos que pueden estar fijos en las superficies de la vasija, de los tubos, en bombas, circuitos, equipos, suelos, etc.

    El desmantelamiento es el desmontaje y demolición de estructuras, tuberías y componentes, de hormigón o metálicos, que están activados o contaminados internamente y su tratamiento como residuos radiactivos. El 85% del total de una central nuclear nunca llega a ser radiactivo ni se contamina y son residuos y escombros convencionales.

    En España están en fase de desmantelamiento la central de Vandellós-I, ya con la fase 2 concluida con lo que solo queda el edifico del reactor en pie; se ha retirado el combustible gastado y se ha descontaminado el resto de la instalación y ahora comienza el de la central de José Cabrera.

    Además, también están en curso los trabajos en el CIEMAT de Madrid para desmontar las instalaciones de investigación allí ubicadas. Anteriormente se habían desmantelado otros reactores de investigación y restaurado antiguas minas de uranio como La Haba en Badajoz.

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  • 154. ¿Cómo se garantiza el aislamiento de los residuos radiactivos?

    El principio que sigue el almacenamiento en vertederos de cualquier tipo de residuos es aislarlos del entorno humano, interponiendo entre ellos y las personas un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de retorno, aunque éste sea altamente improbable. Esto se llama confinamiento.

    Para los residuos radiactivos el sistema de barreras debe mantener su eficacia hasta que la radiactividad haya disminuido por decaimiento radiactivo a los niveles fijados por las autoridades competentes. En este caso se elimina, pues, el concepto de perennidad que llevan consigo muchos residuos convencionales.

    Con independencia de los avances científicos que permitan, en el futuro, desarrollar tecnologías capaces de eliminar o disminuir la radiotoxicidad de estos residuos (como podría ser la separación y transmutación), actualmente está admitida y tipificada internacionalmente la estrategia a seguir para el almacenamiento final de los residuos radiactivos, es decir, para su confinamiento definitivo.

    El peligro a evitar sería que el agua de lluvia o el agua subterránea entraran eventualmente en contacto con los residuos radiactivos, disolviera alguno de los radionucleidos presentes y los transportara al entorno humano. Para disipar este peligro, la estrategia se basa en crear una serie de barreras que preserven al combustible almacenado de la acción del tiempo:

    1. Barrera Físico-Química: hacer con los residuos paquetes insolubles y estables, capaces de resistir la agresión del agua durante largo tiempo,
    2. Barrera de Ingeniería: diseñar un recinto especialmente preparado para impedir que el agua pueda tener acceso a su interior, donde se colocarán definitivamente los paquetes,81
    3. Barrera Geológica: emplazar y construir el recinto en una formación geológica, superficial o profunda de la corteza terrestre, que pueda garantizar la integridad de los residuos durante el tiempo que se requiera, a la vez que impedir o retardar su retorno a la biosfera en el caso de un fallo, altamente imprevisible, de todo el sistema de barreras.

    La naturaleza proporciona una buena prueba de la viabilidad de esta estrategia de almacenamiento. A comienzos de la década de los 70, buscando uranio en el Gabón, se descubrió que en una zona llamada Oklo se habían producido en el pasado reacciones de fisión. Una conjunción de hechos, tales como una concentración extraordinariamente alta de mineral de uranio y la presencia de agua, que actuó como moderador, hizo que el conjunto funcionara como un reactor nuclear natural.

    El fenómeno se inició hace 2.000 millones de años, permaneciendo intermitentemente activo durante unos 500.000 años. El resultado fue la generación de productos de fisión y transuránicos. La mayor parte de estas sustancias, así como sus descendientes, han permanecido retenidas en el mismo lugar donde fueron generadas. El ambiente geoquímico de la zona ha dificultado la migración de esos elementos radiactivos, a pesar de que las características de la geología estaban muy alejadas de las que,actualmente, se exigen para un almacenamiento de residuos radiactivos.
  • 155. ¿Cómo se transportan los residuos de baja y media actividad?

    El transporte de las sustancias radiactivas se realiza de acuerdo con las recomendaciones establecidas por el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA). En el caso europeo, la legislación vigente es el Acuerdo Europeo para el Transporte de Mercancías Peligrosas por Carretera (ADR). El conjunto de medidas establecidas por la reglamentación tiene como objetivo reducir la probabilidad de que ocurra un accidente y en el caso que suceda, mitigar sus efectos.

    La seguridad del transporte se basa en el concepto de bulto, siendo éste el conjunto formado por el material radiactivo a transportar y el embalaje que lo confina. El grado de resistencia de este embalaje es proporcional a la actividad radiactiva que contiene y a la forma físico-química de las sustancias transportadas, atendiendo a su capacidad de dispersión. La seguridad se refuerza mediante el diseño de vehículos especialmente acondicionados.

    Los conductores reciben una formación específica, tanto sobre la reglamentación aplicable como sobre las características de los materiales que transportan y sobre los procedimientos de actuación en caso de accidente.

    De acuerdo con la situación geográfica de los centros productores (centrales nucleares, hospitales, industrias, centros de investigación, etc.) y de las características de los residuos a retirar, ENRESA elabora un programa en el que se establecen las fechas, horas y rutas de la retirada. Estos datos se comunican, con antelación suficiente, al Consejo de Seguridad Nuclear, al Ministerio de Industria y Energía, a la Guardia Civil, a Protección Civil, etc.

    Con objeto de asegurar que se cumplen los requisitos exigidos por la reglamentación vigente y las normas internas de la empresa, ENRESA exige la implantación de sistemas de calidad según normas UNE-ISO, verificando su aplicación mediante auditorías externas (a las empresas transportistas) e internas (a su propia organización).

    ENRESA, en coordinación con la Dirección General de Protección Civil, tiene establecido un Plan de Contingencias para el Transporte de Residuos Radiactivos, en el cual se tipifican los diferentes posibles incidentes o accidentes que pudieran suceder durante el transporte. Este Plan también establece las responsabilidades de las diferentes organizaciones o autoridades involucradas.

    La documentación generada para organizar la expedición y el sistema informático utilizado permiten conocer, en todo momento, la naturaleza de la carga: origen de los residuos, número de contenedores, características de cada uno de ellos (contenido, datos radiológicos, etc.). De esta forma, las autoridades y organismos encargados de la seguridad disponen de toda la información que permita optimizar los medios de intervención en función de las características de los residuos transportados.

    ENRESA dispone de un equipo de intervención 24 horas que se desplazaría inmediatamente al lugar del accidente, con objeto de reacondicionar los materiales dañados para poder retirarlos de la vía pública lo antes posible y, posteriormente, efectuar las labores de limpieza y descontaminación que fueran necesarias.

  • 157. ¿Cuál es la cobertura internacional en la creación de normas para la gestión de residuos radiactivos?

    Desde la celebración de la I Conferencia Internacional sobre los Usos Pacíficos de la Energía Atómica en agosto de 1955 (Primera Conferencia de Ginebra) se han ido creando instituciones para la cooperación e intercambio de información, que han sido transcendentales en la creación de un cuerpo de doctrina para la gestión de los residuos radiactivos aceptado internacionalmente.

    Las instituciones que se reseñan a continuación han participado, aunque algunas no de forma exclusiva, en actividades que han configurado una cobertura internacional.

    1. El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).
    2. La Agencia de Energía Nuclear de la OCDE (AEN-OCDE).
    3. La Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR).
    4. La Comunidad Europea de Energía Atómica (EURATOM).
    5. La Organización Mundial de la Salud (OMS).
    6. La Organización Internacional del Trabajo (OIT).
    7. La Organización Internacional de Normalización (ISO).
    8. La Agencia Internacional de la Energía (AIE).
    9. El Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR).
    10. El Comité de Efectos Biológicos de las Radiaciones Ionizantes (BEIR).
    11. La Sociedad Internacional de Radiología (ICR).
    12. La Organización Marítima Internacional (OMI).
    13. El Grupo de Expertos para el Estudio de la Prevención de la Contaminación del Medio Marino (GESAMP).
    14. La Asociación Nuclear Europea.
    15. La Comisión Internacional de Unidades de Radiación (ICRU).

    A este conjunto de órganos independientes unos de otros se debe el gran esfuerzo para la generación de una normativa básica tecnológica, de seguridad, de protección radiológica, de aspectos sociales y de ética, con proyección internacional en el tema de los residuos radiactivos.

  • 156. ¿Cómo se almacenan los residuos de baja y media actividad?

    En el caso de los residuos de baja y media actividad, el paquete (denominado "bulto") es un bidón metálico que contiene los residuos, generalmente inmovilizados en cemento.

    Estos residuos sólo es necesario confinarlos como máximo 250-300 años. La estrategia seguida para su tratamiento es el almacenamiento definitivo.

    La tecnología normalmente empleada consiste en construir, en torno a los residuos, un sistema de barreras de ingeniería, ubicadas en el interior, o sobre una formación geológica estable, a la vez que adecuada para actuar como barrera en el caso de fallo de las artificiales.

    En España está en funcionamiento, desde 1992, el almacenamiento de El Cabril, en Hornachuelos (Córdoba), para este tipo de residuos, construido con la tecnología francesa de barreras múltiples.

    Los residuos de baja y media actividad procedentes de las centrales nucleares llegan a El Cabril acondicionados en bidones metálicos de 220 litros. Estos bidones son introducidos en contenedores de hormigón armado de forma cúbica de 2 metros de lado, inmovilizándolos mediante una lechada de cemento. Los contenedores, cuando el cemento de relleno ha fraguado, se llevan a su destino definitivo, una celda de hormigón armado con capacidad para 320 contenedores, la cual una vez llena, se sella y se cubre con una losa de hormigón armado. Cuando todas las celdas estén completas se cubrirán con sucesivas capas de arcilla y grava, siendo la capa exterior de tierra vegetal para plantar arbustos, con el fin de que la instalación quede integrada paisajísticamente en la zona.

    El número de celdas existentes en El Cabril es de 28 (en dos plataformas) que están construidas sobre el terreno en una formación geológica constituida por pizarras arcillosas.

    Los residuos procedentes de instalaciones radiactivas (pequeños productores) llegan a El Cabril sin acondicionar, operación que se realiza en las instalaciones allí existentes, procediéndose a partir de esta operación de la misma manera que con los residuos que tenían su origen en las centrales nucleares.

    El confinamiento que se produce con este sistema es suficiente para que el impacto radiológico sea prácticamente nulo. En el caso improbable de una situación accidental no prevista, en que haya degradación de estas barreras, el objetivo de seguridad es que el impacto radiológico sea en cualquier caso inferior al fondo natural. A este respecto conviene recordar que un 70% de los residuos de baja actividad alcanza la inocuidad en unos decenios.

    El Cabril tiene capacidad para almacenar unos 50.000 m3, volumen que se estima será alcanzado hacia el año 2020 y es ampliable, pues solo consiste en incorporar nuevos edificios o estructuras. En este sentido ha habido una reciente ampliación de espacio para alojar aquellos materiales radiactivos de muy baja radiactividad y que no precisan de las garantías que aportan las estructuras existentes que deben reservarse para los materiales radiactivos para los que se los ha diseñado.

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  • 158. ¿Qué es enresa y en qué consiste el vi plan general de residuos radiactivos?

    Los Estados con programas nucleares significativos han creado entes públicos específicos para la gestión de los residuos radiactivos, o han responsabilizado de su creación al consorcio de empresas productoras de energía nucleoeléctrica, reservándose de alguna manera el seguimiento y control técnico y financiero. En España, desde un primer momento estuvo controlada la gestión de los residuos radiactivos, habiéndose encargado de esta labor el centro de investigación que se creó para la actividad nuclear, la Junta de Energía Nuclear, hoy CIEMAT, hasta la constitución de ENRESA.

    La Empresa Nacional de Residuos Radiactivos, ENRESA, se crea por Real Decreto 1522/1984. Es una sociedad pública, participada en un 80% por el CIEMAT y en un 20% por SEPI (antes Instituto Nacional de Industria). Su misión es gestionar los residuos radiactivos producidos en España, incluido el combustible gastado y el desmantelamiento y clausura de instalaciones nucleares y radiactivas, actividades que constituyen un servicio público esencial que se reserva, en conformidad con la actual constitución, artículo 128.2, a la titularidad del Estado. Esta labor se realiza a través del Plan General de Residuos Radiactivos que esta entidad pública presenta al gobierno para su aprobación. En la actualidad está vigente el VI Plan Nacional de Gestión de Residuos Radiactivos de fecha julio 2006.

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    Tal como se establece en el Real Decreto de constitución de ENRESA, los costes de las actividades derivadas de la gestión de los residuos radiactivos deben ser financiados por los generadores de dichos residuos, y tienen que cubrir los gastos que se derivan de todas las etapas de la gestión, aunque éstas se realicen después de haber terminado la vida útil de las centrales nucleares o de cualquier otra instalación generadora.

    En el sector nucleoeléctrico esta financiación se hacía a través de una cuota porcentual sobre la recaudación por venta de toda la energía eléctrica que se consume en el país. Esta cuota ha sido del 0,8%. En el nuevo plan aprobado, los costes son soportados por los que producen los residuos y en el caso del combustible gastado por las centrales nucleares con una cuota de unos 20 céntimos de Euro por kWh producido.

    En el caso de las instalaciones radiactivas (pequeños productores), se establece una tarifa, por la prestación del servicio, que debe ser abonada en el momento de la recogida de los residuos.

    En el actual VI Plan nacional aprobado en junio de 2006, se hace un inventario de los residuos a gestionar en volumen y categorización y se determinan los costes de gestión y el procedimiento de gestión de las cuotas de los generadores de residuos, capitalizándolos en el tiempo con los ratios financieros. Además, se relacionan los programas de investigación y las colaboraciones y participaciones con organismos, empresas e instituciones internacionales que trabajan en estos campos.

    Así mismo, el Plan establece el objetivo de disponer de un Almacén Temporal Centralizado (ATC) como la solución transitoria a adoptar en España para la gestión del combustible gastado de sus centrales nucleares. A este fin y para la designación del emplazamiento, se opta por la solicitud de candidaturas de ayuntamientos de toda España y por la creación de una comisión interministerial que valorará esas candidaturas desde el punto de vista técnico y de otros factores.

    En definitiva, el Plan establece para España un volumen de 12.800 m3 de residuos de alta actividad, con el combustible gastado de las centrales nucleares a lo largo de su vida útil esperada y de 176.300 m3 de residuos de baja y media actividad. El coste total de esta gestión que es integral de todo el proceso hasta su almacenamiento final, es de 13.000 M€, valor 2006 y que cubre todo el período desde 1985 hasta el año 2070.

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Capítulo 12 - El riesgo en la producción de electricidad

  • 159. ¿Qué es y cómo se define el riesgo?

    En toda actividad o instalación industrial existe la posibilidad de que se produzcan diversos tipos de fallos o de funcionamiento defectuoso. La posibilidad de que aparezca uno de ellos viene definida por una probabilidad. A su vez, este fallo, si se produce, dará lugar a unos determinados efectos indexados.

    La variable aleatoria que asocia tales efectos adversos con la probabilidad de que se produzcan, se llama función del riesgo. En términos reales, debería definirse la función de distribución del riesgo, que es aquella que da la probabilidad de que se produzcan daños inferiores a uno dado. Estas consecuencias serán, unas veces, el número de muertes en un accidente y otras, los daños materiales valorados en unidades monetarias. Matemáticamente el riesgo de un cierto accidente se cuantifica mediante el producto de la probabilidad por el daño producido.

    Riesgo = Daño x Probabilidad

    Esta importante relación puede ser de incómoda interpretación y aún más en su comprensión y aceptación. El "daño" de un accidente asociado a una tecnología concreta (p. ej. el número de víctimas por accidente) puede ser muy elevado pero si su "probabilidad" de ocurrencia es baja, el resultado final, el "riesgo", puede ser inferior al de otra tecnología que tenga una alta siniestralidad o probabilidad de accidente (p. ej. el automóvil), pero de muy limitado daño (pocas víctimas por accidente).

    En consecuencia, una tecnología como el automóvil que presenta un riesgo muy elevado, pues genera anualmente millones de muertos y accidentados, así como elevados costes económicos, está aceptada socialmente, mientras que otras tecnologías como la nuclear, cuyo riesgo es inferior aunque subjetivamente no lo parezca, genera un rechazo social inmensamente mayor. Sirva para completar estas palabras que el máximo accidente nuclear ocurrido en la central de Chernóbil ha cuantificado el daño real y ha despejado incertidumbres de su medida. Esto se comentará en otra pregunta posterior.

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  • 160. ¿Cómo se aceptan los riesgos de las actividades humanas?

    Ante la imposibilidad de vivir en un mundo absolutamente seguro, tanto los individuos como la sociedad aceptan determinados riesgos e, incluso, llegan a olvidarse de su existencia cuando son lo suficientemente pequeños y se está normalmente acostumbrado a ellos. Para poder adoptar decisiones sobre las actividades que puedan implicar daños se han efectuado diversos estudios, relacionados con la postura de las personas, o grupos, frente a determinados riesgos. En estos estudios se ha comprobado que la actitud ante el riesgo difiere de unos a otros individuos, así como de que se trate de fenómenos conocidos a los que se esté acostumbrado o sean nuevos, y también de si son impuestos o no.

    Se ha comprobado que algunas decisiones, a pesar de tener un riesgo mayor que otras, tienen una mayor aceptabilidad. Tal es el caso de quien temiendo viajar en avión lo hace en automóvil, a pesar de que en éste la probabilidad de accidente sea mucho mayor.

    En la adopción de decisiones relacionadas con el riesgo, se puede seguir el criterio empírico que consiste en determinar la función de la distribución del riesgo y compararla con las de otros aceptados por la sociedad. La actividad cuestionada será aceptable sólo si la función de distribución es igual o menor que las de otras actividades cuyos riesgos son aceptados.

    Además de los riesgos relacionados con la salud, existen otros muchos aspectos importantes, tales como su repercusión social, las ventajas económicas, el impacto en el medio ambiente y los daños físicos, que deben tenerse en cuenta a la hora de decidir una actividad frente a otra.

  • 161. ¿Qué riesgos existen en una central hidroeléctrica?

    El aprovechamiento energético del agua para producir energía eléctrica trae consigo una serie de transformaciones que modifican el curso de las aguas de los ríos, como son la construcción de presas, embalses, canales, galerías, etc.

    La generación de energía eléctrica mediante el agua presenta la ventaja fundamental de usar un recurso natural renovable, que, empleando además adecuadamente las transformaciones anteriores, puede utilizarse para control de inundaciones, riegos, suministro de agua potable y para instalaciones industriales.

    Los riesgos ocasionados por esta forma de energía se concentran en los accidentes catastróficos derivados del hundimiento de presas o embalses.

    Durante la fase de construcción, los accidentes que pueden ocurrir afectan fundamentalmente al personal trabajador. Los que pueden ocurrir durante la operación o explotación de la central son de tipo catastrófico, por rotura del muro de contención de la central o por pérdida de asentamiento del mismo, tras un posible desplazamiento del terreno. En ambos casos, se pone en libertad una gran masa de agua.

  • 162. ¿Cuál es el riesgo de las centrales térmicas de carbón?

