Central nuclear

Unha central nuclear, é unha instalación onde a enerxía mecánica que se necesita para mover un xerador de enerxía eléctrica se obtén a partir do vapor formado ó quentar auga nun reactor nuclear.
A enerxía nuclear procede das reaccións de fusión ou fisión de átomos, nas cales se liberan grandes cantidades de enerxía en forma de calor, que se usa para producir electricidade. Historia
En 1956 empezou, en Inglaterra, a primeira planta nuclear que xeraba electricidade para uso comercial. En 1990 había 420 reactores nucleares comerciais en 25 países que producen o 17% da enerxía do mundo.
Nos anos cincuenta e sesenta esta forma de producir enerxía foi acollida con entusiasmo, polo pouco combustible que consumía. Pero na década dos setenta e especialmente na dos oitenta cada vez houbo máis voces que alertaban sobre os perigos da radiación, e sobre todo en caso de accidentes. A construción de centrais nucleares paralizouse en case todos os países e na actualidade hai un debate aberto sobre o seu futuro. Ademais emerxeu o problema da almacenaxe dos residuos nucleares de alta actividade. En España
En 1968, a central nuclear José Cabrera iniciaba a era da utilización da enerxía nuclear para a produción de enerxía eléctrica en España. Foi seguida polas centrais de Santa María de Garoña e Vandellòs I.
A segunda xeración de centrais nucleares foi posta en marcha en 1980 e 1985. Inclúe os reactores de Almaraz I e Almaraz II, Ascó I, Ascó II e Cofrentes. A participación nacional alcanzada na súa construción foi do 70%, lográndose que nos proxectos da terceira xeración (1987), Vandellòs II e Trillo I alcanzase o 85%.
En 2011 hai 6 centrais nucleares en funcionamento en España, con 8 reactores en total que proporcionan unha potencia total instalada de 7. 728 MWe. Por orde de antigüidade son as seguintes: Garoña (Burgos): entrou en servizo en 1971 e, aínda que estaba previsto o seu peche en 2011, foi prorrogado ata o 2013.
Almaraz I (Cáceres): 1981.
Almaraz II (Cáceres): 1983.
Ascó I (Tarragona): 1984.
Cofrentes (Valencia): 1985.
Ascó II (Tarragona): 1986.
Trillo (Guadalajara): 1988.
Vandellòs II (Tarragona): 1988. Partes dunha central nuclear
Reactor. Nel prodúcese a fisión.
Xerador de vapor. Nel a calor producida pola fisión úsase para quentar a auga.
Turbina. Produce a electricidade coa enerxía contida no vapor.
Condensador. Nel arrefríase o vapor, transformándoo en auga líquida.
Un reactor nuclear é unha instalación capaz de iniciar, manter e controlar as reaccións de fisión en cadea, cos medios adecuados para extraer a calor xerada. Un reactor nuclear consta de varios elementos, cada un dos cales ten un papel na produción de calor. Estes elementos son: Combustible. Está formado por un material fisionable, xeralmente un composto de uranio, no que teñen lugar as reaccións de fisión e, por tanto, é a fonte de xeración de calor.
Moderador. Fai diminuír a velocidade dos neutróns rápidos, transformándoos en neutróns lentos ou térmicos. Empréganse como materias moderadores a auga, o grafito e a auga pesada.
Refrixerante. Extrae a calor xerada polo combustible do reactor. Normalmente úsanse refrixerantes líquidos, como a auga lixeira e a auga pesada, ou gases como o anhídrido carbónico e o helio.
Reflector. Permite reducir o escape de neutróns da zona do combustible e, por tanto, dispor de máis neutróns para a reacción en cadea. Os materiais usados son a auga, o grafito e a auga pesada.
Elementos de control. Actúan como absorbentes de neutróns, permitindo controlar en todo momento a poboación de neutróns, e por tanto, a reactividade do reactor. Os elementos de control teñen forma de barras, aínda que tamén poden atoparse diluídos no refrixerante.
Blindaxe. Evita o escape de radiación gamma e de neutróns do reactor. Os materiais usados como blindaxe son o formigón, a auga e o chumbo. Combustible
Chámase combustible nuclear a calquera material que conteña núcleos fisionables e poida empregarse nun reactor nuclear para que nel se desenvolva unha reacción nuclear en cadea. O uranio emprégase como combustible nuclear, como tamén o óxido de uranio. No primeiro caso referímonos a un elemento químico do que algúns dos isótopos son fisionables, no segundo a un composto químico determinado que contén tales isótopos.
