Los primeros reactores nucleares a gran escala se cimentaron en 1944 en Hanford, en el estado de Washington (Estados Unidos), para la producción de material para armas nucleares. El combustible era uranio natural; el moderador, grafito. Estas plantas producían plutonio a través de la absorción de neutrones por parte del uranio 238; el calor generado no se aprovechaba.
4.1 Reactores de agua ligera y pesada
En la totalidad del mundo se han construido diferentes tipos de reactores (caracterizados por el combustible, moderador y refrigerante empleados) para la producción de energía eléctrica. Por ejemplo, en Estados Unidos, con pocas excepciones, los reactores para la producción de energía emplean como combustible nuclear óxido de uranio isotópicamente enriquecido, con un 3% de uranio 235. Como moderador y refrigerante se emplea agua normal muy purificada. Un reactor de este tipo se denomina reactor de agua ligera (RAL).
En el reactor de agua a presión (RAP), una versión del sistema RAL, el refrigerante es agua a una presión de unas 150 atmósferas. El agua se bombea a través del núcleo del reactor, donde se calienta hasta unos 325 °C. El agua sobrecalentada se bombea a su vez hasta un generador de vapor, donde a través de intercambiadores de calor calienta un circuito secundario de agua, que se transforma en vapor. Este vapor propulsa uno o más generadores de turbinas que producen energía eléctrica, se condensa, y es bombeado nuevamente al generador de vapor. El circuito secundario está recluido del agua del núcleo del reactor, por lo que no es radiactivo. Para condensar el vapor se emplea un tercer circuito de agua, proveniente de un lago, un río o una torre de refrigeración. La vasija presurizada de un reactor tradicional tiene unos 15 m de altura y 5 m de diámetro, con paredes de 25 cm de espesor. El núcleo alberga unas 80 toneladas de óxido de uranio, contenidas en tubos delgados resistentes a la corrosión y agrupados en un haz de combustible.
En el reactor de agua en ebullición (RAE), otro tipo de RAL, el agua de refrigeración se preserva a una presión algo menor, por lo que hierve dentro del núcleo. El vapor producido en la vasija presurizada del reactor se encamina de forma directa al generador de turbinas, se condensa y se bombea de vuelta al reactor. A pesar de que el vapor es radiactivo, no hay un intercambiador de calor entre el reactor y la turbina, con el propósito de incrementar la eficiencia. Igual que en el RAP, el agua de refrigeración del condensador procede de una fuente independiente, como un lago o un río.
El nivel de potencia de un reactor en funcionamiento se mide perseverantemente con una serie de instrumentos térmicos, nucleares y de flujo. La producción de energía se controla insertando o retirando del núcleo un conjunto de barras de control que absorben neutrones. La posición de estas barras determina el nivel de potencia en el que la reacción en cadena se limita a autoconservarse.
A lo largo del funcionamiento, e inclusive tras su desconexión, un reactor grande de 1.000 megavatios (MW) contiene una radiactividad de miles de millones de curios. La radiación emitida por el reactor durante su funcionamiento y por los productos de la fisión tras la desconexión se absorbe a través de blindajes de hormigón de gran espesor ubicados en torno al reactor y del sistema primario de refrigeración. Otros sistemas de seguridad son los sistemas de emergencia para refrigeración de este último, que imposibilitan el sobrecalentamiento del núcleo en caso de que no funcionen los sistemas de refrigeración primordiales. En la mayoría de los países igualmente hay un gran edificio de contención de acero y hormigón para imposibilitar la salida al exterior de elementos radiactivos que pudieran desbandarse en caso de una fuga.
A pesar de que al principio de la década de 1980 había 100 centrales nucleares en funcionamiento o en construcción en Estados Unidos, tras el accidente de Three Mile Island (ver más hacia delante) la desasosiego por la seguridad y los circunstancias financieros se conjuntaron para asediar el crecimiento de la energía nuclear. Desde 1979, no se han responsable nuevas centrales nucleares en Estados Unidos y no se ha soportado el funcionamiento de algunas centrales ya terminadas. En 1990, en torno al 20% de la energía eléctrica generada en Estados Unidos procedía de centrales nucleares, mientras que este porcentaje es casi del 75% en Francia.
