Articulos Sobre Energia Nuclear - Conceptos, Accidentes, Tipos de Reactor y Su Funcionamiento, Isotopos y Atomos

 

Energía Nuclear Reactores Nucleares

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Contenidos Artículos Energía nuclear

1

Reactor nuclear

31

Central nuclear

36

Escala Internacional de Accidentes Nucleares

43

Accidente nuclear de Fukushima I

47

Accidente de Chernóbil

57

Accidente de Three Mile Island

75

Reactor CANDU

80

Magnox

85

Reactor de agua a presión

89

Reactor de agua en ebullición

94

Reactor de sal fundida

98

Reactor modular de lecho de bolas

102

Reactor refrigerado por gas

103

Reactor reproductor rápido

104

UNGG

109

Fisión nuclear

110

Fusión nuclear

113

Plutonio

116

Isótopo

118

Combustible nuclear

122

Radiactividad

133

Partícula alfa Periodo de semidesintegración

141 142

Rayos gamma

144

Radioisótopo

148

Deuterio

149

Agua pesada

151

Referencias Fuentes y contribuyentes del artículo

153

Fuentes de imagen, Licencias y contribuyentes

155

Licencias de artículos

 

Licencia

158

 

Energía nuclear

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Energía nuclear La energía nuclear o energía atómica es la energía que se libera espontánea o artificialmente en las reacciones nucleares. Sin embargo, este término engloba otro significado, el aprovechamiento de dicha energía para otros fines, tales como la obtención de energía eléctrica, térmica y mecánica a partir de reacciones atómicas, y su aplicación, bien sea con fines pacíficos o bélicos.[1] Así, es común referirse a la energía nuclear no solo como el resultado de una reacción sino como un concepto más amplio que incluye los conocimientos y técnicas que permiten la utilización de esta energía por parte del ser humano. Estas reacciones se dan en los núcleos de algunos isótopos de ciertos elementos químicos, siendo la más conocida la fisión del uranio-235 (235U), con la que funcionan los reactores nucleares, y la más habitual en la naturaleza, en el interior de las estrellas, la fusión del

Núcleo de un reactor nuclear de fisión f isión de investigación TRIGA. Puede apreciarse la radiación Cherenkov, en azul.

par deuterio-tritio (2H-3H). Sin embargo, para producir este tipo de energía aprovechando reacciones nucleares pueden ser utilizados muchos otros isótopos de varios elementos químicos, como el torio-232, el plutonio-239, el estroncio-90 o el polonio-210 (232Th, 239 Pu, 90Sr, 210Po; respectivamente). Existen varias disciplinas y técnicas que usan de base la energía nuclear y van desde la generación de electricidad en las centrales nucleares hasta las técnicas de análisis de datación arqueológica (arqueometría nuclear), la medicina nuclear usada en los hospitales, etc.

Central nuclear de Ikata, con tres reactores de agua a presión ( PWR). La refrigeración se realiza mediante un intercambio de agua con el océano.

Los dos sistemas más investigados y trabajados para la obtención de energía aprovechable a partir de la energía nuclear de forma masiva son la fisión nuclear y la fusión nuclear. La energía nuclear puede transformarse de forma descontrolada, dando lugar al armamento nuclear; o controlada en reactores nucleares en los que se produce energía eléctrica, energía mecánica o energía térmica. Tanto los materiales usados como el diseño de las instalaciones son completamente diferentes en cada caso. Otra técnica, empleada principalmente en pilas de mucha duración para sistemas que requieren poco

 

Energía nuclear

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consumo eléctrico, es la utilización de generadores termoeléctricos de radioisótopos (GTR, o  RTG en inglés), en los que se aprovechan los distintos modos de desintegración para generar electricidad en sistemas de termopares a partir del calor transferido por una fuente radiactiva. La energía desprendida en esos procesos nucleares suele aparecerEsas en forma de partículas en movimiento. partículas, al frenarsesubatómicas en la materia que las rodea, producen energía térmica. Esta energía térmica se transforma en energía mecánica utilizando motores de combustión externa, como las turbinas de vapor. Dicha energía mecánica puede ser empleada en el transporte, como por ejemplo en los buques nucleares; o para la generación de energía eléctrica en centrales nucleares.

Planta de energía nuclear Susquehanna, con dos reactores de agua en ebullición ( BWR  BWR). La refrigeración se realiza en circuito cerrado mediante dos torres de refrigeración que emiten vapor de agua.

La principal característica de este tipo de energía es la alta calidad de la energía que puede producirse por unidad de masa de material utilizado en comparación con cualquier otro tipo de energía conocida por el ser humano, pero sorprende la poca eficiencia del proceso, ya que se desaprovecha entre un 86 y 92% de la energía que se libera.[2]

Historia

Central nuclear de Lemóniz (España) cuya puesta en marcha fue abandonada por la actividad terrorista de ETA

 

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Las reacciones nucleares En 1896 Henri Becquerel descubrió que algunos elementos químicos emitían radiaciones.[3] Tanto él como Marie Curie y otros estudiaron sus propiedades, descubriendo que estas radiaciones eran diferentes de los ya conocidos Rayos X y que poseían propiedades distintas, denominando a los tres tipos que consiguieron descubrir alfa, beta y gamma. Pronto se vio que todas ellas provenían del núcleo atómico que describió Rutherford en 1911. Con el descubrimiento del neutrino, partícula descrita teóricamente en 1930 por Pauli pero no detectada hasta 1956 por Clyde Cowan y sus colaboradores, se pudo explicar la radiación beta. En 1932 James Chadwick descubrió la existencia del neutrón que Wolfgang Pauli había predicho en 1930, e inmediatamente después Enrico Fermi descubrió que ciertas radiaciones emitidas en fenómenos no muy comunes de desintegración eran en realidad estos neutrones.

Henri Becquerel.

Durante los años 1930, Enrico Fermi y sus colaboradores bombardearon con neutrones más de 60 elementos, entre ellos 235U, produciendo las primeras fisiones nucleares artificiales. En 1938, en Alemania, Lise Meitner, Otto Hahn y Fritz Strassmann verificaron los experimentos de Fermi y en 1939 demostraron que parte de los productos que aparecían al llevar a cabo estos experimentos con uranio eran núcleos de bario. Muy pronto llegaron a la conclusión de que eran resultado de la división de los núcleos del uranio. Se había llevado a cabo el descubrimiento de la fisión. En Francia, Joliot Curie descubrió que además del bario, se emitían neutrones secundarios en esa reacción, haciendo factible la reacción en cadena. También en 1932 Mark Oliphant teorizó sobre la fusión de núcleos ligeros (de hidrógeno), describiendo poco después Hans Bethe el funcionamiento de las estrellas basándose en este mecanismo. Véanse también: Radiactividad,  Radiactividad, Fuerzas nucleares nucleares y procesos nucle nucleares ares

La fisión nuclear Durante la Segunda Guerra Mundial, el Departamento de Desarrollo de Armamento de la Alemania Nazi desarrolló un proyecto de energía nuclear (Proyecto Uranio) con vistas a la producción de un artefacto explosivo nuclear. Albert Einstein, en 1939, firmó una carta al presidente Franklin Delano Roosevelt de los Estados Unidos, escrita por Leó Szilárd, en la que se prevenía sobre este hecho.[4] El 2 de diciembre de 1942, como parte del proyecto Manhattan dirigido por J. Robert Oppenheimer, se construyó el primer reactor del mundo hecho por el ser humano (existió un reactor natural en Oklo): el Chicago Pile-1 (CP-1). De izda. a dcha.: J. Robert Oppenheimer, Enrico Fermi y Ernest Lawrence.

 

Energía nuclear Como parte del mismo programa militar, se construyó un reactor mucho mayor en Hanford, destinado a la producción de plutonio, y al al mis mismo mo tiempo, un proyecto de enriqu enriquecimiento ecimiento de uranio uranio en  en cascada. El 16 de julio de 1945 fue probada la primera bomba nuclear nuclear (nombre en clave clave Trinity) en el desierto de Alamogordo. En esta prueba se llevó a cabo una explosión equivalente a equivalente a 19.000.000 de kg de d e TNT (19 kilotones), una potencia jamás observada anteriormente en ningún otro explosivo. Ambos proyectos desarroll desarrollaados finalizaro finalizaronn con la construcción de dos bombas, una de uranio enriquecido y una de plutonio (Little Boy y Fat Man) que fueron lanzadas sobre las ciudades  japonesas de Hiroshima (6 de agosto de 1945) y Nagasaki (9 de agosto de 1945) respectivamente. El 15 de agosto de 1945 acabó la segunda guerra mundial en el Pacífico con la rendición de Japón. Por su parte el programa de armamento nuclear alemán (liderado este por Werner Heisenberg), no alcanzó su meta antes de la rendición de Alemania el 8 de mayo de 1945. Posteriormente se llevaron a cabo programas nucleares en la Unión Soviética (primera prueba de una bomba de fisión el 29 de agosto de 1949), Francia y Gran Bretaña, comenzando la carrera armamentística en ambos bloques creados tras la guerra, alcanzando límites de potencia destructiva nunca antes sospechada por el ser humano (cada bando podía derrotar y destruir varias veces a todos sus enemigos). Ya en la década de 1940, el almirante almirant e Hyman Rickov Rickover er propuso la construcción de reactores de fisión no encaminados esta vez a la fabricación de de material para bombas, bombas, sino a la generación de electricidad. Se pensó, acertadamente, que estos reactores podrían constituir un gran sustituto sustituto del diésel en lo loss submarinos. Se construyó el primer reactor de prueba en 1953, botando el primer submarino nuclear (el USS Nautilus (SSN-571)) el 17 de enero de 1955 a las 11:00. El Departamento de Defensa estadounidense propuso el diseño y construcción de un reactor nuclear utilizable para la generación eléctrica y propulsión en los submarinos a dos empresas distintas norteamericanas: General Electric y Westinghouse. Estas empresas desarrollaron los reactores de agua ligera tipo BWR y PWR respectivamente. Estos reactores se han utilizado para la propulsión de buques, tanto de uso militar (submarinos, cruceros, portaaviones,...) como civil (rompehielos y cargueros), donde presentan potencia, reducción del tamaño de los motores, reducción en el almacenamiento de combustible y autonomía no mejorados por ninguna otra técnica existente. Los mismos diseños de reactores de fisión se trasladaron a diseños comerciales para la generación de electricidad. Los únicos cambios producidos en el diseño con el transcurso del tiempo fueron un aumento de las medidas de seguridad, una mayor eficiencia termodinámica, un aumento de potencia y el uso de las nuevas tecnologías que fueron apareciendo. Entre 1950 y 1960 Canadá desarrolló un nuevo tipo, basado en el PWR el PWR,, que utilizaba utilizaba agua  agua pesada como moderador y uranio natural como combustible, en lugar del uranio enriquecido utilizado por los diseños de agua ligera. Otros diseños de reactores para su uso comercial utilizaron carbono (Magnox, AGR, RBMK o PBR entre otros) o sales fundidas (litio o berilio entre otros) como moderador. Este último tipo de reactor fue parte del diseño del primer avión bombardero (1954) con propulsión nuclear (el US Aircraft Reactor Experiment o ARE). Este diseño se abandonó tras el desarrollo de los misiles balísticos intercontinentales (ICBM). Otros países (Francia, Italia, entre otros) desarrollaron sus propios diseños de reactores nucleares para la generación eléctrica comercial. En 1946 se construyó el primer reactor de neutrones rápidos (Clementine) en Los Álamos, con plutonio como combustible y mercurio como refrigerante. En 1951 se construyó el EBR-I, el primer reactor rápido con el que se consiguió generar electricidad. En 1996, el Superfénix o SPX, fue el reactor rápido de mayor potencia construido hasta el momento (1200 MWe). En este tipo de reactores se pueden utilizar como combustible los radioisótopos del plutonio, el torio y el uranio que no son fisibles con neutrones térmicos (lentos). En la década de los 50 Ernest Lawrence propuso la posibilidad de utilizar reactores nucleares con geometrías inferiores a la criticidad (reactores subcríticos cuyo combustible podría ser el torio), en los que la reacción sería soportada por un aporte externo de neutrones. En 1993 Carlo Rubbia propone utilizar una instalación de espalación

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Energía nuclear en la que un acelerador de protones produjera los neutrones necesarios para mantener la instalación. A este tipo de sistemas se les conoce como Sistemas asistidos por aceleradores (en inglés  Accelerator driven systems, ADS sus siglas en inglés), y se prevé que la primera planta de este tipo (MYRRHA) comience su funcionamiento entre el 2016 y el 2018 en el centro de Mol (Bélgica). [5]

La fusión nuclear Hasta el principio del s.XX no se entendió la forma en que se generaba energía en el interior de las estrellas para contrarrestar el colapso gravitatorio de estas. No existía reacción química con la potencia suficiente y la fisión tampoco era capaz. En 1938 Hans Bethe logró explicarlo mediante reacciones de fusión, con el ciclo CNO, para estrellas muy pesadas. Posteriormente se descubrió el ciclo protón-protón para estrellas de menor masa, como el Sol. En los años 1940, 1940, ccomo omo parte del proyec proyecto to Manhattan, se estudió la posibilidad del uso de de la  la fu fusión sión en la bomba nuclear. En 1942 se investigó la posibilidad del uso de una reacción de fisión como método de ignición para la principal reacción de fusión, sabiendo que podría resultar en una potencia miles de veces superior. Sin embargo, tras finalizar la Segunda Guerra Mundial, el desarrollo de una bomba de estas características no fue considerado primordial hasta hasta la explosión de la primer primeraa bomba atómica atómica rusa  rusa en 1949, RDS-1 o Joe-1. Este evento provocó que en 1950 el presidente estadounidense Harry S. Truman anunciara el comienzo de un proyecto que desarrollara la bomba de hidrógeno. El 1 de noviembre de 1952 se probó la primera bomba nuclear (nombre en clave  Mike, parte de la Operación Ivy o Hiedra), con una potencia equivalente a 10.400.000.000 de kg de TNT (10,4 megatones). El 12 de agosto de 1953 la Unión Soviética realiza su primera prueba con un artefacto termonuclear (su potencia alcanzó algunos centenares de kilotones). Las condiciones condiciones que que eran  eran necesarias para para alcanzar  alcanzar la ignic ignición ión de un reactor de fusión contr controlado olado,, sin embargo, no [6] fueron derivadas hasta 1955 por John D. Lawson. Los criterios de Lawson definieron las condiciones mínimas necesarias de tiempo, densidad y temperatura que debía alcanzar el combustible nuclear (núcleos de hidrógeno) para que la reacción de fusión se mantuviera. Sin embargo, ya en 1946 se patentó el primer diseño de reactor [7]] termonuclear.[7 En 1951 comenzó el prog programa rama ddee fusió fusiónn de Estados Unidos, sobre la base del stellarator. En el mismo año comenzó en la Unión Soviética el desarrollo del primer Tokamak, dando lugar a sus primeros experimentos en 1956. Este último diseño logró en 1968 la primera reacción termonuclear cuasi-estacionaria jamás conseguida, demostrándose que era el diseño más eficiente conseguido hasta la época. ITER, el diseño internacional que tiene fecha de comienzo de sus operaciones en el año 2016 y que intentará resolver los problemas existentes para conseguir un reactor de fusión f usión de confinamiento magnético, utiliza este diseño. En 1962 se propuso otra técnica para alcanzar la fusión basada en el uso de láseres para conseguir una implosión en pequeñas cápsulas llenas de combustible nuclear (de nuevo núcleos de hidrógeno). Sin embargo hasta la década de los 70 no se desarrollaron láseres suficientemente potentes. Sus inconvenientes prácticos hicieron de esta una opción secundaria para alcanzar el objetivo de un reactor de fusión. Sin embargo, debido a los tratados internacionales que prohibían la realización de ensayos nucleares en la atmósfera, esta opción (básicamente microexplosiones termonucleares) se Cápsula de combustible preparada para el convirtió en un excelente laboratorio de ensayos para los militares, con lo que reactor de fusión de confinamiento consiguió financiación para su continuación. Así se han construido el inercial NIF, rellena de deuterio y tritio. National Ignition Facility (NIF, con inicio de sus pruebas programadas para 2010) estadounidense y el Láser Megajoule (LMJ, que será completado en el 2010) francés, que persiguen el mismo objetivo de conseguir un dispositivo que consiga mantener la reacción de fusión a partir de este diseño. Ninguno de los proyectos de investigación actualmente en marcha predicen una ganancia de energía significativa, por lo que está previsto un proyecto posterior que pudiera dar lugar a los primeros reactores de fusión comerciales (DEMO para el confinamiento magnético e HiPER para el confinamiento inercial).