    Los riesgos del empleo del carbón para producir energía eléctrica se localizan en el ciclo de la minería del carbón, en las fases de construcción y en la operación y explotación de la central:

    • • La minería produce un elevado riesgo de enfermedades respiratorias en los trabajadores, además de enfermedades de tipo nervioso, por inhalación de polvo procedente del proceso de extracción del carbón.
    • • Durante la construcción los riesgos no son superiores a los de otras actividades industriales, que tienen una frecuencia de ocurrencia característica de la instalación de construcciones civiles de gran envergadura. En ningún caso suelen ser de tipo catastrófico.
    • • En la fase de explotación hay riesgos para la salud de los trabajadores como son: enfermedades respiratorias por la existencia de polvo de carbón, y posible pérdida de capacidad auditiva por ruidos excesivos. Para el público en general, el riesgo se debe a los gases de combustión (SO2, CO, NOx), hidrocarburos, materia orgánica, cenizas, metales y radionucleidos, que ocasionan enfermedades respiratorias, toxicidad y cáncer. Además, por la producción de gran contenido de cenizas, se puede producir contaminación de aguas subterráneas. Hay que señalar también las lluvias ácidas.
    • • El impacto ambiental que producen estas centrales hay que valorarlo en el tiempo, y en su medio local, regional o global. A corto plazo y en su entorno se produce una contaminación superficial y de aguas subterráneas, por los gases de combustión, y por las cenizas. En el entorno regional por las emisiones de SO2 y NOx puede producirse deforestación. De forma global y a más largo plazo, se produce un cambio en el ecosistema local, y estas centrales tienen una participación importante por el CO2 en el efecto invernadero. También es cierto que se están desarrollando tecnologías de secuestro del carbono y limpieza de gases que disminuyen dichos efectos.
  • 163. ¿Cuál es el riesgo de las centrales termoeléctricas de fuelóleo?

    Los riesgos derivados del ciclo del fuelóleo, desde su extracción como petróleo, el transporte, el refino y su empleo en la central, son fundamentalmente fuego en los yacimientos, emisión de gases orgánicos durante el refino que puede producir gran riesgo de cáncer, daños elevados por fuego en las refinerías, así como durante el transporte.

    El riesgo para el público y el impacto ambiental en la explotación de una central térmica de fuelóleo se deben a los gases producidos en su combustión, como SO2, CO, NOx, CO2, hidrocarburos y materia orgánica. Estas centrales tienen una participación importante en el efecto invernadero por el CO2 vertido.

  • 164. ¿Cuál es el riesgo de las centrales térmicas de gas natural?

    Si bien en una central térmica de gas los riesgos para la salud y el impacto medioambiental son menores que en una de carbón y en una de fuelóleo, durante la combustión aparece fundamentalmente NOx, que produce un gran riesgo de enfermedades respiratorias.

    A esto hay que añadir el riesgo de fuego y explosión durante el almacenamiento y transporte del combustible, procesos muy importantes en estas centrales. Este riesgo se debe a la presencia de gases licuados inflamables en la composición del gas natural.

    Las emisiones de NOx producen un impacto medioambiental a corto y largo plazo en el entorno regional y local. Al producir CO2, aunque sea menos que las de carbón, estas centrales participan en el efecto invernadero.

  • 165. ¿Cuál es el riesgo de las centrales solares?

    Si son de tipo térmico, que usan heliostatos o espejos, los riesgos los producen la luz reflejada en los espejos (que puede producir ceguera) y los fluidos con los que se trabaja, como sales de sodio, que en general son productos tóxicos.

    Si se trata de una central solar fotovoltaica, el riesgo más importante se produce en las fábricas de células solares por el gran riesgo de exposición a sustancias y gases tóxicos, y la toxicidad de esos componentes cuyo escape accidental durante el proceso de fabricación es un riesgo para la salud del público.

  • 166. ¿Cuál es el riesgo de los parques eólicos?

    Un parque eólico está formado por un gran número de unidades eólicas, de elevada altura, con palas de los aerogeneradores de enormes dimensiones sometidas a fuerzas del viento muy intensas. El mayor riesgo se produce si las palas se desprenden, cuando las condiciones del viento superan los límites de diseño.

    Si dichos parques están cerca del punto de consumo aparece un riesgo para la población. En este caso hay que añadir el impacto ambiental en forma de ruido y la gran ocupación de espacio, junto con el daño estético.

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  • 167. ¿Cuál es el riesgo de las centrales nucleares y como se compara con los de otras centrales?

    El riesgo de las centrales nucleares se debe a la presencia y posible escape al exterior de las radiaciones y de los productos radiactivos producidos en el núcleo del reactor.

    Por este motivo, la seguridad nuclear se basa en diseñar, construir y operar las centrales nucleares para lograr de forma segura la producción de energía eléctrica, sin que ello suponga un riesgo superior al tolerable para la población, al medio ambiente y para los trabajadores de la central.

    El riesgo nuclear es pequeño, como ya indicaban las cifras del famoso informe preparado por Rasmussen (hoy la probabilidad de accidente es de 10-5 y en nuevos diseños de 10-6). El riesgo es tan bajo porque la probabilidad de producirse un accidente es muy pequeña. Tras recoger la experiencia de los dos accidentes más graves de la historia, los de Three Mile Island (TMI) y Chernóbil, la probabilidad de ocurrencia sigue siendo muy pequeña, y con los nuevos diseños y planes establecidos el daño potencial ocasionado también sigue decreciendo en magnitud.

    Si se compara el accidente de TMI, en el cual apenas hubo emisiones radiactivas al exterior, con el de Chernóbil que sí las tuvo, es de resaltar que el concepto de seguridad nuclear impuesto por los países occidentales es mucho más estricto que el impuesto en su día por la antigua Unión Soviética, y que está hoy en línea con los usos mundiales. También ha servido para delimitar el concepto de daño infringido.

    En definitiva, se puede afirmar, con los datos existentes, que el riesgo nuclear no solo es bajo sino que hoy es menor, en los nuevos diseños y por las prácticas de operación incorporadas en la industria y que el daño también es limitado y decreciente. La actividad industrial es completamente aceptable para la sociedad, eso sí, siempre que se mantengan las condiciones de existencia de un control y supervisión independientes y de una garantía legislativa y regulatoria, y de estabilidad social.

    A la hora de comparar los riesgos entre las centrales nucleares y las que generan electricidad con otras tecnologías, se observa en primer lugar y de forma general, que el número de fallecidos por cualquier actividad relacionada con centrales eléctricas es menor que por cualquier otra actividad humana. Si ahora nos centramos en el empleo de centrales nucleares y analizamos su riesgo, tenemos que referirnos al informe Rasmussen en donde se comparaban la frecuencia de daños materiales originados por fenómenos naturales y los sucesos de actividades humanas, con los ocasionados por el funcionamiento de 100 centrales nucleares. Los riesgos nucleares son siempre extraordinariamente bajos, por la aplicación del concepto de seguridad a ultranza. Este informe conserva su vigencia.

  • 168. ¿Qué se entiende por seguridad intrínseca de una central nuclear?

    De acuerdo con el criterio de un diseño seguro, la central debe mantener una seguridad intrínseca y una seguridad incorporada. La primera se refiere a la imposibilidad de que se desencadene una reacción nuclear de fisión incontrolada y la segunda a los elementos añadidos que permiten la regulación, control y detención inmediata de esa reacción nuclear. La seguridad intrínseca surge de las características físicas del comportamiento del combustible nuclear mientras que la seguridad funcional nace de la ingeniería desarrollada y de su diseño con medidas tales como la presencia en el núcleo de elementos de control accionados por el operador o por mecanismos automáticos, así como las barreras de protección interpuestas.

    La seguridad intrínseca nace de su diseño y se basa en principios físicos asociados al proceso de fisión nuclear, como la existencia de una configuración específica (geometría) en la distribución del material fisionable y la presencia de un mínimo de este material o "masa crítica". Entran en este aspecto variables como el enriquecimiento del combustible y la geometría de su distribución, la separación entre barras del combustible, el número total de elementos combustibles, los materiales usados en la vaina y en la estructura de soporte del combustible, el número total de barras de control, la temperatura del refrigerante, la presencia de burbujas de vapor que modifican la moderación neutrónica, etc.

    Con los diseños actuales en reactores de agua ligera, en el caso de una elevación de potencia indeseada (sea fortuita o como resultado de error o fallo), la desviación de estos parámetros (distorsión de la geometría, falta de refrigerante, temperatura, burbujas) da lugar inmediatamente a una parada o disminución de potencia por mecanismos naturales, como la disminución de la reactividad por falta de moderación o por mayor temperatura del combustible, sin que sea necesaria la intervención del operador.

  • 169. ¿Cuáles son los principios básicos de la seguridad nuclear?

    La seguridad nuclear o seguridad incorporada tiene como meta que durante la explotación de una central no haya escapes de productos radiactivos ni de radiación, ni que se produzcan daños al público, al personal de explotación o al medio ambiente. Para ello el diseño de la central procura la detención inmediata de la reacción nuclear, el mantenimiento de la refrigeración del combustible nuclear y el control y confinamiento de los materiales y de las sustancias radiactivas.

    Para cumplir este criterio básico, las centrales nucleares se construyen de acuerdo con el principio de seguridad a ultranza. Consiste en prevenir en lo posible los fallos que podrían producirse a consecuencia de errores de diseño, fabricación, construcción u operación o por causas externas, y aceptar que, aún así, podría producirse algún fallo, por lo que, además, han de incorporarse sistemas conocidos como "salvaguardias tecnológicas" para controlarlos, y adoptarse medidas en la central que anulen o minimicen las consecuencias de dichos fallos. Ensíntesis, la seguridad nuclear establece unas medidas escalonadas de seguridad, de tal modo que si falla alguna quedan todavía las siguientes para evitar daños.

    Para ello se proyectan y construyen las centrales con parámetros y materiales capaces para resolver las situaciones de accidente (incluidos incendios, explosiones, etc.) e impedir que éste se produzca por sucesos naturales externos esperables en la zona de su emplazamiento como sismos, huracanes, riadas, etc. Se adoptan unos niveles de calidad muy superiores a los de la mayoría de las instalaciones industriales y se incorporan sistemas de seguridad que suplen, duplicándolos, a los sistemas principales en caso de fallo de éstos o fallo de alguno de sus componentes.

    En relación con otro tipo de acciones no naturales, como son las intencionadas de tipo terrorista, en todas las centrales existe un plan y medidas de protección físicas y de vigilancia que prevén tales acciones. A pesar de estas medidas, nunca se podrá eliminar completamente la posibilidad de fallo, como en cualquier actividad humana, pero su probabilidad será muy pequeña.

  • 170. ¿Cuáles son las barreras de seguridad que impiden los escapes radiactivos de un reactor nuclear?

    Las vías de escape de la radiación y de los productos radiactivos suelen ser similares en cualquier tipo de central nuclear. Para impedir el escape se interponen varias barreras de seguridad, las cuales se describen a continuación:

    • • El combustible nuclear es un material cerámico, formado por pastillas de óxido de uranio sinterizado de gran densidad, y constituye la primera barrera, pues retiene una gran cantidad de productos de fisión que no pasan a la vaina. Normalmente, a la temperatura de funcionamiento retiene todos los productos de fisión sólidos y el 90 por 100 de los gases y volátiles producidos.
    • • La segunda barrera es la vaina donde se apilan, encerradas herméticamente, las pastillas de UO2, y que no deja pasar los productos de fisión al refrigerante; en el diseño se admite que pueda existir una pequeña proporción de defectos mecánicos o porosidades en las vainas.
    • • La tercera barrera es el circuito primario o circuito de presión, integrado por la vasija del reactor, que es de acero especial de 20 a 25 cm de espesor, revestida interiormente de acero inoxidable, por las bombas de refrigeración, presionador en los reactores PWR, generadores de vapor y tuberías de conexión entre los distintos elementos.
    • • La cuarta barrera es el edificio de contención, construido de hormigón postensado sobre una losa también de hormigón de más de tres metros de espesor. Todo este edificio va recubierto interiormente por una chapa de acero para asegurar su hermeticidad, incluso en el supuesto de rotura súbita del sistema de refrigeración. En los reactores soviéticos no existía esta cuarta barrera o edificio de contención, que habría aminorado las consecuencias del accidente de Chernóbil. En la actualidad, este recinto se incluye también en esas centrales y se procede al cierre de los que no lo incluyen.

    Podría hablarse también de una quinta barrera formada por las salvaguardias tecnológicas: redundancia de equipos, sistemas y componentes, diseño antisísmico, protección contraincendios, sistemas pasivos de control, etc.

  • 171. ¿Qué son y para qué sirven las salvaguardias tecnológicas?

    Además de la seguridad intrínseca en los reactores nucleares, dada por el diseño de su núcleo, existe la seguridad incorporada que aparece en el diseño del reactor. Consta de las barreras físicas, los sistemas de protección y control del reactor que controlan la reacción nuclear y las salvaguardias tecnológicas. Aquí nos referiremos a estas últimas.

    Las salvaguardias tecnológicas son un conjunto de sistemas diseñados para garantizar la protección del reactor (detención inmediata de la reacción nuclear y mantenimiento en este estado) así como el confinamiento de los productos radiactivos de forma que se eviten los accidentes y se reduzcan sus consecuencias exteriores a límites mínimos. En los reactores de agua ligera están primero las salvaguardias enfocadas a asegurar la refrigeración del núcleo aun en el caso de la pérdida por rotura del circuito de refrigeración, evitando que se alcance la temperatura de fusión del combustible y las destinadas al control de la reacción nuclear. La primera, además, está apoyada por la presencia del recinto de contención, que debe ser capaz de soportar la temperatura y presión derivadas del citado accidente y contener, en su caso, el material radiactivo.

    Para este fin, se disponen sistemas alternativos o redundantes que cumplen desde el punto de vista de la seguridad la función de refrigeración del núcleo y la de control de la reacción nuclear. Son los siguientes sistemas de seguridad nuclear que detallamos, aunque cabría hacer con mayor extensión una relación de otros que exceden el carácter de esta publicación:

    • • El sistema de inyección de seguridad, que suministra agua borada a la vasija del reactor en caso de rotura del circuito primario de refrigeración y que actúa de forma pasiva, primero, por descarga de tanques a presión y después mediante bombas de inyección que recirculan el agua recogida en el recinto de contención.
    • • El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo, que resuelva el fallo del sistema de refrigeración principal, junto con el necesario sistema de evacuación del calor residual que permite evacuar el calor generado en caso de fallo del principal.
    • • Además, en la contención existen el sistema de aspersión de la contención y el de refrigeración por ventilación, el primero para reducir la presión mediante inyección de agua con boro en la atmósfera del recinto de contención, y el segundo para eliminar el calor desprendido en el accidente.

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  • 172. ¿Qué medidas se toman para garantizar la seguridad de una central nuclear?

    Las medidas de seguridad adoptadas en las centrales nucleares occidentales, y por tanto en las españolas, son entre otras:

    1. Selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta sus características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas. Se realizan una serie de análisis, sondeos y observaciones para diseñar la instalación de modo que soporte los  años producidos por terremotos, inundaciones, cargas del viento y efectos adversos originados por otros fenómenos.
    2. Antes del comienzo de la construcción de la central, se somete a la aprobación de la Administración el Estudio Preliminar de Seguridad, que describe los criterios del proyecto de la instalación y analiza el funcionamiento de los distintos sistemas y estructuras. Además, considera incidentes hipotéticos anormales y demuestra que, aunque se produjesen, la población no sufriría daños inaceptables.
    3. Para obtener el permiso de explotación se presenta el Estudio Final de Seguridad, semejante al anterior, pero donde se ha de demostrar que se ha cumplido lo especificado en él y en el que se describe y analiza cómo ha quedado construida la central. En este estudio final se detalla que:
      1. Los productos radiactivos que se generan en el núcleo están protegidos por cuatro barreras sucesivas que impiden su liberación directa al exterior.
      2. Los edificios, sistemas y componentes relacionados con la parada del reactor, su mantenimiento en este estado y el confinamiento de la radiactividad son resistentes al máximo sismo esperable y a sucesos naturales que puedan ocurrir en el entorno.
      3. Aun en el caso hipotético de un accidente, existen sistemas de seguridad que impiden que sus consecuencias sean inaceptables.
      4. Los sistemas importantes para la seguridad tienen componentes duplicados e independientes para que, en caso de fallo de uno de ellos, actúe su "doble" sin que se deriven efectos perjudiciales. También se duplican las líneas eléctricas, acometidas de agua y otros sistemas, cuando por razones de seguridad hay que garantizar el suministro.
      5. La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.
      6. La fabricación de componentes y su instalación y montaje se han realizado de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.
    4. Antes de comenzar la operación comercial de la central se prepara una serie de documentos oficiales para la explotación que, tras ser aprobados por la Administración, regulan detalladamente todos los aspectos de aquélla.
    5. Antes y durante el funcionamiento de la central, los diversos componentes se someten a pruebas para comprobar que funcionan de acuerdo con lo previsto en el proyecto. Así mismo se efectúa el mantenimiento preventivo de la instalación.
    6. La Administración regula la concesión de licencias al personal de operación de la central, las cuales hay que renovar periódicamente.
    7. La Administración ejerce vigilancia sobre el buen funcionamiento y el cumplimiento de las especificaciones de explotación durante toda la vida de la central. Para ello, existe un regulador independiente, el Consejo de Seguridad Nuclear, que controla y supervisa toda la actividad nuclear, informando al Parlamento y asesorando a la autoridad ejecutiva, el Ministerio de Industria, proponiendo llegado el caso la incoación de expedientes y sanciones, incluida el cierre de instalaciones y pérdida de los permisos concedidos.
    8. Antes de que la central comience a funcionar, se estudia el fondo radiológico de la zona. Durante la explotación, se ejerce una vigilancia ambiental para comparar los resultados de sus medidas con el fondo y poder determinar cualquier influencia de la instalación sobre la zona.
  • 173. ¿Cómo es la seguridad de una central nuclear durante su operación?

    La seguridad de una central nuclear durante su operación se mantiene con varios sistemas.

    El control de la operación se basa en seguir la potencia del reactor y en regular su reactividad (coeficiente de aceleración de la reacción nuclear). Para ello, el sistema de instrumentación y control del reactor determina el valor de todas las variables de la operación, como son el flujo neutrónico, la temperatura del refrigerante, caudal, presión, etc., limitando sus valores y regulándolos mediante la concentración de boro en el refrigerante y las barras de control.

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    Además, existe el sistema de protección del reactor cuyo fin es la parada instantánea del reactor mediante una inmediata inserción de las barras de control ante una indicación de que algún parámetro del reactor tiene valor fuera del intervalo previsto.

    Junto con estos sistemas, la seguridad durante la operación de la central está complementada con la inspección, vigilancia y comprobación periódicas de dichos sistemas, equipos y componentes, mediante ensayos previamente programados. Está, a este respecto, la denominada inspección en servicio que de forma mecanizada y con robots verifica periódicamente el estado de las soldaduras de la vasija y de las tuberías del circuito de refrigeración principal.

    Existe también un plan de vigilancia radiológica ambiental, tanto en el emplazamiento de la central, como en los alrededores, durante todo el período de explotación. Básicamente consiste en:

    1. Toma de datos de dosis en las estaciones ambientales seleccionadas.
    2. Toma de muestras de la fauna y la flora de la zona.
    3. Toma de muestras de agua, aire y leche.
    4. Preparación y recuento radiológico de las muestras.
    5. Evaluación radiológica y cálculo de dosis acumuladas.
  • 174. ¿Qué se entiende por niveles administrativos de seguridad?

    Se entiende por nivel administrativo de seguridad, el control que la Administración ejerce sobre las empresas propietarias de las centrales nucleares, con el fin de mantener los niveles técnicos requeridos durante el proyecto, la construcción y la explotación de aquéllas.

    El primer nivel administrativo de seguridad consiste en una gestión integral de la calidad mediante el estricto control realizado sobre todo el conjunto de actividades de una central nuclear. Se trata de un sistema notarial que documenta todo lo que se hace y controla la adecuación de métodos aplicados y del personal involucrado. En este nivel se encuadra el denominado programa de garantía de calidad, que reúne todas las acciones planeadas y aplicadas sistemáticamente con el objeto de proporcionar una confianza sólida de que todos los materiales, componentes y equipo se comportarán adecuadamente durante la operación de la central. Esta garantía de calidad incluye un control mediante exámenes de cada material, componente o equipo, y la correspondiente gestión de la documentación que garantiza los distintos exámenes realizados.

