Reactor nuclear de potencia

Un reactor nuclear produce calor de la fisión nuclear, en la cual, el núcleo atómico se rompe liberando gran cantidad de energía.

En el núcleo del reactor se produce una reacción en cadena autosostenida, es decir, los neutrones producen fisión liberándose calor y dos o tres neutrones, algunos de los cuales repiten el ciclo.

Las barras de control absorben neutrones y se suben o bajan para controlar las reacciones que ocurren en el núcleo y la cantidad de calor producida.

El tipo mas común de reactores nucleares es el de agua presurizada, también conocido como de doble circuito de agua.

El combustible de un reactor nuclear, por ejemplo el Uranio, está ubicado dentro de unas vainas de un material especial, alrededor de las cuales circula el agua de refrigeración del circuito primario.

El circuito primario bombea agua fría al núcleo del reactor desde donde extrae el calor generado y pasa luego por los tubos del generador de vapor.

Este circuito está presurizado, por lo que el agua permanece líquida aún a las elevadas temperaturas de salida.

En el circuito secundario el agua está a menor presión y se transforma en vapor al pasar por el generador de vapor.

Este vapor es luego enfriado en el condensador por agua proveniente de un gran reservorio como por ejemplo un río o un lago. El agua así condensada es bombeada nuevamente hacia los generadores de vapor completando el circuito.

El vapor producido en el circuito secundario hace girar las turbinas, las que mueven a los generadores eléctricos produciendo la energía eléctrica que es enviada a la red a través de líneas de transmisión.

El reactor nuclear de investigación

¿Para que sirve?

La función principal es proveer neutrones para:

• Conocer más acerca de la interacción de la radiación con los materiales

• Investigar acerca del comportamiento de los neutrones en un reactor nuclear

• Analizar materiales por técnicas no destructivas

• Producir radioisótopos de uso medicinal e industrial.

• Investigar fenómenos físicos a nivel del átomo y sus núcleos

• Desarrollar criterios de seguridad y radioprotección

• Aprender sobre el manejo de reactores

• Docencia en el área de la Ingeniería Nuclear y la Física

• Conocer mejor el comportamiento de los reactores en general

¿Todo esto en un sólo reactor?

Hay reactores de investigación que sirven para muchos propósitos (Reactor RA-6, Bariloche) y otros que solo se utilizan para alguno de los propósitos mencionados (Reactor RA-8, Pilcaniyeu).

¿Cómo funcionan?

Están conformados por un combustible nuclear (Generalmente Uranio), un moderador (Agua, Agua pesada, Grafito), barras controladoras o de control, un reflector de neutrones (Agua, Berilio, Grafito,etc) y materiales estructurales que soportan y contienen el conjunto. La zona donde se aloja el combustible es la denominada "Núcleo del Reactor"

La incidencia de un neutrón en un núcleo de un átomo de combustible puede en determinadas condiciones producir la fisión del núcleo, la cual libera calor y dos o tres neutrones. Estos neutrones podrán producir más fisiones, escaparse, o absorberse en algún material.

• Para que la reacción se mantenga estable es necesario que por cada fisión quede un solo neutrón. Para regular esta cantidad se utilizan las barras controladoras o de control construidas de material apto para absorber neutrones.

• Para que se produzca una fisión se requiere, en la mayoría de los reactores, que el neutrón que sale a gran velocidad de la fisión se frene. Esa es la función del moderador. El Hidrógeno (presente en el agua) , el Deuterio (Isótopo del Hidrógeno, presente en el agua pesada) o el Carbono (presente en el grafito), por ejemplo, son elementos aptos para esta función dado que el tamaño de sus núcleos, no muy distintos al del neutrón, permiten que estos se frenen por choques.

• El calor que genera la fisión debe ser evacuado. Esta es la función del refrigerante que se lleva el calor del núcleo y se va enfriando en contacto con otros circuitos mas fríos.

• Par que neutrones que escapan de la zona del núcleo retornen se utilizan materiales reflectores de neutrones que al igual que el moderador permiten mediante choques el retorno de neutrones al núcleo

¿Dónde se hacen los experimentos?

En el núcleo del reactor hay por cada centímetro cúbico millones de millones de neutrones, dependiendo la cantidad de la potencia. La mayoría de estos neutrones son utilizados para mantener la reacción en cadena. Los restantes son utilizados para la realización de experimentos.