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Otros sistemas de energía nuclear Con la invención de la pila química por química por Volta en 1800 se dio lugar a una forma compacta y portátil de generación de energía. A partir de entonce ent oncess fue incesante la búsqued búsquedaa de  de  sistemas que fueran aun menores y que tuvieran una mayor capacidad y duración. Este tipo de pilas, con pocas variaciones, han sido suficientes para muchas aplica aplicaciones ciones diarias hasta nuestros tiempos. Sin embargo, en el siglo XX surgieron nuevas necesidades, a causa principalmente de los programas espaciales. Se precisaban entonces sistemas que tuvieran una duración elevada para consumos eléctricos moderados y un mantenimiento nulo. Surgieron varias soluciones (como los paneles solares o las células de combustible), pero según se incrementaban las necesidades energéticas y aparecían nuevos problemas (las placas solares son inútiles en ausencia de luz solar), se comenzó a estudiar la posibilidad de utilizar la energía nuclear en estos programas. A mediados de la década década de los 50 50   comenzaron en Estados Unidos las primeras investigaciones encaminadas a estudiar las aplicaciones nucleares  nucleares  en el espacio. De estas surgieron los primeros prototipos de los generadores termoeléctricos de radioisót  radioisót opos opos (RTG). Estos dispositivo dispositivoss mostraron ser una alternativa sumamente interesante tanto en las aplicaciones espaciales como en aplicaciones terrestres específicas. En estos artefactos se aprovec aprovechan han las desintegraciones alfa y beta, convirtiendo toda o gran parte de la energía cinética de las partículas emitidas por el núcleo en calor. Este calor es después transformado en electricidad aprovechando el efecto Seebeck mediante unos termopares, consiguiendo eficiencias aceptables (entre un 5 y un 40% es lo habitual). Los radioisótopos habitualmente utilizados son 210Po, 244Cm, 238Pu, 241Am, entre otros 30 que se consideraron útiles. Estos dispositivos consiguen capacidades de almacenamiento de energía 4 órdenes de magnitud superiores (10.000 veces mayor) a las baterías convencionales. En 1959 se mostró al público el primer generador atómico.[8] En 1961 se lanzó al espacio el primer RTG, a bordo del SNAP 3. Esta batería nuclear, que alimentaba a un satélite de la armada norteamericana con una potencia de 2,7 W, mantuvo su funcionamiento ininterrumpido durante 15 años. Estos sistemas se han utilizado y se siguen usando en programas espaciales muy conocidos (Pioneer, Voyager, Galileo, Apolo y Ulises entre otros). Así por ejemplo en 1972 y 1973 se lanzaron los Pioneer 10 y 11, convirtiéndose el primero de ellos en el primer objeto humano de la historia que abandonaba el sistema solar. Ambos satélites continuaron funcionando hasta 17 años después de sus lanzamientos. La misión Ulises (misión conjunta ESA-NASA) se envió en 1990 para estudiar el Sol, siendo la primera queque unenviar satéliteelcruzaba ambos polos solares. Para poder hacerlovez hubo satélite en una órbita alrededor de Júpiter. Debido a la duración del RTG que mantiene su funcionamiento se prolongó la misión de modo que se pudiera volver a realizar otro viaje alrededor del Sol. Aunque pareciera extraño que este satélite no usara paneles solares en lugar de un RTG, puede entenderse al comparar sus pesos (un panel de 544 kg generaba la misma potencia que un RTG de 56). En aquellos años no existía un cohete que pudiera enviar a su órbita al satélite con ese peso extra. RTG del New Horizons (en el centro abajo, en negro), misión no tripulada a Plutón. La sonda fue lanzada en enero de 2006 y alcanzará su objetivo en julio de 2015.

Estas baterías no solo proporcionan electricidad, sino que en algunos casos, el propio calor generado se utiliza para evitar la

congelación los satélites en viajes los que el calor del Sol no es suficiente, por ejemplo en viajes fuera del sistema solar o ende misiones a los polos de laenLuna.

 

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En 1966 se instaló el primer RTG terrestre en la isla deshabitada Fairway Rock, permaneciendo en funcionamiento hasta 1995, momento en el que se desmanteló. Otros muchos faros situados en zonas inaccesibles cercanas a los polos (sobre todo en la Unión Soviética), utilizaron estos sistemas. Se sabe que la Unión Soviética fabricó más de 1000 unidades para estos usos. Una aplicación que se dio a estos sistemas fue su uso  uso  como marcapaso marcapasos. s.[9] Hasta los  los  70 se usaba para estas aplicaciones baterías de mercurio-zinc, que tenían una duración de unos 3 años. En esta década se introdujeron las baterías nucleares para aumentar la longevidad de estos artefactos, posibilitando que un paciente joven tuviera implantado solo solo uno de estos artefactos para toda su vida. En los años 1960, la empresa Medtronic contactó con Alcatel para diseñar una batería nuclear, implantando el primer marcapasos alimentado con un RTG en un paciente en 1970 en París. Varios fabricantes construyeron sus propios diseños, pero a mediados de esta década fueron desplazados por las nuevas baterías de litio, que poseían vidas de unos 10 años (considerado suficiente por los médicos aunque debiera sustituirse varias veces hasta la muerte del paciente). A mediados de los años 1980 se detuvo el uso de estos implantes, aunque aún existen personas que siguen portando este tipo de dispositivos.

Fundamentos físicos Sir James Chadwick descubrió el neutrón en 1932, año que puede considerarse como el inicio de la física nuclear moderna.[10] El modelo de átomo propuesto por Niels Bohr consiste en un núcleo central compuesto por partículas que concentran la práctica mayoría de la masa del átomo (neutrones y protones), rodeado por varias capas de partículas cargadas casi sin masa (electrones). Mientras que el tamaño del átomo resulta ser del orden del angstrom (10-10 m), el núcleo puede medirse en fermis (10-15 m), o sea, el núcleo es 100.000 veces menor que el átomo. Todos los átomos neutros (sin carga eléctrica) poseen el mismo número de electrones que de protones. Un elemento químico se puede identificar de forma inequívoca por el número de protones que posee su núcleo; este número se llama número atómico (Z). El número de neutrones (N) sin embargo puede variar para un mismo elemento. Para valores bajos de Z ese número tiende a ser muy parecido al de protones, pero al aumentar Z se necesitan más neutrones para mantener

Representación del Representación del periodo de semidesintegraciónn de los núcleos conocidos. En semidesintegració el eje de abscisas se representa el número de protones (Z) mientras que en el eje de ordenadas el número de neutrones (N). Los isótopos marcados en rojo son aquellos que pueden considerarse estables.

la estabilidad del núcleo. A los átomos a los que solo les distingue el número de neutrones en su núcleo (en definitiva, su masa), se les llama isótopos de un mismo elemento. La masa atómica de un isótopo viene dada por u, el número de protones más el de neutrones (nucleones) que posee en su núcleo.

Para denominar un isótopo suele utilizarse la letra que indica el elemento químico, con un superíndice que es la masa atómica y un subíndice que es el número atómico (p. ej. el isótopo 238 del uranio se escribiría como ).

El núcleo Los neutrones y proto protones nes que forman los núcleos tienen una masa aproximada de 1 u, estando el protón cargado eléctricamente con carga positiva +1, mientras que el neutrón no posee carga eléctrica. Teniendo en cuenta únicamente la existencia de las fuerzas electromagnética y gravitatoria, el núcleo sería inestable (ya que las partículas de igual carga se repelerían deshaciendo el núcleo), haciendo imposible la existencia de la materia. Por este motivo (ya que es obvio que la materia existe) fue necesario añadir a los modelos una tercera fuerza: la fuerza fuerte (hoy en día  fuerza nuclear fuerte residual ). Esta fuerza debía tener como características, entre otras, que era

 

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muy intensa, atractiva a distancias muy cortas (solo en el interior de los núcleos), siendo repulsiva a distancias más cortas (del tamaño de un nucleón), que era central en cierto rango de distancias, que dependía del espín y que no dependía del tipo de nucleón (neutrones o protones) sobre el que actuaba. En 1935, Hideki Yukawa dio una primera solución a esta nueva fuerza estableciendo la hipótesis de la existencia de una nueva partícula: el mesón. El más ligero de los mesones, el pion, es el responsable de la mayor parte del potencial entre nucleones de largo alcance (1 fm). El potencial de Yukawa (potencial OPEP) que describe adecuadamente la interacción para dos partículas de espines y respectivamente, se puede escribir como:

Otros experimentos que se realizaron sobre los núcleos indicaron que su forma debía de ser aproximadamente esférica de radio fm, siendo  A la masa atómica, es decir, la suma de neutrones y protones. Esto exige además que la densidad de los núcleos sea la misma ( Como la densidad se halla dividiendo la masa por el volumen

, es decir el volumen es proporcional a A. ). Esta característica llevó a la

equiparación de los núcleos con un líquido, y por tanto al modelo de la gota líquida, fundamental en la comprensión de la fisión de los núcleos. La masa de un núcleo, sin embargo, no resulta exactamente de la suma de sus nucleones. Tal y como demostró Albert Einstein, la energía que mantiene unidos a esos nucleones se observa como una diferencia en la masa del núcleo, de forma que esa diferencia viene dada por la ecuación . Así,  pesando los distintos átomos por una parte, y sus componentes por otra, puede determinarse la energía media por nucleón que mantiene unidos a los diferentes núcleos. Energía de ligadura media por nucleón de los distintos elementos atómicos en función de su masa atómica.

En la gráfica puede contemplarse como los núcleos muy ligeros poseen menos energía de ligadura que los que son un poquito más pesados (la parte izquierda de la gráfica). Esta característica es la base de la liberación de la energía en la fusión. Y al contrario, en la parte de la derecha se ve que los muy pesados tienen menor energía de ligadura que los que son algo más ligeros. Esta es la base de la emisión de energía por fisión. Como se ve, es mucho mayor la diferencia en la parte de la izquierda (fusión) que en la de la derecha (fisión). Véanse también: neutrón y protón

 

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Fisión Fermi, tras el descubrimiento del neutrón, realizó una serie de experimentos en los que bombardeaba distintos núcleos con estas nuevas partículas. En estos experimentos observó que cuando utilizaba neutrones de energías bajas, en ocasiones el neutrón era absorbido emitiéndose fotones. Para averiguar el comportamiento de esta reacción repitió el experimento sistemáticamente en todos los elementos de la tabla periódica. Así descubrió nuevos elementos radiactivos, pero al llegar al uranio obtuvo resultados distintos. Lise Meitner, Otto Hahn y Fritz Strassmann consiguieron explicar el nuevo fenómeno al suponer que el núcleo de uranio al capturar el neutrón se Distribución típica de las masas de los productos de escindía en dos partes de masas aproximadamente iguales. De fisión. La gráfica representa el caso del uranio 235. hecho detectaron bario, de masa aproximadamente la mitad que la del uranio. Posteriormente se averiguo que esa escisión (o fisión) no se daba en todos los isótopos del uranio, sino solo en el 235U. Y más tarde aun se supo que esa escisión podía dar lugar a muchísimos elementos distintos, cuya distribución de aparición es muy típica (similar a la doble joroba de un camello). En la fisión de un núcleo de uranio, no solo aparecen dos núcleos más ligeros resultado de la división del de uranio, sino que además se emiten 2 o 3 (en promedio 2,5 en el caso del 235U) neutrones a una alta velocidad (energía). Como el uranio es un núcleo pesado no se cumple la relación N=Z (igual número de protones que de neutrones) que sí se cumple para los elementos más ligeros, por lo que los productos de la fisión poseen un exceso de neutrones. Este exceso de neutrones hace inestables (radiactivos) a esos productos de fisión, que alcanzan la estabilidad al desintegrarse los neutrones excedentes por desintegración beta generalmente. La fisión del 235U puede producirse en más de 40 formas diferentes, originándose por tanto más de 80 productos de fisión distintos, que a su desintegran formando desintegración, porvezloseque finalmente aparecencadenas cerca de de 200 elementos a partir de la fisión del uranio.

Esquema del fenómeno de la fisión del 235U. Un neutrón de baja velocidad (térmico) impacta en un núcleo de uranio desestabilizándolo.. Este se divide en dos partes y además emite desestabilizándolo una media de 2.5 neutrones por fisión.

 

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La energía desprendida en la fisión de cada núcleo de 235U es en promedio promedio de 200 200 MeV.  MeV. Los mi minerale neraless explotados para la extracción del uranio suelen poseer contenidos de alrededor de 1 gramo de uranio por kg de mineral (la pechblenda por ejemplo). Como el contenido de 235U en el uranio natural es de un 0,7%, se obtiene que por cada kg de mineral extraído tendríamos átomos de 235U. Si fisionamos todos esos átomos (1 gramo de uranio) obtendríamos una energía liberada de

por gramo. En comparación, por la

combustión de 1 kg de carbón de la mejor calidad (antracita) se obtiene una energía de unos , es decir, se necesitan más de 10 toneladas de antracita (el tipo de carbón con mayor poder calorífico) para obtener la misma energía contenida 1 kg de uranio La aparición de losen2,5 neutrones pornatural. cada fisión posibilita la idea de llevar a cabo una reacción en cadena, si se logra hacer que de esos 2,5 al menos un neutrón consiga fisionar un nuevo núcleo de uranio. La idea de la reacción en cadena es habitual en otros procesos químicos. Los neutrones emitidos por la fisión no son útiles inmediatamente, sino que hay que frenarlos (moderarlos) hasta una velocidad adecuada. Esto se consigue rodeando los átomos por otro elemento con un Z pequeño, como por ejemplo hidrógeno, carbono o litio, material denominado moderador. Otros átomos que pueden fisionar con neutrones lentos son el 233U o el 239Pu. Sin embargo también es posible la fisión con neutrones rápidos (de energías altas), como por ejemplo el 238U (140 veces más abundante que el 235U) o el 232Th (400 veces más abundante que el 235U). La teoría elemental de la fisión la proporcionaron Bohr y Wheeler, utilizando un modelo según el cual los núcleos de los átomos se comportan como gotas líquidas. La fisión se puede conseguir también mediante partículas alfa, protones o deuterones.

