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| ENERGÍA NUCLEAR EN ESPAÑA SITUACIÓN PRESENTE Y FUTURA | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
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ENERO 2000 1.- SITUACIÓN ACTUAL Y FUTURA DE LA ENERGÍA NUCLEAR Actualmente existen 434 centrales nucleares operando en el mundo, con una potencia instalada de 351.000 MWe, cuyo valor se irá reduciendo a partir del año 2005, debido a la prevista clausura de aquellas centrales más antiguas. De estas centrales, existen 146 en países de la Unión Europea, con una potencia de 121.000 MWe y con factores de disponibilidad medios por encima del 75%. Durante 1999, además de estas centrales en operación estaban en construcción 34 reactores en 14 países del mundo con una nueva potencia de 28.000 MWe, y otras 57 centrales estaban en fase de discusión para iniciar los proyectos. En la Unión Europea, en los últimos años, sólo Inglaterra y Francia han. construido nuevas centrales nucleares (Inglaterra, en 1995, Sizewell-B, un PWR de 1200 Mwe; Francia con 3 centrales de 1450 MWe cada una desde 1996). El resto de países que han puesto centrales en operación se localizaron fundamentalmente en el área del Pacífico: Japón, China, Corea y Taiwan. El periodo transcurrido desde los años 80 hasta el momento actual se caracteriza por:
La aparición del concepto de reactores subcríticos asistidos por acelerador, para producir energía y transmutación de residuos radiactivos. Una serie de países, sobre todo en Occidente, han detenido sus programas de construcción de nuevas centrales, aunque los más desarrollados mantienen una línea de crecimiento tecnológico avanzado, que ofrece una alternativa probada, de gran alcance, al menos como reserva. Francia ha demostrado la viabilidad de la energía nuclear de forma masiva y económica, persiguiendo y alcanzado un objetivo de cobertura superior al 80% de la demanda total de energía eléctrica. Otros países, fundamentalmente en el Extremo Oriente (como son Japón, China, Corea) mantienen importantes programas nucleares. De hecho, es en estos países donde se localizan la mayor parte de las centrales nucleares en construcción. Esta política se deriva de la necesidad de cubrir elevadas tasas de crecimiento energético, de reducir una excesiva dependencia de las importaciones, de disminuir las expectativas del uso creciente del carbón, y de la necesidad de preservar el medio ambiente, o de una combinación de varios de estos factores. Existe hoy una situación confortable, en cuanto a la disponibilidad en los mercados internacionales de combustibles fósiles (carbón, petróleo, gas) en cantidad suficiente y a precios razonables. Parece que estas circunstancias podrían mantenerse a medio plazo, contando incluso con un crecimiento en el consumo energético mundial del orden del 2% anual. Sin embargo, una dependencia creciente del exterior en los grandes consumidores (la Unión Europea, los Estados Unidos y Japón) conjuntamente con un fuerte aumento de la demanda en muchos países en vías de desarrollo, podría ser el caldo de cultivo de futuras crisis, más o menos coyunturales, y con efectos potencialmente importantes. Adicionalmente hay que considerar que una dependencia excesiva de los combustibles fósiles, produce inevitablemente emisiones masivas de CO2 , lo que tiene un efecto cierto sobre los problemas del impacto ambiental y el cambio climático. Estos efectos, cada vez mejor conocidos, pueden obligar a tomar medidas restrictivas severas en un futuro próximo. Desde el punto de vista de una planificación energética prudente a medio y largo plazo, parece razonable buscar alternativas que puedan ir sustituyendo paulatinamente a los combustibles fósiles, promoviendo el desarrollo de nuevas fuentes energéticas y procurando una mayor diversificación de los recursos, con lo que se reducirá una dependencia excesiva de los combustibles fósiles y se prevendrá su agotamiento, anticipando problemas medioambientales de carácter irreversible de una manera económicamente viable. Aunque existen hoy alternativas energéticas prometedoras, sobre la base de los recursos renovables, sin embargo sólo la tecnología nuclear ofrece una solución a gran escala, en una línea de evolución progresiva capaz de ir resolviendo sus inconvenientes actuales, que pueda sustituir a medio plazo el uso masivo de combustibles fósiles. Ante esta situación, la energía nuclear tiene ante sí un amplio horizonte de desarrollo a través de diversas modalidades de fisión (fisión térmica y fisión rápida), primero, y de fusión, después. Las centrales nucleares actuales no son más que una primera fase del desarrollo de esta tecnología que ha demostrado ya su viabilidad. A la vista de los programas de desarrollo nuclear que se llevan a cabo en países de la OCDE (Organización para la Cooperación y Desarrollo Económico), se puede decir que el futuro de la energía nuclear estará basado a medio y largo plazo en los siguientes objetivos:
2.- CENTRALES NUCLEARES EN EXPLOTACIÓN A mediados de los años 60 tuvo lugar el lanzamiento del programa nuclear de los Estados Unidos, que fue seguido, poco después por los de otros países industrializados. El motor fue la bonanza económica, el fuerte crecimiento de la demanda eléctrica, el prestigio que tenía entonces la tecnología nuclear, y sus prometedoras expectativas económicas. A finales de 1973 se desató la crisis del petróleo, lo que proporcionó un fuerte impulso adicional a la planificación nuclear. En Europa, la producción eléctrica con fuel-oil tenía que ser abandonada, sustituyéndola fundamentalmente con energía nuclear. En Francia se lanzó, definitivamente, un gran programa nuclear basado en la tecnología americana de reactores de agua ligera a presión. En España, el Plan Energético de 1974 requería para el año 1985 la instalación de 24.000 MW nucleares. Países industrializados, como Alemania, Suecia, Japón, Italia, Canadá, reforzaron sus programas nucleares, mientras que otros, como Méjico, Brasil, Taiwan, Corea, se preparaban para iniciar sus programas. No obstante, las expectativas para la energía nuclear del año 1974 fueron pronto ampliamente sobrevaloradas. En primer lugar, la crisis acabó con la bonanza económica, y ésta con el fuerte crecimiento de la demanda eléctrica en muchos países. Además, los costes de inversión de las centrales nucleares en construcción se dispararon de forma aparentemente imparable. Finalmente, en la segunda mitad de la década de los 70 empezó a surgir un fuerte movimiento antinuclear de carácter internacional, con un gran impacto en la opinión pública. La combinación de estos tres factores provocó una fuerte desaceleración de los programas nucleares, sobre todo en los países más directamente afectados, España entre ellos. Con todo, la energía nuclear en la OCDE (Organización para la Cooperación y el Desarrollo Económico) pasó de aportar en 1973 el 1,4% del total de energía primaria, al 11,2% en 1995. En ese mismo período el consumo de energía primaria pasó de 3485 MTEP a 4451 MTEP, y la contribución del petróleo descendió del 54,4% al 43,2%. En el año 1997, según datos de la OCDE, el consumo de energía primaría fue de 4950 MTEP, siendo la aportación de la energía nuclear un 10.8% y de un 43% el petróleo. La situación del sector nuclear en el territorio de la antigua Unión Soviética, no difiere mucho en términos cuantitativos de la correspondiente a la OCDE, si bien las causas son diferentes. También en los años 70 se inició en la Unión Soviética un fuerte programa de construcción de centrales nucleares, en el que apenas influyó la crisis del petróleo del año 1974, pero se vio afectado, primero, por el accidente de la central nuclear de Chernobyl en el año 1986 y, posteriormente, a partir del año 1990 con la caída del muro de Berlín, por la reforma y transformación política y por el desmembramiento del país. En ese momento, la energía nuclear tenía una contribución del 12% del total de la energía primaria, y había unas 50 nuevas centrales nucleares en construcción o planificadas. La desintegración política y la crisis económica y financiera han condicionado también la casi total paralización de los programas nucleares en esta zona, si bien existe un parque importante en operación que es preciso