Los reactores de investigación tienen lo que se llaman facilidades de irradiación donde se colocan las muestras a irradiar. Algunas de estas facilidades son posiciones libres dentro del núcleo donde puedo colocar el experimento. Otras facilidades son conductos, ya sea llenos de aire o algún material específico, que conducen los neutrones hacia el lugar o sala de experimentación.

En la mayoría de los casos las muestras sometidas a irradiación de neutrones deben ser analizadas por distintos métodos. Generalmente los reactores de investigación están construidos junto a laboratorios que permiten estos análisis.

¿Cuál es la potencia de este tipo de reactores?

Los hay desde potencia muy baja -casi nula- hasta aproximadamente 50 Mw, dependiendo de su uso.

Esquema de un Reactor de Investigación Típico

Física de los reactores de fusión

El hombre busca dominar las reacciones de fusión en la tierra para poder aprovechar la gran cantidad de energía que éstas liberan. Se presentan para ello dos problemas serios:

1- Producir un plasma de deuterio-tritio (o del combustible que se quiera utilizar, ver más adelante) con una temperatura de alrededor de 100 millones de grados centígrados y suficiente densidad para que se produzcan muchas reacciones de fusión.

2- Mantener el plasma a esa temperatura y densidad, sin tocar las paredes del reactor, durante suficiente tiempo para generar más energía por fusión que la utilizada para producir y calentar el plasma.

El problema no está aún resuelto pero se han hecho grandes progresos desde que se comenzó con los estudios, hace más de 40 años.

La necesidad de mantener el plasma a alta temperatura hace que sea imposible almacenarlo (confinarlo) dentro de un recipiente sólido, ya que al entrar en contacto con las paredes del mismo el plasma se enfriaría y el recipiente se dañaría. Se plantea entonces el problema de cómo confinar el plasma durante suficiente tiempo a temperaturas elevadas.

En las estrellas, la enorme atracción gravitatoria hace que pese a su alta temperatura el plasma no se expanda demasiado y se mantenga a altas densidades. A escala terrestre la atracción gravitatoria del propio plasma es extremadamente débil y no puede mantenerlo confinado.

Se han propuesto dos métodos para confinar el plasma en un reactor de fusión. Estos métodos se conocen como confinamiento magnético y confinamiento inercial.

En el método de confinamiento magnético se utiliza la fuerza que un campo magnético ejerce sobre las partículas cargadas que constituyen el plasma. Esta fuerza obliga a las partículas del plasma a moverse siguiendo la dirección del campo magnético. De esta forma, utilizando electroimanes para generar un campo magnético con la geometría (estructura) apropiada, es posible evitar que el plasma se acerque a la pared del reactor.

El combustible contenido dentro de esta "botella magnética" es calentado haciendo circular una corriente eléctrica y/o utilizando haces de partículas de gran energía u ondas electromagnéticas. Cuando la temperatura se eleva lo suficiente y comienzan a producirse reacciones de fusión una parte de la energía liberada puede aprovecharse para calentar el plasma. En el caso de la reacción deuterio-tritio, las partículas alfa entregan su energía al plasma pero los neutrones lo atraviesan sin depositar energía. Como los neutrones se llevan el 80% de la energía producida en la reacción de fusión, sólo un 20% (la quinta parte) de la energía producida se deposita en el plasma.

El concepto más avanzado dentro de la línea de confinamiento magnético es el conocido como tokamak. Las principales componentes de un tokamak son un recipiente de forma toroidal (semejante a una cámara de automovil) y una serie de electroimanes que se utilizan para inducir la corriente eléctrica en el plasma y producir los campos magnéticos.

Se ha conseguido, utilizando solamente deuterio para evitar que se produzcan muchas reacciones de fusión y el tokamak se vuelva radioactivo, producir condiciones tales en el plasma que, de repetirse con una mezcla de deuterio-tritio, permitirían generar tanta energía por fusión como la utilizada para producir y calentar el plasma. Esto se conoce como condición de "break-even". El próximo paso consiste en demostrar la posibilidad de producir reacciones de fusión autosostenidas. Esto se conoce como ignición y significa que la energía depositada por las partículas alfa es suficiente para mantener caliente el plasma y no se necesitan fuentes de calentamiento externas. Para esto es necesario que la energía total producida por fusión sea unas cinco veces mayor que la necesaria para calentar el plasma.

Actualmente se está diseñando un gran tokamak, ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor) para alcanzar las condiciones de ignición. Debido a su alto costo, unos 10.000 millones de dólares, Japón, la Comunidad Europea, Estados Unidos y Rusia se han asociado para llevar adelante este proyecto. La ubicación de ITER todavía no ha sido definida.