Fusión Así como la fisión es un fenómeno que aparece en la corteza terrestre de forma natural (si bien con una frecuencia pequeña), la fusión es absolutamente artificial en nuestro entorno. Sin embargo, esta energía posee ventajas con respecto a la fisión. Por un lado el combustible es abundante y fácil de conseguir, y por otro, sus productos son elementos estables y ligeros. En la fusión, al contrario que en la fisión donde se dividen los núcleos, la reacción consiste en la unión de dos o más núcleos ligeros. Esta unión da lugar a un núcleo más pesado que los usados inicialmente y a neutrones. La fusión se consiguió antes incluso de comprender completamente las condiciones que se necesitaban, limitándose a conseguir condiciones extremas de presión y temperatura usando una bomba de fisión. Pero no es hasta que Lawson define unos criterios de tiempo, densidad y temperatura mínimos[6] cuando se comienza a comprender el funcionamiento de la fusión.

Proceso de fusión entre un núcleo de deuterio y uno de tritio. Es la opción más adecuada para ser llevada a cabo en un reactor nuclear de fusión.

Aunque en las estrellas la fusión se da entre una variedad de elementos químicos, el elemento con el que es más sencillo alcanzarla es el hidrógeno. El hidrógeno posee tres isótopos: el hidrógeno común ( ), el deuterio ( ) y el tritio ( ). Esto es así porque la fusión requiere que se venza la repulsión electrostática que experimentan los núcleos al unirse, por lo que a menor carga eléctrica, menor será esta. Además, a mayor cantidad de neutrones, más pesado será el núcleo resultante (más arriba

 

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estaremos en la gráfica de las energías de ligadura), con lo que mayor será la energía liberada en la reacción. Una reacción particularmente interesante es la fusión de deuterio y tritio: En esta reacción se liberan 17,6 MeV por fusión, más que en el resto de combinaciones con isótopos de hidrógeno. Además esta reacción proporciona un neutrón muy energético que puede aprovecharse para generar combustible adicional para reacciones posteriores de fusión, utilizando litio, por ejemplo. La energía liberada por gramo con esta reacción es casi 1.000 veces mayor que la lograda en la fisión de 1 gramo de uranio natural (unas 7 veces superior si 235

fuera un gramo de U puro). Para vencer la repulsión electrostática, es necesario que los núcleos a fusionar alcancen una energía cinética de aproximadamente 10 keV. Esta energía se obtiene mediante un intenso calentamiento (igual que en las estrellas, donde se alcanzan temperaturas de 108 K), que implica un movimiento de los átomos igual de intenso. Además de esa velocidad para vencer la repulsión electrostática, la probabilidad de que se produzca la fusión debe ser elevada para que la reacción suceda. Esto implica que se deben poseer suficientes átomos con energía suficiente durante un tiempo mínimo. El criterio de Lawson define que el producto entre la densidad de núcleos con esa energía por el tiempo durante el que deben permanecer en ese estado debe ser . Los dos métodos en desarrollo para aprovechar de forma útil la energía desprendida en esta reacción son el confinamiento magnético y el confinamiento inercial (con fotones que provienen de láser o partículas que provienen de aceleradores).

Desintegración alfa Esta reacción es una forma de fisión espontánea, en la que un núcleo pesado emite una partícula alfa (α) con una energía típica de unos 5 MeV. Una partícula α es un núcleo de helio, constituido por dos protones y dos neutrones. En su emisión el núcleo cambia, por lo que el elemento químico que sufre este tipo de desintegración muta en otro distinto. Una reacción natural típica es la siguiente: Representación de la emisión de una partícula alfa por un núcleo.

En la que un átomo de 238U se transforma en otro de 234Th. Fue en 1928 cuando George Gamow dio una explicación teórica a la emisión de estas partículas. Para ello supuso que la partícula alfa convivía en el interior del núcleo con el resto de los nucleones, de una forma casi independiente. Por efecto túnel en algunas ocasiones esas partículas superan el pozo de potencial que crea el núcleo, separándose de él a una velocidad de un 5% la velocidad de la luz.

Desintegración beta

 

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Existen dos modos de desintegración beta. En el tipo β− la fuerza débil convierte un neutrón (n0) en un protón (  pp+) y al mismo tiempo emite un electrón (e−) y un antineutrino ( ):

Representación de una partícula beta emitida por un núcleo.

. En el tipo β+ un protón se transforma en un neutrón emitiendo un positrón (e+) y un neutrino (

):

. Sin embargo, este último modo no se presenta de forma aislada, sino que necesita un aporte de energía. La desintegración beta hace cambiar al elemento químico que la sufre. Por ejemplo, en la desintegración β − el elemento se transforma en otro con un protón (y un electrón) más. Así en la desintegración del 137Cs por β−; En 1934, Enrico Fermi consiguió crear un modelo de esta desintegración que respondía correctamente a su fenomenología. Véase también: neutrino Véase también: captura electrónica

Tecnología nuclear Armas nucleares Un arma es todo instrumento, medio o máquina que se destina a atacar o a defenderse.[11] Según tal definición, existen dos categorías de armas nucleares: 1. Aquellas que utilizan la energía nuclear de forma directa para el ataque o la defensa, es decir, los explosivos que usan la fisión o la fusión. 2. Aquellas que utilizan la energía nuclear para su propulsión, pu pudiendo diendo a su vez utilizar o no mun munición ición que utilice la energía nuclear para su detonación. En esta categoría se pueden citar los buques de guerra de propulsión nuclear (cruceros, portaaviones, submarinos, bombarderos, etc.).

Véanse también: Arma propulsión nuclear   Arma nuclear y propulsión

 

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Bomba atómica

Existen dos formas básicas de utilizar la energía nuclear desprendida por reacciones en cadena descontroladas de forma explosiva: la fisión y la fusión. Bomba de fisión El 16 de julio de 1945 se produjo la primera explosión de una bomba de fisión creada por el ser humano: La Prueba Trinity. Existen dos tipos básicos de bombas de fisión: utilizando uranio altamente enriquecido (enriquecimiento superior al 90% en 235U) o utilizando plutonio. Ambos tipos se fundamentan en una reacción de fisión en cadena descontrolada y solo se han empleado en un ataque real en Hiroshima y Nagasaki, al final de la Segunda Guerra Mundial.

Métodos utilizados para crear una masa crítica del elemento físil empleado en la bomba de fisión.

Para que este tipo de bombas funcionen es necesario utilizar una cantidad del elemento utilizado superior a la Masa crítica. Suponiendo una riqueza en el elemento del 100%, eso suponen 52 kg de 235U o 10 kg de 239Pu. Para su funcionamiento se crean 2 o más partes subcríticas que se unen mediante un explosivo químico convencional de forma que se supere la masa crítica. Los dos problemas básicos que se debieron resolver para crear este tipo de bombas fueron:

•• Gener Generar ar suficie suficiente nteocanti cantidad elemento entout físi físil l a utilizar, ya sea ura uranio enriquecido ecido pluto plutonio nio Alcan Alcanzar zar un diseñ diseño en eldad quedel el elem material utilizad ilizado o en la bomba no nio sea enriqu des destruido truido poro la prim primera erapuro. explo explosión sión ante antess de alcanzar la criticidad. El rango de potencia de estas bombas se sitúa entre aproximadamente el equivalente a una tonelada de TNT hasta los 500.000 kilotones. Bomba de fusión Tras el primer ensayo exitoso de una bomba de fisión por la Unión Soviética en 1949 se desarrolló una segunda generación de bombas nucleares que utilizaban la fusión. Se la llamó bomba termonuclear , bomba H o bomba de hidrógeno. Este tipo de bomba no se ha utilizado nunca contra ningún objetivo real. El llamado diseño Teller-Ullam (o secreto de la bomba H) separa ambas explosiones en dos fases. Este tipo de bombas pueden ser miles de veces más potentes que las de fisión. En teoría no existe un límite a la potencia de estas bombas, siendo la de mayor potencia explotada la bomba del Zar, de una potencia superior a los 50 megatones. Las bombas de hidrógeno utilizan una bomba primaria de fisión que genera las condiciones de presión y temperatura necesarias para comenzar la reacción de fusión de núcleos de hidrógeno. Los únicos productos radiactivos que generan estas bombas son los producidos en la explosión primaria de fisión, por lo que a veces se le ha llamado bomba nuclear limpia. El extremo de esta característica son las llamadas bombas de neutrones o bomba N , que minimizan la bomba de fisión primaria, logrando un mínimo de productos de fisión. Estas bombas además se diseñaron de tal modo que la mayor cantidad

Diseño básico Teller-Ullam

 

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de energía liberada sea en forma de neutrones, con lo que su potencia explosiva es la décima parte que una bomba de fisión. Fueron concebidas como armas anti-tanque, ya que al penetrar los neutrones en el interior de los mismos, matan a sus ocupantes por las radiaciones. Véase también: Proceso  Proceso Teller-Ulam

Buques militares de propulsión nuclear

Durante la segunda guerra mundial se comprobó que el submarino podía ser un arma decisiva, pero poseía un grave problema a resolver: su necesidad de emerger tras cortos períodos para obtener aire para la combustión del diésel en que se basaban sus motores (la invención del snorkel mejoró algo el problema, pero no lo solucionó). El Almirante Hyman G. Rickover fue el primero que pensó que la energía nuclear podría ayudar con este problema. Los desarrollos de los reactores nucleares permitieron un nuevo tipo de motor con ventajas fundamentales:

USSapoyo Enterprise (CVN-65) junto con otros buques de propulsión nuclear (un crucero y un de destructor) en el Mediterráneo. La tripulación forma en su cubierta la famosa fórmula de Einstein E=mc² sobre la equivalencia masa-energía.

1. No preci precisa sa aire pa para ra el funci funcionam onamiento iento de dell motor, ya qu quee no se basa en la combustión. 2. Una peq pequeña ueña ma masa sa de com combusti bustible ble nucl nuclear ear perm permite ite una autonomía de varios meses (años incluso) sin repostar. r epostar. Por ejemplo, los submarinos de Estados Unidos no necesitan repostar durante toda su vida útil. 3. Un empu empuje je que nin ningún gún otro mo motor tor pued puedee equipa equiparar, rar, con lo qu quee pudieron construirse submarinos mucho más grandes que los existentes hasta el momento. El mayor submarino construido hasta la fecha son los de la clase Akula rusos (desplazamiento de 48 mil toneladas, 175 m de longitud).

Estas ventajas condujeron a buques que alcanzan velocidades de más de 25 nudos, que pueden permanecer semanas en inmersión profunda y que además pueden almacenar enormes cantidades de munición (nuclear o convencional) en sus bodegas. De hecho las armadas de Estados Unidos, Francia y el Reino Unido sólo poseen submarinos que utilizan este sistema de propulsión. En los submarinos submarinos se hhan an utilizado reactores de agua a presió presión, n, de agua en ebullición o de sales fundidas. Para conseguir reducir el peso del combustible en estos reactores se usa uranio con altos grados de enriquecimiento (del 30 al 40% en los rusos o del 96% en los estadounidenses). Estos reactores presentan la ventaja de que no es necesario (aunque sí es posible) convertir el vapor generado por el calor en electricidad, sino que puede utilizarse de forma directa elsobre una turbina que proporciona el movimiento a las hélices que impulsan el buque, mejorando notablemente rendimiento. Se han construido una gran variedad de buques militares que usan motores nucleares y que, en algunos casos, portan a su vez misiles de medio o largo alcance con cabezas nucleares: • Cruce Cruceros. ros. Com Comoo el USS Long Be Beach ach (CG (CGN-9), N-9), 2 rea reactores ctores nnuclea ucleares res inte integrado gradoss tipo C1W. • Destru Destructores ctores.. Como el USS Bainb Bainbridge ridge (CGN-25) (CGN-25) fue el buqu buquee de propuls propulsión ión nucle nuclear ar más pequ pequeño eño jamá jamáss construido, usa 2 reactores nucleares integrados tipo D2G. • Portaa Portaavione viones. s. El más repre representa sentativo tivo es el USS Enter Enterprise prise (CVN-65), (CVN-65), con construi struido do en 1961 y aún operati operativo, vo, que utiliza para su propulsión 8 reactores nucleares tipo A2W. • Subma Submarinos rinos bal balístic ísticos. os. Utili Utilizan zan la energ energía ía nuclea nuclearr como propu propulsión lsión y misi misiles les de medi medioo o largo alcanc alcancee como armamento. La clase Akula son de este tipo, utilizando 2 reactores nucleares tipo OK-650 y portando además de otro armamento convencional 20 misiles nucleares RSM-52, cada uno con 10 cabezas nucleares de 200 kilotones cada una. • Subma Submarinos rinos de ata ataque. que. Com Comoo el USS Seawolf (SSN (SSN-21) -21) de la clase Se Seawolf awolf que us usaa un reactor nuc nuclear lear inte integrado grado PWR tipo S6W. Alcanza una velocidad de 30 nudos.

 

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Estados Unidos, Gran Bretaña, Rusia, China y Francia poseen buques de propulsión nuclear. Véase también: Propulsión  Propulsión nuclear marina

Aviones militares de propulsión nuclear

Tanto Estados Unidos como la Unión Soviética se plantearon la creación de una flota de bombarderos de propulsión nuclear. De este modo se pretendía mantenerlos cargados con cabezas nucleares y volando de forma permanente cerca de los objetivos prefijados. Con el desarrollo del Misil balístico intercontinental (ICBM) a finales de los 50, más rápidos y baratos, sin necesidad de pilotos y prácticamente invulnerables, se abandonaron todos los proyectos. Los proyectos experimentales fueron: • Conva Convair ir X-6. Proyec Proyecto to estad estadounide ounidense nse a partir de un bomb bombarder arderoo B-36. Lleg Llegóó a tener un prototip prototipoo (el NB-36H NB-36H)) que realizó 47 vuelos de prueba de 1955 a 1957, año en el que se abandonó el proyecto. Se utilizó un reactor de fisión de 3 MW refrigerado con aire que solo entró en funcionamiento para las pruebas de los blindajes, nunca propulsando el avión. • Tupol Tupolev ev Tu-119 Tu-119.. Proyect Proyectoo soviéti soviético co a partir de un bomba bombardero rdero Tup Tupolev olev Tu-9 Tu-95. 5. Tampo Tampoco co pasó de la etap etapaa de pruebas. Véanse también:  Guerra Fría#Carrera Armamentista, Estrategia de las armas nucleares, Escudo Antimisiles y

Tratado de No Proliferación Nuclear 

Propulsión nuclear civil La energía nuclear se utiliza desde los años 50 como sistema para dar empuje (propulsar) distintos sistemas, desde los submarinos (el primero que utilizó la energía nuclear), hasta naves espaciales en desarrollo en este momento. Véase también: Propulsión  Propulsión nuclear 

Buques nucleares civiles

Tras el desarrollo de los buques de propulsión nuclear de uso militar se hizo pronto patente que existían ciertas situaciones en las que sus características podían ser trasladadas a la navegación civil. Se han construido cargueros y rompehielos que usan reactores nucleares como motor. El primer buque nuclear de carga y pasajeros fue el NS Savannah, botado en 1962. Solo se construyeron otros 3 buques de carga y pasajeros: El Mutsu  japonés, el Otto Hahn alemán y el Sevmorput ruso. El Sevmorput (acrónimo de 'Severnii Morskoi Put'), botado en 1988 y dotado con un reactor nuclear tipo KLT-40 de 135 MW, sigue en activo hoy en día transitando la ruta del mar del norte. Rusia ha construido 9 rompehielos nucleares desde 1959 hasta 2007, realizando recorridos turísticos, viajando hacia el polo norte, desde 1989. El coste de uno de sus viajes es de 25.000 dólares por un viaje de 3 semanas. Véase también: Propulsión  Propulsión nuclear marina

El NS Savannah, el primer buque nuclear de mercancías y pasajeros jamás construido, fue botado en 1962 y desguazado 8 años más tarde por su inviabilidad económica.