    El responsable de esta gestión integral de la calidad es el explotador de la central nuclear, que normalmente es una empresa eléctrica y para ello suele preparar un plan de coordinación de todos los participantes de la central (ingeniería, fabricantes de equipos y componentes, suministradores, constructores, etc.). El control lo ejercen los órganos competentes de la Administración a través de la inspección realizada por el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN).

    El segundo nivel administrativo de seguridad está formado por toda la normativa, condicionantes y restricciones en la explotación de la central impuestos por los órganos de la Administración. Aquí se incluyen todos los preceptos que marca la reglamentación, los condicionantes y normas específicas incluidos en las autorizaciones dadas por la Administración y los reglamentos internos redactados por el personal de la central, que son aprobados por la Administración por lo que adquieren carácter mandatorio.

    La actividad nuclear en España está completamente regulada y normalizada.

  • 175. ¿Puede hacer explosión una central nuclear?

    No. Para que tenga lugar una explosión nuclear usando uranio es necesario que la concentración del isótopo U-235 sea superior al 90%. En el combustible de las centrales nucleares la concentración en dicho isótopo es inferior al 5%, por tanto es imposible que pueda producirse una explosión nuclear en ellas.

    Además, los explosivos nucleares no pueden incorporar elementos moderadores ni absorbentes que permitan controlar el flujo de neutrones, mientras que en los reactores nucleares la presencia de elementos de control hace que la reacción pueda estar siempre controlada y por tanto nunca se pueda producir un aumento incontrolado del número de neutrones.

    Pueden, sin embargo, darse accidentes químicos, eléctricos o mecánicos, pues se trata de una instalación industrial. En Chernóbil, de hecho, hubo una explosión de origen químico que dispersó el combustible nuclear al exterior, pero no fue una explosión de origen nuclear.

  • 176. ¿Qué ocurrió en la central nuclear de Three Mile Island (Harrisburg)?

    La central nuclear de Three Mile Island está situada a tan sólo 16 km de la ciudad de Harrisburg (Pennsylvania), que tenía una población de unos 70.000 habitantes.

    El accidente se produjo el día 28 de marzo de 1979 en la unidad 2 (TMI-2), que llevaba un año en funcionamiento. El reactor es del tipo de agua a presión, con un diseño diferente de los reactores similares que funcionan en España. El desencadenante inicial del accidente fue un fallo humano.

    La causa inicial fue la obstrucción de una tubería del circuito de depuración del condensado, debido a un exceso de aglomeración de las resinas empleadas en dicho sistema. Esto, que en sí no tiene una gran importancia, en TMI-2 desencadenó una serie de sucesos, con fallos, errores y otras circunstancias. La principal de las causas fue no cumplir las normas de funcionamiento de la central, al mantener inadvertidamente cerradas dos válvulas de aislamiento del sistema de alimentación de emergencia, después de una inspección. Se produjeron errores en la interpretación de los sucesos, lo que dio lugar a decisiones equivocadas.

    El accidente produjo un daño importante al núcleo del reactor, y una emisión de productos radiactivos al exterior ligeramente superior a la autorizada.

    Sin embargo, los efectos radiológicos sobre la población cercana a la central fueron muy pequeños. Según las estimaciones realizadas por técnicos de la Comisión Reguladora Nuclear (NRC), del Departamento de Salud, Educación y Bienestar y de la Agencia de Protección Ambiental, se observó una dosis equivalente colectiva hasta el día 7 de abril de 33 personas- sievert, lo cual representa un incremento del 1,5 por 100 en la dosis equivalente anual recibida en la zona debida a la radiación natural, que es de 1 mSv en dicha zona. La conclusión del informe fue que la dosis equivalente recibida por la población representaba un riesgo mínimo.

    TMI-2 puso de manifiesto que el concepto de seguridad a ultranza había funcionado correctamente y que para que el accidente ocurriera fue necesaria una cadena de sucesos desfavorables. Por este motivo se han sacado importantes conclusiones para mejorar la seguridad de las centrales, definiéndose medidas correctoras que los distintos países han ido incluyendo en sus centrales y, sobre todo, se han extendido a la formación y entrenamiento del personal operador de las centrales, quienes en este caso tuvieron una participación destacada en la evolución del accidente.

  • 177. ¿Qué ocurrió en Chernóbil?

    La central nuclear de Chernóbil constaba de cuatro unidades de 1.000 MWe cada una, equipadas con reactores RBMK, de tipo heterogéneo con moderador de grafito, refrigerado por agua en ebullición, que circula por canales donde se encuentra el combustible.

    Los reactores RBMK no tienen edificio de contención, en el sentido que se tiene de él en las centrales occidentales, sobre todo las PWR y BWR. La parte superior del edificio del reactor es un cierre convencional sobre las paredes de hormigón y, por tanto, no tiene el carácter de cuarta barrera de seguridad.

    Además, este tipo de reactores carece del concepto de seguridad intrínseca, ya que el coeficiente de reactividad por aumento de la temperatura en el grafito es positivo, y también es positivo el coeficiente de huecos del refrigerante. Por tanto, en algún punto de la operación se puede producir una situación inestable.

    El accidente se produjo al realizar un experimento de tipo convencional, para demostrar que, en caso de desconexión de las líneas eléctricas exteriores, la energía eléctrica producida por el alternador a partir de la inercia de la turbina sin vapor sería bastante para alimentar transitoriamente ciertos componentes del sistema de refrigeración de emergencia, hasta que estuvieran disponibles sus generadores diésel propios.

    En el experimento se violaron las normas de funcionamiento, llevando el reactor a situaciones en las que el margen de seguridad se redujo a límites inaceptables, dadas las características intrínsecas del reactor.

    El accidente debemos clasificarlo en su origen como de fallo humano, pues no se concibe la realización de "experimentos" en centrales en operación comercial, ni se concibe que se realizasen rompiendo la línea de responsabilidad de forma que se procediese a desconectar los sistemas de seguridad que impedían su realización y que, además, el técnico que lo realizaba ignorase aspectos del diseño de los reactores RBMK que inevitablemente llevaban a un transitorio de exceso de potencia con resultados catastróficos. Peor aún fue el comportamiento que supuso ocultar el accidente y la generación de una nube radiactiva que fue detectada por el servicio radiológico sueco cuatro días después.

    La descripción oficial del accidente indica que ocurrió la noche del 25 al 26 de abril de 1986 provocado por un transitorio de potencia, al aumentar la reactividad como consecuencia de la ebullición del agua. Al acumularse una energía del orden de 300 cal/g en el combustible, se produjo la ignición de las camisas de grafito que contenían dicho combustible y la generación de hidrógeno al contacto a esa temperatura del vapor de agua de refrigeración con materiales de las vainas, gas que explosionó.

    La violencia de la energía desprendida provocó la elevación de la losa soporte del reactor, rompiendo la cavidad del reactor.

    La entrada de aire facilitó la combustión del grafito; y también la apertura al exterior permitió la liberación de productos radiactivos, hasta valores de varios millones de curios al día.

    De las consecuencias del accidente existen sucesivos informes editados, destacando el último publicado en 2004, conjuntamente por el OIEA, OMS, y otros organismos internacionales. La polémica desatada por el accidente y su utilización en la disputa ideológica y política se mantiene a este respecto.

    En dicho documento se aporta la cifra de 57 muertos directos reconocidos en los momentos iniciales y de varios miles de afectados posteriores que pueden desarrollar o han desarrollado cánceres, especialmente de tiroides, tratables médicamente en su mayoría. Entre los afectados está un segmento de población infantil, por la deficiente gestión inicial del accidente. Es importante constatar la contaminación de la zona limítrofe que motivó evacuar una población muy elevada, calculada en más de

    200.000 habitantes, de ciudades, pueblos y granjas cercanos, con los importantes costes sociales y psicológicos asociados. También quedaron afectados unos 240.000 trabajadores movilizados, denominados liquidadores, que incluyen a personal de todo tipo, desde emergencias hasta sanidad e intendencia. Este grupo aumentó más tarde hasta unos 600.000, que estuvieron sujetos a exposiciones menores. El grupo más afectado de estos trabajadores, en número de unos 10.000, actuaron en

    las fases inmediatamente posteriores del accidente para la construcción del sarcófago que enterró el reactor dañado, muchas veces sin las protecciones adecuadas, por lo que se expuso a dosis radiactivas elevadas.

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    La controversia surge al relacionarse con el accidente, en algunos estudios, cualquier fallecimiento posterior.

    Con respecto al territorio, quedaron contaminadas sobre todo determinadas zonas en Bielorrusia, pero también en Rusia y Ucrania, con valores de radiación que en algún caso y en zonas muy determinadas alcanzan cinco veces el valor de referencia natural (1 a 5 Ci/km2) pero con isótopos como el Cs-137, que tiene un período de semidesintegración de 30 años. En zonas con contaminación hasta 20 Ci/km2 ha retornado una población de 200.000 habitantes.

    Es conveniente hacer un comentario aclaratorio a este respecto. Lo importante es la dosis absorbida que depende de varios factores que miden la incorporación de los radionucleidos a las vías tróficas y al ser humano. Los posibles efectos de esta dosis hay que aislarlos de los propios procesos biológicos de envejecimiento y de la vida. Sólo de esta forma se pueden valorar las consecuencias específicas de este accidente e independizarlas. Las dosis calculadas (media anual) para las zonas afectadas oscilan entre 4 y 40 mSv con presencia de picos superiores (el valor legal establecido para profesionales de la industria nuclear es de 20 mSv). La mayoría de los afectados lo han sido por una deficiente planificación de actuaciones en la gestión del accidente.

    También hay que citar que el mayor daño de este accidente, al igual que el de cualquier accidente y de tantas otras situaciones vitales, es el psicológico, pues la salud es una compleja armonía entre alma y cuerpo y puede ser dañada de forma importante por hechos traumáticos como es el abandono del hogar y del entorno vital, derivando, finalmente, en enfermedades. También hay que observar que es muy difícil deslindar, sin disponer de estudios previos extensos, la enfermedad inducida por éste u otro accidente, de las propias patologías de la población y más si se añade a todo ello un entorno de escasos recursos económicos. La falta de estudios epidemiológicos previos de enfermedades en la región afectada impide alcanzar conclusiones objetivas de causa-efecto en el origen de las enfermedades ahora estudiadas, lo cual no significa que se quieran ignorar las consecuencias del accidente, ni disminuirlo, ni difuminar responsabilidades, ni relativizar el inmenso daño del  abandono forzado de lo que es el "hogar". Sólo se quiere constatar la dificultad y la controversia generada a la hora de crear una estadística de fallecimientos con enfermedades origen, cuando existen multitud de condicionantes específicos y personales que impiden alcanzar la conclusión deseada.

  • 178. ¿Qué ocurrió en Vandellós-I?

    En la central de Vandellós I, situada en la provincia de Tarragona, y con un reactor de tipo grafito-gas, se produjo, el 19 de octubre de 1989, un accidente que se inició por un incendio en un edificio convencional de la central, el edificio de turbinas, que no tiene relación con componentes radiactivos.

    El incendio se originó por la rotura de tuberías de engrase, lo que produjo un vertido importante de aceite en muy poco tiempo. A continuación y como consecuencia del incendio se produjo una serie sucesiva de fallos de sistemas, especialmente por la inundación de los bajos del edificio de turbinas con entrada del agua de varios circuitos y de la proveniente de la extinción del incendio con un daño en importantes sistemas eléctricos.

    Pese a todos estos hechos, los operadores de la central consiguieron llevarla a la situación de parada segura, sin alcanzarse en los elementos combustibles temperaturas críticas; no se produjo deterioro del circuito de refrigeración, ni tampoco daño alguno a las personas que intervinieron en el control de la central.

    Como conclusión: en este accidente nunca hubo contaminación de zonas ni de las personas involucradas en las labores de recuperación de la central, ni escapes radiactivos al exterior.

  • 179. ¿Qué otros accidentes han ocurrido en centrales nucleares?

    A lo largo de todo el tiempo que llevan funcionando las centrales nucleares comerciales se han producido averías que en ningún caso han ocasionado daños significativos al medio ambiente, excepto en el caso del reactor de Chernóbil.

    Chernóbil es el único caso en que ha acaecido el máximo accidente previsible en un reactor, que es la fusión del núcleo, acompañado del peor de los escenarios, el escape de material radiactivo al exterior.

    Sólo ha ocurrido otro caso de fusión del núcleo en Three Mile Island, que supuso la parada definitiva de esta central; sin embargo, no se produjeron escapes al exterior, al funcionar adecuadamente las barreras de contención.

    El incidente de Vandellós-I, ocurrido en España, no dio lugar al deterioro del reactor ni su combustible, ni tuvo consecuencias radiológicas para los trabajadores, ni la población general, ni el medio ambiente.

    Se han producido incidencias de operación en otras centrales nucleares, cuya valoración se realiza atendiendo a criterios como si quedan afectados los sistemas de seguridad, si se trata de fallos de las barreras de contención, si hay escapes de materiales radiactivos al exterior, si hay fallos en la gestión de las instalaciones, incumplimiento de los procedimientos, etc. (ver la cuestión 195, que explica la escala INES).

  • 180. ¿Se podría producir un accidente semejante al de chernóbil en las centrales nucleares españolas?

    El accidente de la central nuclear de Chernóbil no se podría producir nunca en las centrales españolas por diversos motivos:

    1.  No existe ninguna central nuclear española con diseño similar a la de Chernóbil, que tenía, a determinados niveles de carga, coeficientes de reactividad del moderador y refrigerante positivos. Es decir, la excursión de potencia (y en consecuencia de calor generado) originó que la reacción nuclear de fisión se acelerase. La seguridad intrínseca de los reactores nucleares españoles, con coeficientes de reactividad siempre negativos, ante un incremento súbito de potencia, actúa deteniendo inmediatamente la reacción de fisión nuclear sin necesidad de intervención del operador ni de mecanismos de protección.
    2. Las centrales nucleares españolas se basan en el concepto de seguridad a ultranza, usando las barreras físicas interpuestas al escape de la radiación o productos radiactivos. La última barrera, no existente en reactores similares al de Chernóbil, habría sido capaz de contener, al menos, la energía liberada en el accidente, así como retener parcialmente los productos radiactivos, con lo cual, en el caso de que Chernóbil hubiera tenido una barrera de estas características, el accidente se habría producido, pero con una reducción significativa en la liberación de productos al exterior.
    3. La cultura de seguridad existente en las instalaciones nucleares y compartidapor el personal responsable de su explotación junto con la existencia de un organismo regulador independiente, el Consejo de Seguridad Nuclear, son una garantía de que actuaciones o situaciones como la citada no se puedan reproducir.
  • 181. ¿Se aplican medidas de seguridad a las demás actividades nucleares como son la minería, la fabricación del combustible, el transporte de materiales radiactivos y el tratamiento de ombustible irradiado?

    En la minería del uranio se trabaja con minerales cuya radiactividad se debe a causas naturales. En todas las instalaciones de minería y producción de concentrados de uranio, se toman medidas muy rigurosas para controlar los efectos radiológicos en el medio ambiente, y para la protección radiológica del personal, siguiendo la reglamentación existente.

    • • Las fábricas de elementos combustibles de óxido de uranio trabajan con uranio ligeramente enriquecido. Durante la fabricación, se emplean métodos físicoquímicos, pero nunca nucleares, con lo que el nivel de radiactividad sigue debiéndose a causas naturales. Se estima que la dosis anual recibida por los trabajadores de la fábrica es superior, en una fracción muy pequeña, a la dosis debida a la radiación natural en dicha zona.
    • • Las características de seguridad impuestas a las fábricas de elementos combustibles son muy exigentes, a pesar del bajo nivel de dosis que se alcanza, debido sobre todo a que pudieran alcanzarse condiciones de criticidad. Por esta razón, el diseño de la fábrica limita el grado de humedad ambiental, la distancia entre recipientes con uranio, etc.
    • • El transporte de materiales radiactivos se efectúa mediante contenedores especialmente diseñados, debidamente aprobados y homologados por las autoridades competentes. Estos contenedores deberán haber pasado con éxito pruebas límites como son los de caída libre, resistencia al fuego, penetración e inmersión en agua, etc.
    • • Durante el tratamiento de combustible irradiado realizado en una fábrica de reelaboración, es necesario emplear medidas de seguridad adecuadas para garantizar el confinamiento de los compuestos de plutonio, así como los productos de fisión y de activación, considerados finalmente como residuos. Además de las medidas continuas de dosis realizadas al personal, se impone un trabajo de control a distancia, para evitar la irradiación por productos emisores de radiación gamma

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  • 182. ¿Existe cooperación internacional en la prevención de accidentes nucleares?

    Existen dos organizaciones privadas formadas por las empresas responsables de la operación de las centrales nucleares (INPO y WANO) que participan en la cooperación internacional en la prevención de accidentes nucleares. A continuación se describe su funcionamiento y sus objetivos.

    Institute of Nuclear Power Operations (INPO)

    Las compañías eléctricas propietarias de las centrales nucleares de Estados Unidos fundaron, el 3 de diciembre de 1979, el Institute of Nuclear Power Operations (INPO) con el objetivo de mejorar la seguridad y fiabilidad, y promover la excelencia en la operación de las centrales nucleares.

    Después del accidente de Three Mile Island, el 28 de marzo de 1979, en Estados Unidos se creó una comisión para analizar el cómo y porqué el accidente había ocurrido. Algunas de la recomendaciones emitidas por la Comisión Kemeny, y que dieron lugar a la creación de INPO, fueron las siguientes:

    • • Realizar un sistemático análisis de la experiencia operativa, y hacer que ésta se intercambie de forma rápida y eficaz entre la industria a nivel internacional.
    • • Establecer un instituto autorizado que certificase la formación del personal de las centrales y el mantenimiento de los conocimientos y habilidades de los mismos.
    • • Fortalecer la responsabilidad de la dirección a todos los niveles y mejorar la explotación general de la industria nuclear.

    INPO es una organización independiente de las centrales nucleares y del organismo regulador de Estados Unidos, NRC. Sin embargo, tiene firmados acuerdos de colaboración y de intercambio de información técnica tanto con la NRC, como con otras organizaciones de Estados Unidos como el Nuclear Energy Institute (NEI). INPO dispone de un programa internacional de participantes al que pertenecen las centrales españolas, desde 1981.

    World Association of Nuclear Operators (WANO)

    Las compañías eléctricas del mundo propietarias de las centrales nucleares fundaron, el 15 de mayo de 1989, la Asociación Mundial de Explotadores Nucleares (WANO) con el objetivo de alcanzar los más altos niveles de seguridad y fiabilidad en la operación de las centrales nucleares a través del intercambio de información técnica, de la comparación, emulación y comunicación entre sus miembros.

    Después del accidente de Chernóbil, se demostró la necesidad de cooperación internacional y de intercambio de información. Los beneficios que una asociación como WANO puede aportar a la comunidad nuclear son directamente proporcionales a la participación específica en sus programas de cada uno de sus miembros, o sea de cada central.

    WANO es una organización independiente de cualquier organización gubernamental u de otros organismos reguladores. WANO funciona únicamente para sus miembros y en nombre de ellos, los explotadores de las centrales nucleares. Sin embargo, tiene firmados acuerdos de colaboración y de intercambio de información técnica con el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).