mantener y mejorar, una infraestructura industrial considerable, y deseos de dar continuidad al programa nuclear, sobre todo en Rusia. En lo que se refiere a España, la evolución de la producción de energía eléctrica en los últimos treinta años se ha caracterizado por una situación en la que las centrales hidroeléctricas han tenido una contribución constante. La producción de energía eléctrica a partir de combustibles fósiles alcanzó su máximo en 1982, decreciendo posteriormente hasta 1988 y recuperando posteriormente esta situación, superándola en términos relativos algunos años de baja hidraulicidad. En el caso de la energía eléctrica producida por las centrales nucleares, la situación ha sido de mayor estabilidad, con un aumento constante desde 1968, año en que se conectó en el mes de diciembre a la red la primera central nuclear española, la C.N. José Cabrera, hasta el año 1988. Desde este año la potencia instalada ha sido estable, con la excepción de la puesta fuera de servicio de la central de Vandellós I, y los aumentos de potencia del resto de las centrales nucleares en operación. Al día de hoy, la potencia eléctrica instalada de origen nuclear alcanza los 7686 MWe. Esta potencia representa un 16,7% de la potencia total instalada en el país, contribuyendo en 1999 con un 35.7% de la producción total de energía eléctrica peninsular. La propiedad del sector nuclear es compartida por las empresas eléctricas, debido a las grandes inversiones exigidas por las centrales nucleares y la dimensión reducida de dichas empresas al abordar el plan de construcción de las mismas, por lo que el modelo de gestión compartida se ha convertido en la forma usual de gestión de las centrales nucleares españolas. Son excepción los casos de la C.N. José Cabrera, que pertenece en un 100% a Unión Fenosa, y de la C.N. de Cofrentes, que pertenece en un 100% a Iberdrola. Las compañías eléctricas españolas comenzaron sus programas de construcción de centrales nucleares en el año 1964, siguiendo un modelo ejemplar desde el punto de vista de la transferencia tecnológica. A mediados de los años 80, cinco de las quince centrales incluidas en el Plan Energético Nacional (Valdecaballeros I y II, Lemoniz I y II y Trillo II) fueron declaradas en moratoria, y una de ellas, Vandellós I se clausuró en el año 1989 como consecuencia de los daños causados por un incendio en el grupo turbina–alternador y los costes económicos que suponía su recuperación. Más tarde, en 1994, los proyectos de las centrales afectadas por la moratoria fueron definitivamente cancelados, quedando actualmente un total de nueve unidades en operación. 3.- CENTRALES NUCLEARES EN ESPAÑA En España, excepto la de Vandellós II en el mar Mediterráneo, las centrales nucleares están situadas junto a ríos caudalosos, y todas ellas alejadas de grandes núcleos urbanos. En la Tabla I pueden verse las principales características de las centrales españolas. Figura 1. Mapa instalaciones del ciclo del combustible nuclear en España TABLA 1
TOTAL POTENCIA: 7.686 MW eléctricos Central Nuclear José Cabrera. Situada junto al río Tajo, en el término municipal de Almonacid de Zorita en la provincia de Guadalajara. En el año 1962 se tomó la decisión de empezar la central y como las de la primera generación, Santa María de Garoña y Vandellós I, fueron construidas bajo la fórmula de “llave en mano”, habitual en todo proceso industrial cuando se incorpora una nueva tecnología, siendo la participación nacional en el proyecto del orden del 40%.
Figura 2. Central Nuclear José Cabrera Central Nuclear de Santa María de Garoña. Situada junto al río Ebro, en el Valle de Tobalina, al norte de la provincia de Burgos. El Valle de Tobalina forma un municipio de 33 poblaciones cuya capitalidad reside en Quintana Martín Galíndez y la población más importante es Medina de Pomar, donde vive una buena parte de los trabajadores de la central. En 1957 se formó la empresa propietaria de la central, NUCLENOR, y en 1966 se iniciaron los primeros trabajos auxiliares de excavación para lo que sería la futura nuclear que empleó en su construcción casi 3.000 personas de las que aproximadamente la mitad estuvieron involucradas en la obra civil. En Febrero de 1967 se vierte el primer hormigón en los cimientos del edificio del reactor. El transporte de los equipos pesados, como la vasija del reactor, de más de 310 toneladas de peso, exigió mejoras y modificaciones en las carreteras, puentes, etc. En Marzo de 1971 empezó la operación de la central. En el entorno comprendido en un radio de 30 km, el impacto económico de la central puede evaluarse desde su inicio en casi 20.000 millones de pesetas, tomando como referencia el empleo generado, la contratación de servicios y compras y los impuestos y tasas correspondientes. En concreto, las compras realizadas y los servicios contratados en el entorno inmediato de la central han supuesto un total cercano a los 6.000 millones de pesetas. El ritmo de creación de empleo ha sido creciente, con un promedio de contrataciones temporales o a través de contratistas superior a 500 personas por año. El Centro de Información de Santa María de Garoña tiene una superficie aproximada de 800 m2 y una capacidad de hasta 200 visitantes diarios. Durante 1998, 21.725 personas visitaron el Centro de Información de la central, de los que el 50%, aproximadamente, fueron profesores y estudiantes de enseñanzas medias y universitarios. Publica la revista INFO cada dos meses.
Figura 3. Central Nuclear Santa María de Garoña Central Nuclear de Almaraz. Situada en la provincia de Cáceres, en la comarca natural Campo Arañuelo y refrigerada con el agua del pantano Arrocampo del río Tajo. Los terrenos de la central ocupan una extensión de 1.683 hectáreas localizadas en los términos municipales de Almaraz, Saucedilla, Serrejón y Romangordo, donde las dos formas más habituales de explotación de la tierra son la dehesa y el regadío, terrenos más propios de pastos que de cultivos y con abundancia de encinas y alcornoques. En 1972 se iniciaron los movimientos de tierras, siendo en Mayo de 1973 cuando se colocó el primer hormigón de la central. Dicha Unidad empezó la operación en 1981 y la Unidad II lo hizo en 1983. En el caso de esta central de la llamada “segunda generación”, el 81% del total de la construcción y montaje de equipos de la central fue llevado a cabo por empresas españolas. La construcción de la central supuso el asentamiento de más de 10.000 personas en la comarca y un notable aumento de las rentas familiares de la zona. Respecto al empleo va desde un promedio de 5.000 empleos anuales durante la etapa de construcción a unas cifras de alrededor de 3.000 durante la actual etapa de explotación, correspondiendo la mayor parte a empresas y personas de la zona.
Figura 4. Central Nuclear de Almaraz I y II En 1977, antes del funcionamiento de la central, se inició la recepción de visitas organizadas al Centro de Información, que durante 1998 tuvo 35.448 visitantes. Central Nuclear de Cofrentes. Situada en el valle de Ayora, provincia de Valencia, y a 2 km del pueblo de Cofrentes. La refrigeración proviene de la cola del embalse de Embarcaderos, margen derecha del río Júcar, muy cerca de su confluencia con el río Cabriel. El clima de la zona es continental y los cultivos más importantes son los cereales, la vid, el olivo y el almendro. La densidad de población en el entorno de la central es baja, con un valor promedio de 11 habitantes por kilómetro cuadrado, cuando la media de la provincia de Valencia es de 200 hab./km2 y la de España de 80 hab./km2. La superficie total del emplazamiento es de 300 Ha. La autorización previa que da el Ministerio de Industria para la instalación de una central nuclear fue concedida en el caso de Cofrentes en 1972, los permisos de obra en 1975 y la central fue conectada a la red eléctrica por primera vez en 1984. Además de las actividades propias de su Centro de Información, Cofrentes desarrolla las siguientes actividades en el entorno: Concurso de redacción para escolares de 11 pueblos cercanos a la central. Apoyo a organizaciones deportivas. Creación de becas, para prácticas en la central, destinadas a los alumnos de los últimos cursos de Ciencias Físicas, Químicas y de la Universidad Politécnica de Valencia.