 

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Propulsión aeroespacial

Aunque existen varias opciones que pueden utilizar la energía nuclear para propulsar cohetes espaciales, solo algunas han alcanzado niveles de diseño avanzados. El cohete termonuclear, por ejemplo, utiliza hidrógeno recalentado en un reactor nuclear de alta temperatura, consiguiendo empujes al menos dos veces superiores a los cohetes químicos. Este tipo de cohetes se probaron por primera vez en 1959 (el Kiwi 1), dentro del Proyecto Nerva, cancelado en 1972. En 1990 se relanzó el proyecto bajo las siglas SNTP (Space Nuclear Recreación artística del Proyecto Orión. Thermal Propulsión) dentro del proyecto para un viaje tripulado a Marte en 2019. En 2003 comenzó con el nombre de Proyecto Prometeo. Otra de las posibilidades contempladas es el uso de un reactor nuclear que alimente a un propulsor iónico (el Nuclear Electric Xenon Ion System o 'NEXIS'). El Proyecto Orión[12] fue un proyecto ideado por Stanisław Ulam en 1947, que comenzó en 1958 en la empresa General Atomics. Su propósito era la realización de viajes interplanetarios de forma barata a una velocidad de un 10% de c. Para ello utilizaba un método denominado propulsión nuclear pulsada (External Pulsed Plasma Propulsión es su denominación oficial en inglés). El proyecto fue abandonado en 1963, pero el mismo diseño se ha utilizado como base en el Proyecto Dédalo[13] británico con motor de fusión, el Proyecto Longshot [14] americano con motor de fisión acoplado a un motor de fusión inercial o el Proyecto Medusa. También se ha propuesto el uso de RTG como fuente para un cohete de radioisótopos.[15] Automóvil nuclear

La única propuesta conocida es el diseño conceptual lanzado por Ford en 1958: el Ford Nucleon. [16]  Nunca fue construido un modelo operacional. En su diseño se proponía el uso de un pequeño reactor de fisión que podía proporcionar una autonomía de más de 8.000 km. Un prototipo del coche se mantiene en el museo Henry Ford. Una opción, incluida en las alternativas al petróleo, es el uso del hidrógeno en células de combustible como combustible para vehículos de hidrógeno. Se está investigando en este caso el uso de la energía nuclear para la generación del hidrógeno necesario mediante reacciones termoquímicas o de electrólisis con vapor a alta temperatura.[17] [18] Véanse también: Ford  Ford Nucleon y Célula de combustible combustible

Generación de electricidad Probablemente, la aplicación práctica más conocida de la energía nuclear es la generación de energía eléctrica para su uso civil, en particular mediante la fisión de uranio enriquecido. Para ello se utilizan reactores en los que se hace fisionar o fusionar un combustible. El funcionamiento básico de este tipo de instalaciones industriales es similar a cualquier otra central térmica, sin embargo poseen características especiales con respecto a las que usan combustibles fósiles: • Se necesitan medidas de seguridad y control mucho más estrictas estrictas.. En el caso de los reactores de cuarta generación [19] estas medidas podrían ser menores, mientras que en la fusión se espera que no sean necesarias.[20] • La cantidad de combustible necesario anualm anualmente ente en estas instalaciones es varios órdenes de magnitud inferior al que precisan las térmicas convencionales. • Las emisi emisione oness ddire irecta ctass ddee C C002 y NOx en la generación de electricidad, principales gases de efecto invernadero de origen antrópico, son nulas; aunque indirectamente, en procesos secundarios como la obtención de mineral y construcción de instalaciones, sí se producen emisiones.[21]

 

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A partir de la fisión

Tras su uso exclusivamente militar, se comenzó a plantear la aplicación del conocimien conoc imiento to adquirido a la vida civil. El 20 de diciembre de 1951 fue el primer día que se consiguió generar electricida d con un reactor nuclear (en el rea reactor ctor estadounidense EBR-I, con una potencia de unos 100 kW), pero no fue hasta 1954 cuando se conectó a la red eléctrica una central nuclear (fue la central nuclear soviética Obninsk, gener generando ando 5 MW con solo un 17% de rendimiento térmico). El primer reactor de fisión comercial fue el Calder Hall en Sellafield, que se conectó a la red eléctrica en 1956. El 25 de marzo de 1957 se creó la Comunidad Europea de la Energía Atómica (EURATOM), el mismo día que se creó la Comunidad Económica Europea, entre Bélgica, Francia, Alemania, Italia, Luxemburgo y los Países Bajos. Ese mismo año se creó el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Ambos organismos con la misión, entre otras, de impulsar el uso pacífico de la energía nuclear.

Evolución de las centrales nucleares de fisión en el mundo. Arriba: potencia instalada (azul) y potencia generada (rojo). Abajo: número de reactores construidos y en construcción (azul y gris respectivamente.

Su desarrollo en todo el mundo experimentó a partir de ese momento un gran crecimiento, de forma muy particular en Francia y Japón, donde la crisis del petróleo de 1973 influyó definitivamente, ya que su dependencia en el petróleo para la generación eléctrica era muy marcada (39 y 73% respectivamente en aquellos años, en 2008 generan un 78 y un 30% respectivamente mediante reactores de fisión).[cita requerida] En 1979 el accidente de Three Mile Island provocó un aumento muy considerable en las medidas de control y de seguridad en las centrales, sin embargo no se detuvo el aumento de capacidad instalada. Pero en 1986 el accidente de Chernóbil, en un reactor RBMK de diseño ruso que no cumplía los requisitos de seguridad que se exigían en occidente, acabó radicalmente con ese crecimiento.

En octubre de 2007 existían 439 centrales nucleares en todo el mundo que generaron 2,7 millones de MWh en 2006. La potencia instalada en 2007 fue de 370.721 MWe. En marzo de 2008 había 35 centrales en construcción, planes para construir 91 centrales nuevas (99.095 MWe) y otras 228 propuestas (198.995 MWe).[22] Aunque solo 30 países en el mundo poseen centrales nucleares, aproximadamente el 15% de la energía eléctrica generada en el mundo se produce a partir de energía nuclear.[23]  LWR por su sigla en inglés), que utilizan como La mayoría de los reactores son de los llamados de agua ligera ( LWR moderador agua intensamente purificada. En estos reactores el combustible utilizado es uranio enriquecido ligeramente (entre el 3 y el 5%).

En 1965 se construyó la primera central nuclear en España, la Central nuclear José Cabrera. Actualmente se encuentran en funcionamiento ocho reactores nucleares en España: Santa María de Garoña, Almaraz I y II, Ascó I y II, Cofrentes, Vandellós II y Trillo. Se paralizaron o no entraron en funcionamiento, una vez finalizadas, debido a la moratoria nuclear las centrales de Lemóniz, I y II, Valdecaballeros I y II, Trillo II, Escatrón I y II, Santillán, Regodola y Sayago. Se encuentran desmanteladas o en proceso de desmantelamiento Vandellós I y José Cabrera. El porcentaje de energía eléctrica producida en España es muy dependiente de la producción hidroeléctrica anual, la cual depende fuertemente de la pluviometría. Así, en el año 2002 un tercio, el 33,9% de la energía eléctrica producida en España lo fue en nucleares con un total de 63.016 GWh.[24] , mientras que en el año 2009, el porcentaje []

fue del 19 %. Véanse también: Central nuclear#Centrales nucleares en España y Moratoria_nuclear#España

 

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Más tarde se planteó añadir el plutonio fisible generado (

) como combustible extra en estos reactores de

fisión, aumentando de una forma importante la eficiencia del combustible nuclear y reduciendo así uno de los problemas del combustible gastado. Esta posibilidad incluso llevó al uso del plutonio procedente del armamento nuclear desmantelado en las principales potencias mundiales. Así se desarrolló el combustible MOX, en el que se añade un porcentaje (entre un 3 y un 10% en masa) de este plutonio a uranio empobrecido. Este combustible se usa actualmente como un porcentaje del combustible convencional (de uranio enriquecido). También se ha ensayado en algunos reactores un combustible mezcla de torio y plutonio, que genera una menor cantidad de elementos transuránicos. Otros reactores utilizan agua pesada como moderador. En estos reactores se puede utilizar uranio natural, es decir, sin enriquecer y además se produce una cantidad bastante elevada de tritio por activación neutrónica. Este tritio se prevé que pueda aprovecharse en futuras plantas de fusión. Otros proyectos de fisión, que no han superado hoy en día la fase de experimentación, se encaminan al diseño de reactores en los que pueda generarse electricidad a partir de otros isótopos, principalmente el y el . Véase también: Fisión  Fisión nuclear 

Tipos de reactores La diferencia básica entre los distintos diseños de reactores nucleares de fisión es el combustible que utilizan. Esto influye en el tipo de moderador y refrigerante usados. De entre todas las posibles combinaciones entre tipo de combustible, moderador y refrigerante, solo algunas son viables técnicamente (unas 100 contando las opciones de neutrones rápidos). Pero solo unas cuantas se han utilizado hasta el momento en reactores de uso comercial para la generación de electricidad (ver tabla).

 Tipos de reactores nucleares de fisión comerciales (neutrones térmicos)[25] Combustible

Uranio natural

Moderador

Grafito

Refrigerante

Aire CO2 H2O (agua ligera) D2O (agua pesada)

D2O (agua (agua pes pesada) ada) Compuesto Compuestoss orgánico orgánicoss H2O (agua ligera) D2O (agua pesada) Gas Uranio enriquecido Grafito

Aire CO2 H2O (agua ligera) D2O (agua pesada) Sodio

D2O (agua (agua pes pesada) ada) Compuesto Compuestoss orgánico orgánicoss H2O (agua ligera) D2O (agua pesada) Gas H2O (agu (aguaa lig ligera) era) H2O (agua ligera)

 

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El único isótopo natural que es fisionable con neutrones térmicos es el de un 0.7% en peso en el uranio natural. El resto es

, que se encuentra en una proporción

, considerado fértil, ya que, aunque puede fisionar con

neutrones rápidos, por activación con neutrones se convierte en , que sí es físil mediante neutrones térmicos. Los reactores de fisión comerciales, tanto de primera como de segunda o tercera generación, utilizan uranio con grados de enriquecimiento distinto, desde uranio natural hasta uranio ligeramente enriquecido (por debajo del 6%). Además, en aquellos en los que se usa uranio enriquecido, la configuración del núcleo del reactor utiliza diferentes grados de enriquecimiento, con uranio más enriquecido en el centro y menos hacia el exterior. Esta configuración consigue dos fines: por una parte disminuir los neutrones de fuga por reflexión, y por otra parte aumentar la cantidad de consumible. En los reactores comerciales se hacen fisionar esos átomos fisibles con neutrones térmicos hasta el máximo posible (al grado de quemado del combustible se le denomina burnup), ya que se obtienen mayores beneficios cuanto más provecho se saca del combustible. Otro isótopo considerado fértil con neutrones térmicos es el torio (elemento natural, compuesto en su mayoría por el isótopo ), que por activación produce , físil con neutrones térmicos y rápidos (es regla general que aquellos elementos con número atómico A impar sean fisibles, y con A par fértiles). Esos tres isótopos son los que producen fisiones exoergicas, es decir, generan más energía que la necesaria para producirlas, con neutrones térmicos. Los demás elementos (con z0,7. Esto significa que el ratio entre la energía generada por fusión y la requerida para sostener la reacción es de 0.7. Para que la reacción se auto sostenga deben alcanzarse parámetros superiores a Q>1 y más aún para su viabilidad económica. El primer objetivo debe ser alcanzado con el proyecto ITER y el segundo con DEMO. Se ha comprometido la creación de un reactor aun mayor, el ITER uniendo el esfuerzo internacional para lograr la fusión. Aun en el caso de lograrlo seguiría siendo un reactor experimental y habría que construir otro prototipo para probar la generación de energía, el llamado proyecto DEMO.

Posibles combustibles para reactores de fusión nuclear La reacción óptima para producir energía por fusión es la del deuterio y tritio debido a su elevada sección eficaz. Es también, por ello, la más usada en las pruebas experimentales. La reacción es la siguiente: D + T → 4He + n+89999+011+M-3'14 Obtener deuterio no es difícil ya que es un elemento estable y abundante que se formó en grandes cantidades en la sopa primordial de partículas (véase Big Bang). En el agua una parte por 5000 es deuterio. Esto significa que hay 30 gramos de material en cada metro cúbico cúbico de  de agua. En un reac reactor tor automant automantenido enido la reacción deuterio-tritio generaría energía y neutrones. Los neutrones. Los neut neutrones rones so sonn la parte negativa de la reacción y hay que controlarlos ya que las reacciones de captación de neutrones en las paredes del reactor o en cualquier átomo del reactivo pueden inducir radiactividad. De hecho, los neutrones, con tiempo suficiente pueden llegar a debilitar la estructura del propio contenedor con el consecuente riesgo de que se produzcan peligrosas fisuras. Para ello están los moderadores y blindajes de neutrones tales como el agua pesada, el berilio, el sodio o el carbono como moderadores muy usados e n las las centrales  centrales de fisión, o el boro y el cadmio, usados como productos que paran completamente los neutrones absorbiéndolos. Si se quiere fabricar un reactor realmente limpio habrá que buscar otras fórmulas. Se ha planteado una doble solución al problema de los neutrones y al de la abundancia del tritio. El tritio no se encuentra en la naturaleza ya que es inestable así que hay que fabricarlo. Para obtenerlo se puede recurrir r ecurrir a las centrales de fisión, donde se puede generar por la activación del hidrógeno contenido en el agua, o al bombardeo del litio, material abundante en la corteza

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Reactor nuclear terrestre, con neutrones. 6

Li + n → 4He + T

7

Li + n → 4He + T +n

Hay dos isótopos estables del lit litio io el litio-6 y el litio-7 siendo éste último mucho más abundante. Por desgracia, la reacción que absorbe neutrones es la que se da con el litio-6, el menos abundante. Todo esto tampoco evita que muchos neutrones acaben impactando con las paredes del propio reactor con la subsiguiente fabricación de átomos radiactivos. A pesar de ello una de las propuestas para el ITER es la de recubrir las paredes con litio-6 el cual pararía una buena parte de los neutrones para producir más tritio. Debido a todos estos problemas se están investigando otras reacciones de sección eficaz alta pero más limpias. Una de la más prometedoras es la del deuterio más helio-3. D + 3He → 4He + p El problema en esta esta reacción re reside side en la menor sección eficaz con respecto a la de deuterio-tritio y en la propia obtención del helio-3 que es el isótopo más raro de dicho elemento. Los protones no entrañan tanto peligro como los neutrones ya que estos no serán fácilmente captados por los átomos debido a la barrera coulombiana que deben atravesar cosa que con las partículas de carga neutra como los neutrones no ocurre. Además un protón puede ser manipulado mediante campos electromagnéticos. Una solución para obtener helio-3 artificialmente sería la de incorporar, en el propio reactor, la reacción deuterio-deuterio. D + D → 3He + n El problema es que, que, de nuevo, obtenemos un neutrón residual, lo que nos devuelve de nuevo al problema de los neutrones. Quizá la clave fuera la obtención de helio-3 natural, pero éste es extremadamente raro en la Tierra. Hay que tener en cuenta que el poco helio-3 natural que se produce por radiactividad tiende a escapar de nuestra densa atmósfera. Lo curioso es que dicho isótopo es abundante en la Luna. Se encuentra esparcido por su superficie y proviene del viento solar que durante miles de millones de años ha bañado la desnuda superficie lunar con sus partículas ionizadas. Este helio lunar podría ser, en un futuro, la clave para los reactores de fusión. Mientras tanto se está investigando en materiales que aunque se activen, solo den lugar a isótopos de vida media corta, con lo que dejando reposar un periodo corto a esos materiales, podrían considerarse como residuos convencionales (no radiactivos). El problema principal, en cualquier caso, seguiría estando en la dificultad de mantener en condiciones al armazón del núcleo sin que este se deteriorara y hubiese que cambiarlo cada poco tiempo.