En el método de confinamiento inercial se irradia una pequeña pastilla de combustible con haces de radiación láser o haces de partículas de muy alta energía. Esto hace que la capa externa de la pastilla se evapore y expanda rápidamente comprimiendo el resto del combustible (acción y reacción). Al ser comprimida y calentada cada pastilla se transforma en una pequeña bomba termonuclear (de hidrógeno). Debido a esto, y al interés militar de los láseres de muy alta potencia, el acceso a la información existente en esta línea de trabajo se encuentra más restringido.

En esta línea de confinamiento los mejores resultados han sido alcanzados utilizando láseres pero se continúa trabajando en el desarrollo de haces de partículas de alta energía y en nuevos láseres para mejorar la eficiencia del proceso. Actualmente los EEUU están trabajando en un proyecto conocido como NIF (National Ignition Facility) donde se esperan alcanzar las condiciones de ignición.

¿Cómo serán las centrales de fusión?

No existen por el momento centrales comerciales que produzcan electricidad a partir de la fusión. Sin embargo, los conocimientos adquiridos tanto en aspectos teóricos como en la operación de grandes dispositivos experimentales permiten tener una idea bastante clara de como serán los reactores comerciales de fusión.

Como ocurre con las centrales de fisión pueden distinguirse dos áreas claramente diferenciadas. Por un lado está el reactor de fusión propiamente dicho, donde se producen las reacciones de fusión que generan calor, y por el otro los intercambiadores de calor, turbinas y generadores que producen la electricidad como en cualquier central térmica (ver reactores de potencia). Nos limitaremos a describir los componentes fundamentales de un reactor basado en un tokamak que utilice la reacción deuterio-tritio.

Uno de los problemas fundamentales para el desarrollo de los reactores de fusión es la producción de materiales apropiados para los distintos componentes del reactor. La identificación de dichos componentes y los requisitos que éstos deben satisfacer se encuentran íntimamente ligados a las características de la reacción deuterio-tritio.

La cámara de reacción contiene el combustible en estado de plasma y en ella tienen lugar las reacciones de fusión. Su cara interna se halla en contacto con las partículas de plasma que escapan al confinamiento por lo que debe ser recubierta con materiales especiales que la protejan y eviten que el plasma se contamine. Por el momento los materiales más utilizados para el recubrimiento de la cara interna son grafito, berilio y tungsteno.

Para minimizar la interacción entre el plasma y la pared de la cámara de reacción se utilizan los divertores. Estos dispositivos modifican la estructura de las líneas de campo magnético en la capa externa de plasma de modo de guiar el plasma que se encuentra próximo a la pared hacia una cámara separada donde puede ser neutralizado y eliminado.

La camisa moderadora y reproductora rodea la cámara de reacción y tiene dos funciones. La primera es extraer la energía de los neutrones para que pueda ser aprovechada para generar vapor. La segunda es producir tritio a partir de litio. El tritio es luego extraído para ser utilizado como combustible en el mismo reactor. Rodeando la camisa moderadora y reproductora se encuentra una capa de blindaje cuya función es impedir el paso de los neutrones que consiguen atravesar el moderador y de la radiación gamma.

Finalmente encontramos los inductores (electroimanes) que producen los campos magnéticos necesarios para confinar el plasma y generar la corriente que circula por el mismo. Para minimizar la cantidad de energía consumida para producir los campos magnéticos se usarán materiales superconductores. Los inductores superconductores son los componentes más costosos de un reactor de fusión.

La necesidad de mantener el plasma a altísimas temperaturas complica significativamente el desarrollo de los reactores de fusión pero los hace más seguros. Para comprender esto es necesario saber que en todo momento la cantidad de combustible (en estado de plasma) presente dentro del reactor es extremadamente pequeña. Por lo tanto, pese a su alta temperatura, la cantidad de calor contenida en el plasma es muy pequeña. Si algún problema técnico hiciera perder el control del plasma éste tocaría las paredes del reactor y se enfriaría rápidamente con lo que cesarían las reacciones de fusión y la producción de energía.

El proyecto CAREM

El reactor CAREM (por Central ARgentina de Elementos Modulares) es una planta nuclear de baja potencia (25 MW eléctricos), concebida con un diseño innovativo, de última generación. Sus características originales lo hacen diferente a los reactores nucleares de agua presurizada convencionales, que han estado en operación en las cuatro últimas décadas:

• El CAREM es un reactor del tipo integrado: todo el sistema primario - núcleo, generadores de vapor, refrigerante primario y domo de vapor - está contenido dentro de un único recipiente de presión.