Figura 5. Central Nuclear de Cofrentes Central Nuclear de Ascó. Situada en la población de Ascó, en la comarca Ribera d’Ebre, provincia de Tarragona. La refrigeración para las dos unidades la proporciona el río Ebro. La autorización de construcción para la Unidad I fue concedida por el Ministerio de Industria y Energía (MINER) en 1974, la de la otra unidad en 1975. La concesión de agua de refrigeración fue concedida en 1977 y tras el permiso de explotación concedido por el MINER en 1982, la primera unidad fue conectada a la red eléctrica en 1983 y la segunda en 1985. La construcción de la central se alargó más de lo proyectado debido en buena parte a la agitación social de la época y que empezó a decaer a principios de los ochenta. El deseo de integración de la central no sólo la ha llevado a fomentar una serie de apoyos a entidades sociales y deportivas de la zona, también tiene contratados trabajos con la Universidad de Tarragona e incluso los terrenos de alrededor (y propiedad de la central) son aprovechados con los cultivos típicos de la zona, frutales, vid, etc.
Figura 6. Central Nuclear de Asco I y II Central Nuclear de Trillo. Emplazada junto al río Tajo en el término municipal de Trillo en la provincia de Guadalajara. En esta central, el 85% de la inversión realizada es de origen español. La autorización previa, concedida el 4 de Septiembre de 1975, confirmaba el emplazamiento propuesto y definía las características del proyecto. En 1979 se concedió la autorización de construcción y en 1988 se conectaba a la red eléctrica. La central ha considerado fundamental, desde sus inicios, mantener vías de comunicación abiertas con la sociedad en general y muy especialmente con los habitantes de la zona, La Alcarria. Para cumplir con este objetivo, la central cuenta con diversos canales de información, entre los que destacan la revista “Alcarria Alta”, el boletín informativo mensual “Central de Trillo I” y los informes de actividad, patrocinio de diversas actividades y publicaciones culturales en la zona, así como organización de Encuentros Culturales. El Centro de Información inició sus actividades en 1981, desde entonces han visitado la central más de 230.000 personas, siendo 16.025 las que lo hicieron en 1997. El equipo humano que trabaja en la central es de alrededor de 400 empleados que están apoyados por la aportación de los servicios de especialidad de las empresas contratadas. Se han construido urbanizaciones en la zona, en las que viven la mayor parte del personal técnico. Las paradas anuales de recarga conllevan la incorporación de unos 1.000 trabajadores.
Figura 7. Central Nuclear de Trillo Central Nuclear de Vandellós II. Situada en la costa mediterránea en la provincia de Tarragona y en el término municipal de Vandellós. La participación nacional en la construcción y suministro de equipos representó más del 89% del total, lo que significa el porcentaje más alto logrado en nuestro país para este tipo de proyectos. En la central, durante la operación normal, trabajan alrededor de 440 personas de la plantilla de las empresas propietarias y unas 220 de contratista, llegando estos últimos, en las paradas anuales, hasta 800 o 1.000. De las relaciones de la central con el entorno merecen destacarse: Acuerdos para que 50 puestos de trabajo sean cubiertos por personal de la zona. Creación de 25 becas para estudios universitarios. Soporte a parque de bomberos, centro médico, instituto de enseñanza media... Apoyo a iniciativas locales diversas.
Figura 8. Central Nuclear de Vandellos II 4.- DESCRIPCIÓN DE UNA CENTRAL NUCLEAR Los Reactores de Agua Ligera, en sus dos versiones de Agua a Presión (PWR - Pressurized Water Reactor) y de Agua en Ebullición (BWR - Boiling Water Reactor), representan el 90% de los reactores de potencia que existen en el mundo, y constituyen los dos tipos de centrales nucleares que operan actualmente en España. Centrales de agua a presión (PWR - Pressurized Water Reactor) La característica básica de los reactores de agua a presión es que el agua, que actúa como refrigerante y moderador del reactor, permanece líquida a su paso por el reactor. Como consecuencia de esta opción de diseño, el vapor necesario para accionar la turbina se ha de generar en un componente diferente que esté, lógicamente, a menos presión que la del circuito primario, entendiendo por primario el conjunto de tuberías y componentes a través de los cuales pasa el refrigerante del reactor. La presión media del refrigerante es de 150 atm y su temperatura de 320 ºC a la potencia normal. El conjunto de componentes que constituyen el circuito primario está distribuido en tres o cuatro lazos, todos los cuales pasan por el corazón del circuito, que es el propio reactor. Cada lazo tiene un generador de vapor y una bomba de recirculación. En el generador de vapor el agua del primario cede su energía al agua del secundario, que entra en ebullición. El agua así enfriada en el primario del generador de vapor retorna, gracias a la impulsión de las bombas, al reactor. Un componente adicional, que aparece en una de los lazos tan sólo, es el presionador, elemento que actúa para regular la presión de trabajo y controlar el nivel del circuito primario.
Fig 9. Esquema general de un Central PWR En el circuito secundario se realiza, estrictamente hablando, el ciclo termodinámico, pues en él se encuentra el generador de vapor o foco caliente, la turbina, el condensador y las bombas de condensado, que vuelven a presionar el fluido hasta las condiciones de trabajo del secundario del generador de vapor. El generador de vapor consiste en un intercambiador de calor con la peculiaridad de que en el secundario se produce cambio de fase. Aunque existen varias disposiciones geométricas para realizar esta transferencia de calor de uno a otro circuito, todas ellas adoptan el criterio de introducir el agua caliente del primario por la parte interna de unos tubos de transmisión, por cuyo exterior viaja el fluido secundario que se transforma en vapor, pues éste tiene mayor volumen específico. En cuanto al reactor, se halla inserto en una vasija de acero de aproximadamente 25 a 30 cm de espesor y unas 400 t de peso, provista de una tapa que va embridada a la vasija en condiciones nominales de funcionamiento, y que puede retirarse de la misma para proceder a la recarga del combustible. El combustible ocupa el lugar inferior del espacio hueco de la vasija, estando en la parte superior los elementos guía de las barras de control, que en número parcial estarán fuera del combustible durante el funcionamiento nominal. El refrigerante entra en la vasija del reactor por las bocas conectadas a las ramas frías del circuito primario, procediendo de las bombas de recirculación, y tras bajar por la zona periférica del anillo de la vasija llega a su espacio inferior, para a partir de ahí subir verticalmente lamiendo las vainas del combustible y proceder a su refrigeración. El refrigerante emerge por la parte superior del núcleo, y se distribuye a través del amplio espacio superior hacia las bocas que conectan con las tuberías conducentes a los generadores de vapor. El reactor se controla por medio de las barras de control y por ácido bórico disuelto en el refrigerante. Tanto las barras de control como el boro son buenos absorbentes de neutrones y tienden a hacer menos reactivo el núcleo, de forma que ajustando la concentración de boro y la longitud de las barras de control que se insertan en el núcleo puede variarse el nivel de potencia del reactor e incluso pararlo. En una central PWR, las barras de control, así como sus mecanismos de accionamiento, van instalados en la parte superior de la vasija, permitiendo subir o bajar cada barra, de forma que al insertarse más o menos en el núcleo, su superficie de absorción de neutrones aumenta o disminuye, con lo que así se varía, como se ha dicho antes, la potencia. Al final de cada ciclo de operación, que dura entre 12 y 24 meses, se ha de recargar el reactor, extrayéndose los elementos combustibles más gastados e insertando elementos nuevos (también llamados frescos). Centrales de agua en ebullición (BWR - Boling Water Reactor) Al contrario que en los reactores de agua a presión, los de agua en ebullición están concebidos para que el agua que refrigera el combustible del reactor cambie de fase, es decir, hierva, a su paso por el reactor. El agua, mantenida a una presión de unas 70 atm, entra en ebullición y estse vapor, tras pasar por unos sistemas de separadores de agua y de secado, va directamente a la turbina. Estas centrales BWR, a diferencia de las PWR, no tienen generador de vapor, que era la interfase entre el agua del primario y el vapor del secundario. Desde este punto de vista, el reactor de agua en ebullición está más cerca de la concepción clásica de una central térmica, en el sentido de que no introduce componentes adicionales en el proceso de generación de vapor como es el caso anterior, sino que se emplea directamente el reactor como generador de vapor, en clara similitud a una caldera de combustión. La disposición de componentes en una central BWR es sensiblemente igual a las centrales térmicas convencionales. Sin embargo, la vasija del reactor está configurada de manera especial, de tal forma que se establezca una buena refrigeración del reactor.