    La asociación opera a través de cuatro centros regionales establecidos en Atlanta, Moscú, París y Tokio. Cada centro está dirigido por un Consejo Directivo. Las actividades de estos centros están coordinadas por el centro coordinador de Londres. Los miembros participantes de WANO están distribuidos entre los cuatro centros en base a razones geográficas o técnicas. El personal que trabaja en los centros es cedido temporalmente por las empresas miembros.


Capítulo 13 - Reglamentación de la seguridad nuclear

  • 183. ¿Por qué hay una reglamentación específica de la seguridad nuclear?

    Todas las actividades de la sociedad están sometidas al Derecho común, que establece los derechos y obligaciones de los ciudadanos. Además, este cuerpo legal debe abarcar todas las posibles situaciones y limitaciones derivadas del ejercicio de dicha actividad. A través de las leyes, que dan vida a los posteriores reglamentos y normas, quedan reguladas las condiciones para su libre ejercicio y las conductas de las personas y entidades, estableciéndose los necesarios procedimientos para dirimir conflictos.

    La actividad nuclear conlleva la utilización de las radiaciones procedentes de materiales radiactivos, de origen natural o artificial y de diferentes intensidades y características, que pueden representar un riesgo que debe ser previsto y confinado. Desde el momento en que se tuvo conocimiento de dichos riesgos se tomaron las debidas precauciones y se establecieron normativas de uso, en un principio de carácter muy limitado. Es con el descubrimiento de la fisión nuclear en cadena en 1942, hito que hizo emerger una nueva era de la humanidad, cuando dichos riesgos pasaron a ser de carácter universal e impulsaron a los gobiernos a establecer legislaciones y normativas específicas.

    De esta forma en 1946, recién acabada la II Guerra Mundial, Estados Unidos aprobaba la primera Ley Nuclear (Atomic Energy Act) que claramente disponía: "...la política de los Estados Unidos se basará en que el desarrollo y la utilización de la energía atómica se encauce, en la medida de lo posible, hacia la mejora del bienestar público... y contribuir a la paz mundial". Los restantes estados regularon sus actividades inicialmente, a través de la constitución de entidades constituidas para tal fin, como fue el caso de la Junta de Energía Nuclear en España. A nivel mundial se creó el Organismo Internacional de la Energía Atómica (OIEA, o en siglas inglesas IAEA) con el fin, entre otros, de armonizar requisitos y promover una legislación coherente entre los países. También se crearon organismos regionales como EURATOM en el seno de la entonces Comunidad Europea, hoy Unión Europea, y la Agencia de la Energía Nuclear de la OCDE. También surgieron organismos como la Comisión Internacional de Protección contra las Radiaciones (ICRP en siglas inglesas).

    En base a los tratados firmados y a las leyes ya promulgadas en Estados Unidos, muchos países desarrollaron leyes específicas. En el caso español, se publicó la Ley de Energía Nuclear de 1964 que fue posteriormente desarrollada en el Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas en 1972, documentos que han sido luego complementados por la Ley de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear, Ley de creación de Enresa, etc.

    La actividad nuclear abarca el manejo de sustancias radiactivas en tareas de minería, transporte, utilización en procesos industriales (electricidad, industria), medicina, investigación, gestión de residuos y en todos los casos la previsión de accidentes y de su prevención y corrección.

  • 184. ¿Son muy diferentes las reglamentaciones nucleares de los distintos países?

    Hoy día las reglamentaciones de la seguridad nuclear y radiológica tienden a homogenizarse en todos los países del mundo, lo que hay que interpretar en el sentido de incorporar los mismos criterios y una base de parámetros técnicos mínimos, pero no en alcanzar una misma formulación legal pues ésta siempre será competencia de los parlamentos nacionales; es ésta una consecuencia lógica de dos hechos importantes que se dan cita actualmente:

    • • Por un lado, la liberalización (y globalización) de la economía, sobre la base de la libre competencia (que culminó en la Ronda Uruguay del GATT), en la que sólo pueden subsistir las tecnologías productivas basadas en los sistemas de la calidad más avanzados; ello garantiza que países de segunda fila se puedan equipar con instalaciones cuyas bases técnicas de la seguridad sean equivalentes a las de los países líderes en tecnología; y nada impide, por otro lado, que los países receptores adopten como propias las reglamentaciones de seguridad de los países suministradores; y
    • • Por otro lado, se aprecia que, por la vía de tratados y convenciones internacionales, existe una transferencia de la soberanía normativa de los Estados hacia los organismos internacionales que elaboran recomendaciones y normas básicas sobre temas medioambientales y de seguridad nuclear, que son incorporadas a las legislaciones nacionales. Merece una reseña aparte el caso de la Unión Europea, cuyas Directivas son de obligado cumplimiento y que deben ser transpuestas a las legislaciones nacionales de los países miembros.

    Si bien ésta es la tendencia con la que se afronta el futuro de la seguridad, en el presente coexisten todavía serias diferencias en las reglamentaciones nucleares de algunos países, que son fruto de las vicisitudes históricas vividas en estos más de 60 años de tecnología nuclear.

    En efecto, la tecnología nuclear nació en la década de los años 40, justo en el preludio de la Segunda Guerra Mundial, y, como consecuencia de ella, el mundo quedó dividido en dos grandes bloques geopolíticos, antagónicos e incomunicados,

    • • El de los países occidentales, de corte democrático, en el que el principio rector era la libre competencia (con clara hegemonía de los EE.UU.); y
    • • El de los anteriores países de economía central planificada (bajo el liderazgo de la URSS), en las que, por lo que aquí respecta, el Estado decidía la suficiencia de las bases técnicas y administrativas de la seguridad (entre ellas, por ejemplo, suprimir el edificio de contención, como barrera última de la defensa en profundidad de las centrales nucleares).

    Sin entrar en pormenores sobre las diferencias reglamentarias de la seguridad nuclear y radiológica que se aplicaba en ambos bloques, lo que sí importa subrayar es que el despliegue de las centrales nucleoeléctricas, que tuvo lugar en el mundo desde mediados de la década de los 50, se hizo fundamentalmente sobre dos estilos de diseño diferentes:

    • • El americano, que dio lugar a los reactores de agua ligera PWR y BWR; y
    • • El soviético, que dio los reactores VVER, parecidos a los PWR, y los RBMK, sin parangón occidental, moderados con grafito y refrigerados por tubos de agua a presión; una de cuyas unidades daría lugar con el tiempo al accidente de Chernóbil (1986).

    Los mencionados tipos de reactores fueron implantados masivamente en sus respectivos bloques de influencia, sin que se hicieran comparaciones respecto a su nivel de seguridad, sobre todo porque ésta surge y solo tiene sentido a partir de un sistema de creencias y valores subyacente en la sociedad y en sus dirigentes y que en este caso eran muy diferentes; y por otro porque, además, el mundo estaba inmerso en la "guerra fría" entre ambos bloques lo que impedía incluso el intercambio técnico de experiencias e iniciativas de mejora. El accidente de Chernóbil (1986) fue un claro exponente de esta bipolaridad de creencias, valores y culturas, siendo premonitorio de la caída del muro de Berlín (1989) que concluyó la confrontación ideológica.

    El citado accidente de Chernóbil mostró, crudamente, la internacionalidad de los efectos de un accidente nuclear y disparó las alarmas en Occidente. Con este motivo, la Unión Europea, apoyada por el grupo de los siete (G-7), empezó a recabar fondos para implementar programas de ayuda tecnológica (Tacis y Phare), con el fin de mejorar la seguridad delas centrales nucleares de los países del Este.

    Estos desequilibrios y carencias llevaron al Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), a principios de los años 90, a impulsar una Convención sobre Seguridad Nuclear —que ya ha entrado en vigor (24/10/96)—, en la que los países miembros (España entre ellos) aceptan el compromiso internacional de cumplir determinados estándares de seguridad y se obligan a presentar periódicamente (cada 3 años) un informe para examinar el estado de la seguridad y las medidas administrativas y reglamentarias que se han adoptado en cumplimiento de la Convención. Posteriormente, en 1997, se ha acordado la Convención para la Seguridad en la Gestión del Combustible Gastado y de los Desechos Radiactivos. Ello conducirá, sin duda, a consolidar progresivamente en todo el mundo unos niveles aceptables y uniformes de seguridad nuclear y radiológica.

  • 185. ¿Cuáles son los principales organismos internacionales que formulan recomendaciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica?

    La utilización de la energía nuclear para usos pacíficos recibió un impulso definitivo, tras la dramática experiencia de las explosiones nucleares en la segunda guerra mundial, con el conocido discurso "átomos para la paz" del Presidente Eisenhower de los EE.UU. ante la Asamblea General de las Naciones Unidas, el 8 de diciembre de 1953. El presidente norteamericano ofreció empezar una nueva era de la humanidad abriendo vías de cooperación y transferencia tecnológica que posibilitaran la utilización de estos conocimientos para el bien de la humanidad y evitar la extensión de su uso bélico.

    A raíz de esta declaración se abrió un importantísimo período de cooperación internacional y se crearon organismos y se constituyeron asociaciones de índole científico, técnico y económico.

    De entre todas las organizaciones existentes en la actualidad, las relacionadas a continuación son las principales y tienen capacidad de formular recomendaciones que no son vinculantes para los Estados, salvo cuando se suscriben acuerdos específicos a este nivel y son ratificados posteriormente por los gobiernos respectivos.

    • • El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA).
    • • La Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR).
    • • La Agencia de Energía Nuclear de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico (NEA/OCDE).
    • * El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), creado en 1957 por las Naciones Unidas y con sede en Viena, es un Agencia de ésta que responde ante la Asamblea General y el Comité de Seguridad de las Naciones Unidas y que tiene como misión fomentar la cooperación científica y técnica en el ámbito de la utilización de la energía nuclear con fines pacíficos a nivel mundial y en especial supervisar el régimen de salvaguardias que evita la proliferación nuclear con fines bélicos.

    El Organismo Internacional de Energía Atómica debe proporcionar materiales, formación y equipos de expertos para el fomento de los usos pacíficos de la energía nuclear, a la vez que debe vigilar mediante un sistema estricto de salvaguardias todo desvío de los mismos hacia los usos bélicos.

    La creación del OIEA permitió a este Organismo ser el centro rector del régimen internacional de la seguridad nuclear y radiológica que el mundo necesitaba. Es conveniente aclarar, no obstante, que el OIEA no persigue ser, ni nunca lo ha sido, un "organismo regulador internacional", sino que su papel se limita a elaborar recomendaciones, esto es, normas de referencia sobre seguridad y a prestar asistencia a los organismos reguladores nacionales, o a ejercer los derechos de inspección contenidos en los acuerdos de salvaguardias firmados por los Estados.

    El OIEA estaba formado (en 2006) por 140 Estados Miembros. A su cabeza hay un director general con cinco departamentos técnicos y cuenta con una plantilla de 2.200 profesionales de 90 países y un presupuesto anual del orden de 273 millones de Euros, siendo el 30% destinado a proyectos de cooperación técnica. Sus órganos de gobierno son los siguientes:

    • La Conferencia General, constituida por representantes de todos los Estados Miembros, que se reúne una vez al año para examinar la política general del Organismo y examinar el informe anual que presenta su Director General; y

    • La Junta de Gobernadores, formada por 35 miembros (de ellos, 22 elegidos por la Conferencia General), que se reúne cinco veces al año para implementar la política aprobada por la Conferencia General.

    Los cinco departamentos técnicos son: Ciencia y Aplicaciones Nucleares; Cooperación Técnica; Salvaguardias; Energía Nuclear y Seguridad Nuclear y Física.

    El OIEA, en su lucha por conseguir un alto grado de seguridad en todo el mundo, impulsó a principios de los años 90 la Convención de Seguridad Nuclear, que entró en vigor en 1996, obligándose cada uno de los Estados firmantes a presentar un informe de autoevaluación de la seguridad de sus instalaciones —primer examen en abril de 1999, y luego cada 3 años—, bajo directrices muy rigurosas y principios internacionalmente reconocidos. Del mismo corte ha resultado ser la Convención Conjunta de la Seguridad en la Gestión del Combustible Gastado y la Seguridad en la Gestión de los Residuos Radiactivos de 1997, con el objetivo de garantizar unos mínimos de seguridad en la gestión de los residuos radiactivos. Consultar www.iaea.org.

    * La Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR) es un organismo de carácter científico y técnico y es la más veterana de las organizaciones mencionadas, pues su origen se remonta al II Congreso Internacional de Radiología (Estocolmo, 1928), en el que se creó el Comité Internacional para la Protección contra los Rayos X y el Radio, que estuvo formado por un escogido grupo de eminentes científicos, con la misión de formular recomendaciones de protección contra las dos fuentes de radiación ionizante entonces más importantes, los rayos X y el radio.

    Está formada por una Comisión Principal (con un máximo de 12 miembros), que da cobertura general a los temas de la protección contra las radiaciones, 4 Comités permanentes, que cubren las siguientes áreas específicas y una Secretaría Científica para la coordinación de la Comisión y de los Comités:

    • • Efectos de las Radiaciones, en especial, los riesgos de cáncer a bajas dosis;
    • • Límites Derivados, modelos dosimétricos, el Hombre de Referencia, etc.;
    • • Protección en Medicina, uso de radiofármacos, lesiones radioinducidas, etc.;
    • • Aplicación de las Recomendaciones, dosis crónicas, residuos radiactivos. Consultar www.icrp.org;
    • * La Agencia de Energía Nuclear (NEA) es un organismo semiautónomo de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico (OCDE), con sede en París, que tiene por objeto el desarrollo cooperativo de la energía nuclear como fuente segura, económicamente atractiva, y aceptable desde el punto de vista medioambiental.

    Fue fundada en 1958 con el nombre de Agencia Europea de Energía Nuclear (ENEA), con la finalidad de aunar recursos científicos y económicos de los países de Europa Occidental para el desarrollo de la energía nuclear. Pero, en la década de 1970, la Agencia expandió su ámbito territorial y dio entrada a Australia y Japón, primero, y a los EE.UU. y Canadá, después, con lo que pasó a ser la Agencia de Energía Nuclear, NEA.

    La Agencia está formada actualmente por 27 Estados Miembros de Europa, América, Asia y Australia; todos ellos industrializados, con regímenes políticos democráticos y economías de libre mercado. Sus áreas de actuación son:

    • • la gestión de los residuos radiactivos,
    • • la seguridad de las instalaciones nucleares,
    • • la responsabilidad civil nuclear,
    • • la economía y tecnología del ciclo del combustible,
    • • la gestión de la vida de las centrales nucleares,
    • • el servicio de códigos de cálculo y la gestión del Banco de Datos,
    • • la experiencia operativa de las centrales (IRS, con OIEA),
    • • las aplicaciones del Análisis Probabilista de la Seguridad, y
    • • la dirección de proyectos internacionales de investigación.

    Actualmente, NEA está reorientando su misión fundamental en el sentido de asegurar la participación de la energía nuclear en el menú del desarrollo sostenible, en previsión de que la cobertura eléctrica con combustibles fósiles pueda resultar muy problemática en el futuro, por la inaceptabilidad medioambiental de la combustión. Consultar www.nea.fr.

  • 186. ¿Qué papel juega euratom en la reglamentación nuclear de los países de la unión europea?

    EURATOM es el nombre abreviado con el que se conoce el Tratado de la Comunidad Europea de la Energía Atómica, firmado en Roma el 25 de marzo de 1957 por los seis países que constituían el núcleo originario de la Unión Europea; el Tratado entró en vigor el 1 de enero de 1958, teniendo por objeto el desarrollo de una industria nuclear europea, mediante la creación de un mercado común de equipos y materiales nucleares, así como el establecimiento de unas normas básicas de seguridad y de protección de la población.

    El 13 de mayo de 1996, se publicó la Directiva 96/29 de EURATOM, por la que se establecen las normas básicas relativas a la protección sanitaria de los trabajadores y de la población contra los riesgos que resultan de las radiaciones ionizantes. Esta Directiva, una vez traspuesta, ha modificado los Reglamentos de Protección Sanitaria Contra las Radiaciones Ionizantes, y de las Instalaciones Nucleares y Radiactivas de los países de la Unión.

    El ámbito de aplicación de esta Directiva incluye (aparte del funcionamiento de los aparatos productores de radiaciones ionizantes de más de 5 kV) los siguientes campos de actividades, en los que la exposición a las radiaciones admite un cierto grado de control:

    • • la producción, tratamiento, manipulación, utilización, posesión, transporte, importación a la Comunidad o exportación a partir de ella, almacenamiento y eliminación de sustancias radiactivas;
    • • las actividades laborales que supongan una exposición significativa de los trabajadores o del público a fuentes de radiación natural; y
    • • las intervenciones, tanto en situaciones de emergencia radiológica, como en situaciones de exposición prolongada resultantes de emergencias previas o de actividades del pasado con perturbación de la radiactividad yacente.

    Todas estas actividades —que en la Directiva se llaman prácticas— están sometidas al régimen regulador de declaración y autorización previa por los Estados Miembros, salvo en aquellos casos en los que las mencionadas actividades se refieran a materiales cuya concentración radiactiva esté por debajo de ciertos valores límite, que quedan exentas. Consultar www.euratom.org.

  • 187. ¿Qué organismo está encargado de velar por la seguridad nuclear y radiológica en españa?

    El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), creado por Ley 15/80, de 22 de abril, como Ente de Derecho Público, independiente de la Administración Central del Estado, y responsable sólo ante el Parlamento; se le instituye como único organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica, con la misión fundamental de vigilar el cumplimiento de la normativa aplicable a las instalaciones nucleares y radiactivas.En consonancia con ello, las principales funciones del CSN son:

    • • proponer al Gobierno la reglamentación necesaria en materia de seguridad nuclear y protección radiológica;
    • • evaluar y autorizar los proyectos de las instalaciones nucleares y radiactivas, en todas sus etapas —emplazamiento, diseño, construcción, operación y clausura—, así como las solicitudes de transporte de sustancias radiactivas y de combustibles nucleares;
    • • inspeccionar y controlar el funcionamiento de las instalaciones nucleares y radiactivas, imponiendo la corrección de las posibles deficiencias;
    • • conceder licencias a las personas que operan las instalaciones nucleares y radiactivas;
    • • supervisar las dosis de radiación recibidas por los trabajadores profesionalmente expuestos y por la población en general, con observancia estricta de los límites de dosis establecidos;
    • • vigilar permanentemente los niveles de radiación en el medio ambiente;
    • • colaborar técnicamente en los planes de emergencias radiológicas a que puedan dar lugar los accidentes en instalaciones nucleares o radiactivas, y en los transportes;
    • • promocionar planes de investigación en materia de seguridad nuclear y protección radiológica;
    • • informar de oficio al Parlamento, y a los medios de comunicación y a las personas que lo soliciten.

    De cuanto antecede no debe deducirse que el CSN sea la autoridad que regula los actos administrativos de la seguridad nuclear y la protección radiológica en España, actividades que corresponden al Ministerio de Industria y Energía, ya que la Autoridad Reguladora en España se ejerce de forma compartida, y complementaria, entre:

    • • el Ministerio de Industria y Energía, inter alia, como brazo ejecutivo de la Autoridad, al que corresponde el trámite y concesión de las licencias solicitadas por los titulares de instalaciones nucleares y radiactivas, o de otras actividades reglamentadas, así como la diligencia de expedientes y la imputación de sanciones; y
    • • el Consejo de Seguridad Nuclear, como brazo preceptivo de la Autoridad, en su condición de "único organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica", cuyos informes técnicos son preceptivos, vinculantes (cuando denegatorios) e inmodificables en sus condicionamientos (cuando positivos).
  • 188. ¿Qué reglamentación nuclear se aplica en españa?