Véase también • • • • • • • • • • • • • • •

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Reactor nuclear

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Referencias [1] Número de reactores reactores de cada tipo tipo en el mu mundo ndo (en ing inglés) lés) (http:/  / www.world-nuclear.org/ info/ inf32.html)  

 

 

 

 

 

 

Enlaces externos • Wi Wiki kime medi diaa Co Comm mmon onss al albe berg rgaa co cont nten enid idoo mu mult ltim imed edia ia ssob obre re Reactor nuclear.Commons • Los peligr peligros os ddee lo loss rea reactores ctores nucle nucleares ares (http: (http:/ /  / www.greenpeace.org/ raw/ content/ espana/ reports/  los-peligros-de-los-reactores.pdf), un informe de Helmut Hirsch, Oda Becker, Mycle Schneider y Antony Froggatt para Greenpeace. • La prod producció ucciónn de elec electricid tricidad ad de orig origen en nucl nuclear ear en Es España. paña. C CSIC SIC (http (http:/  :/  / www.ieg. csic.es/ age/ boletin/ 33/  3304.pdf) • Inform Información ación sobre react reactores ores nnuclea ucleares. res. FForo oro nuc nuclear lear ((http:/  http:/   / www.foronuclear.org/ energia_nuclear_mundo.jsp) • ¿Qué es un rreacto eactorr nu nuclear clear?. ?. FFísica ísicanet net (http: (http:/ /  / www.fisicanet.com. ar/ energias/ nuclear/ en04_energia_nuclear. php) • Ing Ingen enie ierí ríaa Nuc Nucle lear ar (h (htt ttp: p:/  /  / www.ib.edu.ar/ ) • React Reactor or Nucle Nuclear ar CARE CAREM M - modern modernaa centra centrall eléctri eléctrica ca de dise diseño ño argen argentino tino (htt (http:/  p:/  / www.ciencia-tecnologia.com. ar/ desarrollos_av/ reactor_carem.htm)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Central nuclear Este artículo o sección se refiere o está relacionado con un evento actualmente en curso. La información de este artículo es susceptible de estar sujeta a cambios frecuentes. Por favor, no agregues datos especulativos y recuerda colocar referencias a fuentes fiables para dar más detalles.

Una central nuclear o planta nuclear es una instalación industrial empleada para la generación de energía eléctrica a partir de energía nuclear.Se caracteriza por el empleo de combustible nuclear compuesto básicamente de material fisionable que mediante reacciones nucleares proporcionan calor que a su vez es empleado a través de un ciclo termodinámico convencional para producir el movimiento de alternadores que transforman el trabajo mecánico en energía eléctrica. Estas o mas reactores. El cuyo núcleo de un reactorcentrales nuclear constan consta dedeununo contenedor o vasija en interior se Maqueta de una central nuclear tipo PWR. albergan bloques de un material aislante de la radioactividad, comunmente se trata de grafito o de hormigón relleno de combustible nuclear formado por material fisible (uranio-235 o plutonio-239). En el proceso se establece una reacción sostenida y moderada gracias al empleo de elementos auxiliares que absorben el exceso de neutrones liberados manteniendo bajo control la reacción en cadena del material radiactivo; a estos elementos se les l es denominan moderadores. Rodeando al núcleo de un reactor nuclear está el reflector cuya función consiste en devolver al núcleo parte de los neutrones que se fugan de la reacción. Las barras de control que se sumergen facultativamente en el reactor, sirven para moderar o acelerar el factor de multiplicación del proceso de reacción en cadena del circuito nuclear. El blindaje especial que rodea al reactor, absorbe la radiactividad emitida en forma de neutrones, radiación gamma, partículas alfa y partículas beta. Un circuito de refrigeración externo ayuda a extraer el exceso de calor generado.

 

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Las instalaciones nucleares son construcciones complejas por la variedad de tecnologías industriales empleadas y por la elevada seguridad con la que se les dota. Las características de la reacción nuclear hacen que pueda resultar peligrosa si se pierde su control y prolifera por encima de una determinada temperatura a la que funden los materiales empleados en el reactor, así como si se producen escapes de radiación nociva por esa u otra causa. La energía nuclear se caracteriza por producir, además de una gran cantidad de energía eléctrica, residuos nucleares que hay que albergar en depósitos aislados y controlados durante largo tiempo. A cambio, no produce contaminación atmosférica de gases derivados de la combustión que producen el efecto invernadero, ni precisan el empleo de combustibles fósiles para su operación. Sin embargo, las emisiones contaminantes indirectas derivadas de su propia construcción, de la fabricación del combustible y de la gestión posterior de los residuos radiactivos (se denomina gestión a todos los procesos de tratamiento de los residuos, incluido su almacenamiento) no son despreciables.

Torres de refrigeración de la central nuclear de Cofrentes, España, expulsando vapor de agua.

En España las centrales nucleares generaron el 20 % de la energía eléctrica necesaria en 2008.[1] Central nuclear en Río de Janeiro, Brasil.

Funcionamiento Las centrales nucleares constan principalmente de cuatro partes: • El re react actor or nu nucle clear, ar, ddond ondee se pprod roduce uce la reacción nuclear. • El ggene enerad rador or ddee va vapor por de aagua gua (só (sólo lo en las centrales de tipo PWR). • La tturb urbina ina,, qu quee m muev uevee un gen genera erador dor eléctrico para producir electricidad con la expansión del vapor. • El ccond ondens ensado ador, r, un int interc ercam ambia biador dor de calor que enfría el vapor transformándolo nuevamente en líquido. El reactor nuclear es el encargado de realizar la fisión o fusión de los átomos del combustible nuclear, como uranio, generando como residuo el plutonio, liberando una gran cantidad de energía calorífica por unidad de masa de combustible.

Central nuclear con un reactor de agua a presión. (PWR) 1- Edificio de contención. 2Torre de refrigeración. 3- Reactor mariposita. 4- Barras de control. 5- Acumulador de presión. 6- Generador de vapor. 7- Combustible nuclear. 8- Turbina. 9- Generador eléctrico. 10- Transformador. 11- Condensador. 12- Vapor. 13- Líquido saturado. 14Aire ambiente. 15- Aire húmedo. 16- Río. 17- Circuito de refrigeración. 18- Circuito primario. 19- Circuito secundario. 20- Emisión de aire húmedo (con vapor de agua).

 

Central nuclear El generador de vapor es un intercambiador de calor que transmite calor del circuito primario, por el que circula el agua que se calienta en el reactor, al circuito secundario, transformando el agua en vapor de agua que posteriormente se expande en las turbinas, produciendo el movimiento de éstas que a la vez hacen girar los generadores, produciendo la energía eléctrica. Mediante un transformador se aumenta la tensión eléctrica a la de la red de transporte de energía eléctrica. Después de la expansión en la turbina el vapor es condensado en el condensador, donde cede calor al agua fría refrigerante, que en las centrales PWR procede de las torres de refrigeración. Una vez condensado, vuelve al reactor nuclear para empezar el proceso de nuevo. Las centrales nucleares siempre están cercanas a un suministro de agua fría, como un río, un lago o el mar, para el circuito de refrigeración, ya sea utilizando torres de refrigeración o no. Véanse también: PWR  PWR y BWR

Seguridad[2] [3] Como cualquier actividad humana, una central nuclear de fisión conlleva riesgos y beneficios. Los riesgos deben preverse y analizarse para poder ser mitigados. A todos aquellos sistemas diseñados para eliminar o al menos minimizar esos riesgos se les llama sistemas de protección y control. En una central nuclear de uso civil se utiliza una aproximación llamada defensa en profundidad . Esta aproximación sigue un diseño de múltiples barreras para alcanzar ese propósito. Una primera aproximación a las distintas barreras utilizadas (cada una de ellas múltiple), de fuera adentro podría ser: 1. Autoridad reguladora: es el organismo enca encargado rgado de velar que el resto de barreras se encuentren en perfecto funcionamiento. No debe estar vinculado a intereses políticos ni empresariales, siendo sus decisiones vinculantes. 2. Normas y procedim procedimientos: ientos: todas las actuaciones deben regirse por procedimiento procedimientoss y normas eescritas. scritas. Además se debe llevar a cabo un control de calidad y deben estar supervisadas por la autoridad reguladora. 3. Primera barrera física (sistemas pasivos pasivos): ): sistemas de protección intrínsecos bbasados asados en las leyes de la fís física ica que dificultan la aparición de fallos en el sistema del reactor. Por ejemplo el uso de sistemas diseñados con reactividad negativa o el uso de edificios de contención. 4. Segunda barrera física (sistemas activos): Reducción de la frecuencia con la que pueden suceder los fallos. Se basa en la redundancia, separación o diversidad de sistemas de seguridad destinados a un mismo fin. Por ejemplo las válvulas de control que sellan los circuitos. 5. Tercera barrera física: sistemas que minimizan los efectos debidos a sucesos externos a la propia central. Como los amortiguadores que impiden una ruptura en caso de sismo. 6. sismo Barrera técnica: todasy las instalaciones ssee instalan en ubic ubicaciones aciones consideradas muy seguras (ba (baja ja probabilidad de o vulcanismo) altamente despobladas. 7. Sal Salvag vaguar uardas das ttécn écnica icas. s. Además debe estar previsto qué hacer en caso de que todos o varios de esos niveles fallaran por cualquier circunstancia. Todos, los trabajadores u otras personas que vivan en las cercanías, deben poseer la información y formación necesaria. Deben existir planes de emergencia que estén plenamente operativos. Para ello es necesario que sean periódicamente probados mediante simulacros. Cada central nuclear posee dos planes de emergencia: uno interior y uno exterior, comprendiendo el plan de emergencia exterior, entre otras medidas, planes de evacuación de la población cercana por si todo lo demás fallara.

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Aunque los niveles de seguridad de los reactores de tercera generación han aumentado considerablemente con respecto a las generaciones anteriores, no es esperable que varíe la estrategia de defensa en profundidad. Por su parte, los diseños de los futuros reactores de cuarta generación se están centrando en que todas las barreras de seguridad sean infalibles, basándose tanto los como activos. sea posibleDel en sistemas minimizando mismopasivos modo,y probablemente la estrategia seguida será la de defensa en profundidad. Gráfica con los datos de los sucesos notificados al CSN por las

[4] [5] [6] [7] Cuando una parte de cualquiera de esos niveles, centrales nucleares españolas en el periodo 1997-2006.       compuestos a su vez por múltiples sistemas y barreras, falla (por defecto de fabricación, desgaste, o cualquier otro motivo), se produce un aviso a los controladores que a su vez se lo comunican a los inspectores residentes en la central nuclear. Si los inspectores consideran que el fallo puede comprometer el nivel de seguridad en cuestión elevan el aviso al organismo regulador (en España el CSN). A estos avisos se les denomina sucesos notificables.[8]  [9] En algunos casos, cuando el fallo puede hacer que algún parámetro de funcionamiento de la central supere las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento (ETF) definidas en el diseño de la central (con unos márgenes de seguridad), se produce un paro automático de la reacción en cadena

llamado SCRAM. En otros casos la reparación de esa parte en cuestión (una válvula, un aspersor, una compuerta,...) puede llevarse a cabo sin detener el funcionamiento de la central. Si cualquiera de las barreras falla aumenta la probabilidad de que suceda un accidente. Si varias barreras fallan en cualquiera de los niveles, puede finalmente producirse la ruptura de ese nivel. Si varios de los niveles fallan puede producirse un accidente, que puede alcanzar diferentes grados de gravedad. Esos grados de gravedad se organizaron en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES) por el OIEA y la AEN, iniciándose la escala en el 0 (sin significación para la seguridad) y acabando en el 7 (accidente grave). El incidente (denominados así cuando se encuentran en grado 3 o inferiores)Vandellós I en 1989, catalogado a posteriori (no existía ese año la escala en España) como de grado 3 (incidente ( incidente importante).[10] La ruptura de varias de estas barreras (no existía independencia con el gobierno, el diseño del reactor era de reactividad positiva, la planta no poseía edificio de contención, no existían planes de emergencia, etc.) causó el accidente nuclear más grave ocurrido: el accidente de Chernóbil, de nivel 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares (INES). Véanse también: Principios   Principios fundamentales de la seguridad, seguridad, Defensa en profundidad y E Edificio dificio de contención Véanse también: Accidente  Accidente nuclear, Lista de accidentes accidentes nucleares y Lista de accidentes nucleares civiles

Sistema de refrigeración en una central nuclear El sistema de refrigeración se encarga de que no se sobrecaliente el reactor y esto produzca una fusión en el núcleo del reactor. Funciona de la siguiente manera: Mediante un caudal de agua de 44.600 kg/s aportado por un tercer circuito semiabierto, denominado "Sistema de Circulación", se realiza la refrigeración del condensador. Este sistema consta de dos torres de refrigeración de tiro natural, un canal de recogida del agua y las correspondientes bombas de impulsión para la refrigeración del condensador y elevación del agua a las torres. El caudal de agua evaporado por la torre es restituido a partir de la toma de agua en un azud de un río próximo.