Entendemos por isótopo fisionable aqueles núcleos susceptibles de experimentar fisión. Para falar con precisión, sería necesario especificar a enerxía dos neutróns que poden facer fisionar ditos isótopos. Normalmente enténdese por isótopo fisionable calquera núcleo que fisiona pola acción dos neutróns térmicos. O único isótopo fisionable por neutróns térmicos que existe na natureza é o U-235. Encóntrase nunha proporción do 0, 711% no uranio natural. Hai outros isótopos fisionables que non existen na natureza pero que poden obterse artificialmente. Algúns destes son: Uranio-233. Obtense por captura dun neutrón por un núcleo de torio-232. O núcleo intermedio formado sofre dúas desintegracións beta, dando lugar ó mencionado U-232.
Plutonio-239. Aínda que se puideron detectar trazas del, considérase que non é un isótopo natural. Fórmase na captura dun neutrón por un núcleo de uranio-238, seguida de dúas emisións beta.
Plutonio-241. Ten menor importancia que os dous anteriores. Fórmase pola captura dun neutrón polo Pu-240, o cal procede, á súa vez, da captura dun neutrón por un núcleo de Pu-239.
A obtención dos dous primeiros isótopos, o U-233 e o Pu-239, pódese realizar nos propios reactores nucleares, se introducimos nos mesmos núcleos o torio-232 e o uranio-238, que son os átomos que por captura de neutróns dan lugar ós isótopos fisionables. Este material chámase material fértil.
Elementos combustibles
Os elementos combustibles son os responsables de producir enerxía nos reactores nucleares, xerando calor durante dito proceso como calquera outro tipo de combustible. Os elementos combustibles están formados por: Material combustible. Normalmente uranio e/ou plutonio combinado con osíxeno para formar un óxido ou con outro material para formar unha aliaxe.
Vaíñas. Son aliaxes metálicas (de circonio, aluminio. .. ) que pechan hermeticamente o material combustible para evitar que se escapen os produtos formados durante es reaccións nucleares.
Material estrutural. Son tamén aliaxes metálicas que serven para dar unha estrutura xeométrica ó conxunto, permitindo así que a remoción da calor xerada sexa extraída con facilidade polo líquido refrixerante que se move a través deles.
Ciclo do combustible
O ciclo do combustible é o conxunto de operacións necesarias para a fabricación de combustible destinado ás centrais nucleares, así como ó tratamento do combustible gastado producido pola operación das mesmas. Se o combustible irradiado non se reelabora é considerado na súa totalidade como residuo radioactivo, o que se denomina ciclo aberto, con que non se completa o denominado ciclo do combustible nuclear. Tipos de reactores
Os reactores nucleares clasifícanse, segundo a velocidade dos neutróns que producen as reaccións de fisión, en reactores rápidos e reactores térmicos. Á súa vez, os reactores térmicos clasifícanse, segundo o tipo de moderador empregado, en reactores de auga lixeira, de auga pesada e de grafito. Con cada un destes reactores está asociado o tipo de combustible usado, así como o refrixerante empregado.
Reactores térmicos
Reactor de auga a presión, ou (PWR). Emprega auga lixeira como moderador e refrixerante, e óxido de uranio como combustible. O refrixerante circula a unha presión tal que a auga non alcanza a ebulición, e extrae a calor do reactor, que despois leva a un intercambiador de calor, onde se produce o vapor que alimenta á turbina.
Reactor de auga en ebulición, ou (BWR). Emprega elementos similares ó anterior, pero agora o refrixerante, ó traballar a menor presión, alcanza a temperatura de ebulición ó pasar polo núcleo do reactor, e parte do líquido transfórmase en vapor, o cal unha vez separado daquel e reducido o seu contido de humidade, se dirixe cara a turbina sen necesidade de empregar o xerador de vapor.
Reactor de auga pesada, ou (HWR). Emprega auga pesada como moderador. Existen versións nas que o refrixerante é auga pesada a presión, ou auga pesada en ebulición. Pode empregar uranio natural como combustible.
Reactor de grafito-gas. Usa grafito como moderador e CO2 como refrixerante. Mentres que os primeiros reactores deste tipo empregaron uranio natural en forma metálica, os actuais, denominados avanzados de gas (AGR), utilizan óxido de uranio enriquecido. Os denominados reactores de alta temperatura (HTGR), usan helio como refrixerante.
Reactor de auga en ebulición, ou (RBMK). Reactor moderado por grafito, con uranio enriquecido, e refrixerado por auga en ebulición. Este tipo de reactor non se emprega na Europa occidental.