    En materia de seguridad nuclear y protección radiológica, en España se aplican las disposiciones que elabora el poder legislativo, a las que hay que añadir las que, por formar parte del acervo comunitario (EURATOM), son de obligado cumplimiento desde el momento de nuestra adhesión a la Unión Europea (1 de enero de 1986); así como aquellas que se deriven de las Convenciones y Protocolos internacionales ratificados por España.

    La reglamentación nuclear española está definida en las siguientes disposiciones legales:

    • – Ley 25/64, sobre energía nuclear, que tiene por objeto fomentar el desarrollo de las aplicaciones pacíficas de la energía nuclear y su puesta en práctica en el territorio nacional;
    • – Ley 15/80, de Creación del Consejo de Seguridad Nuclear, que establece las funciones del organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica, su composición y estructura, y los bienes y medios económicos que fundamentan su independencia; en esta Ley se reconoce al Consejo la facultad de encomendar a las Comunidades Autónomas la realización de algunas de las funciones que le están atribuidas.
    • – Ley 14/99, de Tasas y Precios Públicos por Servicios Prestados por el CSN, que regula los aspectos económicos de los servicios que presta el CSN, a la vez que amplía las funciones y competencias previstas en su Ley fundacional;
    • – Real Decreto 1836/1999, de 3 de diciembre (BOE de 31/12/99) de Reglamento sobre Instalaciones Nucleares y Radiactivas que modifica el anterior Decreto 2869/72 y que desarrollaba la Ley 15/64. En el reglamento se definen y clasifican las instalaciones nucleares y radiactivas, y se establece la documentación necesaria para obtener las correspondientes autorizaciones. Contiene, así mismo, los requisitos para obtener las licencias del personal de operación. En su revisión, además, está la transferencia de competencias al Estado de las Autonomías; la regulación del trámite del desmantelamiento y clausura de las instalaciones; la actualización de los valores de las actividades exentas de los radionucleidos (Directiva 96/29 EURATOM) y su empleo en la nueva clasificación de las instalaciones radiactivas;
    • – Real Decreto 2115/98, por el que se aprueba el Reglamento Nacional de Transportes de Mercancías Peligrosas por Carretera; ídem 2225/98, por ferrocarril; ídem 145/89, por vía marítima; ídem BOE Nº 23(91) y BOE Nº 164(97), por vía aérea; que son disposiciones de cumplimiento de Acuerdos Internacionales;
    • – Decreto 2177/67, por el que se aprueba el Reglamento de Cobertura de Riesgos Nucleares, complementado con el Decreto 2864/68, sobre Señalamiento de la Cobertura Exigible en materia de Responsabilidad Civil por Riesgos Nucleares, que establecen la cobertura de responsabilidad por daños nucleares ocasionados por instalaciones o por el transporte de sustancias nucleares;
    • – Real Decreto 783/2001 de 6 de julio, por el que se aprueba el Reglamento de Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes, que produce el alineamiento de nuestra normativa con la Directiva 80/836/EURATOM;
    • – Real Decreto 413/97 de 21 de marzo, sobre Protección Operacional de los Trabajadores Externos con Riesgo de Exposición a Radiaciones Ionizantes por Intervención en Zona Controlada, que es transposición de la Directiva 90/641/EURATOM;
    • – Orden en BOE de 14 de julio de 2004 por la que se aprueba la revisión del Plan Básico de Emergencia Nuclear de abril de 1989, y BOE de 14 de junio de 2006 que aprueba los Planes Provinciales de Emergencia Nuclear donde existan centrales nucleares;
    • – Instrumento de Ratificación (en BOE de 25 de octubre de 1981) de la Convención sobre Protección Física de los Materiales Nucleares;
    • – Orden (en el BOE de 4 de junio de 1993) relativa a la Información al Público sobre las Medidas de Protección Sanitaria y sobre el Comportamiento a seguir en caso de Emergencia Radiológica, que es transposición de la Directiva 89/618/EURATOM.
    • – Además, el Consejo de Seguridad Nuclear publica una serie de Guías de Seguridad, que son documentos técnicos elaborados por el CSN que contienen preceptos, recomendaciones u orientaciones que facilitan a los titulares de las instalaciones nucleares y radiactivas la gestión de aspectos concretos de la seguridad nuclear y la protección radiológica. Forman un conjunto de 40 unidades divididas en 10 series, tratándose en cada serie un tema específico.

    También hay que citar que el CSN ha firmado acuerdos de encomienda de actividades con diversas Comunidades Autonómicas.

  • 189. ¿Cómo está organizado el consejo de seguridad nuclear para dar cumplimiento a sus funciones?

    El Consejo de Seguridad Nuclear es un organismo de dirección colegiada, formada por un Presidente y cuatro Consejeros, y un Secretario General, que ejecuta las decisiones y acuerdos tomados por la dirección colegiada reunida en Pleno. Sus miembros, de relevante prestigio en los campos de la seguridad nuclear y protección radiológica o afines, son elegidos por la Comisión de Industria y Energía del Congreso de los Diputados, con la misión de velar por las funciones y obligaciones que el organismo tiene con el Parlamento y la sociedad.

    Aparte de la dirección colegiada, el organismo tiene un nutrido cuerpo técnico de especialistas, que da cobertura a toda la problemática que puedan presentar la seguridad nuclear y la protección radiológica de las instalaciones nucleares y radiactivas existentes en el país, las cuales deben cumplir escrupulosamente la reglamentación nuclear vigente.

    Además del cuerpo técnico, el CSN tiene gabinetes específicos, que desarrollan la estrategia de cooperación con otros países, organismos y foros internacionales; o que coordinan las relaciones del CSN con el Parlamento y las diversas administraciones del Estado.

    Existe una Oficina de Emergencias, que coordina la participación del CSN en los Planes de Emergencia Provinciales, centralizando en el SALEM (Sala de Emergencias) los datos de vigilancia radiológica de la red REVIRA (Red de Vigilancia Radiológica Ambiental), y los de la red RAR (Red de Alerta a la Radiactividad) de Protección Civil.

    Existe también una Oficina de Inspección, facultada para elevar al Ministerio de Industria y Energía expedientes sancionadores a los titulares de las instalaciones que incumplen la normativa. Consultar www.csn.es.

  • 190. ¿Qué capacitación se requiere al personal de operación de las instalaciones nucleares y radiactivas?

    El personal que opera los dispositivos de control de las instalaciones nucleares o radiactivas, o que dirige dichas operaciones, tiene que estar provisto de una licencia específica, concedida por el CSN, tras acreditar su capacitación para realizar estas tareas en la instalación en la que vaya a ejercer el puesto de trabajo.

    De forma explícita, la Ley de Tasas y Precios Públicos por servicios prestados por el Consejo de Seguridad Nuclear dice que es facultad del Consejo "conceder y renovar, mediante la realización de las pruebas que [el Consejo] establezca, las licencias de operador y supervisor para instalaciones nucleares o radiactivas, los diplomas de jefe de servicio de protección radiológica, y las acreditaciones para dirigir u operar las instalaciones de rayos X con fines de diagnóstico médico", que extiende el concepto de tasas por servicios de concesión y renovación de licencias a los diplomados de protección radiológica y a las personas acreditadas para la operación de las instalaciones de rayos X.

    Los solicitantes de licencias no sólo han de acreditar su preparación y experiencia para las misiones específicas que van a realizar, sino que, además, deben demostrar un buen conocimiento del proyecto de la instalación y un reconocido equilibrio psíquico. Estas licencias deben ser renovadas periódicamente mediante un examen ex-profeso realizado por el Consejo de Seguridad Nuclear.

  • 191. ¿Cómo controla el consejo de seguridad nuclear la protección radiológica de los trabajadores profesionalmente expuestos?

    Una de las misiones fundamentales del CSN es la seguridad radiológica de los trabajadores que, por motivos profesionales, estén expuestos a las radiaciones ionizantes. Todos ellos, sea cual sea la instalación en la que trabajen —central nuclear, instalación del ciclo del combustible, instalación radiactiva de aplicación de las radiaciones (incluidas las instalaciones de rayos X de diagnóstico médico)— están sometidos a un control dosimétrico y a una vigilancia médica personalizados; a tal efecto, y con el fin de realizar un seguimiento de las dosis recibidas, el CSN dispone de un Banco Dosimétrico Nacional y edita un informe anual radiológico con todos los datos e incidencias ocurridas en España. Este informe es de consulta pública en la página web del CSN, www.csn.es, y los datos allí referidos son los siguientes en la fecha de reedición de esta publicación (2006):

    Se registraron 89.004 trabajadores en actividades radiológicas y que en total sumaron una dosis colectiva total de 37.914 mSv x Persona. Este valor refleja una dosis individual media anual de 0,42 mSv/persona.

    Como referencia hay que citar que los registros de la radiación natural en España alcanzan valores medios de 2 mSv/año. Los valores locales se pueden consultar en tiempo real en la citada página Web CSN. Del total de trabajadores controlados, el 85% trabaja en instalaciones radiactivas (bien sea médicas con el 79% del total o industriales con el 6% restante), el 8% en centrales nucleares y el 7% restante en instalaciones del ciclo, minería, residuos, y en el transporte.

    El 98,5% de los trabajadores acumularon una dosis inferior a 5 mSv/año, valor legal establecido máximo para al público en general, y el 99,93% está en el rango de dosis inferior a 50 mSv/año, valor legal máximo en un año establecido para los trabajadores profesionalmente expuestos.

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  • 192. ¿Cómo controla el consejo de seguridad nuclear la calidad radiológica del medio ambiente?

    De acuerdo con el criterio de un diseño seguro, la central debe mantener una seguridad intrínseca y una seguridad ctividad por falta de moderación o por mayor temperatura del combustible, sin que sea necesaria la intervención del medio ambiente, aun sin la existencia del hombre, tiene un fondo radiológico natural propio, consecuencia de las radiaciones ionizantes emitidas por las fuentes naturales de radiación, tanto terrestres como cósmicas. Se ha estimado que este fondo confiere una dosis efectiva de 2,4 mSv/año, como valor promedio, a cualquier persona que viva en el planeta Tierra; y que, este fondo, debido a la naturaleza de las fuentes que lo generan —radiación cósmica, radionucleidos cosmogénicos y radionucleidos naturales de muy larga duración— ha debido permanecer constante, en cada lugar, a lo largo de los tiempos. operador.

    La dosis varía de unos lugares a otros. En España se dispone de un mapa de radiactividad natural (MARNA) que revela diferencias importantes entre las regiones, correspondiendo los valores mayores a las zonas graníticas.

    Este condicionante básico es el fundamento de una de las funciones que el Estado ha encargado al CSN, "controlar y vigilar la calidad radiológica del medio ambiente de todo el territorio nacional, en cumplimiento de las obligaciones internacionales del Estado español en la materia, y sin perjuicio de la competencia que las distintas Administraciones públicas tengan atribuidas". Las obligaciones internacionales a que hace referencia son, básicamente, los Artículos 35 y 36 de EURATOM, que establecen que los Estados Miembros deben crear las instalaciones necesarias para controlar de modo permanente la calidad radiológica de la atmósfera, las aguas y el suelo (es decir, los tres componentes básicos de la biosfera), y comunicar regularmente a la Comisión la información relativa a estos controles.

    En España la Red de Vigilancia Radiológica Ambiental (REVIRA), establecida sobre todo el país, integra varios sistemas de información radiológica bien diferenciados:

    • • la red implantada en la zona de influencia de las centrales nucleares e instalaciones del ciclo del combustible, en la que el control se realiza mediante los Programas de Vigilancia Radiológica Ambiental (PVRA), que ejecutan los propios titulares de las instalaciones (más de 50.000 mediciones anuales), y a los que el CSN superpone programas de control independiente, los cuales, de mutuo acuerdo, pueden ser realizados por las Comunidades Autónomas;
    • • la Red de Vigilancia Radiológica Ambiental no asociada a las instalaciones, constituida por:
      • – la Red de Estaciones de Muestro (REM), que se vale de programas de muestreo y análisis ejecutados por diferentes laboratorios; y
      • – la Red de Estaciones Automáticas (REA), que facilita datos en tiempo real a la sala de emergencias (SALEM) del CSN, en especial, de la tasa de dosis en la atmósfera en distintas zonas del país.
      • – la Red de Vigilancia de las Aguas Continentales y Costeras, que desarrolla el CEDEX (Centro de Estudios y Experimentación del Ministerio de Fomento, mediante acuerdo marco con el CSN), que controla la presencia de radionucleidos naturales y artificiales en las cuencas hidrográficas españolas y en las aguas costeras, llegando a detectar, por ejemplo, trazas de tritio aguas abajo de las cuencas donde están instaladas las centrales nucleares;
    • • la Red de Alerta a la Radiactividad (RAR), con 900 estaciones de medida, explotada conjuntamente por el CSN y la Dirección General de Protección Civil, que da cobertura en continuo a las situaciones de emergencia que pudieran presentarse en el territorio nacional.

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  • 193. ¿Qué es un plan de emergencia nuclear?

    El Estado, como organización garante del bien común, tiene entre una de sus muchas obligaciones legislar para prever el riesgo de las actividades que se desarrollan en su ámbito de forma que se evite primero y se minimice llegado el caso después, las consecuencias de accidentes y fallos catastróficos, ya sean de origen técnico o humano. El objetivo buscado no solo es lograr que la probabilidad de ocurrencia sea mínima, sino que el daño causado a los trabajadores, a la población y al medio ambiente, sean también mínimos.

    La industria nuclear, desde un principio, ya había hecho suyo este objetivo que es la base de su cultura de seguridad, con adelanto a las propias redacciones legales. Además, la internacionalidad del uso de esta tecnología ha impulsado la creación de organismos supranacionales públicos y privados, la firma de acuerdos a nivel de estados y gobiernos, y la publicación de normas y directrices de obligada referencia que han enriquecido y servido de guía a la hora de redactar normas y leyes. Todo esto se ha traducido en la conciencia de estar siempre atentos para incorporar las mejoras de todo tipo identificadas y, sobre todo, en lo referente al principio de precaución en el mantenimiento de la seguridad.

    Existen dos situaciones de emergencia en lo que se refiere a su ámbito de aplicación. Las emergencias internas a las instalaciones y que no suponen riesgo ni consecuencias al exterior y las emergencias externas que plantean la posibilidad de generarse consecuencias externas sobre las personas y medio ambiente.

    Las primeras son contempladas en los Planes de Emergencia Interior o PEI y las segundas a través del Plan de Emergencia Nuclear o PLABEN que es el plan director de los diferentes planes de emergencia que involucran al resto de la administración en los diferentes emplazamientos.

    • • La emergencia interna tiene como origen un suceso de carácter interno a la instalación y el objetivo es el propio control de este suceso, la protección a los trabajadores, así como asegurar el confinamiento del posible daño sin afectar al exterior.
      La confección del Plan de Emergencia Interior, PEI, corresponde a la entidad explotadora de la central, la cual debe proponerlo para su aprobación al Consejo de Seguridad Nuclear y se redacta en base al Reglamento de Instalaciones Nucleares y Radiactivas vigente editado en 1999. En el caso de que fuera necesario aplicar el plan, su ejecución correspondería, previa comunicación a la organización de emergencia o SALEM del Consejo de Seguridad Nuclear, a la entidad explotadora, con la colaboración que fuera precisa del exterior.
      Téngase presente que las instalaciones nucleares, entre ellas las centrales nucleares, se han diseñado y construido y se operan con criterios y sistemas que previenen la ocurrencia de accidentes y de fallos catastróficos, disponiendo de medidas y protecciones para corregir efectos y consecuencias de forma que se mantenga la integridad de la propia instalación y hagan muy improbable su ocurrencia.
    • • La emergencia exterior es activada por el director del Plan de Emergencia Nuclear de la provincia afectada, el Subdelegado del Gobierno como director del dispositivo de defensa civil, tras recibir notificación de la situación por el director de la instalación cuando la magnitud del suceso significa riesgo para personas y el medio ambiente exterior. En todo el proceso se mantiene continuamente informado al Consejo de Seguridad Nuclear, a través de la sala de emergencias SALEM, y que es el organismo técnico que informa y valora la situación. Posteriormente, se activarán, si es necesario, los planes municipales de emergencia nuclear a través de los alcaldes de los ayuntamientos afectados, PAMEN, y llegado el caso, el Plan de asistencia central a nivel estatal que activa la respuesta de la administración central y de todos sus medios y recursos. Este Plan incluye la solicitud de asistencia internacional, PENCRA.
    • El Plan Básico de Emergencia Nuclear o PLABEN vigente ha sido aprobado por el RD 1546/2004 de fecha 25 de junio y como Plan director soporta a los Planes de Emergencia Nuclear Exteriores (provinciales), aprobados por Resolución del BOE de 14 de junio de 2006, y que tienen como denominación: Plan Director del PENBU (Plan de Emergencia Nuclear exterior a la central nuclear de Santa María de Garoña, Burgos); PENCA (central nuclear de Almaraz, Cáceres), PENGUA (centrales nucleares de José Cabrera y Trillo, Guadalajara), PENTA (centrales nucleares de Ascó y Vandellós, Tarragona) y PENVA (central nuclear de Cofrentes, Valencia).
    • El PLABEN clasifica en cuatro Categorías los accidentes posibles, desde I a IV en orden creciente de gravedad, índice que será definido por el director de la instalación y establece cuatro situaciones de emergencia en función de las medidas de protección que deben ser impuestas. No hay relación directa aplicable en el tiempo entre "Categoría de accidente" y "Situación de emergencia", pues la "Categoría" informa de la magnitud del accidente en función de la gravedad del suceso y de la naturaleza y cantidad de material radiactivo que se puede liberar al exterior y arranca una declaración de "Situación de Emergencia", mientras que esta última se refiere a las medidas necesarias y el tiempo de su mantenimiento en vigor, independientemente al control o la conclusión de dicho accidente. Es decir, puede mantenerse activada una situación de emergencia y el accidente haber concluido.

    Los planes de emergencia son comprobados anualmente mediante la realización de simulacros que movilizan a todos los efectivos y validan procedimientos y exponen resultados.

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  • 194. ¿Cuáles son las medidas que deben tomarse, en una intervención urgente, para que la población reciba la menor dosis posible (o evite la mayor dosis prevenible)?

    A continuación se resumen de forma abreviada estas medidas:

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    también internacionalmente consensuadas, que pueden interpretarse del siguiente modo:

    • • el refugio significa permanecer en el interior de los edificios (puertas y ventanas cerradas) para reducir la exposición a la contaminación en suspensión en el aire o depositada en las superficies; el nivel de intervención para aplicar esta medida presupone que se van a evitar dosis individuales superiores a 10 mSv; su aplicación es óptima para exposiciones intensas de corta duración, ya que, en general, el confinamiento no es practicable por más de 2 días;
    • • la profilaxis con yodo consiste en la administración de yodo estable para bloquear la fijación del yodo radiactivo por la glándula tiroides; el nivel de intervención tiene por objeto evitar dosis integradas a esta glándula superiores a los 100 mSv; y, en general, va asociada al refugio o la evacuación; • la evacuación es el traslado urgente de las personas de sus viviendas habituales a otros lugares no afectados por el accidente; la intervención es aconsejable cuando el ahorro de dosis es por lo menos de 50 mSv en un espacio corto de tiempo, como una semana.
  • 195. ¿Cómo informar a la población sobre una emergencia nuclear?

    La información objetiva a la población, en caso de accidente nuclear, tiene dos ámbitos claramente diferenciados:

    • • el ámbito local, que se enmarca dentro de los Planes provinciales de Emergencia, en el que los destinatarios son las personas que pueden verse afectadas, directa o indirectamente, por un accidente; y
    • • el ámbito supranacional, que se enmarca dentro de las obligaciones contraídas por los Estados en Convenios Internacionales, como el de Pronta Notificación y el de Asistencia Mutua (ambos ratificados por España), o por requisitos del Tratado EURATOM, en el que los destinatarios son organismos técnicos (OIEA de las Naciones Unidas, la Comisión de la UE, NEA/OCDE, etc.), que tienen por misión coordinar la ayuda internacional, si fuera necesaria.