En el periodo inicial del avance de la energía nuclear, en los primeros años de la década de 1950, apenas disponían de uranio enriquecido Estados Unidos y la Unión de Repúblicas Socialistas Soviéticas (URSS). Por ello, los programas de energía nuclear de Canadá, Francia y Gran Bretaña se encomendaron en reactores de uranio natural, donde no puede emplearse como moderador agua normal porque absorbe demasiados neutrones. Esta limitación llevó a los ingenieros canadienses a realizar un reactor enfriado y moderado por óxido de deuterio (D2O), igualmente denominado agua pesada. El sistema de reactores canadienses de deuterio-uranio (CANDU), empleado en 20 reactores, ha funcionado memorablemente, y se han construido centrales semejantes en la India, Argentina y otros países.
En Gran Bretaña y Francia, los primeros reactores de descendencia de energía a gran escala utilizaban como combustible barras de metal de uranio natural, moderadas por grafito y refrigeradas por dióxido de carbono (CO2) gaseoso a presión. En Gran Bretaña, este diseño inicial fue reemplazado por un sistema que emplea como combustible uranio enriquecido. Después se intercala un diseño perfeccionado de reactor, el denominado reactor avanzado refrigerado por gas (RAG). Actualmente, la energía nuclear simboliza casi una cuarta parte de la descendencia de electricidad en el Reino Unido. En Francia, el tipo inicial de reactor se reemplazó por el RAP de diseño americano en el momento en que las plantas francesas de enriquecimiento isotópico comenzaron a suministrar uranio enriquecido. Rusia y los otros Estados de la arcaica URSS tienen un amplio programa nuclear, con sistemas moderados por grafito y RAP. A comienzos de la década de 1990, se encontraban en construcción en la totalidad del mundo más de 120 nuevas centrales nucleares.
En España, la tecnología asumida en los reactores de las centrales nucleares es del tipo de agua ligera; apenas la central de Vandellòs tiene reactor de grafito refrigerado con CO2.
4.2 Reactores de propulsión
Para la propulsión de grandes buques de superficie, como el portaaviones americano Nimitz, se emplean reactores nucleares semejantes al RAP. La tecnología básica del sistema RAP fue elaborada por primera ocasión en el programa americano de reactores navales dirigido por el almirante Hyman George Rickover. Los reactores para propulsión de submarinos suelen ser más pequeños y emplean uranio muy enriquecido para que el núcleo pueda ser más compacto. Estados Unidos, Gran Bretaña, Rusia y Francia disponen de submarinos nucleares provistos con este tipo de reactores.
Estados Unidos, Alemania y Japón emplearon durante periodos limitados tres cargueros oceánicos experimentales con propulsión nuclear. A pesar de que tuvieron triunfo desde el enfoque técnico, las circunstancias financieras y las estrictas normas portuarias forzar a renegar de dichos proyectos. Los soviéticos cimentaron el primer rompehielos nuclear, el Lenin, para emplearlo en la limpieza de los pasos navegables del Ártico.
4.3 Reactores de investigación
En muchos países se han construido diversos reactores nucleares de pequeño tamaño para su empleo en formación, pesquisa o producción de isótopos radiactivos. Estos reactores suelen funcionar con niveles de potencia del orden de 1 MW, y es más sencillo conectarlos y desconectarlos que los reactores más grandes empleados para la producción de energía.
Una diversidad muy empleada es el denominado reactor de piscina. El núcleo está constituido por material parcial o completamente enriquecido en uranio 235, contenido en placas de aleación de aluminio y sumergido en una gran piscina de agua que sirve al mismo tiempo de refrigerante y de moderador. Pueden ponerse sustancias de forma directa en el núcleo del reactor o cerca de éste para ser irradiadas con neutrones. Con este reactor pueden hacerse diversos isótopos radiactivos para su empleo en medicina, pesquisa e industria (véase Isótopo trazador). Igualmente pueden extraerse neutrones del núcleo del reactor a través de tubos de haces, para emplearlos en experimentos.
4.4 Reactores autorregenerativos
Existen yacimientos de uranio, la materia prima en la que se centra la energía nuclear, en múltiples regiones del mundo. No es conocido con precisión sus reservas totales, sin embargo podrían ser limitadas a no ser que se empleen fuentes de muy baja concentración, como granitos y esquistos. Un sistema ordinario de energía nuclear tiene una etapa de vida parcialmente breve debido a su muy baja eficiencia en el uso del uranio: apenas aprovecha en torno al 1% del contenido energético del uranio.