• El refrigerante del reactor (agua liviana) circula por convección natural. El refrigerante hace también las veces de moderador.

• Los sistemas de seguridad son pasivos. No son necesarios generadores eléctricos Diesel de emergencia

Las ventajas técnicas y económicas que se obtienen en el diseño CAREM respecto del tradicional son las siguientes:

• Debido a la ausencia de tuberías de gran diámetro en el circuito primario, no es posible un accidente del tipo pérdida de refrigerante.

• Como resultado del gran inventario de refrigerante en el sistema primario, se obtienen una gran inercia térmica y una respuesta en tiempo amplia para el caso de transitorios o accidentes severos.

• El calor de decaimiento se transfiere a los generadores de vapor por circulación natural, es decir, sin la necesidad de bombas y por consiguiente sin posibilidad de falla.

• El control de calidad, esquemas de construcción y costos, se benefician en gran medida por la eliminación de muchas tareas en el sitio de construcción, debido al prearmado del sistema primario en fábrica (elementos modulares).

• Debido a la eliminación de las bombas del primario y del presurizador se obtienen menores costos, fácil mantenimiento e incremento en la disponibilidad de la planta.

Estas características hacen que el CAREM sea un reactor más seguro y económico. El incremento en la seguridad es el resultado de dos hechos:

• muchos eventos que podrían llevar a condiciones accidentales resultan imposibles de suceder debido al diseño innovativo.

• la confiabilidad de los sistemas de seguridad en el CAREM es mayor que la normal, debido a que dichos sistemas son pasivos y simples.

La contribución de estas dos características implican un riesgo de accidente reducido para la planta, resultando en una probabilidad de accidentes más de diez veces menor a la de diseños convencionales.

El incremento en la seguridad se logra sin incrementar el costo de la generación de energía. A pesar de que el uso de sistemas inherentemente seguros y/o pasivos implica que algunos componentes deban ser de mayor tamaño, el número de válvulas y bombas se reduce, como así también los requerimientos de cableado, entubado e instrumentación. La cantidad necesaria de componentes de seguridad también se reduce. Como resultado, se logra un reactor competitivo en un área anteriormente cerrada a la energía nuclear: la de la generación eléctrica de baja potencia.

El concepto CAREM fue presentado por primera vez en 1984 en Lima, Perú, durante una conferencia del OIEA sobre reactores de pequeño y mediano tamaño. Desde entonces, los criterios de diseño de CAREM y otros similares han sido adoptados por otros diseñadores de plantas nucleares, originando así una nueva generación de reactores, de los cuales el CAREM fue, cronológicamente, uno de los primeros.

El CAREM es un proyecto de CNEA. Las facilidades experimentales y la ingeniería fueron subcontratadas a INVAP, en tanto que CNEA es directamente responsable del desarrollo del elemento combustible.

Esquema de los componentes internos del recipiente de presión del reactor CAREM

Los reactores fósiles de África

En realidad, el primer reactor nuclear de la Tierra no fue hecho por el hombre. En 1972 se descubrieron los restos de seis reactores nucleares que funcionaron hace dos mil millones de años en la provincia de Oklo, en la República de Gabón, Africa. Estos reactores funcionaron en forma natural por un período de medio millón de años, en el que generaron unas 800 toneladas de residuos nucleares, que permanecieron enterrados naturalmente sin ningún efecto para el medioambiente.

Para que un reactor nuclear funcione ("se prenda") con agua común necesita uranio enriquecido. No puede andar con uranio natural, porque tiene muy poco del isótopo 235 que es el que produce la reacción en cadena. Hace dos mil millones de años el uranio que había en la Tierra estaba más enriquecido que ahora, porque el isótopo 235 va desapareciendo paulatinamente a medida que pasa el tiempo. En la época de los reactores de Oklo, la napas de agua subterránea acumularon uranio en bolsones naturales que se "encendieron" espontáneamente y funcionaron suavemente como si fueran calderas subterráneas que calentaban las napas freáticas. Tenían forma chata, de un metro de espesor y unos 300 m2 de extensión. Cada uno generaba alrededor de 25.000 Watts de potencia.

Autor: Dr. Ricardo Farengo / Fuente: Instituto Balseiro - CNEA

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