    En ambos casos, los contenidos informativos cumplen objetivos distintos y se enmarcan dentro de sistemáticas bien diferenciadas.

    A nivel local, y referido a los países de la Unión Europea, la Directiva 89/618/EURATOM regula la información que hay que dar sobre las medidas de protección sanitaria y sobre el comportamiento a seguir en caso de emergencia radiológica. Por lo que a España respecta, la responsabilidad de proporcionar la información local corresponde al Subdelegado del Gobierno en la provincia, por ser Presidente del Centro de Coordinación Operativa (CECOP) y Director del Plan de Emergencia Provincial. La información debe contener indicaciones precisas sobre:

    • – la situación radiológica, las características de las sustancias radiactivas liberadas, la zona geográfica afectada, y la previsible evolución de la situación de emergencia a la vista de las condiciones climatológicas reinantes;
    • – las consignas de protección, relativas a la circulación en la zona, permanencia en refugio, recomendaciones alimentarias, profilaxis con yodo, disposiciones para la evacuación de la población (si fuera necesario), e instrucciones para los grupos más vulnerables (en particular, niños y mujeres embarazadas).

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    En el ámbito supranacional se ha establecido un procedimiento de notificación rápida y objetiva, que consiste en señalar la gravedad de un suceso mediante su posición en la Escala Internacional de Sucesos Nucleares, conocida como Escala INES (de las siglas inglesas International Nuclear Event Scale), que utiliza como criterios de clasificación el alcance del impacto radiológico y la degradación de las barreras de la defensa en profundidad. La Escala INES, en uso oficial en España desde 1990, consta de 7 niveles, ordenados del 1 al 7 según gravedad creciente, de los cuales, los niveles 4-7 son llamados accidentes nucleares, en los que hay degradación de las barreras de contención y, por lo tanto, impactos radiológicos externos, cada vez de mayor significación; los niveles 1-3 se corresponden con impactos radiológicos internos, con afectación sólo a las primeras barreras de contención, y reciben el nombre de incidentes nucleares y anomalías.

    La Escala INES no es una escala física que relacione una magnitud física, por ejemplo la escala Richter que mide la intensidad de un terremoto, con la categorización asignada. Es una escala informativa que incluye valoraciones de un suceso incluidos aspectos no necesariamente tangibles.

  • 196. ¿En qué consiste la responsabilidad civil nuclear?

    El Derecho Civil estipula que si se producen daños como resultado de cualquier actividad industrial, el responsable de los mismos deberá subsanarlos o indemnizar a los perjudicados. Para ello, estos deberán probar que los daños son consecuencia de dolo o negligencia del titular de la actividad.

    Las normas que impone la reglamentación nuclear minimizan la probabilidad de que ocurran daños nucleares, entendidos como la pérdida de vidas humanas, las lesiones corporales o los daños a las cosas como consecuencia de las propiedades radiactivas de los combustibles nucleares o residuos radiactivos o de las radiaciones ionizantes. Estas normas contemplan la imposición de sanciones en caso de infracciones, que pueden incluir indemnizaciones por los daños ocasionados. Independientemente de esta actuación administrativa y de las posibles acciones penales, los perjudicados tienen derecho a indemnizaciones por vía civil.

    Los daños nucleares pueden teóricamente afectar a un gran número de personas o ser de gran magnitud para algunas personas físicas o jurídicas, y los perjudicados pueden encontrarse fuera del territorio donde esté la instalación. Por ello, los legisladores han establecido un régimen de responsabilidad objetiva, por la cual la responsabilidad de los daños nucleares corresponde siempre al explotador. El explotador no puede traspasar ninguna parte de su responsabilidad a sus proveedores o contratistas. Están excluidos de la responsabilidad del explotador:

    • • Los daños por accidentes debidos a guerra, insurrección o catástrofe natural.
    • • Los daños ocasionados por irradiaciones en tratamiento terapéutico.
    • • Los daños a los trabajadores de la instalación, que están cubiertos por prescripciones específicas de la Seguridad Social.
    • • Los daños a personas que hubieran ocasionado intencionadamente el hecho causante de los daños.

    Se han establecido una serie de Convenios Internacionales para asegurar que las indemnizaciones se satisfagan sin demora, establecer sus límites cuantitativos y de otra índole y obligar a constituir una garantía para asegurar que se podrán hacer efectivas. Estos Convenios son el de París (1960), firmado por países de la OCDE y enmendado varias veces, y el de Viena (1963, enmendado en 1997), auspiciado por el OIEA y firmado por otros muchos países. En 1988 se firmó un Protocolo que compatibiliza ambos Convenios. España es signataria del Convenio de París.

    Se establece por los Convenios un límite cuantitativo de la responsabilidad civil nuclear que, según la última revisión que entrará en vigor próximamente, es de 700 millones de euros por accidente para el explotador, de 700 a 1.200 millones para el Estado donde se encuentra la instalación y de 1.200 a 1.500 millones para el conjunto de los Estados firmantes. La responsabilidad del explotador debe obligatoriamente estar garantizada, generalmente por medio de un seguro. Además del límite cuantitativo, se establece un límite temporal de 10 años para hacer las reclamaciones y de 30 años si se trata de daños a las personas. El seguro es suscrito por el explotador con un asegurador o grupo de aseguradores (el llamado Pool Atómico Español en el caso de España). La franquicia suele ser del 5%.

    La exoneración de responsabilidad de proveedores y contratistas permite evitar una multiplicidad de seguros que en muchos casos harían imposible la actividad industrial en el campo nuclear. Sin embargo, la industria nuclear se encuentra con un grave problema cuando se trata de suministros o servicios a países no firmantes de los Convenios, o que no han trasladado los acuerdos a su legislación.

  • 197. ¿Qué es el tratado de no-proliferación nuclear?

    Después de la Guerra Mundial, los países miembros de las Naciones Unidas decidieron que sería necesario impedir que se extendiera la posesión de armas nucleares, por el riesgo de que llegaran a manos irresponsables. En 1968 un importante número de países suscribieron el Tratado de No-Proliferación de Armas Nucleares (TNP), por el que:

    • • Los países poseedores de armas nucleares se comprometen a no traspasar a nadie armas nucleares ni ayudar a ningún Estado a fabricarlas ni a adquirirlas.
    • • Los países no poseedores de armas nucleares se comprometen a no recibir de nadie armas nucleares, ni fabricarlas, ni pedir ayuda a nadie para ello. También se comprometen a no proporcionar materiales básicos (uranio y torio) ni materiales nucleares especiales (uranio enriquecido y plutonio) a ningún país no poseedor de armas nucleares sin que tales materiales queden sometidos a Salvaguardias.
    • • Cada país no poseedor de armas nucleares se compromete a aceptar las Salvaguardias (básicamente obligación de entrega de información y de aceptar régimen de inspecciones) del OIEA, estipuladas en acuerdos formalizados bilateralmente.

    En 1998 se firmó un Protocolo Adicional por el que a los materiales controlados por el TNP se sumaban, a efectos de Salvaguardias, gran cantidad de equipos, especificados en listas detalladas, que podrían utilizarse para actividades no pacíficas. España se adhirió al TNP y al Protocolo adicional en 1987 y 2003, respectivamente.

    Por otra parte, para los países de la Unión Europea, mediante acuerdo entre dichos países, EURATOM y el OIEA, es EURATOM quien aplica las Salvaguardias en cada país, reservándose el OIEA el derecho de supervisar dicha aplicación. Algunas de las instalaciones y actividades nucleares dedicadas a usos pacíficos pueden también emplearse, con determinadas medidas, para usos no pacíficos.

    • • Las centrales nucleares modernas no se prestan a la proliferación, incluso si se reprocesa el combustible gastado, pues el plutonio contenido en él está muy "contaminado" con los isótopos pares Pu-240 y Pu-242, que no son fisionables. Un artefacto fabricado con este plutonio no estallaría o tendría muy bajo rendimiento, y sería difícilmente controlable.
    • • Las actividades del ciclo del combustible no son en sí proliferantes. Sin embargo, una instalación de enriquecimiento de uranio para abastecer un parque de reactores de agua ligera podría transformarse (por ejemplo, añadiendo más centrifugadoras) para producir uranio muy enriquecido, apto para las armas. Todos los países tienen derecho a producir su propio combustible, pero cuando los programas nucleares son muy reducidos, hay motivos para sospechar que una costosa instalación de enriquecimiento puede estar pensada para otros fines.
    • • Otra clase de instalación que puede indicar una intención no pacífica es la de reproceso o reelaboración, para separar el plutonio contenido en el combustible gastado. No hay razón para tener una instalación de este tipo si no se dispone de un parque nuclear importante y programas de utilización en los propios reactores térmicos (combustible MOX) o en reactores rápidos.

    En todo caso, los países poseedores de armas nucleares están sujetos al TNP de una forma específica que les permite continuar sus programas militares. Las potencias nucleares han ido suscribiendo diversos Tratados para prohibir las pruebas nucleares en la atmósfera, en el espacio o en el mar, y para reducir los arsenales. Acabada la Guerra Fría, estos acuerdos se van cumpliendo y se está procediendo a desmantelar numerosos artefactos y utilizar su material fisionable en reactores comerciales. Es motivo de grave preocupación, sin embargo, la sospecha de que determinados países no poseedores de armas nucleares llevan a cabo programas militares nucleares, lo cual quedó demostrado hace unos años por las pruebas realizadas por India y Pakistán.

    El Grupo de Suministradores Nucleares

    Los países firmantes del TNP pueden suministrar a países no firmantes materiales y equipos de los relacionados en el Protocolo Adicional, siempre que el país receptor acredite que el uso final de tales materiales o equipos es para instalaciones concretas que están cubiertas por un acuerdo de Salvaguardias del OIEA. Sin embargo, los principales países suministradores, reunidos en el Grupo de Suministradores Nucleares (GSN) han suscrito un Acuerdo por el cual estos suministros requerirán la aceptación por el país receptor de un régimen de Salvaguardias de Alcance Total, en virtud del cual quedan sometidas a Salvaguardias todas las instalaciones nucleares del país. Este Acuerdo, al que se incorporó España en 1988 y más recientemente China, impide la exportación de materiales y equipos de unas listas similares a las del Protocolo Adicional a países no firmantes del TNP, como India, Pakistán o Israel, o firmantes, como Irán o Corea del Norte. Últimamente India ha obtenido un reconocimiento más favorable, reconociéndosele que es un país poseedor de armas nucleares, pese a haber llegado a esta posición después de la fecha del TNP.


Capítulo 14 - Aspectos económicos de la generación eléctrica

  • 198. ¿Qué se entiende por coste de la energía eléctrica?

    El coste de un producto resulta de la suma de sus respectivos costes de producción, distribución, transporte y de comercialización. Cada una de estas partidas recoge los gastos incurridos en los procesos correspondientes. En el caso de las centrales eléctricas, cuando hablamos de costes nos estamos refiriendo al coste de generación y el producto es la energía eléctrica entregada a la red, que se expresa en kilovatios-hora (kWh) o megavatios-hora (MWh).La relación es 1 MWh = 1.000 kWh.

    Para producir esta energía eléctrica es necesario disponer de una central con una potencia suficiente de generación acorde con el mercado, de un combustible y del personal que se haga cargo de su gestión, operación y mantenimiento. El coste de generación eléctrica resulta de dividir el total de gastos anuales (por mantenimiento, inversiones, amortización, estructurales u organizativos y de consumo de combustible) entre la producción anual lograda (MWh).

    Los restantes costes de distribución, transporte y comercialización abarcan las pérdidas de energía producidas en la red, los correspondientes al mantenimiento, amortización, inversiones, etc., en ésta, en los centros de transformación, junto con los gastos comerciales, impuestos, tasas, etc.

    Mientras en la producción de puede hablar de un producto, en el resto de procesos cabría hablar de un servicio, puesto que la llegada del kWh al consumidor final exige una serie de tareas adicionales a la propia producción. Piénsese que el producto kWh conlleva además de la propia energía, una serie de servicios adicionales: estabilidad de red con frecuencia de 50 Hz y de voltaje de 220 V, calidad de señal con parámetros técnicos, limitación de abastecimiento de potencia reactiva, control potencia activa, etc.

  • 199. ¿Cómo se calcula el coste de producción de la energía eléctrica?

    El coste real de la electricidad producida en una central en explotación, durante un período de tiempo determinado, se calcula a partir del valor de amortización de la inversión de la central, del coste del combustible consumido y de los gastos de operación y mantenimiento, tal y como se realiza en cualquier planificación económica.

    Con el fin de disponer de elementos de juicio a la hora de decidir las nuevas inversiones a realizar es preciso evaluar el coste medio de la producción de energía eléctrica en futuras centrales, relacionando el coste de producción a lo largo de toda la vida de la central. Para ello, es necesario definir el período de vida de la central, las horas anuales de utilización de la misma y el coste del dinero empleado en la financiación. Estos estudios de costes deben realizarse de forma sistemática para garantizar una utilización de las instalaciones que rentabilicen las inversiones realizadas y sus gastos operativos.

  • 200. ¿Cómo se calcula la inversión de una central?

    En el análisis económico de una nueva central, inicialmente es necesario establecer el denominado coste base de la central, que es lo que costaría ésta si se construyera y pagara instantáneamente. El coste base está constituido en primer lugar por los costes directos, que son: los terrenos, obra civil, montaje y equipo; y en segundo lugar, por los indirectos o inmateriales: servicios de ingeniería, inspección y dotación para contingencias durante el período de ejecución del proyecto.

    Para profundizar en el detalle del análisis, es necesario desglosar del coste base la parte que es de procedencia nacional o comunitaria en el futuro y por tanto se paga en moneda del país donde se construye la central, y la parte del mismo que es necesario adquirir en el exterior y se debe pagar en moneda extranjera con el consiguiente riesgo en las variaciones del cambio.

    Una central nuclear tarda en construirse y desde las primeras etapas del diseño hasta la explotación comercial transcurre un determinado tiempo siguiendo un calendario programado, el cual marca los pagos con que se irán materializando anualmente las inversiones correspondientes. Para calcular la inversión total actualizada al momento de puesta en explotación de la central será necesario sumar todos los pagos parciales, tras multiplicarlos por dos factores: el primero considera la inflación; el segundo representa los costes financieros que estará devengando cada inversión parcial desde el momento del pago hasta la puesta en operación de la central.

    Según lo anterior, el coste total de inversión es igual al coste base multiplicado por un cierto factor que crece cuanto mayor sea la tasa de costes financieros y cuanto mayor es el período de construcción de la central.

    El coste de la inversión total dividido por la potencia nominal de la central, MWe, representa el coste de la potencia unitaria instalada. Este parámetro es de una gran importancia porque el coste de la potencia unitaria instalada depende en gran medida del tipo de central construido, y dentro de ello no es constante para cada tipo de central, sino que depende de la potencia instalada; cuando mayor es la potencia menor es el coste unitario.

  • 201. ¿Cómo influyen la inversión y el combustible sobre el coste de la energía eléctrica?

    La inversión realizada en una central se amortiza a lo largo de su vida operativa. Además es necesario crear un fondo para financiar el desmantelamiento de la central cuando haya terminado su vida, el cual se estima como un porcentaje fijo de la inversión.

    El coste anual de inversión se calcula a partir del número de años de funcionamiento de la central y de la tasa de capitalización del dinero, suponiendo que la amortización es uniforme a lo largo del tiempo. En el cálculo se supone que el número de horas de funcionamiento anual de la central es también constante a lo largo de su vida. Con ello resulta que la repercusión de los costes de inversión sobre el coste de kilovatio hora es directamente proporcional al coste de la potencia unitaria instalada e inversamente proporcional al número de horas de funcionamiento anual de la central.

    Esto significa que las centrales nucleares, con un valor muy alto de la inversión, requieren un factor de utilización grande para ser rentables, lo que se traduce en que estas centrales deben funcionar el mayor número de horas posibles, prácticamente en base, mientras que las puntas, por lógica, se cubrirán con centrales cuyos costes de capital sean menores, aunque sus costes de combustible sean superiores.

    El número de años de vida de la central se estima con un período fijo, sin que esté afectado por las horas reales de utilización. La experiencia adquirida en la explotación de centrales nucleares indica que el período de 30 años aceptado inicialmente como duración de las mismas es demasiado corto, por lo que se establecen valores mayores para cada central, en función de sus vicisitudes, lo que está más de acuerdo con sus posibilidades reales. Con estas decisiones se lograrán valores menores para la repercusión de los costes de capital sobre el coste de la electricidad, puesto que la amortización se hará en un período mucho más largo.

    La repercusión del combustible sobre el kilovatio hora generado se obtiene de dividir el coste total del combustible consumido por la central durante un año de operación (incluye coste de las materias primas energéticas, coste de los procesos de transformación, de los fletes, seguros, etc.) por la energía generada por la central durante un año de funcionamiento. Para cada tipo de central el coste del combustible por kWh generado no varía apreciablemente con el tamaño de la central.

    El coste del combustible en una central hidráulica es casi despreciable, bajo en las centrales nucleares, y muy alto en las térmicas de carbón, fuel y gas.

  • 202. ¿Qué es producir energía en “régimen de base”?

    La energía de base es la que, por ser capaz de ser producida de forma continua y en condiciones económicas aceptables para el mercado, ocupa la "base" de la curva de carga. La cobertura de la curva de demanda se realiza, por consiguiente, añadiendo a la energía base el resto de energías producidas por las diferentes tecnologías, según su disponibilidad y sus costes variables.

    La solución energética diaria que garantiza el abastecimiento depende de cada país y de cada situación. Solo un parque diversificado con una "cesta" de combustibles disponible y coherente con los condicionantes locales es capaz de superar el reto diario de seguir eficazmente la curva de carga de la demanda eléctrica.

    Sirva como ejemplo citar lo siguiente. Si la energía hidráulica fluyente en un país alcanza un valor suficiente porque los caudales de los ríos son muy abundantes y continuos en el año, está claro que estas centrales garantizan el abastecimiento, su coste es mínimo y generan energía de base. Es el caso de la presa de Itaipú, en la frontera de Brasil y Paraguay, que embalsa al río Paraná y acciona hasta 14.000 MW dispuestos a pie de presa (el doble de la potencia nuclear instalada en España). También lo es una cuenca carbonífera que abastece a las centrales térmicas emplazadas a pie de mina. Muy difícilmente puede serlo la energía eólica salvo que el viento fluyese de forma constante.

    Generalmente no existe una solución única energética: en España y en otros muchos países no se dispone de esa garantía de potencia hidráulica ni, por supuesto, tampoco eólica. La garantía sólo se obtiene de los combustibles fósiles y de la energía nuclear que son recursos almacenables y con gran densidad de potencia.

    En España las energías de base son la nuclear y el carbón, por razones de seguridad de abastecimiento y precio, junto con la denominada hidráulica fluyente, aquella que asegura los caudales de nuestros ríos pero en cantidades reducidas de producción. Estas energías de base cubren la demanda diaria de forma continua y son las primeras en responder al crecimiento de esa curva. A continuación entran las centrales de ciclo combinado de gas y finalmente las de gasóleo y la hidráulica almacenada disponible. Las renovables se incorporan al sistema de forma automática en cuanto se disponen pero la variabilidad que las caracteriza no permite la garantía de su concurso.