La característica básica de un “reactor autorregenerativo” es que produce más combustible del que consume. Lo alcanza fomentando la absorción de los neutrones sobrantes por un denominado material exuberante. Existen varios sistemas de reactor autorregenerativo técnicamente factibles. El que más interés ha labrado en la totalidad del mundo emplea uranio 238 como material exuberante. Cuando el uranio 238 absorbe neutrones en el reactor, se transforma en un nuevo material fisionable, el plutonio, a través de un proceso nuclear conocido como desintegración β (beta). La secuencia de las reacciones nucleares es la próximo:
En la desintegración beta, un neutrón del núcleo se desintegra para dar lugar a un protón y una partícula beta.
Cuando el plutonio 239 absorbe un neutrón, puede hacerse su fisión, y se libera un promedio de unos 2,8 neutrones. En un reactor en funcionamiento, uno de esos neutrones se precisa para hacer la siguiente fisión y conservar en marcha la reacción en cadena. Una media o promedio de 0,5 neutrones se pierden por absorción en la estructura del reactor o el refrigerante. Los restantes 1,3 neutrones pueden ser absorbidos por el uranio 238 para hacer más plutonio a través de las reacciones indicadas en la ecuación (3).
El sistema autorregenerativo a cuyo desarrollo se ha dedicado más esfuerzo es el denominado reactor autorregenerativo veloz de metal líquido (RARML). Para maximizar la producción de plutonio 239, la velocidad de los neutrones que causan la fisión debe conservarse alta, con una energía igual o muy poco menor que la que tenían al ser liberados. El reactor no puede contener ningún material moderador, como el agua, que pueda parar los neutrones. El líquido refrigerante favorito es un metal fundido como el sodio líquido. El sodio tiene muy buenas características de transferencia de calor, funde a unos 100 °C y no hierve hasta unos 900 °C. Sus primordiales desventajas son su reactividad química con el aire y el agua y el alto nivel de radiactividad que se induce en el sodio dentro del reactor.
En Estados Unidos, el avance del sistema RARML inició antes de 1950, con la construcción del primer reactor autorregenerativo experimental, el denominado EBR-1. Un programa americano más amplio en el río Clinch fue cancelado en 1983, y apenas se ha continuado el trabajo experimental. En Gran Bretaña, Francia, Rusia y otros Estados de la arcaica URSS funcionan reactores autorregenerativos, y en Alemania y Japón prosiguen los trabajos experimentales.
En uno de los diseños para una central RARML de grandes dimensiones, el núcleo del reactor está constituido por miles de tubos delgados de acero inoxidable que contienen un combustible compuesto por una amalgama de óxido de plutonio y uranio: un 15 o un 20% de plutonio 239 y el resto uranio. El núcleo está rodeado por una zona denominada capa exuberante, que contiene barras semejantes repletas únicamente de óxido de uranio. Todo el conjunto de núcleo y capa exuberante mide unos 3 m de alto por unos 5 m de diámetro, y está montado en una gran vasija que contiene sodio líquido que sale del reactor a unos 500 °C. Esta vasija igualmente contiene las bombas y los intercambiadores de calor que ayudan a eliminar calor del núcleo. El vapor se genera en un circuito secundario de sodio, separado del circuito de refrigeración del reactor (radiactivo) por los intercambiadores de calor intermedios de la vasija del reactor. Todo el sistema del reactor nuclear está ubicado dentro de un gran edificio de contención de acero y hormigón.
La primera central a gran escala de este tipo empleada para la descendencia de electricidad, la denominada Super-Phénix, inició a funcionar en Francia en 1984. En las costas del mar Caspio se ha construido una central de escala media, la BN-600, para producción de energía y desalinización de agua. En Escocia hay un prototipo de grandes dimensiones con 250 megavatios.
El RARML produce en torno a un 20% más de combustible del que consume. En un reactor grande, a lo largo de 20 años se genera suficiente combustible para atribuir otro reactor de energía parecido. En el sistema RARML se aprovecha en torno al 75% de la energía contenida en el uranio natural, frente al 1% del RAL.
— 133 visualizaciones.