Fig.10. Esquema de una central BWR En la vasija de un BWR existe una recirculación de agua líquida (no evaporada) hacia la parte anular de la misma, alrededor del reactor, donde se mezcla con la proveniente del condensado. Esta mezcla es succionada por una corriente formada con el agua de la parte inferior de dicho espacio anular, entrando todo ello en el colector inferior, desde el cual penetra ascendiendo en el núcleo del reactor, lamiendo verticalmente las vainas de combustible al igual que en el caso PWR, pero entrando en ebullición en este caso. La ebullición no es total: aproximadamente el 13% se convierte en vapor, recirculándose como agua líquida el 87% restante, hacia el espacio anular exterior. Lógicamente, el 13% evaporado, tras su expansión en la turbina, se condensa y se restituye de nuevo a la vasija en las condiciones antes citadas. El combustible de los reactores BWR es asimismo UO2 enriquecido y, por supuesto, va envainado en tubos de aleaciones de zirconio, formando los elementos combustibles. Una particularidad de estas centrales es que las barras de control están situadas y se introducen por la parte inferior de la vasija. Esto es así dado que el acceso al núcleo del reactor es imposible desde la parte superior de la vasija, debido a la presencia de los separadores y secadores de vapor. El movimiento de subida (introducción) o bajada (extracción) de las barras de control para regular el reactor se realiza mediante un sistema hidráulico, maniobrado desde el exterior. La potencia suministrada por un reactor BWR también se puede variar entre amplios márgenes mediante el sistema de recirculación sin necesidad de recurrir al movimiento de las barras de control. Otra característica principal de estos reactores BWR, además de la ya expresada de la ebullición directa del refrigerante, es el sistema de contención, que consta de un edificio de hormigón que constituye el blindaje biológico y dentro de él, la contención propiamente dicha, que es una construcción de acero de forma cilíndrica coronada por una figura semicircular. Dentro de este edificio metálico está albergada la vasija, las bombas de circulación, las válvulas de seguridad, el pozo seco o recinto donde quedan encerradas la vasija y las bombas de recirculación, la piscina de relajación, etc., y su función es retener a los posibles productos de fisión, en caso de accidente. La piscina de relajación es un gran depósito de condensación para las descargas de vapor, que proviene de las válvulas de seguridad, durante los transitorios. Es también un sumidero de calor y una fuente de agua para la refrigeración del núcleo en caso de accidente de pérdida de refrigerante del reactor. Los elementos combustibles En los reactores nucleares de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR) el combustible, uranio enriquecido en torno al 3% - 5% en el isótopo U-235, se conforma en pastillas cilíndricas de aproximadamente un centímetro de diámetro y la misma altura. El compuesto químico elegido es el óxido de uranio (UO2), compuesto muy estable, compatible a las temperaturas de funcionamiento con el resto de los materiales, y de color negro. Dichas pastillas se apilan en el interior de un tubo de zircalloy (una aleación de circonio y estaño) de pared muy delgada, de diámetro interior ligeramente superior al de las pastillas y de unos cuatro metros de longitud. La columna de pastillas se mantiene en posición mediante un muelle que se encuentra en la cavidad superior de la varilla, la cual sirve también como barrera de contención para los fragmentos de fisión más volátiles. A su vez, las varillas se agrupan en haces formando los elementos combustibles y se sumergen en el agua ordinaria o ligera de este tipo de reactores, que sirve como moderador de los neutrones y como vehículo de extracción del calor generado en la fisión.
Figura 11. Composición de un elemento de combustible Los tubos de zircalloy de las varillas combustibles, al estar herméticamente cerrados, constituyen la primera barrera física que se opone al escape o liberación de los productos radiactivos de la fisión. Sólo en el caso de que se rompan tales varillas por accidente, pueden entonces producirse tales liberaciones. En los reactores de agua en ebullición, BWR, las varillas combustibles se agrupan generalmente en conjuntos prismáticos de 8×8 varillas, enlazadas mediante rejillas soporte y dos cabezales, uno de entrada, que se apoya sobre la llamada rejilla inferior del núcleo, y otro de salida, en la rejilla superior. Cada uno de los elementos combustibles se encierra en una caja prismática de zircalloy. Entre cada conjunto de cuatro elementos combustibles se mueve un elemento de control, en forma de cruz, que contiene carburo de boro y que sirve para controlar la reacción en cadena, capturando más o menos neutrones de acuerdo con su posición en el núcleo del reactor. En el caso de los reactores PWR, las varillas combustibles están agrupadas, por lo general, en haces de 17×17, sujetas también por rejillas y con un cabezal de salida y otro de entrada que se ajustan a las rejillas superior e inferior del núcleo. En este caso, los elementos combustibles no van encerrados en canales prismáticos. Un cierto número de elementos combustibles contiene elementos o barras de control. Para ello, veinte varillas combustibles son sustituidas por barras de acero inoxidable que contienen en su interior una aleación de plata-indio-cadmio, que capturan neutrones. Dichas veinte varillas están unidas por un cabezal superior, en forma de araña, que a su vez está conectado con un mecanismo de accionamiento electromagnético, capaz de mover las varillas de control en el seno del haz combustible, de acuerdo con las necesidades del control. Disposición general y edificios Independientemente del tipo de reactor que emplee, una Central Nuclear se compone de un número relativamente pequeño de edificios. En algunos casos, están distribuidos a lo largo de un espacio grande, con lo que es posible identificar cada uno a simple vista; en otros –la mayoría– forman un conjunto compacto que no se distingue mucho de una central convencional o de una planta industrial. Recinto de Contención. Es el edificio más característico de una central nuclear. En su interior se albergan el reactor y, en general, todos aquellos elementos que contengan material de alto grado de radiactividad. En algunas centrales el edificio de contención engloba la zona de manejo de combustible. En general, los recintos de contención acostumbran a ser estructuras de hormigón totalmente herméticos, sin puertas ni ventanas, de forma esférica o cilíndrica rematada en cúpula semiesférica o semielíptica. La estructura de la obra puede ser de hormigón armado o pretensado e incluso de acero. Las paredes interiores van recubiertas de chapas de acero soldadas (piel de hermeticidad), que aseguran la más completa estanqueidad. La estructura de la contención puede ser de tipo simple o doble. Este edificio tiene que estar diseñado para cargas normales y para cargas debidas a potenciales accidentes, tanto internos como externos, así como las cargas de servicio (de construcción, de ensayo, terremoto básico de diseño, etc.). Edificio de combustible. En él se almacenan tanto los elementos de combustible nuevo como los ya agotados. Estos últimos se mantienen en un pozo o piscina llena de agua de donde sólo se extraerán llegado el momento de su gestión final. Dado que en este edificio se guardan materiales de alto grado de radiactividad, está sujeto a una serie de precauciones y normas de seguridad similares a la que rigen para el recinto de contención. De hecho, ambos recintos suelen estar comunicados directamente para permitir el paso de materiales radiactivos de uno a otro sin abandonar la zona controlada. Edificio de turbinas. Contiene el grupo o grupos de turbina-alternador y la mayoría de sistemas auxiliares de éste. En las centrales de gran potencia, equipados con varios grupos generadores, éstos se pueden agrupar en un mismo edificio. En el caso de que los condensadores de vapor se alimenten a partir de un río próximo, la toma de agua de refrigeración se hace aguas arriba de la central y el vertido algunos metros más abajo. Si no existe disponible cerca de la central ningún curso de agua abundante se pueden utilizar torres de refrigeración, de aspecto muy característico. En dichas torres se pulveriza parte del caudal de agua de refrigeración del condensador, que se enfría, formándose un penacho blanco de vapor de agua en lo alto de la torre. Edificio de salvaguardias y equipos auxiliares. Estos edificios (uno o varios, según el tipo de central) contienen la mayoría de los sistemas de emergencia y seguridad para caso de avería en el reactor, así como los sistemas meramente auxiliares para las operaciones de recarga, puesta en marcha, etc. Sala de Control. Es el cerebro de la central. Desde ahí se controlan todos los sistemas de la central. Las salas de control presentan a los operadores, a través de sus pantallas, computadoras, paneles y diales, la situación de la central en cada momento. Otros Edificios. Además de las mencionadas, en la central existen otras dependencias para tratamiento de agua, almacenamiento de desechos, oficinas, talleres y laboratorios, así como una zona destinada a parque eléctrico convencional, transformadores, interruptores, etc. Especial atención merecen los sistemas auxiliares de alimentación eléctrica. Durante la fase de funcionamiento normal, la corriente que consumen los equipos de la central se toma de la que generan sus propios alternadores. Pero para las operaciones de arranque, parada y emergencias es necesario disponer de fuentes de alimentación exteriores suficientemente fiables y que son redundantes. Normalmente, la central recibe energía eléctrica procedente de la red a través de líneas de transmisión independiente. Para casos de emergencia, dispone además de su propia planta de generadores accionados por motores Diesel.