Reactores rápidos
Neste tipo de reactores non existe o elemento moderador para os neutróns e por tanto o fluxo de neutróns cae na zona dos neutróns rápidos. Nestes reactores o combustible da zona central, formado por un óxido de uranio ou uranio e plutonio, rodéase dunha zona de óxido de uranio empobrecido, cun contido de U-235 menor ou igual ó de uranio natural.
Con esta disposición, e se se usa un refrixerante que non produza a moderación dos neutróns (normalmente emprégase sodio), pódese conseguir que na capa de U-238 que rodea ó combustible se produza máis plutonio que o que se consome. Desta forma, ó mesmo tempo que se está producindo enerxía térmica, estase producindo combustible en forma de Pu-239, que pode usarse en calquera tipo de reactor, tanto rápido como térmico. A este tipo de reactores chámaselles tamén reactores reprodutores, e a súa importancia é enorme, pois permiten obter un mellor aproveitamento dos recursos existentes de uranio.
Neste momento existen poucos países que teñan centrais nucleoeléctricas con este tipo de reactores. En primeiro lugar, Francia coa Superphenix de 1200 MW funcionando en Crys-Malville, é a maior central existente. Séguelle a Unión Soviética con varias centrais con reactores de 600 MW, e finalmente Xapón cunha central de 300 MW. Funcionamento
O funcionamento dunha central nuclear consta de varias etapas: circuíto primario (edificio do reactor), circuíto secundario (produción de electricidade) e circuíto de refrixeración.
Circuíto primario
O circuíto primario é estanco e está formado pola vasilla do reactor que contén o núcleo, o presionador e tres lazos. Cada un incorpora un xerador de vapor e unha bomba principal. A auga desmineralizada que circula polo seu interior toma a calor producida no reactor pola fisión nuclear e transpórtao ata o xerador de vapor. Nel, un segundo fluxo de auga independente do primeiro absorbe a calor a través do seu contacto exterior coa turbina pola que circula a auga desmineralizada do circuíto primario. Por fin dito fluído retorna á vasilla do reactor tras ser impulsado polas bombas principais.
O reactor e o seu circuíto de refrixeración están contidos dentro dun recinto hermético e estanco, chamado contención, que consiste nunha estrutura esférica de aceiro de 53 m de diámetro, construída mediante pranchas de aceiro soldadas de 40 mm de grosor e que se soporta sobre unha estrutura de formigón en forma de cáliz, que se aguanta sobre a lousa de cimentación de 3, 5 m de grosor. A contención está situada no interior dun segundo edificio, tamén de formigón, chamado edificio do anelo de reactor, cuxas paredes exteriores teñen un grosor de 60 cm. Este ten forma cilíndrica e está rematado por unha cúpula semiesférica, que serve de blindaxe biolóxica.
O funcionamento do circuíto primario compleméntase coa presenza dunha serie de sistemas auxiliares que aseguran o control de volume, purificación e desgasificación do refrixerante. A saída ó exterior, tanto da radiación como dos produtos radioactivos, é imposible por tres barreiras físicas, cada unha das cales asegura que a hipotética rotura dunha barreira sexa soportada pola seguinte. 1ª Barreira. Consta das vaíñas que albergan o combustible.
2ª Barreira. Consta da propia vasilla do reactor integrada no circuíto primario.
3ª Barreira. Consta do recinto de contención, estrutura esférica de aceiro recuberta de formigón.
Circuíto secundario
No circuíto secundario, o vapor producido nos xeradores condúcese ó foco frío ou condensador, a través da turbina que transforma a enerxía térmica en enerxía mecánica. A rotación das penlas da turbina acciona directamente o alternador da central e produce enerxía eléctrica. O vapor de auga que sae da turbina pasa a estado líquido no condensador, retornando, mediante o concurso das bombas de condensado, ó xerador de vapor para reiniciar o ciclo.
Sistema de refrixeración
Mediante un caudal de auga de 44. 600 Kg/s achegado por un terceiro circuíto semiaberto, denominado sistema de circulación, realízase a refrixeración do condensador. O sistema consta de dúas torres de refrixeración de tiro natural, unha canle de recollida da auga e as correspondentes bombas de impulsión para a refrixeración do condensador e elevación da auga ás torres. O caudal de auga evaporado pola torre é restituído a partir da toma de auga dalgunha fonte natural. Problemas medioambientais e de seguridade
Repercusións ambientais
Unha das vantaxes que os defensores da enerxía nuclear encontran é que é moito menos contaminante que os combustibles fósiles. Comparativamente as centrais nucleares emiten moi poucos contaminantes á atmosfera. Os que se opoñen á enerxía nuclear argumentan que o feito de que o carbón e, en menor medida, o petróleo e o gas, sexan sucios non é un dato a favor das centrais nucleares. Baséanse en que é posible lograr é que diminúan as emisións procedentes das centrais que usan carbón e outros combustibles fósiles, aínda que encarece a produción de enerxía.