 

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Tipo de centrales nucleares Existen muchos tipos de centrales nucleares cada una con sus propias ventajas e inconvenientes. En primer lugar hay centrales basadas en fisión nuclear y en fusión nuclear, aunque estas se encuentran actualmente en fase experimental y son solo de muy baja potencia. A partir de aquí, nos centraremos en las centrales de fisión. Estas se dividen en dos grandes grupos: por un lado los reactores térmicos y por otro los rápidos. La diferencia principal entre estos dos tipos de reactores es que los primeros presentan moderador y los últimos no. Los reactores térmicos(los más utilizados en la actualidad) necesitan para su correcto funcionamiento que los neutrones emitidos en la fisión, de muy alta energía sean frenados por una sustancia a la que se llama moderador, cuya función es precisamente esa. Los reactores rápidos(de muy alta importancia en la generación III+ y IV)sin embargo no precisan de este material ya que trabajan directamente con los neutrones de elevada energía sin una previa moderación. Los reactores térmicos se clasifican según el tipo de moderador que utilizan, asi tenemos: • Rea Reacto ctores res m mode oderad rados os po porr agu aguaa lig ligera era.. • Reac Reacto tore ress tra tradi dici cion onal ales es • LWR (Ligh (Lightt Wa Water ter R Reacto eactor) r) De diseñ diseñoo oc occiden cidental tal • PWR (Pre (Pressu ssuriz rized ed W Wate aterr R Reac eactor tor)) • BW BWR R (B (Boi oilin lingg Wa Wate terr Re Reac acto tor) r) • VV VVER ER De ddis iseñ eñoo ru ruso so.. • React Reactores ores ava avanzado nzadoss (basad (basados os en los anteri anteriores ores pero co conn grandes m mejoras ejoras en cu cuanto anto a segur seguridad) idad) • AP1000 (Adva (Advanced nced Press Pressurize urizedd Rea Reactor)B ctor)Basad asadoo en el PWR • EPR (Europ (European ean Press Pressurize urizedd Re Reactor) actor)Basa Basado do eenn PWR • ABWR (Adva (Advanced nced Boili Boiling ng Water Water Re Reactor) actor)Basa Basado do en BWR • VV VVER ER 10 1000 00 bbas asad adoo en eell VV VVER ER • PHWR (Pre (Pressuriz ssurized ed Heavy W Water ater Rea Reactor)R ctor)Reacto eactores res mod moderado eradoss por agua pe pesada sada • CANDU (Cana (Canadian dian Natur Natural al Deute Deuterium rium Uraniu Uranium) m) • Rea Reacto ctores res mod modera erados dos con gra grafit fitoo • React Reactores ores ttradici radicionale onaless (gen (generalm eralmente ente re refrigera frigerados dos po porr gas) • RBM RBMK K el de Che Cherno rnobil bil re refrig frigera erado do po porr agu aguaa • MA MAGN GNOX OX de di dise seño ño in ingl gles es • GCR ((Gas Gas C Carb arbon on Re React actor) or) de ddise iseño ño fra francé ncéss • Reac Reacto tore ress av avan anza zado doss • AGR (A (Advanc dvanced ed Gas React Reactor) or) rea reactor ctor av avanzad anzadoo basa basado do en eell GCR • HTGR (H (High igh Tam Tamperat perature ure gas rreacto eactor) r) react reactor or de gas de alta ttempe emperatura ratura • PBM PBMR R (P (Pebb ebble le B Bed ed M Modu odular lar Rea Reacto ctor) r) Por otra parte tenemos los reactores rápidos, todos ellos avanzados, conocidos como FBR (f (fast ast breeder reactors): • Ref Refrig rigera erados dos por me metal tales es lliqu iquido idoss • sodio • plomo • pl plom omoo-bi bism smuuto

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Centrales nucleares en países latinos Centrales nucleares en Argentina • Atucha I. Situada en la ciudad de Lima, partido de Zarate, distante a 100 km de la ciudad de Buenos Aires, Provincia de Buenos Aires. Tipo PHWR. Potencia 1.179 MWt. Inaugurada en 1974. Fue la primera central nuclear de Latinoamérica destinada a la producción de energía eléctrica de forma comercial. • Atucha II. Situada en la ciudad de Lima, partido de Zarate, distante a 115 km de la ciudad de Buenos Aires, Provincia de Buenos Aires. Tipo PHWR. Potencia 2.175 MWt. En fase f ase final de construcción. Está prevista su entrada en servicio durante (2011).[11] • Embalse. Situada en Embalse, Provincia de Córdoba. Tipo PHWR. Potencia 2.109 MWt. Inaugurada en 1984.

Atucha I en la Provincia de Buenos Aires,Argentina

Centrales nucleares en España Centrales nucleares en España:[12] • Santa María de Garoña. Situada en Garoña (Burgos). Construida entre 1966 y 1970. Puesta en marcha en 1970. Tipo BWR. Potencia 466 MWe. Su refrigeración es abierta al río Ebro. Cierre programado para julio de 2013.[13] • Almaraz I. Situada en Almaraz (Cáceres). Puesta en marcha en 1980. Tipo PWR. Potencia 980 MWe. Su refrigeración es abierta al embalse artificial (creado para ese fin) de Arrocampo. • Almaraz II. Situada en Almaraz (Cáceres). en marcha en 1983. Tipo PWR.Puesta Potencia 984 MWe. Su refrigeración es abierta al embalse artificial (creado para ese fin) de Arrocampo.

Instalaciones nucleares en España.

• Ascó I. Situada en Ascó (Tarragona). Puesta en marcha en 1982. Tipo PWR. Potencia 1.032,5 MWe. • Ascó II. Situada en Ascó (Tarragona). Puesta P uesta en marcha en 1985. Tipo PWR. P WR. Potencia 1.027,2 MWe. • Cofrentes. Situada en Cofrentes (Valencia). Puesta en marcha en 1984. Tipo BWR. Potencia 1.097 MWe. • Vandellós II. Situada en Vandellós (Tarragona). Puesta en marcha en 1987. Tipo PWR. Potencia 1.087,1 MWe. • Trillo. Situada en Trillo (Guadalajara). Puesta en marcha en 1987. Tipo PWR. Potencia 1.066 MWe. Proyectos paralizados en la moratoria nuclear: • Lemóniz I y II (Vizcaya). • Valdecaballeros I y II (Badajoz). • Trillo II (Guadalajara).

 

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Escatrón I y II (Zaragoza). Santillán (Cantabria). Regodela (Lugo). Sayago (Zamora).

Centrales desmanteladas o en proceso de desmantelamiento: • Vandellós I. Situada en Vandellós y Hospitalet del Infant (Tarragona). Puesta en marcha en 1972. Clausurada en 1989. Potencia 480 MW. • José Cabrera. Situada en Almonacid de Zorita (Guadalajara). Puesta en marcha en 1968 y parada definitiva en 2006. Tipo PWR. Potencia 160 MW.

Centrales nucleares en México • Laguna Verde I en Punta Limón, Veracruz, México. Inaugurada en 1989. Potencia: 1365 MWe. • Laguna Verde II en Punta Limón, Veracruz, México. Inaugurada en 1995. • Centro Nuclear Dr. Nabor Carrillo Flores en Ocoyoacac, Estado de México, México. Inaugurada en 1968. Potencia: 1000 KWe.

Centrales nucleares en Brasil • Angra dos Reis, situada en Angra dos Reis, Río de Janeiro - 2 unidades PWR.

Véase también • • • • • • • • •

En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr En Ener ergí gíaa nu nucl clea earr en Espa España ña Re Reac acto torr nucl nuclea earr Aba Abando ndono no de la ene energí rgíaa nucl nuclear ear Ane Anexo: xo:Acc Accide idente ntess nuc nuclea leares res Ane Anexo: xo:Acc Accide idente ntess nuc nuclea leares res ccivi iviles les Ac Acci cide dent ntee ddee C Che hern rnób óbil il Ed Edif ific icio io de co cont nten enci ción ón Lis Lista ta de rea reacto ctores res nuc nuclea leares res

Referencias [1] Inf Inform ormee 2008 (h (http ttp:/  :/  / www.ree.es/ sistema_electrico/ informeSEE.asp) REE [2] Tema de Seguridad del concurso-oposición concurso-oposición para el acceso al Consejo Consejo de Seguridad Nuclear Nuclear (primer ejercicio) (http:/  / www.csn.es/  descarga/ ParteC2004.zip) [3] Tema de Seguridad del concurso-oposición concurso-oposición para el acceso al Consejo Consejo de Seguridad Nuclear Nuclear (tercer ejercicio) (http:/  / www.csn. es/ descarga/  partea.zip) [4] Proyecto final de carrera de Raqu Raquel el Callarisa. De la fig. fig. 5.4 (pag. 40) 40) (https:/  / upcommons. upc.edu/ pfc/ bitstream/ 2099.1/ 2892/ 1/  50401-1. pdf) [5] Sucesos notificables notificables en 2000, 2001 2001 y 22003 003 (http:/  (http:/  / nodo50. net/ tortuga/ article.php3?id_article=622) [6] Consumer Eroski, Sucesos nnotificables otificables en 2002 (http:/  (http:/  / www.consumer.es/ web/ es/ salud/ 2003/ 11/ 26/ 91683. php), acceso 1 de diciembre de 2007. [7] El Mundo, Mundo, Sucesos notificables en 2004 y 2005 (http:/  (http:/  / www.elmundo. es/ elmundo/ 2006/ 07/ 07/ ciencia/ 1152264358. html), acceso 1 de diciembre de 2007. [8] Resolución cuarta de la comisión de economía economía y hacienda Del congreso de los diputad diputados os de fecha 17 de diciembre de 2003, por la que se insta al CSN para que remita r emita un informe sobre los criterios utilizados para la clasificación de sucesos notificables e información al público y su implicación en la experiencia operativa interior y exterior. (http:/  / www.csn.es/ descarga/ resol_ec_ha_4.pdf) [9] R. Callarisa. Proyecto Fin de de Carrera. Métodos de anális análisis is de sucesos notificab notificables les en centrales nucleares para su su valoración como ssucesos ucesos iniciadores de accidentes y su clasificación en la escala de seguridad INES. Aplicación en las centrales nucleares catalanas. (2005). (http:/  /  upcommons.upc.edu/ pfc/ bitstream/ 2099. 1/ 2892/ 1/ 50401-1. pdf)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

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[10] Web del CSN con información información sobre la escala INES INES y las implicaciones ddee cada uno de los grado gradoss definidos (http:/  / www.csn.es/  plantillas/ frame_nivelult. jsp?id_nodo=  jsp?id_nodo=681& 681&&&keyword=&auditoria=F) [11] [11] http http:/  :/   / www.atucha2.com/  [12] Mapa con situación situación e info información rmación sobre las las centrales nucleares españolas (http:/  (http:/  / www.csn. es/ plantillas/ frame_mapaCentrales.  jsp?id_nodo=255&  jsp?id_nodo= 255&&&keyword=&auditoria=F) [13] « Zapatero Zapatero prorroga prorroga Garoña Garoña hasta 2013 2013 (http:/  (http:/  / www.publico.es/ espana/ 236170/ zapatero/ prorroga/ garona)». Público (2 de julio de 2009). Consultado el 2-7-2009.  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

• DTV-A DTV-Atlas tlas zur Atom Atomphysik physik.. Deutsc Deutscher her Tasc Taschenbu henbuch ch Verla Verlagg GmbH & Co. KG. Münc München hen 1.976 (G (German ermany) y) • Versió Versiónn en castellan castellano: o: ISBN 84-20684-206-6207-0 6207-0 Atl Atlas as de Física Atóm Atómica. ica. Alian Alianza za Atlas. Atlas.Alian Alianza za Editori Editorial al S.A. Madrid 1.988 (Spain) Edición actualizada.

Enlaces externos • • • • • • • • • •

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Escala Internacional de Accidentes Nucleares La Escala Internacional de Eventos Nucleares (más conocida por sus  International siglas en inglés, INES - International  Nuclear Event Scale-) fue introducida por la OIEA para permitir la comunicación sin falta de información importante de seguridad en caso de accidentes nucleares y facilitar el conocimiento de los medios de comunicación y la población de su importancia en materia de seguridad. Representación piramidal de la Escala INES Se ha definido un número de criterios e indicadores para asegurar la información coherente de acontecimientos nucleares por autoridades oficiales diferentes. Hay 7 niveles en la escala:

 

Escala Internacional de Accidentes Nucleares

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Los niveles de gravedad Los sucesos de nivel 1 - 3, sin consecuencia significativa sobre las poblaciones y el medio ambiente, se califican de incidentes, los superiores (4 a 7), de accidentes. El último nivel corresponde a un accidente cuya gravedad es comparable al ocurrido el 26 de abril de 1986 en la central de Chernóbil. 7 Accidente grave 6 Accidente importante 5 Accidente con riesgo fuera del emplazamiento 4 Accidente sin riesgo fuera del emplazamiento 3 Incidente importante 2 Incidente 1 Anomalía 0

Desviación (Sin significación para la seguridad)

Detalles Nivel 7 INES: Accidente mayor • Impacto en las personas y el medio ambiente. Se produce una mayor liberación de material radiactivo que pone en riesgo la salud general y el medio ambiente y requiere la aplicación de medidas de contraposición. Ejemplo: Accidente de Chernóbil

Nivel 6 INES: Accidente serio Impacto sobre las personas y el medio ambiente. • una probable aplicación de medidas de contraposición. Se produce la liberación de material radiactivo que requiera

Ejemplo: Desastre de Kyshtym. Este artículo o sección se refiere o está relacionado con un desastre reciente. La información de este artículo es susceptible de estar sujeta a cambios frecuentes. Por favor, no agregues datos especulativos y recuerda colocar referencias a fuentes fiables para dar más detalles.

Según el presidente de la Autoridad de la Seguridad Nuclear de Francia, André-Claude Lacoste, también entraría dentro de esta categoría el Accidente de Fukushima[1] . Sin embargo las autoridades japonesas categorizan este accidente como nivel 5, además la OMS dice que no hay riesgo para la salud y señala "que no hay pruebas en este momento de ninguna importante propagación internacional desde la planta nuclear" y tampoco cree que haya peligro para la salud para la gente fuera de la zona de evacuación. [2]

 

Escala Internacional de Accidentes Nucleares

Nivel 5 INES: Accidente con consecuencias amplias • Impacto sobre las personas o el medioambiente. Liberación limitada de material radiactivo que pueda requerir la aplicación de medidas de contraposición. Varias muertes por radiación. Ejemplo: Incendio de Windscale[3] , accidente radiológico de Goiânia.[4] [5] • Daños en los obstáculos radiológicos y el control. • Se producen graves daños al núcleo del reactor y se produce la liberación de material radiactivo en una instalación que genera riesgos de exposición pública que podría derivarse de un accidente crítico o el fuego. Ejemplo: Accidente de Three Mile Island.

Nivel 4 INES: Accidente con consecuencias locales • Impacto sobre las personas o el medio ambiente. Liberación menor de material radiactivo que pueda requerir, aunque de forma poco probable, la aplicación de medidas de contraposición. Al menos una muerte por radiación. • Daños en los obstáculos radiológicos y el control. Combustible fundido o dañado y liberación de cantidades significativas de radiación con probabilidad de exposición pública. Ejemplo: Accidentes de Tokaimura Accidente nuclear del reactor RA-2,Argentina

Nivel 3 INES: incidente grave • Impacto en las personas y el medio ambiente . Exposición de 10 o más veces el límite legal anual para los trabajadores y efectos no letales producidos por la radiación. • Daños en los obstáculos radiológicos y el control. Exposición de más de 1 Sv / h en una zona de trabajo. • Impacto en la defensa en profundidad Ejemplo: Incidente de la central nuclear de Vandellós

Nivel 2 INES: incidente • Impacto en las personas y el medio ambiente. Exposición de un miembro del público a más de 10 mSv y exposición de un trabajador en exceso a los límites legales anuales. • Daños en los obstáculos radiológicos y el control. Nivel de radiación en una zona operativa de más de 50 mSv /  h y contaminación significativa dentro de la instalación no preparada en el diseño. • Impacto en la defensa en profundidad. Ejemplo: Incidente en la central nuclear de Ascó

Nivel 1 INES: anomalía • Impacto en la defensa en profundidad . Exposición mayor a los límites l ímites legales anuales de un miembro del público, problemas menores con elementos y componentes de seguridad con la defensa en profundidad restante y robo o pérdida de una fuente de radiactividad de baja intensidad.

Nivel 0 INES: desviación • Ninguna importancia para la seguridad.

Fuera de escala Cualquier evento que no cumpla con ninguna de las condiciones especificadas en alguno de los distintos niveles INES.