5.- TIPOS DE REACTORES Hay varios tipos de centrales nucleares en operación comercial. Sus diferencias estriban en los distintos tipos de reactores que utilizan para producir energía calorífica, ya que una vez producido el vapor, todas las centrales emplean prácticamente los mismos sistemas convencionales para transformar su energía en energía eléctrica. Los distintos tipos de centrales o de reactores en el mundo (además de PWR y BWR explicados detalladamente en el apartado anterior) son los siguientes: Reactor de grafito-gas (GCR - Gas Cooled Reactor). Estos reactores, cuyo combustible es uranio natural en forma de metal, introducido en tubos de una aleación de magnesio, emplean grafito como moderador y se refrigeran por anhídrido carbónico. Este tipo de reactores, desarrollado principalmente en Francia y Reino Unido, genera el vapor mediante un circuito cambiador de calor, exterior o interior a la vasija que contiene el núcleo. A este tipo pertenecía la central española de Vandellós I, actualmente en fase de desmantelamiento. Reactor avanzado de gas (AGR - Advanced Gas Reactor). Ha sido desarrollado en el Reino Unido como sucesor del de grafito-gas. Las principales diferencias introducidas son que el combustible, en forma de óxido de uranio enriquecido, está introducido en tubos de acero inoxidable y que la vasija, de hormigón pretensado, contiene en su interior los cambiadores de calor. Reactor refrigerado por gas a alta temperatura (HTGR - High Temperature Gas Reactor). Este reactor representa una siguiente etapa en la serie de reactores refrigerados por gas. Existen prototipos y desarrollos en Alemania, Reino Unido y Estados Unidos, no existiendo centrales nucleares que los utilicen. Difiere del anterior en tres aspectos principales: utilización del helio como refrigerante, en lugar del anhídrido carbónico, combustible cerámico, en vez de metálico, y temperaturas del gas mucho más elevadas. Reactor de grafito y agua ligera (LWGR - Light Water Graphite Reactor). Estos reactores utilizan uranio ligeramente enriquecido (2%) como combustible, grafito como moderador y agua ligera como refrigerante, que se transforma en vapor en el propio reactor. Este tipo de reactor también se conoce por las siglas RBMK, y pertenece a la serie de las centrales tipo Chernobil, tristemente conocida. Es un diseño único de origen soviético, de gran tamaño y con características esencialmente distintas a las de los reactores occidentales. Reactor de agua pesada (HWR - Heavy Water Reactor). Este tipo de reactor ha sido desarrollado principalmente en Canadá (reactores CANDU) y la India. Emplea como combustible uranio natural o enriquecido, en forma de óxido, introducido en tubos de circonio aleado. Su principal característica es el uso de agua pesada como moderador y refrigerante. En su diseño más común, los tubos de combustible están introducidos en una vasija (calandria) que contiene el moderador, agua pesada. El refrigerante, también agua pesada, se mantiene a presión para que no entre en ebullición, produciéndose el vapor en unos cambiadores de calor por los que circula el agua ligera. Reactor reproductor rápido (FBR - Fast Breeder Reactor). La principal característica de los reactores rápidos es que no utilizan moderador y que, por tanto, la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos. El núcleo del reactor consta de una zona fisionable, rodeada de una zona fértil en la que el U-238 o uranio natural se transforma en plutonio. El refrigerante suele ser sodio líquido y el vapor se produce en intercambiadores de calor. Su nombre de «reproductor» alude a que en la zona fértil se produce mayor cantidad de material fisionable que la que consume el reactor en su funcionamiento. Existen centrales con este tipo de reactor en Francia (Phenix y Superphenix), Japón (Monju) y Rusia, entre otros países. 6.- OPERACIÓN Y MANTENIMIENTO. MEJORAS DE DISEÑO Las centrales nucleares son instalaciones industriales con un aspecto fundamental que las hace diferentes: el fenómeno de la radiactividad. En ellas es preciso mantener por debajo de los límites establecidos las dosis que puede recibir la población, de manera directa o indirecta, y el propio personal de la planta. Este hecho condiciona fuertemente los criterios de seguridad y los niveles de calidad bajo los que se debe diseñar, construir, operar y mantener la planta. Además, es preciso controlar los residuos radiactivos producidos durante su operación, incluyendo los derivados del desmantelamiento de la central una vez agotada su vida útil. Para asegurar el cumplimiento de los condicionantes anteriores, en la mayor parte de los países, se han creado organismos reguladores que, con carácter independiente, tienen como misión establecer los criterios que deben cumplir las instalaciones nucleares, asesorar de manera vinculante en las autorizaciones preceptivas para construir y operar la planta, y vigilar el cumplimiento permanente de las condiciones impuestas. En España, este organismo regulador es el Consejo de Seguridad Nuclear. El permiso de explotación de las centrales nucleares requiere que, a lo largo de su vida útil, se analicen continuamente sus condiciones de seguridad. El análisis debe contemplar la experiencia operativa propia, la de otras centrales del mismo tipo y el estado de la tecnología. Estos estudios obligan a tener grupos importantes de ingeniería de apoyo que, tras los análisis realizados, definen las mejoras y las correspondientes modificaciones de diseño específicas que en cada caso deben ser introducidas. Estas actividades se hacen con procedimientos de trabajo homologados para garantizar que la central mantiene sus bases de diseño y licencia con las variaciones introducidas. Si alguna modificación afectase a estas bases, la autoridad reguladora debe pronunciarse al respecto. En algunos casos, normalmente como consecuencia de desarrollos tecnológicos, las mejoras del parque nuclear exceden el ámbito específico de una central nuclear, para convertirse en objetivo general del sector, requiriendo en su implantación desarrollos previos, a veces de ámbito internacional, e inversiones significativas. Dos temas prioritarios, como ejemplo del valor tecnológico y estratégico de las mejoras del parque nuclear, son la Extensión de vida y el Incremento de potencia. 7.- EXTENSIÓN DE VIDA ÚTIL En la fase de diseño de la central se establecen requisitos aplicables a los distintos sistemas y estructuras, para mantener su capacidad funcional durante 40 años bajo determinadas hipótesis de funcionamiento, incluidos transitorios por operaciones anómalas. La constatación de que los criterios de diseño son muy conservadores, tanto por los transitorios postulados como por los métodos de cálculo; y de que, en consecuencia, al final de la vida de diseño pueden existir amplios márgenes en la capacidad funcional de una gran parte de los equipos y sistemas de la planta, ha llevado a establecer los denominados programas de extensión de vida. Estos programas tienen como objetivo prolongar la operación de la central al período permitido por su vida remanente, si es posible hasta 60 años. Para ello se están efectuando en todo el mundo importantes desarrollos tecnológicos de monitorización y evaluación del comportamiento de los materiales. Dichos trabajos se llevan a cabo en colaboración con organismos reguladores, compañías eléctricas propietarias, suministradores, e ingenierías. Parte de estos desarrollos están siendo financiados con fondos de I+D de los diferentes países. Además de por el beneficio económico directo que pueden aportar estos programas, han despertado gran interés por tres aspectos: el primero, por las ventajas sobre la seguridad que se derivan de la monitorización, a través de la análisis de componentes de seguridad; el segundo, por la posibilidad de retrasar la instalación de nuevas centrales; y el tercero, porque ello permite escalonar los procesos de desmantelamiento. Un número importante de centrales en todo el mundo cumplirán su vida útil a partir del año 2000. Estas ventajas adicionales tienen en sí mismas tanta relevancia para la seguridad y para la política energética de los países que, aún sin