    En la gráfica que se muestra está representada la curva de demanda del sistema peninsular español un día de récord histórico de consumo de verano. La energía eólica y la hidráulica apenas aportan potencia a la red que tiene que basarse en la nuclear y en las fósiles: carbón y gas para cubrir la demanda.

    Los 40.120 MW de demanda instantánea de ese día se cubrieron de la siguiente manera:

    • – Ciclo combinado gas: 27,55%.
    • – Carbón: 24,67%.
    • – Nuclear: 15,7%.
    • – Régimen especial sin eólica: 11,72%.
    • – Hidráulica: 10,85%.
    • – Fuel-Gas: 4,86%.
    • – Intercambios internacionales: 2,78%.
    • – Eólica: 1,87%.

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  • 203. ¿Cuáles son los costes de las tecnologías principales de generación de energía eléctrica?

    Para una comparación homogénea es preciso establecer una serie de datos homogéneos que validen la comparación. En la tabla siguiente se presentan los resultados provenientes del informe Projected Costs of Generating Electricity, 2005 Updated, realizado en el seno de la AIEOCDE con datos procedentes de 130 proyectos (27 carbón, 23 gas, 13 nucleares, 19 eólicos, 6 solares, 24 cogeneración y 10 de otras tecnologías) siguiendo un protocolo establecido de solicitud y recogida de la información. Se supone una vida útil de 40 años, 85% de factor de carga y tasas de descuento del 5% y del 10%.

    Se aprecia que los menores costes de inversión corresponden al gas natural que conlleva el menor riesgo financiero. En el caso del carbón, la inversión depende del poder calorífico del combustible: cuanto mayor sea éste, la inversión será menor, aunque también hay que tener presente los costes generales de la reducción de las emisiones a la atmósfera y los correspondientes a la penalización de emisiones del protocolo de Kioto. Por sus características, la mayor influencia de la inversión corresponde a la energía generada por centrales nucleares. Por lo que se refiere al coste del combustible, en una central nuclear es muy bajo en comparación con el resto de las centrales térmicas y conlleva el menor riesgo de operación anual.

    Las centrales nucleares precisan un elevado número de horas de utilización para que el peso del coste de la inversión no haga que ésta deje de ser una opción rentable en beneficio del kWh generado por otro tipo de centrales térmicas. El coste de la energía de origen nuclear es muy sensible a los incrementos de costes durante el período de construcción pues al ser intensiva en capital repercutirían con un aumento intensivo de los costes financieros. Por otra parte, es muy poco sensible a la elevación de los costes del combustible, con una gran estabilidad en sus costes de operación.

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  • 204. ¿Qué ventajas singulares aporta la energía nuclear en un mercado competitivo?

    Las ventajas se pueden agrupar en cuatro capítulos:

    • – Con respecto al mercado eléctrico.
    • – A la garantía del suministro.
    • – A la industria y a la economía.
    • – A los compromisos medio ambientales.

    Con respecto al mercado eléctrico, la energía nuclear aporta estabilidad económica en el coste de producción pues el precio del combustible sólo pesa un 20% sobre el coste final de producción. Al ser una energía de base, es decir de generación continua y garantizada con grandes potencias y de gran fiabilidad (sus tiempos de funcionamiento superan el 90% de las horas del año), permite estabilizar el mercado y atenuar la volatilidad del precio eléctrico influido por la elevada volatilidad del precio de los combustibles fósiles y la intermitencia en la operación de las renovables que añaden sus altos precios.

    La energía nuclear es un importante factor en la garantía del suministro. La enorme densidad energética del combustible nuclear, un millón de veces por unidad de peso superior con respecto a los combustibles fósiles, hace que una central de 1.000 MW consuma al año menos de 100 t de uranio almacenables en un recinto de mínimas dimensiones. Además, la estabilidad geopolítica en los países suministradores junto con la fiabilidad de la tecnología de las centrales con los citados índices de operación anual que son superiores al 90% hacen a la energía nuclear jugar un importante papel a la hora de dar estabilidad a cualquier economía que imperativamente precisa garantizar su suministro.

    En lo que se refiere a la industria y a la economía, la investigación y la técnica nuclear constituyen una inversión en una disciplina de alto valor científico y tecnológico que arrastra la aplicación de los avances logrados al resto de sectores industriales y económicos. Piénsese que siempre será un desafío para la mente humana controlar la energía que mantiene las estrellas del universo y que resolvería el abastecimiento energético de la civilización humana.

    Las centrales nucleares no emiten gases contaminantes, por lo que ayudan a cumplir los compromisos ambientales contenidos en el protocolo de Kioto. Independientemente de la controversia existente sobre sus residuos, éstos son en volumen mínimos y están controlados. A todo lo anterior hay que añadir que la energía nuclear entra en la "cesta de combustibles" que aseguran la diversificación energética y reducen la dependencia energética del petróleo y gas, junto con las renovables, de

    creciente presencia pero limitada presencia por su variabilidad.

  • 205. ¿son rentables las energías renovables?

    En un análisis de las energías renovables debe hacerse una diferenciación según sus orígenes, puesto que cada una de ellas tiene sus propias características de recepción, captación, transformación y empleo, en resumen, de costes y utilización.

    Así mismo hay que tener presente que en la mayoría de los casos estas tecnologías no están todavía maduras y disponen de primas de ayuda para fomentar su utilización. Si bien la eólica tiene un desarrollo muy importante en España, con 10.000 MW instalados, las restantes tecnologías de energía solar y biomasa siguen en fase de plantas experimentales o piloto, lo que implica que buena parte de estas centrales son de una dimensión muy reducida.

    Desde el punto de vista estrictamente económico las energías renovables siguen sin ser competitivas, en general, respecto a las no renovables en su transformación en electricidad. Únicamente la energía producida por centrales hidráulicas y geotérmicas sería comparable con las no renovables. La energía eólica ha entrado en una fase de explotación industrial gracias a los estímulos económicos concedidos, que compensan sus mayores costes de producción comparados con las energías convencionales. El resto de energías renovables tienen unos costes de generación muy superiores a los de la energía producida por centrales que utilizan energías no renovables. En todo caso, ciertas energías renovables, como la solar fotovoltaica, pueden ser muy útiles para cubrir demandas en zonas aisladas: granjas agropecuarias, viviendas rurales, etc. En estos casos resulta más barato instalar este tipo de energía que extender la red eléctrica hasta ese punto o instalar un transformador, para una demanda eléctrica menor.

    Sin embargo debe quedar claro que estas energías no garantizan potencia, pero sí pueden apoyar de forma importante la reducción del consumo de combustibles fósiles, disminuyendo la dependencia energética exterior y ayudando a cumplir los acuerdos de Kioto.

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  • 206. ¿Cuál es el papel actual de la energía nuclear en el mundo?

    A principios del año 2004, en el mundo había 443 centrales nucleares en operación en 31 países, con una potencia total instalada de 359.678 MWe. La producción de electricidad de las mismas es de casi 2.500 TWh, lo que representa un 17% del total de la energía eléctrica consumida a nivel mundial.

    Del total, 149 centrales se sitúan en 13 de los 25 países de la Unión Europea, generando un 33% de la electricidad consumida en los mismos.

    En esa fecha estaban en construcción 25 reactores con una potencia de 19.866 MW. China y Rusia construyen 4 unidades con 4.600 MW y 3.775 MW; India, 9 unidades con 4.092 MW Japón, 3 unidades con 3.237 MW. Hay en planificación otros 73, destacando 33 unidades en China, 9 en Rusia y 6 en Corea.

    El funcionamiento de las centrales nucleares en el mundo hace que se eviten emitir a la atmósfera 2.000 millones de toneladas de CO2 cada año. En Europa, la energía nuclear evita, anualmente, el vertido a la atmósfera de 800 millones de toneladas de CO2, cantidad equivalente a la producida por todo el parque automovilístico europeo (200 millones de automóviles).

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  • 207. ¿Cuál es el papel actual en españa de la energía nuclear?

    Actualmente, la energía nuclear en España supone más del 20% del total de energía eléctrica producida. Es una energía fiable que garantiza la cobertura de una importante parte de la demanda de base y que permite la estabilización y reducción futura del precio medio de la electricidad:

    • • Es un factor de moderación del precio eléctrico, puesto que en la estructura de costes de una central nuclear el combustible solo representa el 15% del coste total, incluido el desmantelamiento y gestión del combustible gastado, mientras en las centrales fósiles de carbón o gas, este factor oscila entre el 50% y el 70%. Téngase en cuenta que después de un largo período de bonanza del precio del petróleo durante los últimos 25 años, con valores mantenidos en los 20$/barril, en 1986 se ha encarecido hasta los 70$ y que el precio del gas está indexado al del petróleo.
    • • Es un factor de estabilidad de ese precio, pues la oferta nuclear en el mercado eléctrico garantiza una producción a un precio estable, resolviendo el 20% de la energía demandada.
    • • Aporta una tecnología robusta con un índice de aprovechamiento anual superior al 90% y con un índice de fallo imprevisto en valores del orden del 1%, capaz de estar conectada a la red más del 90% de las horas del año. Además, su producción ha estado presente en la cobertura de las puntas críticas de potencia de verano e invierno.
    • • Ha sido un importante apoyo en el programa de optimización del sector eléctrico en su adecuación a la liberalización energética proclamada por la Unión Europea, aplicando programas de comparación con otras instalaciones europeas y mundiales de forma que tanto sus procedimientos de gestión y administración como sus instalaciones, que han sido mejoradas, están en línea con las mejores referencias existentes.

    A este respecto hay que citar el esfuerzo del sector eléctrico en su adaptación a las condiciones del mercado único europeo y a la liberalización de este mercado. El eficaz plan de ajuste aplicado ha posibilitado que los precios de la energía eléctrica al consumidor en España se hallen en la banda baja en relación a los vigentes en la Unión Europea y claramente por debajo de la media en numerosos otros tipos de suministros. Comenzado este Plan en 1993, su aplicación se aceleró en 1997 tras la firma del Protocolo Eléctrico firmado el 11 de diciembre de 1996. Fruto de este esfuerzo, en el período 1997-2005, la tarifa eléctrica (que aún gobierna una parte importante del suministro) ha disminuido un 13,1% en términos nominales y un 39,3% en términos reales o constantes, es decir descontada la inflación. En ese mismo plazo, el consumo ha crecido un 54% y se ha mantenido la calidad de suministro, mientras la potencia instalada ha alcanzado los 79.205 MW, con un incremento de casi 28.000 MW, valor equivalente a la potencia instalada en España en 1978.

    • • Las centrales nucleares han sido y son un activo fundamental en la competitividad del sector eléctrico español que fue capaz en los años 60 de incorporarse a los programas más avanzados de esa época en la construcción de centrales nucleares y que han dotado al tejido científico e industrial español de capacidad internacional para su presencia en otras áreas industriales.
    • • Es una energía que no emite gases del efecto invernadero, en un momento en el que crece la preocupación por un calentamiento acelerado del planeta de origen humano, y el protocolo de Kioto ha introducido penalizaciones económicas en las tecnologías que generan estos gases.
  • 208. ¿Qué consecuencias se derivarían del cierre prematuro de las centrales nucleares?

    Incrementaría la dependencia energética exterior en más del 5%. La energía primaria utilizada en España, a partir de recursos propios, representa una quinta parte del total consumido, lo que significa una importación del exterior del 80%. Si se sustituyen las centrales nucleares por otras tecnologías fósiles, por ejemplo centrales de gas, esa dependencia exterior aumentaría en ese valor del 5%. Además, esta dependencia podría alterar situaciones geoestratégicas y geopolíticas que pueden crear situaciones de escasez por condiciones de todo tipo, económicas o políticas, surgidas en los países exportadores y en el entramado mundial de las relaciones internacionales.

    Inestabilizaría el mercado eléctrico y encarecería su precio. La energía nuclear, cuyo coste depende poco del combustible, asegura una constancia del precio de la electricidad, y es el principal componente de las fuentes nacionales de energía, por lo que asegura el mantenimiento de precios en situación normal y un mínimo de producción en caso de crisis grave. Hay que tener en cuenta que la energía nuclear produce un quinto de toda la electricidad generada en España y que la retirada de esta producción que está garantizada en volumen y precio repercutiría en el funcionamiento del mercado, que tendría que buscar en las energías fósiles ese abastecimiento.

    En la actualidad, las centrales nucleares producen el MWh a un precio de 14,4€, desglosándose este valor en 7,0€ / MWh de inversión, 3,0€ / MWh de operación y mantenimiento anual, 2,0€ / MWh de combustible y 2,0€ / MWh de inversiones anuales recurrentes para la mejora de las instalaciones. Estos valores son muy inferiores a los de las centrales de gas.

    Se alteraría la garantía de suministro al retirar del mercado un robusto parque de centrales de 1.000 MW, disponible en más del 90% de las horas del año y que garantiza la potencia al sistema en sus puntas de máxima demanda, que no genera gases del efecto invernadero y que consume un combustible de alto poder energético, el uranio, de fácil almacenamiento estratégico y precio estabilizado. Esta energía hoy en día solo sería sustituible por centrales de ciclo combinado de gas y centrales de carbón o fuelóleo y para ello habría que acometer un importante plan inversor durante 4 años que concluiría en una situación de encarecimiento e inestabilidad del precio eléctrico.

    Incrementaría el vertido de gases del efecto invernadero con sus repercusiones medioambientales y económicas al tener que abonar los costes de los derechos de emisión acordados en el compromiso de Kioto, haciendo, ya, incumplibles para España los compromisos adquiridos.

    Supondría un elevado coste científico y tecnológico en el desarrollo nuclear, pues se abandonaría o quedaría muy en precario, debiendo confiar en su desarrollo exterior para ser capaces de afrontar el futuro. Además, una parada de las centrales nucleares produciría un deterioro considerable en la capacidad tecnológica adquirida y en las oportunidades de desarrollo y de perfeccionamiento tecnológico futuro, no sólo en el campo energético, sino también en múltiples aplicaciones en otras áreas (medicina, agricultura, industria, minería, investigación, etc.).

    Exigiría la reconversión de los cerca de 20.000 trabajadores de su industria y generaría cuantiosas y muy importantes compensaciones a las empresas propietarias por el cese de una actividad legalmente autorizada y por la reclamación de recuperación de las elevadas inversiones comprometidas por daños por lucro cesante.

    Desde el punto de vista socioeconómico, los municipios del entorno de las centrales nucleares españolas perderían unos 27 millones de euros al año que reciben en concepto de cánones e impuestos y otros 40 millones anuales por los consumos de todo tipo que hacen las centrales nucleares. A todo lo anterior es preciso añadir el impacto económico del personal cesante de las centrales en los municipios y pueblos vecinos de las centrales, estimado en unos 25 millones de euros por unidad nuclear.

    Por último, crearía una situación confusa por cuanto los planes de abandono de la energía nuclear en otros países que así lo habían anunciado, están o muy ralentizados o en regresión, y se anuncian importantes inversiones en la tecnología nuclear en el área emergente del Pacífico, destacando China, India y Japón, junto con renovadas expectativas en el mercado estadounidense.


Capítulo 15 - La energía en la economía española

  • 209. ¿Cuál es el consumo de energía en españa?

    Como país desarrollado e industrializado, España tiene un consumo relativamente elevado de energía (145,5 Mtep). Aunque en términos absolutos quedamos aún lejos de los países más industrializados (como EE.UU. con 2.331 Mtep, Japón con 514 Mtep, Alemania con 330 Mtep, Francia con 263 Mtep, Reino Unido con 227 Mtep), el consumo español bruto de energía primaria, similar al de México, supera al de todos los países del continente africano juntos (excluidos los tres grandes productores,

    Sudáfrica, Argelia y Egipto, cuya demanda está favorecida por este hecho). Con respecto a los "tigres" asiáticos, China consume 1.387 Mtep e India 376 Mtep.

    Medido en términos de energía primaria la evolución del consumo interior bruto español ha tenido en los últimos decenios una clara trayectoria ascendente, que se quiebra como consecuencia de la crisis del petróleo de los 70 para, desde entonces, acelerar su crecimiento. A idénticas conclusiones podría llegarse utilizando las estadísticas de consumo final, si bien por la limitación de las series temporales suelen emplearse bastante menos.

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  • 210. ¿Cuál es hoy el balance energético español y cómo ha evolucionado?

    Lo primero que destaca al observar el balance energético de España correspondiente al año 2004 es la enorme diferencia entre el consumo —145 Mtep— y la producción interna, con sólo 33 Mtep en datos de la Agencia Internacional de la Energía. España importa el 77% de la energía que consume, porcentaje 26 puntos porcentuales superior a la media de la Unión Europea. La factura que abona España es muy elevada y lo que es más importante, de difícil sustitución, pues petróleo y gas son insustituibles para la economía y la sociedad. Además, esta dependencia conlleva estar expuestos a la volatilidad del precio del petróleo, que en 2004 estaba a 20$ el barril y en 2006 a más de 70$, arrastrando al gas, combustible indexado en precio con aquél. Este incremento del precio del petróleo de 50€ ha supuesto a la economía española un coste de 18.000 millones de euros anuales pagados al exterior íntegramente.

    Dentro del consumo energético español el papel del petróleo es fundamental ya que aporta holgadamente la mitad del total, algo que viene sucediendo desde hace más de 30 años. Teniendo en cuenta que nuestra producción de crudo es casi nula, aquí está una de las causas del déficit energético de España. El carbón hasta hace bien poco era la segunda energía primaria por su aportación al consumo bruto, pero ha cedido su puesto al gas. La energía nucleoeléctrica figura en cuarto lugar tras detenerse las nuevas inversiones a principios de los 80 y no preverse en un futuro inmediato la incorporación de nuevos reactores a nuestro parque nuclear.

    El gas avanza imparable en el consumo siguiendo el camino de otros países europeos de nuestro entorno. La hidroelectricidad, que en los años 60 llegó a aportar más del 20% de nuestras necesidades energéticas, ha quedado relegada a un papel secundario, situándose en torno al 3%. Finalmente, las energías renovables lentamente incrementan su presencia y las expectativas son de alcanzar el 12% del consumo de energía primaria en 2010.

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  • 211. ¿Por qué somos tan dependientes y vulnerables en energía?

    En la pregunta anterior se puso de manifiesto cómo el "mix" energético español está muy desnivelado por el consumo de petróleo y gas, y además es muy sensible a la volatilidad de sus precios. En contraste con esta situación, la demanda energética crece de forma notable y la producción propia está estancada. Sin la energía nuclear y solo con la promesa de las renovables que no garantizan el suministro es muy difícil enviar señales positivas y de estabilidad al mercado y a la economía. Se puede proseguir incrementando la dependencia del petróleo y gas, pero habrá que aceptar las repercusiones de estas subidas y la dependencia exterior generada, además de no relegar de la memoria que son combustibles finitos con calendarios no tan lejanos.

    Recordemos que los recursos autóctonos de hidrocarburos y de gas son muy escasos —los del petróleo están a punto de agotarse—, que la oferta de carbones es limitada por carestía y mala calidad con el condicionante del comercio de emisiones auspiciado por el protocolo de Kioto, que la hidráulica está al límite de sus posibilidades y la limitación de la variabilidad de la producción eólica, que sólo logra operar la tercera parte de las horas del año y sin estar garantizada su potencia. La energía nuclear puede garantizar potencia y energía y reducir la dependencia exterior. Las energías renovables deben proseguir su avance pues complementan a las fósiles y a la nuclear. No se trata de que las energías compitan entre sí, sino de buscar su más adecuada utilización.

    Estrechamente ligado al problema de la dependencia está el de la vulnerabilidad, que se define en función del grado de dependencia; concentración de las importaciones por países, áreas económicas y sistemas políticos, afinidad geográfica, política y cultural de los países que nos suministran energía y, finalmente, asimetría en los mercados. Nuestra incorporación a la Unión Europea ha disminuido la tensión asociada a la dependencia energética pero no por ello elimina las existentes por el desequilibrio de la balanza energética.