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Escala Internacional de Accidentes Nucleares

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Referencias   [1] ¿Qué es la escala INES?. La escala escala Internacional de Even Eventos tos Nucleares clasifica la gravedad de los accidentes del 0 al 77..- Japón reconoce un nivel 4 al accidente de Fukushima, mientras Francia le atribuye un 6, 15/3/2011, El País (http:/  / www.elpais.com/ articulo/ internacional/  escala/ INES/ elpepuint/ 20110315elpepuint_23/ Tes) [2] EE UU alerta de radiaciones radiaciones "extremadamente altas" altas" en la central nuclear de Fukushima, Fukushima, 16/3/20 16/3/2011, 11, El País (http:/  / www.elpais.com/  articulo/ internacional/ OIEA/ confirma/ danos/ nucleos/ reactores/ Fukushima/ elpepuint/ 20110316elpepuint_1/ Tes) [3] Wind Windscale scale,, en Wik Wikipedi ipediaa (http (http:/  :/  / es.wikipedia.org/ wiki/ Windscale)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

[4] La revisión de la Escala Escala Internacional de Sucesos Sucesos Nucleares y Radiológicos Radiológicos (INES) amplía su alcance, alcance, en IAEA (http:/  / www.iaea.org/  Publications/ Magazines/ Bulletin/ Bull511/ Spanish/ 51102744649_es. pdf) [5] Distintos niveles niveles de exposición radiactiva en mSv, 16/3/2011 16/3/2011 (http:/  (http:/  / www.publico.es/ internacional/ 366378/  los-distintos-niveles-de-exposicion-rad los-distintos-niv eles-de-exposicion-radiactiva-grafico) iactiva-grafico) - Público (España)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Véase también • Acci Accide dent ntee nnuc ucle lear ar • Acc Accide idente ntess nuc nuclea leares res civ civile iless

Enlaces externos • La INE INESS explic explicada ada en eell sitio ddee la CSN (C (Conse onsejo jo de Seg Seguridad uridad N Nuclea uclear) r) (http (http:/  :/  / www.csn.es/ plantillas/  frame_nivelult. jsp?id_nodo=681&&&keyword=&auditoria=F)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

• Intern Internationa ationall Nucl Nuclear ear E Event vent Scale (INES) (INES),, IAE IAEA A (htt (http:/  p:/  / www-ns.iaea.org/ tech-areas/ emergency/ ines.htm) • Inte Interna rnatio tional nal Nu Nucle clear ar Eve Events nts Sc Scale ale (h (http ttp:/  :/  / www.iaea.org/ Publications/ Factsheets/ English/ ines.pdf), INES • Distin Distintos tos niv niveles eles ddee expos exposición ición rradiac adiactiva tiva en m mSv, Sv, 16/3 16/3/2011 /2011 (h (http:/  ttp:/  / www.publico.es/ internacional/ 366378/  los-distintos-niveles-de-exposicion-radiactiva-grafico) - Público (España)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Accidente nuclear de Fukushima I

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Accidente nuclear de Fukushima I Este artículo o sección se refiere o está relacionado con un desastre reciente. La información de este artículo es susceptible de estar sujeta a cambios frecuentes. Por favor, no agregues datos especulativos y recuerda colocar referencias a fuentes fiables para dar más detalles.

El accidente nuclear de Fukushima I comprende una serie de incidentes, tales como explosiones en los edificios que albergan los reactores nucleares, fallos en los sistemas de refrigeración o liberación de radiación al exterior, que se están registrando en las instalaciones de la central nuclear Fukushima I en Japón, a consecuencia de los desperfectos ocasionados por el terremoto, y posterior tsunami, que afectó al noreste de Japón en la jornada del 11 de marzo de 2011. Los primeros fallos técnicos se registraron en el mismo día en que se produjo el sismo, el 11 de marzo, con la parada de los sistemas de refrigeración de dos de los reactores y de cuatro generadores de emergencia. A consecuencia de estos incidentes, algunos expertos comenzaron a alertar acerca de la posibilidad de una fusión de núcleo. Sin embargo, la situación hubo de complicarse en los siguientes días con explosiones e incendios en los complejos que albergan los reactores 1, 2, 3 y 4. El reactor 3 emplea un combustible denominado "MOX" formado por una mezcla de uranio más plutonio que lo hace especialmente peligroso.[1] Dada la magnitud del incidente, pronto las autoridades decretaron el «estado de emergencia nuclear» y procedieron a la adopción de medidas urgentes encaminadas a paliar los efectos del accidente, como fueron la evacuación de la población residente en las zonas adyacentes (con un aumento progresivo del perímetro de seguridad) o la movilización de las fuerzas armadas para intentar controlar la situación. Además, con el transcurso de los días se fueron tomando nuevas decisiones, como inyectar agua marina y ácido bórico en

Foto aérea de la planta antes del accidente. Cuando esta foto fue tomada, en 1975, el reactor 6 estaba en construcción.

alguno de los reactores, suministrar yoduro de potasio a la población o alejar los vuelos de la aviación civil del entorno de la central afectada. Las medidas adoptadas, tanto las dirigidas a controlar el accidente nuclear como las enfocadas a garantizar la estabilidad del sistema financiero nipón, fueron respaldadas por organismos tales como la Organización Mundial de la Salud o el Fondo Monetario Internacional.

 

Accidente nuclear de Fukushima I

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La central ? La central nuclear Fukushima I (福 島 第 一 原 子 力 発 電 所      Fukushima Dai-Ichi Genshiryoku Hatsudensho ,   Fukushima I NPP, 1F), se compone de seis reactores nucleares del tipo BWR que juntos constituyen uno de los 25 mayores complejos de centrales nucleares del mundo con una potencia total de 4.7 GW. Fue construida y gestionada independientemente por la compañía japonesa TEPCO.

 Unidad

Tipo de reactor

Inicio de operaciones

Potencia eléctrica

Fukushima I  – 1 Fukushima I  – 2

BWR-3 BWR-4

26 de marzo de 1971 18 de julio de 1974

460 megavatios[2]

Fukushima I  – 3

BWR-4

27 de marzo de 1976

784 megavatios[2]

Fukushima I  – 4

BWR-4

18 de abril de 1978

784 megavatios[2]

Fukushima I  – 5

BWR-4

12 de octubre de 1978

784 megavatios

Fukushima I  – 6

BWR-5

24 de octubre de 1979

1 100 megavatios

784 megavatios[2]

Historial de acontecimientos 11 de marzo de 2011 Parada de los reactores

El 11 de marzo de 2011, a las 14:46 JST (tiempo estándar de Japón (UTC+9)) se produce un terremoto de 9.0 M W, en la costa nordeste de Japón. Ese día los reactores 1, 2 y 3, estaban operando mientras que las unidades 4, 5 y 6 estaban en corte por una inspección periódica.[3] Cuando el terremoto fue detectado, las unidades 1, 2 y 3 se apagaron automáticamente (llamado SCRAM en reactores con agua en ebullición)[4] . Fallos en los sistemas de refrigeración

Debido a la interrupción de energía eléctrica a los sistemas de Localización geográfica del complejo. refrigeración fue necesaria la entrada en funcionamiento de los sistemas auxiliares de generación eléctrica para seguir bombeando agua de refrigeración al núcleo, pero el posterior tsunami también inutilizó estos generadores diésel a las 15:41, provocando una subida de la temperatura.[5] [6] Liberación de gas en el reactor I

En el reactor I se detectó una alta presión de vapor alcanzando alrededor de dos veces el máximo permitido. La empresa Tokyo Electric Power Company decidió liberar vapor, que contenía material radioactivo, para reducir la presión en el interior del reactor. Este vapor estalla destrozando la mitad del edificio de contención secundaria. La cámara de contención principal resiste. Posteriormente intentan enfriar el núcleo restableciendo el bombeo de refrigeración, incluso con agua de mar enriquecida con ácido bórico [7] que actúa como barra de control líquida. [8] La temperatura desciende y parece controlarse el problema.

 

Accidente nuclear de Fukushima I

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Medidas de seguridad

Las autoridades dieron una categoría de 4 en una escala de 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares evacuando a más 45 000 personas y comenzando a distribuir Yodo, elemento eficaz contra el cáncer de tiroides derivado de la exposición a la radiación, calificando este incidente como el más grave desde el Accidente de Chernóbil.[9]  [10] Sin embargo, el Accidente de Three Mile Island fue de categoría 5 de 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares, el cual es 10 (diez) veces más grave que 4, categoría con la que fue catalogado este accidente, según dice al comienzo de este párrafo.

12 de marzo de 2011 Explosión en el edificio del reactor 1 (primera)

En la tarde del día 12 (11h UTC) se produjo una explosión en la central que derribó parte del edificio, la cual se atribuye a la liberación de hidrógeno desde el núcleo del reactor, el cual reaccionó con el oxigeno, produciendo una combustión,[11] La acumulación de hidrógeno fue la causante de una explosión a las 15:36 (hora local, 6:36 [11]

GMT), que no llegó a afectar al edificio de contención. Después de ello se intentó refrigerar el reactor con agua de mar y ácido bórico.[11]

Reactor I antes de la explosión ( Before  Before) y después de la misma ( After   After ) en una recreación digital.

Problemas en reactor 3

El reactor 3 presenta problemas en su sistema de enfriamiento de emergencia, por lo cual las autoridades están en la búsqueda de proveer de agua al núcleo del reactor para evitar la fusión del mismo.[12]

13 de marzo de 2011 Fusión del núcleo Ver Fusión de núcleo.

Existe evidencia de por lo menos una fusión parcial del combustible en el núcleo del reactor I, al encontrarse cesio y yodo radioactivos en la entrada de este reactor, se confirma la fusión parcial de uranio.[13] El día 13 de marzo, el gobierno japonés informó de la fusión parcial de los núcleos de los reactores 1 y 3. [11]

14 de marzo de 2011 Explosión en el edificio del reactor 3 (segunda)

El 14 de marzo, a las 11:01 a.m., hora japonesa, se registró una explosión de hidrógeno en el edificio del reactor número 3. Según informó la Agencia de Seguridad Nuclear e Industrial (NISA) en un informe remitido al Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), la estructura que contiene el reactor "está intacta".[14] Según dijo hoy el portavoz del Gobierno Japonés, Yukio Edano, "la vasija que contiene el núcleo del reactor permanece intacta tras la explosión". En una conferencia de prensa separada, el director gerente de Tokyo Electric, Akio Komori, afirmó que "la fusión del núcleo podría ocurrir en el caso de que las barras de combustible quedasen expuestas".

 

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Problemas en el reactor 2

En el comunicado se informaba que el reactor número 2 también tenía algún problema de refrigeración que hacía necesario inyectarle agua del mar como a los otros dos.[15] El sistema de refrigeración del reactor número 2 se paró el día 14 de marzo, según ha informado el periódico Yomiuri citando información recibida de la prefectura de Fukushima. Tokyo Electric ha comunicado que el agua de mar usada para enfriar los dos reactores está siendo retenida en la instalación. El viento en el área de Fukushima sopla a menos de 10 km/h, generalmente en dirección nor-noreste, de acuerdo al informe diario de la Agencia Meteorológica de Japón.[16] TEPCO, informó que el nivel del agua que cubría el combustible descendió llegando a dejar las barras de combustible al descubierto y no descarta la posible fusión parcial del núcleo número 2 a causa del sobrecalentamiento en ese reactor. Este descenso del nivel del agua se produjo horas después de que la empresa diera por finalizada la emergencia en éste reactor.[17] Informes preliminares informan de tres operadores heridos y siete desaparecidos.[18] [19] Radiación

El Pentágono ordenó alejar los barcos que tiene desplegados en Japón y situarlos fuera de la dirección del viento tras detectar radioactividad en 17 militares del portaaviones USS Ronald Reagan (CVN-76) que se encontraba 160 kilómetros al noreste de la central.[20] Información El gobierno francés anunció sus sospechas de que Japón esconde información y minimiza la gravedad del accidente:[21]

Tenemos la impresión de que estamos al menos en el nivel 5 y sin duda en el nivel 6 (de una escala de 7), y hablo bajo la responsabilidad de mis colegas japoneses. André-Claude Lacoste, presidente de la Autoridad Francesa de Seguridad Nuclear

15 de marzo de 2011 Explosión en el edificio del reactor 2 (Tercera)

Una explosión ocurrió en el edificio del reactor 2 el 15 de marzo a las 6:10 JST (14 de marzo, 21:10 UTC), y el sistema de supresión de presión, el cual se encuentra en la parte de abajo de la vasija de contención, se ha dañado.[22] [23] Se ha informado que los niveles de radiación exceden el límite lí mite legal y los operadores han comenzado a evacuar a [24]

los trabajadores de la planta. Tiempo más tarde, la agencia Kyodo News informó de que el nivel de radiación llegaba a los 8.217 micro sievert por hora.[25]

Se sospecha la existencia de daños a la vasija del reactor 2, [26] los trabajadores no pueden continuar en la central por la elevada exposición a la radiación y han sido evacuados todos menos 50.[27] [28] Incendio y fugas radiactivas en el reactor 4

El 15 de marzo se produjo una explosión e incendio en el edificio del reactor 4. [29] La explosión se atribuye a acumulación de hidrógeno catalizado de las barras de combustible depositadas en la piscina de combustible usado del reactor. Las autoridades japonesas han informado al OIEA que se ha liberado radioactividad a la atmósfera tras la explosión y el incendio.[30] [31]

 

Accidente nuclear de Fukushima I Reactores 5 y 6

Edano anunció que han fallado los sistemas de refrigeración de los reactores 5 y 6.[32]

16 de marzo de 2011 Nuevo incendio en el reactor 4

A las 5:45h, hora local, aparece un nuevo incendio en el reactor 4, apreciándose llamas en la esquina noroeste del [33]

edificio de cuatro plantas. La Comisión Reguladora Nuclear de Estados Unidos dice que las radiaciones en la central son "extremadamente altas" y que hay "altos niveles de radiación" alrededor del reactor que complican el trabajo de los operarios que trabajan allí ya que podrían recibir dosis de radiación letales si están expuestos aún durante lapsos breves.[34]

17 de marzo de 2011 TEPCO planea un nuevo tendido eléctrico

TEPCO comunica que iniciará en la mañana del jueves el tendido de una nueva línea eléctrica hacia la central para restablecer el sistema de refrigeración, línea que planea conectar al tendido de otra compañía y que serviría como fuente auxiliar de alimentación a través de un cuadro eléctrico improvisado. TEPCO comunicó que no pudo realizar la tarea el miércoles debido a los altos niveles de radiación en el complejo, y que completará la tarea lo antes posible, una vez establecidos los procedimientos para que la exposición de los operarios a llaa radiación sea mínima.[35]

18 de marzo de 2011 Aumenta el nivel de alerta nuclear en Japón

Las autoridades de Japón elevaron el nivel de alerta nuclear de 4 a 5 puntos, en la escala internacional con un máximo de 7 relativa a los accidentes nucleares. Se sigue trabajando para reponer la energía eléctrica de los reactores a fin de lograr activar nuevamente la refrigeración por agua. Pero se teme que las bombas de agua hayan sido afectadas por el maremoto. Por otro lado se esta volcando agua en grandes cantidades en el reactor que contenía plutonio para enfriarlo y evitar una posible fusión del núcleo. [36] El director general de la empresa TEPCO, Akio Komiri, ofreció una conferencia de prensa para explicar el desastre que provocaron en la instalación nuclear el terremoto y maremoto.[37] Se prevén apagones en la región de Kanto así como en Tokio por estos desastres en los próximos días.[cita requerida] Se prevé que en los próximos días sea conectado un suministro de energía al sistema de enfriamiento para poder paliar la situación. De no ser posible se tendrá que recurrir a enterrar la instalación nuclear durante cuarenta años en una mezcla de arena y hormigón reforzado para evitar el escape de radiación indiscriminada que afectaría seriamente todo el perímetro de seguridad.[38]