estar consolidada su viabilidad real, la mayoría de los países han iniciado programas para adquirir la tecnología asociada a la extensión de vida útil. En consecuencia, los programas de gestión de vida remanente se están implantando a nivel internacional. En España, desde el comienzo de los 80, las compañías propietarias vienen expresando un creciente interés en mejorar la gestión de vida de las instalaciones, para asegurar una operación segura y rentable de las mismas, más allá de su plazo de amortización económica (25 años), hasta alcanzar la vida de diseño (40 años), y mantener abierta la opción de extensión de vida por encima de los 40 años de conformidad con las experiencias internacionales. Los grupos de propietarios de centrales BWR y PWR, a través de un Comité de Gestión de Vida, desde 1988, pusieron en marcha una serie de iniciativas orientadas a un mejor conocimiento de esta problemática y al desarrollo compartido de metodologías aplicables en las centrales españolas, todo ello de manera independiente pero con un seguimiento profundo de los trabajos realizados en otros países, como los EE.UU. Posteriormente, en 1992, también a través de éste Comité, se puso en marcha un proyecto de desarrollo de un sistema de gestión de vida de centrales nucleares, que concluyó en 1994 con la definición de las metodologías aplicables a los planes de gestión de vida y con la especificación funcional de la herramienta informática para dar soporte a dichos planes. Las centrales de Santa María de Garoña y Vandellós II fueron las primeras en aplicar dichas metodologías, como plantas piloto de dicho Proyecto. Así mismo, otras centrales como, Cofrentes, José Cabrera y Almaraz, pusieron en marcha planes de gestión de vida. Todos estos planes concluirán con la determinación del estado de los sistemas, estructuras y componentes de mayor relevancia y la evaluación y perfeccionamiento de las prácticas de mantenimiento para controlar los envejecimientos. Ya se ha iniciado la fase II del proyecto, que desarrollará sistemas de vigilancia del estado de los elementos a través de diversos parámetros. La siguiente fase III, de análisis de datos y evaluación de la vida remanente, establecerá el programa de sustitución de equipos y definición de la vida de diseño. 8.- AUMENTO DE POTENCIA El incremento de potencia constituye uno de los medios más efectivos, en cuanto a costes y tiempo de ejecución, de aumentar la producción de energía y mejorar la eficiencia operativa de las centrales existentes. Desde finales de los 80 se han realizado, a nivel mundial, trabajos de ingeniería y solicitudes de licenciamiento para aumento de potencia en todos los tipos de reactor en operación. Un aumento de potencia implica actuaciones en tres posibles áreas: la primera optimizando el ciclo termodinámico del circuito secundario, la segunda mejorando el rendimiento térmico de los equipos más significativos, y la tercera aumentando la potencia térmica generada en el combustible (potencia nominal). La primera de las áreas consiste en modelar el ciclo, con los sistemas informáticos avanzados hoy disponibles, para analizar cómo pueden afectar al balance térmico pequeñas modificaciones en los posicionamientos de válvulas de control, pérdidas en tuberías y equipos, variaciones de caudal, etc. Estos resultados permiten identificar los parámetros y componentes susceptibles de ser modificados para que el ciclo opere en condiciones óptimas, mejorando algo el rendimiento termodinámico y con ello la potencia disponible. La segunda de las actuaciones es la mejora del rendimiento térmico de grandes componentes, como generadores de vapor, turbina y condensador. Para ello se introducen modificaciones de diseño tales como, cambio de materiales, modificaciones de toberas y álabes en las turbinas, incremento de superficie de intercambio, incremento de presión de operación, etc, aumentando así la eficiencia en la capacidad de transferencia de calor o directamente en la generación de potencia. El tercer área de actuación es el incremento de la potencia nominal del reactor y por tanto la transferencia al secundario de la mayor potencia térmica generada en el núcleo. Esta solución es viable tanto en los Reactores de Agua a Presión como en los Reactores de Agua en Ebullición. En ambos casos es preciso cambiar parámetros importantes del “diseño del núcleo”, lo que debe ser sometido a licencia, previa justificación de que se mantienen los márgenes de seguridad requeridos bajo todas las hipótesis de accidente postuladas. Existen numerosas centrales nucleares que han obtenido la correspondiente licencia para el aumento de potencia nominal y otras muchas están en el proceso de conseguirlo. En España ya han obtenido la licencia para el aumento de potencia, respecto a la inicial, en los siguientes porcentajes: Santa María de Garoña: 1,3%; Cofrentes 4,5%; Almaraz I y II 5,7% respectivamente; Ascó I 4,1%; Ascó II 9%; Trillo 2,4% y Vandellós II con 6,7%. 9.- ESTANDARIZACIÓN Tan evidente como la conveniencia de preservar la opción nuclear en el mundo, es que las centrales se deberán construir y explotar en condiciones muy diferentes a las actuales, en el contexto de un mercado liberalizado donde su competitividad será imprescindible. En base a la experiencia acumulada por la industria nuclear y también al desarrollo tecnológico en diversos casos, se puede afirmar que es posible diseñar y construir centrales progresivamente más seguras, más fiables y sobre todo más económicas. Sería deseable que las nuevas centrales nucleares estuvieran en disposición de ir tomando el relevo del gas natural en Occidente, de una forma gradual no traumática, en el plazo de unos 15 a 20 años. La experiencia acumulada por la industria muestra que la única vía para conseguir centrales nucleares cada vez más seguras, más fiables y más económicas es la estandarización. No se trata de un objetivo sencillo, y desde luego requiere un gran esfuerzo en ingeniería y gestión, y una abierta colaboración en el plano internacional, empezando por la aceptación de criterios de seguridad homogéneos. El objetivo de la estandarización es la construcción de una amplia serie de centrales nucleares con idéntica ingeniería básica y de detalle, procedimientos constructivos, equipos y componentes. El proceso de estandarización ideal se extendería también a los procedimientos y sistemas de operación y mantenimiento de la planta. Cada planta de la serie estándar se beneficiaría de la experiencia de la construcción de las anteriores y de la operación y mantenimiento del conjunto. Cada serie estándar daría origen a series sucesivas que pudieran incorporar las mejores tecnologías disponibles y las enseñanzas obtenidas en la construcción y explotación, permitiendo con ello la actualización periódica del diseño estándar y evitando la obsolescencia tecnológica. Una parte de las mejoras de los nuevos diseños estándar serían también incorporadas a las plantas ya en operación. La implantación de este concepto de planta estándar requerirá, sin duda, una reestructuración de la industria nuclear. La experiencia acumulada en la construcción de las centrales nucleares actuales y la que se deriva del apoyo continuo que es preciso aportar para su mantenimiento, operación y mejora permanente, es la mejor base posible para abordar la tarea de diseñar la nueva generación de centrales nucleares, ahora sobre criterios de estandarización. Las empresas eléctricas y la industria nuclear españolas poseen, pues, una buena base para participar activamente en el proceso, en colaboración con las de otros países. 10.