Unha central nuclear cun correcto funcionamento libera toda a calor polas súas torres de refrixeración, sen afectar a cursos de auga. Ocasionalmente pódense emitir tamén efluentes radioactivos gasosos. A calor emitida pode ter incidencia sobre o microclima da zona na que está situada a central, debido ó contido e á temperatura do vapor de auga eliminado polas torres.
Tempo de vida útil
O tempo de vida dunha central nuclear é o que dure a súa caldeira en correcto estado de funcionamento. Pode chegar ós 40 anos se se mantén ben e se fan as correspondentes revisións. A recarga do combustible prodúcese cada 18 meses e a produción da central está un mes parada ó 100% para facer as revisións estipuladas pola lei.
Seguridade
Unha central nuclear conta cun sistema de seguridade que controla a reacción nuclear. A forma de ser construída, con varias blindaxes no reactor, impide que lle afecte as condicións exteriores ou posibles accidentes. A seguridade nuclear baséase en evitar que se produzan escapes incontrolados de substancias radioactivas. Por esta razón as pastillas de uranio (primeira barreira), onde se produce a fisión nuclear, están feitas dunha cerámica altamente resistente e están introducidas en vaíñas herméticas (segunda barreira). Estas vaíñas forman un elemento combustible que se introducen á súa vez dentro nunha vasilla que, xunto co circuíto primario-moderador, forman a terceira barreira. A vasilla, á súa vez, vai dentro dun muro de formigón armado, que forma a blindaxe biolóxica e permite que traballen os operarios sen perigo (cuarta barreira). Estas paredes de formigón teñen entre un e dous metros de grosor e están deseñadas para soportar terremotos, furacáns e colisións eventuais.
As salvagardas técnicas deben manter o control da reacción nuclear e a refrixeración do reactor para garantir o obxectivo principal da seguridade nuclear. Xunto con outras medidas pasivas e intrínsecas, os sistemas de seguridade responden ante a indispoñibilidade e os posibles erros dos sistemas principais, así como os posibles transitorios de operación.
Contaminación radioactiva
Nunha central nuclear que funciona correctamente a liberación de radioactividade é mínima e perfectamente tolerable, xa que entra nas marxes de radiación natural que habitualmente hai na biosfera.
Cando, por algún accidente, se producen grandes temperaturas no reactor, o metal que envolve o uranio fúndese e escapan radiacións. Tamén poden escapar á atmosfera, por accidente, a auga do circuíto primario, que está contida no reactor e é radioactiva.
A probabilidade de que ocorran estes accidentes é moi baixa, pero cando suceden as súas consecuencias son moi graves, pois a radioactividade produce graves danos. Dos accidentes acontecidos ata agora, os máis recentes e coñecidos foron o das centrais nucleares de Three Mile Island, nos Estados Unidos, o de Chernóbil, daquela na antiga Unión Soviética, hoxe Ucraína, e o de Fukushima I, no Xapón.
Residuos
Cos adiantos tecnolóxicos e a experiencia no uso das centrais nucleares, a seguridade é cada vez maior, pero un problema de moi difícil solución permanece: o almacenamento a largo prazo dos residuos radioactivos que se producen. Estes residuos poden ter a súa orixe no funcionamento habitual da central ou no seu desmantelamento, cando a central cumpriu o seu ciclo de vida e debe ser pechada.
En España a xestión de todo tipo de residuos nucleares foi encomendada a ENRESA (Empresa Nacional de Residuos Radioactivos). Estes residuos sólidos compáctanse, mestúranse con formigón e posteriormente métense en bidóns. A finalidade deste proceso é a de prover unha blindaxe adecuada ó residuo que se pretende inmobilizar. Posteriormente, os bidóns son almacenados na central. Os elementos combustibles que se extraen da vasilla do reactor, deposítanse nas piscinas de almacenamento de combustible irradiado durante un tempo para que decaia a súa actividade, e máis adiante trátanse en plantas de reprocesamento para aproveitar a súa parte útil, o resto será devolto ós bidóns e almacenado definitivamente.