  • 212. ¿Por qué existiendo mucho carbón en el subsuelo español tenemos que importarlo?

    Los cálculos y estimaciones de nuestra riqueza carbonífera no son precisamente escasos, disponiéndose de una exhaustiva y actualizada información al respecto. Sobre esa base cabe afirmar que la disponibilidad de recursos carboníferos en España es alta en términos geológicos, cifrándose en unos 4.300 millones de toneladas. Ese total se distribuye en 2.300 millones de toneladas de hulla y antracita, 1.500 millones de lignito negro y 300 millones de lignito pardo. Sin embargo, la evaluación económica reduce considerablemente esas cifras, situándose las reservas recuperables en 1.450 millones de toneladas (850 de hulla y antracita, 400 de lignito negro y 200 de lignito pardo). Incluso existen cálculos más pesimistas basados en las dificultades y carestía de la explotación de nuestros yacimientos.

  • 213. ¿Cuál es la producción de petróleo en españa?

    España es un insignificante productor de crudo, con unas extracciones que en los últimos años están muy por debajo del millón de toneladas, con clara tendencia a descender. La escasísima producción interna contrasta con unas necesidades que pueden situarse en algo más de 74 millones de toneladas, con tendencia a incrementarse.

    Hasta 1964, con el descubrimiento del campo de "Ayoluengo" (al norte de la provincia de Burgos), las prospecciones de crudo no tuvieron éxito. Después, la pésima calidad de crudo obtenido en ese yacimiento hizo imposible su refino, por lo que hubo que esperar hasta la década de los años setenta, con el descubrimiento de los campos "off shore" de "Amposta", "Casablanca" y "Dorada", situados en la plataforma continental de Tarragona, para que la producción española superase el millón de toneladas. En todo caso, la reducida cuantía de las reservas descubiertas hace pensar que en un futuro próximo la producción de crudo obtenida en España será prácticamente nula.

    Actualmente la producción se obtiene en cuatro concesiones "Casablanca", "Boquerón", "Rodaballo" y "Ayoluengo".

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  • 214. ¿Cuál es la producción española de gas natural?

    Hasta 1984 la producción española de gas natural ha sido insignificante, limitándose al gas asociado a los crudos extraídos en algunos campos petrolíferos. Hoy en día, esta energía debe ser mayoritariamente importada, siendo las necesidades en 2004 de 27,4 millones de tep.

    La crisis energética de los años 70 y comienzos de los 80 impulsó el establecimiento de un marco favorable para la prospección de hidrocarburos, con efectos positivos en lo relativo al gas natural, descubriéndose los campos de "Serrablo" (Huesca) y "Gaviota" (en la plataforma continental del Cantábrico) que facilitaron un considerable crecimiento de la producción, la cual llegó a superar a finales de la década de los 80 y comienzos de los 90 el millón de tep. Sin embargo, en los últimos años el declive de esos campos no ha podido ser compensado con la producción de los que más recientemente han entrado en operación, situados en el Golfo de Cádiz.

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  • 215. ¿Cuál es el parque eléctrico español?

    La producción de electricidad en España se obtiene mediante una variada gama de centrales que se pueden clasificar en cuatro tipos: hidráulicas, térmicas clásicas o convencionales, nucleares y renovables. Hay que añadir que estas instalaciones se computan en dos regímenes diferentes de cara a su concurso en el actual mercado eléctrico. El régimen ordinario con las grandes instalaciones de potencia superior, en general, a los 50 MW y el régimen especial, con los autoproductores y las energías renovables, con potencias inferiores a los 50 MW.

    En su cómputo total, con ambos regímenes incluidos, se puede observar que el 44% de la potencia instalada corresponde a las centrales térmicas clásicas, el 23% a las hidroeléctricas, el 10% a las nucleares y el 23% restante a renovables.

    Es de notar que ha habido un incremento de potencia de las centrales nucleares desde 1990, cifrado en casi 500 MW y que no se debe a la incorporación de nuevos reactores sino a cambios de generadores de vapor y de turbinas, junto a modificaciones de diseño tendentes a la optimización del rendimiento térmico de estas centrales.

    El régimen ordinario, con 60.126 MW instalados, supone el 75% del total instalado, correspondiendo los restantes 19.079 restantes al régimen especial. En lo que se refiere a la estructura de generación del régimen ordinario y a las centrales térmicas convencionales (combustibles fósiles), el parque de centrales de ciclo combinado de gas natural tienen la misma potencia instalada que el parque de centrales de carbón, alrededor de 12.000 MW, mientras el de fuelóleo suma 6.960 MW y el de fuelóleo/ gas 3.600 MW.

    Debe tenerse muy en cuenta el gran desfase que hay entre la estructura de potencia instalada y la de producción. Mientras las centrales nucleares logran aprovechamientos de máxima capacidad de producción con el 90%, la hidráulica y la eólica solo alcanzan entre un 20 y un 30%, a causa de la irregularidad meteorológica. Esto quiere decir que la estructura de potencia, sin más, no es un indicador de capacidad de suministro ni de garantía de abastecimiento.

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  • 216. ¿Qué centrales nucleares hay en españa?

    Actualmente funcionan en España seis centrales nucleares con ocho reactores acoplados a la red eléctrica peninsular, de ellas, dos —Almaraz y Ascó— disponen cada una de dos reactores casi gemelos. Se las suele clasificar en tres etapas en función de su época de construcción y de otros criterios aún más relevantes. La Central de Santa María de Garoña pertenece a la primera etapa, junto a las ya clausuradas de Vandellós I (se cerró en 1989) del tipo francés GCR, con 480 MWe de potencia, y José Cabrera, modelo PWR, cerrada en 2006. Estas centrales se construyeron en la segunda mitad de la década de los 60.

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    A la segunda etapa pertenecen las centrales de Almaraz (dos reactores), Ascó (dos reactores) y Cofrentes, conectadas a la red entre 1983 y 1986. La construcción de los cinco reactores hoy en funcionamiento se dilató a lo largo de unos diez años —fueron autorizadas entre 1971 y 1972— por las incertidumbres políticas de la época. La participación nacional se situó en torno al 60 por 100 entre obra civil y equipo, con importantes efectos impulsores sobre la industria española. La construcción de la central de Lemóniz con dos grupos, y perteneciente a esta segunda etapa fue abandonada por problemas, ajenos a la técnica, surgidos durante su construcción.

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    A la tercera etapa pertenecen las centrales de Valdecaballeros (I y II), Trillo (I y II), Vandellós (II y III), Sayago y Regodola, con un total inicialmente autorizado (entre septiembre de 1975 y septiembre de 1976) de 7.914 MWe. De estas centrales sólo entrarían en funcionamiento Trillo I y Vandellós II, tras doce años de construcción plagada de incertidumbres políticas. Las demás entraron en moratoria, unas en avanzado estado de construcción, como Valdecaballeros, otras con solo algunos suministros de ingeniería y equipo y las otras con las obras de explanación realizadas, como Trillo II, Sayago y Regodola.

  • 217. ¿Por qué varía tanto la producción hidroeléctrica anual?

    Al depender de la hidrografía, en último término, del régimen de precipitaciones, la producción eléctrica de origen hidráulico está sometida a las fuertes variaciones climatológicas de nuestro país y, en concreto, de la España peninsular, en donde se encuentra la totalidad de la potencia hidroeléctrica disponible.

    La clave está en la irregularidad temporal del régimen de precipitaciones peninsular, sometido no sólo a variaciones estacionales bastante conocidas, con prolongados estiajes y lluvias torrenciales en primavera y otoño, sino a diferencias interanuales también muy acusadas. Aunque mediante embalses hiperanuales se viene tratando de regular a largo plazo el caudal de nuestros principales ríos, la realidad es que la sucesión de años húmedos y secos provoca notables oscilaciones en la producción de hidroelectricidad. En todo caso, la producción hidroeléctrica es de gran interés por su disponibilidad para atender puntas de demanda.

    En el gráfico siguiente se han tratado de resumir las más importantes y recientes variaciones anuales de la producción hidroeléctrica, tomando como referencia la capacidad instalada en este tipo de centrales.

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  • 218. ¿Por qué necesitamos producir electricidad con centrales nucleares en españa?

    A partir de la segunda mitad del pasado siglo, la electrificación española desde el punto de vista de la generación eléctrica se ha desarrollado en cuatro fases.

    Primeramente, las grandes centrales hidráulicas protagonizaron las inversiones en los años 50 y 60, pues era la tecnología disponible y además utilizaba los caudales fluyentes de nuestros ríos. Además, la construcción de embalses resolvía otras necesidades en un país seco que debe dar respuesta a éste y a los restantes usos de abastecimiento.

    Sin embargo, la climatología ibérica restringe y limita los caudales hidráulicos y supone un techo a esta fuente energética. Hoy, los grandes aprovechamientos están ya utilizados y la pequeña potencia hidráulica adicional soporta un coste ambiental importante.

    Ya en los años 60, las nuevas tecnologías de plantas térmicas, junto con el bajo precio de los combustibles fósiles, impulsaron inversiones en estas centrales, que independizaban la producción de los ciclos climatológicos y, además, atendían a las nuevas necesidades de la economía.

    Primero fue el carbón autóctono, después desplazado por el fuelóleo cuyo uso era impulsado por unos precios del petróleo mínimos y que hacían rentables cualquier inversión. Sin embargo, la crisis del petróleo en la década de los 70 tuvo un fuerte impacto en la situación económica mundial y los estados entendieron la necesidad de diversificar sus fuentes energéticas.

    Las economías occidentales apostaron, entonces, por impulsar ambiciosos programas nucleares hasta el accidente de Chernobyl en 1986 que frenó en seco esta carrera. En esa época entró en juego el recurso al gas natural gracias al desarrollo de la tecnología de ciclos combinados y al despejarse el acceso a las extensas y nuevas reservas de los países productores. También se acometió un programa de nuevas centrales de carbón, esta vez importado, con novedosas tecnologías de quemado y eliminación de sus gases contaminantes.

    En estos últimos años la energía eólica se ha incorporado a la producción eléctrica con un ambicioso programa de inversiones que ha logrado, en apenas unos años, alcanzar una potencia instalada de casi 10.000 MW aunque limitada en su disponibilidad a la tercera parte de las horas del año. Además, el protocolo de Kioto penaliza ahora las emisiones de CO2 y altera la competitividad de los combustibles fósiles.

    ¿Cuáles son las necesidades de la economía española? Analizando el parque de potencia disponible y su producción anual obtenemos una primera y clara respuesta. Las centrales térmicas convencionales y nucleares, con el 55% de la potencia instalada, abastecen el 85% del consumo. Luego, añadiendo los datos de cobertura de la demanda en un día de máximo consumo histórico, por ejemplo el 11 de julio de 2006 con 40.600 MW, obtenemos el resto de la información para concluir dónde están las soluciones: nuevamente, los combustibles fósiles y el uranio resolvieron el 75% del suministro.

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    La energía nuclear muestra su potencialidad como energía de base y al ser garante de suministro al cubrir el 20% de la demanda con solo el 10% de la potencia a lo largo del año. Las renovables muestran su condicionamiento a la variabilidad climatológica y las fósiles cumplen su función de cobertura pero transmitiendo los costes de producción a los consumidores y a la economía.

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    La solución está en mantener un parque diversificado en tecnologías y fuentes energéticas, con suministradores y abastecimientos también diversificados geográficamente. Cualquier abandono de una energía primaria tiene unos costes muy elevados, pues a los datos del cuadro anterior hay que añadir los costes de producción y de los combustibles utilizados que inevitablemente tendrán que ser transferidos a la economía y a sus consumidores. Además, no hay que olvidar que habrá que sumarles los correspondientes al cumplimiento del Protocolo de Kioto.

  • 219. ¿Es más barato producir electricidad con centrales nucleares?

    La comparación de costes entre las diferentes tecnologías y combustibles exige disponer de una estadística de datos provenientes de un número suficiente de centrales diferentes y correlacionarlos con los de otros países a efectos de eliminar errores sistemáticos y estadísticos inducidos por las peculiaridades de las diferentes economías.

    Los factores que entran en juego en este cálculo son, en lo que se refiere a los costes de producción: la amortización de la inversión con diferentes períodos de construcción y costes de su financiación, los de operación y mantenimiento y los del combustible. La volatilidad de estos factores es por consiguiente distinta y en algunos de sus términos muy elevada.

    Quedarían por incluir los costes de final del ciclo con el tratamiento de los residuos generados y el desmantelamiento de la central. No hay homogeneidad en la comparación entre las diferentes tecnologías pues la restitución de minas y emplazamientos de centrales, así como del tratamiento de desechos de todo tipo no se exige por igual. En el caso nuclear sí está establecido y previsto solucionar este aspecto, pero no así en las restantes tecnologías.

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    Para una mejor y más correcta comparación, deben tenerse en cuenta las estructuras de costes de las diferentes tecnologías pues es de esta manera como podemos evitar la distorsión producida por factores de difícil control como el coste de la inversión y de los combustibles.

    Del cuadro expuesto, se deduce que las energías nuclear y eólica son muy sensibles al coste de inversión y por consiguiente a los plazos de construcción y al coste de su financiación. Además, en el caso de la nuclear la estandarización de equipos y del mantenimiento pesará a la hora de disminuir los costes de operación y mantenimiento. Será en estos casos su disponibilidad para estar el máximo de horas conectadas a la red lo que determinará la mejor rentabilidad de la inversión.

    En las energías fósiles, carbón y gas, así como en la biomasa, es el coste de combustible el que determina mayormente el coste final de producción. Habida cuenta de los elevados consumos que tienen estas centrales y de la volatilidad de los precios de abastecimiento, el riesgo de estas inversiones es elevado y por consiguiente los plazos de amortización deben ser muy cortos, lo que se traduce en precios de producción muy elevados y sensibles al mercado.

    La evolución de los precios de los combustibles queda reflejada así:

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  • 220. ¿Cuál es la participación española en el diseño y construcción de nuestras centrales nucleares?

    La participación nacional en los programas nucleares ha variado en el tiempo. Así, en las tres centrales de la primera etapa (José Cabrera, Santa María de Garoña y Vandellós I) la participación fue relativamente baja —entre un 42 y un 44%— debido a las condiciones de contratación. Como por aquella época, finales de los años 60, no parecía clara la ventaja de ninguna tecnología, se decidió que cada una de ellas fuese de distinto tipo, contratándose bajo la modalidad de "llave en mano", con subcontratación para empresas constructoras y de equipo españolas.

    Cuando a comienzos de los años 70 se autorizaron los siete grupos de la segunda etapa, optándose por el sistema PWR en seis, Almaraz I y II, Ascó I y II, y Lemóniz I y II (estos dos últimos no se terminaron) y por BWR en el grupo de Cofrentes; la experiencia y la tecnología adquiridas hicieron posible que la participación nacional alcanzase ya niveles elevados, entre el 65 y el 70 por 100.

    Finalmente, en las dos centrales —Trillo I y Vandellós II— de la tercera etapa, con una industria española de bienes de equipo ya madura en el campo nuclear, y con amplia experiencia y capacitación adquiridas tanto por las empresas de construcción y montaje, como por las de ingeniería, ensayo y control de calidad, se alcanzaron niveles de participación nacional muy altos (85%).

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  • 221. ¿Cuáles son las bases de una política energética y cuál es el sentido de una planificación energética en la actualidad?

    Hay consenso unánime en que el modelo energético de referencia que los gobiernos deben seguir para asegurar el suministro pasa por definir una "cesta" o "mix" energético en el que participen todos los combustibles existentes. No existe ninguna energía excluida en este empeño. Eso sí, cada gobierno aplicará para su exacta definición los condicionantes específicos nacionales. También deben diversificarse proveedores, tecnologías y aprovisionamientos geográficos. Las soluciones deben ser ambientalmente aceptables y debe promoverse el uso de las energías renovables.

    Aunque existe consenso globalizado a nivel de instituciones supranacionales y nacionales, económicas y políticas, gubernamentales y privadas, en la totalidad de esos principios, no ocurre igual por parte de algunos agentes sociales y grupos de presión y ello pesa en el periódico examen ante las urnas y en la gestión política. A su vez esta incertidumbre incrementa el riesgo financiero y regulatorio ante las posibles inversiones afectadas, aplazándolas o sustituyéndolas, aun cuando solo sean soluciones a corto plazo desde el punto de vista energético. La opción nuclear está en esta situación.

    Las políticas promovidas buscan el abastecimiento universal atendiendo al crecimiento, a que la energía sea accesible en precio y con un producto fiable y de calidad fomentando el funcionamiento de un mercado transparente y a que su utilización sea sostenible ambientalmente.

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    Por último viene bien realizar una reflexión sobre el sentido de realizar en la actualidad una planificación energética. A este respecto hay que decir que la planificación energética tuvo sentido en un contexto muy concreto, como el que se dio en los años 70 y 80; contexto caracterizado por grandes incertidumbres en los mercados de crudo de petróleo y gas natural; una importante participación pública en todos los sectores energéticos; con monopolios u oligopolios en casi todos los mercados de energías finales y con rígidos mecanismos reguladores, herencia de un pasado proteccionista y autárquico.

    Actualmente, en una economía cada vez mas globalizada y competitiva, los mecanismos clásicos de la planificación energética han perdido su sentido, quedando relegados dentro de las políticas económicas de los países industrializados. No obstante, para vigilar la competencia en los mercados y flexibilizarlos puede resultar conveniente establecer medidas cautelares de orientación, no reguladoras. Como pauta a seguir el norte lo constituyen las directivas comunitarias desreguladoras, que progresivamente se van incorporando al acervo de la Unión Europea.

  • 222. ¿En qué consiste el plan de fomento de las energías renovables en españa?

    En la ley del Sector Eléctrico 54/1997, se estableció el objetivo de que las energías renovables cubrieran el 12% del consumo de energía primaria en 2010. Este empeño cumplía con la recomendación a este respecto de la Unión Europea expuesta en el "Libro blanco de las energías renovables".

    El Plan promueve unas energías que son autóctonas y por tanto tienen repercusión en las economías locales por la creación de empleo y en la industria por las oportunidades que crea para su desarrollo; sostenibles aunque medioambientalmente la biomasa genera gases del efecto invernadero y los procesos de fabricación de las restantes no son limpios; y que diversifican el abastecimiento y de esta forma ayudan a garantizar el suministro.

    Los diferentes planes han ido actualizando objetivos y resultados en función de las expectativas y realidades tecnológicas y económicas, a la vez de su aceptación socioeconómica. En el momento de editar esta publicación está vigente el plan para el período 2005-2010.

    En 1998, las energías renovables cubrían el 6,2% del consumo de energía primaria, en 2004 ese valor era del 6,9% y para 2010 se espera alcance el 12,1%. Destaca el creciente peso de la utilización de estas energías para la producción eléctrica que ha crecido el 10% en estos últimos años y todavía lo hará un 5% más hasta alcanzar el 67% del total de energía renovable generada.

    En los próximos 5 años, 2005-2010, se espera que las nuevas inversiones en producción eléctrica añadan 42.163 GWh al actual mercado, siendo 61% eólicos y 28% biomasa. Además, se espera un crecimiento en la generación de calor mediante placas térmicas de baja temperatura cuya superficie instalada pasará desde los actuales 0,7 millones de m2 hasta los 4,9 millones de m2 de paneles.

    La producción eléctrica con energías renovables está agrupada en el llamado "régimen especial" gozando de ayudas económicas que priman las nuevas inversiones y de subvenciones a la producción. Además, la producción es automáticamente aceptada por el mercado, independientemente del precio de coste.

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