- PROGRAMA DE CENTRALES AVANZADAS El interés inmediato en la energía nuclear o el deseo de prepararse para un relanzamiento futuro, en otros casos, ha determinado la decisión de promover en distintos países el desarrollo de la nueva generación de centrales nucleares. Se trata de conseguir centrales avanzadas, más seguras, para dar respuesta a la inquietud social, y más fiables y económicas para poder competir con otras alternativas energéticas. Los conceptos de simplificación y estandarización de los diseños son determinantes, en estos desarrollos, tanto para conseguir un precio ajustado de la planta estándar, como para facilitar un nuevo sistema de licenciamiento por parte de las autoridades reguladoras. Otra característica de estos desarrollos es que, debido a su elevado costo, han adquirido una dimensión internacional, participando en ellos suministradores principales, compañías eléctricas, ingenierías, y grandes fabricantes de equipo. La financiación se realiza a partir de fondos de I+D de los gobiernos y fondos propios de las compañías participantes, habiéndose establecido, en algunos casos, un sistema de retorno industrial, en función de las aportaciones, que se hará efectivo en el momento de la venta de las nuevas centrales. De este programa de centrales avanzadas se derivan ya importantes ventajas para la industria nuclear de hoy en día. En primer lugar, muchos de los desarrollos técnicos del programa son aplicables como mejoras a las centrales que funcionan en la actualidad, pero además, estos trabajos permiten mantener activas las capacidades de una industria nuclear que, de no contar con ellos, iría desapareciendo paulatinamente con la consiguiente pérdida de la tecnología adquirida. En España, tomando como referencia las iniciativas desarrolladas en EE.UU, el sector eléctrico preparó, en diciembre de 1988, su “Proyecto de investigación sobre reactores avanzados” con los objetivos de mantener la tecnología y preparar el sector español para el futuro. La Administración española manifestó en el Plan Energético Nacional (PEN) 1991-2000 un claro interés por el mantenimiento de la capacidad tecnológica en el área nuclear. Concretamente, en el capítulo dedicado a “I+D en el sector energético”, estableció como prioridades de la investigación en centrales avanzadas la participación en proyectos internacionales, el fomento de la participación española en desarrollos pasivos y evolutivos, el mantenimiento de la tecnología y la obtención de diseños avanzados. Esta posición de la Administración española permitió consolidar el proyecto de reactores avanzados español estableciéndose las siguientes áreas de actuación: Ø Programa de centrales avanzadas europeas, que comprende dos acciones específicas: la participación en la elaboración del documento EUR (European Utility Requirements) de requisitos de diseño y la participación en el programa francés REP 2000, que se integró posteriormente en el proyecto del EPR (European Pressurized Reactor). Ø Programa de centrales nucleares pasivas, en donde se ha participado en tres acciones: el proyecto de certificación de los reactores pasivos ante la NRC (Nuclear Regulatory Comission), el proyecto de diseño de detalle del reactor pasivo SBWR de General Electric y el proyecto de diseño de detalle del reactor pasivo AP-600 de Westinghouse. Ø Programa de centrales nucleares evolutivas. Aunque no estaba inicialmente previsto, al decidir las empresas eléctricas americanas apoyar financieramente el diseño del ABWR, en lugar del SBWR, la participación española se recondujo también en esa dirección, entrando a colaborar en aquel proyecto. Junto a la participación en estos tres programas, el Grupo Nuclear de SEPI (Sociedad Española de Participaciones Industriales) formado por la empresas españolas Initec, Equipos Nucleares y Babcock Wilcox Española, ha firmado un acuerdo con las empresas Westinghouse y Mitsubishi, para el desarrollo y construcción de centrales nucleares del tipo Avanzadas de Agua a Presión, en la República Popular China. En definitiva, el programa de centrales avanzadas español ha permitido al sector nuclear de nuestro país, encabezado por las compañías eléctricas, participar en programas internacionales de gran interés, no sólo en lo que se refiere al futuro sino también por su aplicación a las centrales actualmente en operación. 11.- REACTORES RÁPIDOS La característica principal de los reactores rápidos es que no utilizan moderador y que, por tanto, la mayoría de las fisiones se producen por neutrones rápidos. El núcleo de un reactor rápido reproductor consta de una zona fisionable (uranio-235 o plutonio-239) rodeada de una zona fértil donde el uranio-238 se transforma en plutonio-239. El refrigerante no debe producir moderación de neutrones, por lo que normalmente se emplea sodio líquido. En los reactores rápidos se da una aparente paradoja, ya que se produce más combustible del que se consume, pues el material fértil, uranio-238, puede absorber los neutrones rápidos y transformarse en plutonio-239 que a su vez es fisionable. En la práctica, este hecho permite multiplicar por un factor del orden de 50 la cantidad de energía que se puede obtener del uranio en comparación con lo producido en las centrales actuales con reactores térmicos. De este modo las reservas de uranio, que utilizadas en reactores térmicos representan en energía equivalente del orden del 60% de las actuales de petróleo, pasarían a significar varias veces los totales de combustibles fósiles. El interés de los reactores rápidos se justifica en el contexto de un programa nuclear amplio y sostenido. Se trata de poder aprovechar mucho más ampliamente las reservas limitadas de uranio y también de complementar el aprovechamiento del plutonio que se produce en la operación de los reactores térmicos. La ralentización producida en los programas nucleares ha hecho que el desarrollo de los reactores rápidos pierda prioridad y urgencia en todo el mundo. 12.- FUSIÓN NUCLEAR La utilización de la energía generada en la fusión nuclear de átomos ligeros en otros más pesados viene siendo objeto desde los años 50, de un importante esfuerzo de investigación y desarrollo, debido a la ventaja que presenta la gran cantidad de energía liberada en dicho proceso y la abundancia de deuterio, un isótopo del hidrógeno apto para la fusión. Hasta la fecha se han producido hasta 12 MW de potencia en reacciones de fusión controladas durante más de un segundo (Proyecto JET, UE, Septiembre 1997) y existe la confianza de que con los conocimientos tecnológicos actuales sea posible mantenerlas de forma estacionaria con producción de potencia en el rango comercial de cientos de MW. El aprovechamiento de la energía de fusión pasa por el desarrollo de sistemas tecnológicos que cumplan dos requisitos fundamentales: Ø Calentar hasta temperaturas de millones de grados Kelvin, para conseguir un gas sobrecalentado - plasma - en el que los electrones salgan de sus órbitas y donde los núcleos puedan ser controlados para su fusión en otros más pesados. 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. La tecnología de fusión se está desarrollando en dos líneas principales: Ø Fusión por confinamiento magnético. Las partículas eléctricamente cargadas del plasma son atrapadas en un espacio limitado por un campo magnético al describir trayectorias helicoidales determinadas por las líneas de fuerza de dicho campo. El dispositivo más desarrollado tiene forma toroidal y se denomina Tokamak. Ø Fusión por confinamiento inercial. Consiste en crear un medio tan denso que las partículas no tengan prácticamente ninguna posibilidad de escapar sin chocar entre sí. Súbitamente impactada por poderosos haces luminosos creados por láser, una pequeña esfera de un compuesto sólido de deuterio y tritio implosiona bajo los efectos de la onda de choque. De esta forma, se hace cientos de veces más densa que en su estado sólido normal y explosiona bajo los efectos de la reacción de fusión. Dentro de los programas internacionales mediante el sistema por confinamiento magnético, la construcción por parte de la Unión Europea del “Joint European Torus” (JET) en el Reino Unido y los experimentos que en él se llevaron a cabo desde 1983 a 1991 permitieron demostrar la posibilidad de mantener el proceso de fusión en el plasma. Dados los buenos resultados del JET, en 1990 se decidió continuar el programa de fusión con una instalación mayor en la que, además del reactor, se probasen sus sistemas auxiliares sin generar aún electricidad. A este fin, se creó el proyecto (ITER) “International Thermonuclear Experimental Reactor”, en el que participan la UE, Japón, Rusia y EE.UU. El objetivo es determinar la viabilidad técnica y económica de la fusión nuclear por confinamiento magnético para la generación eléctrica, como fase previa a la construcción de una instalación de demostración comercial. En España, colaboran en este proyecto ITER el CIEMAT y otras industrias nacionales tanto del área de ingeniería como en el de suministros. En cuanto al confinamiento inercial, no existen ahora proyectos de carácter internacional comparables al ITER, probablemente por razón de las aplicaciones militares asociadas al desarrollo de la tecnología del láser. Esto hace que los programas más importantes -EE.UU, Rusia y Francia- se encuentren clasificados. No obstante, en España conviene señalar la existencia de un grupo de investigadores constituido alrededor del Instituto de Fusión Nuclear de la Universidad Politécnica de Madrid, que viene desarrollando una actividad meritoria a pesar de los recursos financieros limitados de que dispone. No existen serias dudas en cuanto a la viabilidad técnica de las futuras centrales nucleares de fusión, pero algunos las tienen, con cierto fundamento, en lo relativo a su viabilidad económica. En cualquier caso, existe un largo camino por recorrer y la necesidad de ir resolviendo un cúmulo de problemas básicos y de detalle. No es previsible que este proceso pueda ser recorrido con éxito en menos de unos 50 años, y eso contando con que se dediquen a este empeño las enormes inversiones que se precisan. 13.- PERSPECTIVAS DE FUTURO La consideración de los tres objetivos fundamentales que se presentan a la hora de definir toda política energética: la competitividad económica global, la seguridad en el aprovisionamiento de las fuentes primarias de energía, y la protección del medio ambiente, ha llevado a los países más desarrollados a la conclusión de que la energía nuclear de fisión debe seguir considerándose como una alternativa determinante para el futuro, así como un escalón a recorrer en el proceso tecnológico que conduzca a nuevas fuentes de energía escasamente contaminantes y, de manera específica, a la fusión nuclear. Es un hecho que la energía nuclear de fisión ha de mejorar su competitividad, como consecuencia de los procesos de “licencia” permanentemente abiertos, de los diseños “a la carta” de las centrales, y de la gestión de los proyectos dentro de un sistema eléctrico liberalizado. No obstante, existe en la industria el convencimiento firme de que ese objetivo puede ser alcanzado. La respuesta al problema consiste: en reformar el sistema de licencia; estandarizar el diseño, la construcción y la operación de las futuras centrales; e involucrar a suministradores “llave en mano” altamente especializados en los resultados técnicos y económicos del proyecto. El proceso para el cambio, en esas líneas, está ya iniciado, generalmente en esquemas de colaboración internacional, y su resultado final debería ser la vuelta a la competitividad. En cuanto a la seguridad en el aprovisionamiento, conviene recordar que una de las circunstancias que hizo posible la crisis del petróleo en el año 1973, fue precisamente el relajamiento en la política de autoabastecimiento de petróleo por parte de los EE.UU. en los años inmediatamente anteriores, con la escalada de las importaciones y la consiguiente tirantez oferta-demanda. Hoy existe una mayor diversificación de fuentes de suministro y existen grandes reservas de gas natural bastante distribuido; pero también hay una fuerte tendencia al crecimiento de la dependencia de las importaciones por parte de los grandes mercados consumidores, sobre todo de Europa, que se agudizaría si se fuera abandonando la opción nuclear. Es evidente que Europa no va a estar a resguardo de posibles crisis, de carácter político o económico, en determinadas zonas, de las que proceden porcentajes significativos y crecientes del suministro energético. Y es más, países como España, con un nivel de autoabastecimiento decreciente - el 30% hoy, pero sólo el 15% si se descontase la energía nuclear - lo va a estar mucho menos. Es un hecho que Europa está poco preparada para dar respuesta solidaria a una situación de crisis y no lo estará en mucho tiempo con garantías para los países más dependientes, sobre todo si la crisis es severa. Por lo que se refiere a los aspectos medioambientales, el gas natural es mejor solución que otros combustibles, pero sigue produciendo CO2 y los recursos son limitados. No parece razonable confiarle a largo plazo una parte importante del crecimiento global de la energía primaria en el mundo, que se estima en el 2% al año, teniendo en cuenta, además, que las mayores reservas de gas natural están en países con regímenes económicos y políticos inestables. Son precisamente las consideraciones medioambientales y su posible evolución, una de las razones más importantes invocadas para promover la energía nuclear en China y Japón, en un área en que otros países también mantienen programas nucleares activos. En España, lógicamente, no podemos salirnos del contexto del entorno geopolítico en que nos encontramos. No sería razonable, siguiendo el ejemplo de Japón o de Corea, embarcarnos en un nuevo programa de construcción de centrales nucleares. Pero no deberíamos quedar al margen de las iniciativas de carácter internacional de nuestro entorno. Por el contrario, deberíamos ser uno de los miembros más entusiastas, si realmente queremos no quedar descolgados técnica e industrialmente de un mercado futuro en el que los recursos energéticos van a ser la tecnología y la capacidad de su gestión. Los conocimientos adquiridos nos permiten aspirar a representar algún papel en el mercado que se avecina, si sabemos situarnos y apostar por él. En el contexto descrito, conviene señalar que en los EE.UU la industria mantiene un plan estratégico para la construcción de nuevas centrales que se revisa anualmente y que contempla todas las actividades a llevar a cabo para preservar la opción nuclear como alternativa viable. Existe un comité, compuesto por representantes de las empresas eléctricas y de la industria, que ha supervisado la elaboración y mantenimiento de dicho plan estratégico. En Europa se viene publicando el PINC (Programa Indicativo Nuclear para la Comunidad), que recomienda el mantenimiento de la opción nuclear entre las diversas alternativas energéticas de los países de la Unión. Esta recomendación se fundamenta en el efecto favorable de la energía nuclear en lo que se refiere a la seguridad en el aprovisionamiento, importación de combustibles, mantenimiento del “know-how” en materias de alta tecnología, la salvaguarda de puestos de trabajo cualificados, y la reducción de las emisiones de CO2. 14.- OTRAS APLICACIONES DE LA ENERGIA NUCLEAR En este apartado se pretende ofrecer una visión panorámica del gran número y variedad de los diferentes tipos de aplicaciones cotidianas del uso de la energía nuclear. Los isótopos constituyen un instrumento que puede cumplir algunas tareas mejor, más fácilmente, con más rapidez, en forma más simple y a menor coste que otros métodos. Algunas mediciones no podrían efectuarse sin el empleo de isótopos, ya que no se dispone de métodos alternativos Las fuentes isotópicas resultan relativamente baratas y los instrumentos son fáciles de conseguir y su utilización es simple. Por ello, estas fuentes tiene gran aplicación en todos los campos de la ciencia e industria. Investigación Los trazadores han sido los instrumentos fundamentales para el esclarecimiento de los procesos biológicos; la información proporcionada por las moléculas marcadas en las distintas etapas del ciclo celular y el auxilio prestado por las técnicas de separación analítica, cada vez más refinadas, han hecho posible el conocimiento de los mecanismos básicos de los fenómenos biológicos. El número de ejemplos que se podrían poner de empleo de trazadores en investigación es prácticamente ilimitado; y, a título de ilustración, se puede citar el caso de la fotosíntesis, por la importancia que tuvo como investigación pionera en la década de los años 40, antes de consolidarse la moderna Biología Molecular (Watson y Cricks, 1953), donde no se acomete ningún estudio sin hacer uso de los trazadores . Otro ejemplo es la | |||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