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Accidente nuclear de Fukushima I

Consecuencias Radiación Tras el fallo de los sistemas de refrigeración de los reactores de la central nuclear, se realizaron emisiones controladas de gases radiactivos al exterior para reducir la presión en el recinto de contención. [39] Se emitió al exterior una cantidad no determinada de partículas radiactivas. Pocos días después del accidente se detectó yodo radiactivo en el agua corriente de Tokyo así como altos niveles de radiactividad en leche producida en la proximidad de la central y en espinacas producidas en la vecina Prefectura de Ibaraki.[40] Una semana después del accidente en la central nuclear se pudo detectar en California partículas radiactivas procedentes de Japón y que habían atravesado el Océano Pacífico. Si bien se descartaba que los niveles de radiación detectados fuesen peligrosos.[41]

Daños en las personas El día 17 de marzo la cifra total de personas afectadas directamente por el incidente en la central era de 23 personas heridas y más de 20 afectadas por contaminación radiactiva. Además hay dos personas desaparecidas, si bien estas cifras están sujetas a cambios.[42]

Protección de la población El 12 de marzo, las autoridades niponas establecieron en un principio que el accidente había sido de categoría 4 en un máximo de 7 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares. El 18 de marzo, el OIEA informa que en vista de los daños a los núcleos de los reactores, la autoridad regulatoria nuclear japonesa ha resuelto elevar el nivel del accidente en los reactores 2 y 3 a categoría 5, y que la pérdida de funciones de refrigeración en la piscina de combustible usado del reactor 4 ha sido clasificada en la categoría 3. [43] El día 15 expertos nucleares franceses opinaron que el accidente debía clasificarse en la categoría 6. [44]  [45]  [46] En un principio se evacuaron a más 45 000 personas en un radio de 20 km alrededor de la central y comenzando a distribuir yodo, el consumo de cuya forma estable (Yodo 127) limita la probabilidad de cáncer de tiroides derivado de la emisión a la atmósfera de yodo radiactivo (I-131). Se ha calificado este incidente como el más grave desde el accidente de Chernóbil. [47] [48] [49] [50] El 13 de marzo el gobierno aumentó el radio de evacuación de 10 a 20 km llegando a 170.000 personas evacuadas.[48] [39] La policía estableció controles en un radio de 30 km para impedir el acceso de la población. Se cerraron comercios y edificios públicos y el gobierno recomendó a los habitantes de la zona no salir de sus casas, cerrar ventanas y desconectar sistemas de ventilación, no beber agua del grifo y evitar consumir productos locales.[51] Varios países aconsejan no viajar a Japón por el riesgo de contaminación nuclear. [52] [53] [54] además las autoridades piden a la población permanecer en sus casas, no abrir ventanas e incluso secar ropa dentro de sus casas por la contaminación radioactiva que se expande por el aire. Muchas personas de la zona también buscan cómo salir del área afectada por lo que aeropuertos cercanos y estaciones de trenes se encuentran saturados y en algunos casos se ha quedado gente a dormir en espera de que el transporte llegue[55]

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Consecuencias políticas • En Alema Alemania, nia, la canc canciller iller Ange Angela la Merkel tra trass reunir un gabi gabinete nete de cris crisis is convoc convocado ado con mot motivo ivo de la situac situación ión en Japón, comunicó que hará comprobar la seguridad de las 17 centrales nucleares existentes en el país. Se ha establecido una moratoria de tres meses sobre la ley aprobada en septiembre para extender una media de doce años la vida de las centrales nucleares alemanas.[56] [57] El día 15 de marzo, Angela Merkel anunció el cierre preventivo de siete de las 17 centrales nucleares activas, aquellas construidas antes de 1980. El cierre durará al menos durante tres meses.[58] • En Españ España, a, la organi organizació zaciónn Ecologi Ecologistas stas en Acc Acción ión ha pedid pedidoo el adelanto de dell cierre de la centr central al nuclea nuclearr de Garoña, cuyo modelo del reactor es el mismo que los de Fukushima fabricados por General Electric y en el mismo año,[59] y ha organizado una concentración para pedir el cierre de las centrales nucleares.[60] • El comisa comisario rio europeo de Energía, Günther Oettinger, afirmó que debe com comprobarse probarse rigurosam rigurosamente ente la seguridad en [61] las centrales más antiguas sin descartar el cierre de aquellas que fuese necesario. • En Suiza, la mi ministra nistra de En Energía, ergía, Do Doris ris Leuth Leuthard ard anunc anunció ió que el gobiern gobiernoo ha decidid decididoo suspen suspender der todos los procesos de autorización de nuevas centrales nucleares hasta que se examine la seguridad de las ya construidas. Se realizará una inspección federal que analizará las causas exactas de los accidentes de Japón, y se tendrá en cuenta para decidir si se revisan las normas al respecto en Suiza.[61] • El gobier gobierno no de Austria (qu (quee prohíbe en su cons constituci titución ón la instal instalación ación de pla plantas ntas nucl nucleares eares en su ter territorio ritorio)) pide que se lleven a cabo pruebas de resistencia en todas las centrales nucleares europeas para revisar sus niveles de seguridad.[57] • En Chile, se ha gen generado erado una gra grann controv controversia ersia so sobre bre la instal instalación ación de cen centrale traless nuclea nucleares, res, a raíz de que el gobierno de este país además esta pronto a firmar un acuerdo de cooperación con el gobierno de los Estados Unidos en materia de energía nuclear [62] • En Venezu Venezuela, ela, se ha cancel cancelado ado tempo temporalme ralmente nte el program programaa de instalaci instalación ón de centrale centraless nuclear nucleares es con fines [cita requerida] pacíficos.

Consecuencias económicas El índice Nikkei después de dos días de operaciones había perdido más del 14% significando casi 1.400 puntos a pesar de una inyección por parte del Banco de Japón de más de 43.761 millones de euros. [63] Si bien en los días siguientes se produjeron rebotes al alza de más del 5% en un día.[64] Pocos días después, algunos estudios valoraban en unos 75.500 millones de euros los daños producidos por el [65]

terremoto y posterior maremoto en Japón.

Críticas Críticas a la OIEA de Yuri Andreyev El 16 de marzo de 2011 Yuri Andreyev (o Yuli Andreev), responsable -después del accidente de Chernóbil- de descontaminar la ciudad de 1986 a 1991, manifestó que el organismo de la OIEA "es muy cercano a los intereses de la industria nuclear al proceder la mayoría de sus expertos de empresas del sector. Además considera a la OIEA muy débil para tratar catástrofes nucleares por su falta de independencia. En palabras de Andreev: "Después del accidente de Chernóbil, le dije al entonces director del OIEA, Hans Blix, "que era necesario crear una organización cuya función fuera tratar con accidentes" pero, evidentemente, no se ha creado.[66] [67] [68]

 

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Críticas al tipo de combustible MOX usado en el reactor III Yuli Andreev también señaló que el reactor III de la central de Fukushima I era el más peligroso ya que se estaba usando el combustible MOX- mezcla de óxido de uranio y óxido de plutonio - que la empresa francesa Areva estaba usando experimentalmente en dos centrales nucleares japonesas.[69] Greenpeace ya en el año 2001 advertía a la Comisión Co misión Reguladora Nuclear de Estados Unidos que el us usoo del combustible MOX - facilitado por la empresa francesa AREVA- debía abandonarse por su alto riesgo y dejar de enviarse a la central de Fukushima I ya que los reactores convencionales no estaban preparados para ese combustible. Además, desde 2002, la empresa japonesa TEPCO habría falsificado los controles de calidad. El MOX, que producía mayor rendimiento energético, habría demostrado su inestabilidad y por tanto la dificultad de su control ya que sufría dos diferentes reacciones -la del uranio y la del plutonio- en un mismo reactor. [70] [71] [72]

Véase también • • • • • • • •

Ter Terrem remoto oto y tsunam tsunamii de JJapó apónn de 22011 011 Cen Centra trall nu nucle clear ar ddee Fu Fukus kushim himaa I Cen Centra trall nu nucle clear ar ddee Fu Fukus kushim himaa II Ac Acci cide dent ntee ddee C Che hern rnob obyl yl Acc Accide idente nte de T Thre hreee M Mile ile Isl Island and Fus Fusión ión de núc núcleo leo de un rreac eactor. tor. Acc Accide idente ntess nuc nuclea leares res civ civile iless Esca Escala la Intern Internacion acional al de Accid Accidentes entes Nucle Nucleares ares

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[62]detallenoticias. « Concertación inicia fuerte ofensiv ofensivaa ante acuerdo nuclear del Gobierno Gob ierno con EE.UU. EE .UU. emol.com/ noticias/ nacional/ detalle/  (en español) (16/03/2011). (16/03/2011 ). Consultado el 16 de (http:/  marzo / www. de 2011. asp?idnoticia=470405)»(en asp?idnoticia=470405)» [63] Nikkei Down More Than 14% On Nuke Concerns Concerns (http:/  / e.nikkei.com/ e/ fr/ tnks/ Nni20110315D15SS891. htm) [64] [64] Nik Nikkei kei.co .com m (ht (http: tp:/ /  / e.nikkei.com/ e/ fr/ freetop.aspx) [65] [65] ABC.es ABC.es (ht (http: tp:/ /  / www.abc.es/ agencias/ noticia.asp?noticia=736563) [66] Responsable de descontaminar descontaminar Chern Chernóbil óbil dice que no se aprendió aprendió de los errores, ABC, 16/3/2011 16/3/2011 (http: (http:/ /  / www.abc.es/ agencias/ noticia. asp?noticia=738267) [67] "No se han aprendido de los errores de Chernóbil", Chernóbil", 16/3/2011 16/3/2011 (http:/  (http:/  / www.publico.es/ internacional/ 366429/  no-se-han-aprendido-de-los-errores-de-chernobi no-se-han-aprendido -de-los-errores-de-chernobil), l), Público (España), Agencia EFE [68] El responsable de de descontaminar Chernóbil Chernóbil dice que no se hhaa aprendido de los errores, errores, EFE 16-03-2011, 16-03-2011, Cadena Ser (http:/  / www. cadenaser.com/ internacional/ articulo/ responsable-desco responsable-descontaminar-chernobil-d ntaminar-chernobil-dice-ha-aprendido-errores/  ice-ha-aprendido-errores/ csrcsrpor/ 20110316csrcsrint_10/  Tes) [69] Andreyev: "En la industria nuclear nuclear no hay organismos independientes", independientes", "El reactor más peligroso de Fukush Fukushima ima es el 3, porque emplea un combustible de uranio y plutonio" dice Yuli. 17/3/2010 (http:/  / www.lavanguardia.es/ internacional/ 20110317/ 54129422489/  andreyev-en-la-industria-nuclear-no-hay-organ andreyev-en-la-indus tria-nuclear-no-hay-organismos-independ ismos-independientes. ientes.html), La Vanguardia, Rafael Poch [70] [70] [Ex [Expos poséé (http: (http:/ /  / owni.eu/ 2011/ 03/ 16/ expose-areva-at-the-heart-of-fukushimas-explosive-reactor/ ) Areva at the heart of Fukushima’s  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

explosive reactor, en http:/  / owni.eu/ 2011/ 03/ 16, Cartas en scribd] [71] Francia mandará a Japón ingente cargamento ddee material radiactivo reciclado, Pu Publicado blicado el 04/Marzo/2009 04/Marzo/2009 | 12:33, en Explored (http:/  /  www.explored.com.ec/ noticias-ecuador/ francia-mandara-a-japon-ing francia-mandara-a-japon-ingente-cargamento-de-ma ente-cargamento-de-material-radiactivo-reciclado-336 terial-radiactivo-reciclado-336745. 745.html)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Accidente nuclear de Fukushima I

57

[72] Greenpeace Greenpeace respo response nse to Areva’s MOX transport: A Travelling Security Threat, 6 de marzo de 2009, en [[Greenpeace (http:/  / www. greenpeace.org/ international/ en/ press/ releases/ greenpeace-response-to-areva-s/ )]  

 

 

 

 

 

 

 

 

Enlaces externos • 12/3/2 12/3/2011 011 - Fukus Fukushima hima vi vive ve el peor ac accident cidentee nucle nuclear ar desde C Chernob hernobil il (http:/   / www.elpais.com/ articulo/  internacional/ Fukushima/ vive/ peor/ accidente/ nuclear/ Chernobil/ elpepuint/ 20110312elpepuint_2/ Tes) - El País  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

• 17/3/2 17/3/2011 011 - Situ Situación ación ddee los 6 re reactore actoress de la ce central ntral de FFujush ujushima ima I (ht (http:/  tp:/  / www.elpais.com/ graficos/  internacional/ Situacion/ reactores/ central/ Fukushima/ elpgraint/ 20110317elpepuint_1/ Ges/ ) - El País  

 

 

 

 

 

 

 

Videos • 12/3/2 12/3/2011 011 - Video 1ª eexplos xplosión ión eenn Re Reactor actor I (htt (http:/  p:/  / www.youtube.com/ watch?v=pg4uogOEUrU&NR=1) 12/3/2011 - Video en Twitvid (http:/  / www.twitvid. com/ LICNU) • 17/3/2 17/3/2011 011 - L Los os des destrozos trozos en la ccentral entral de Fuk Fukushim ushimaa (http (http:/  :/  / www.elpais.com/ videos/ internacional/ destrozos/  central/ Fukushima/ elpepuint/ 20110317elpepuint_1/ Ves/ ), Video grabado por la empresa `propietaria Tepco Video en YouTube (http:/  / www.youtube.com/ watch?v=lBXqiw6EJUk&feature=rtupdates&src=yt_results& tid=48427782329483264&eid=1300382904529983_182403411_2679974931&l=ow.ly/ 4gBuE)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Accidente de Chernóbil El accidente de Chernóbil (en ruso Черно быльская ́ "Chernóbylskaya aváriya; en idioma ucraniano ава рия, ́ Чорнобильська катастрофа, "Chornobilʹsʹka katastrofa") es el nombre que recibe el accidente nuclear sucedido en la central nuclear de Chernóbil (Ucrania) el 26 de abril de 1986. Este suceso ha sido considerado el accidente nuclear más grave según la Escala Internacional de Accidentes Nucleares y uno de los mayores desastres medioambientales de la historia.[1] [2] Aquel día, durante una prueba en la que se simulaba un corte de suministro eléctrico, un aumento súbito de potencia en el reactor 4 de esta central nuclear, produjo el sobrecalentamiento del núcleo del reactor nuclear, lo que terminó provocando la explosión del hidrógeno acumulado en su interior. La cantidad de dióxido de uranio, carburo de boro, óxido de europio, erbio, aleaciones de circonio y grafito expulsados,[3] materiales radiactivos y/o tóxicos que se estimó fue unas 500 veces mayor que el liberado por la bomba atómica arrojada en Hiroshima en 1945, causó directamente la muerte de 31 personas y forzó al gobierno de la Unión Soviética a la evacuación inmediata de 116 000 personas provocando una alarma internacional al detectarse radiactividad en, al menos, 13 países de Europa central y oriental.[4]

Central nuclear de Chernóbil en los días posteriores al accidente.

 

Accidente de Chernóbil

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Después del accidente, se inició un proceso masivo de descontaminación, contención y mitigación que desempeñaron aproximadamente 600 000 personas denominadas liquidadores en las zonas circundantes al lugar del accidente y se aisló un área de 30 km cuadrados alrededor de la central nuclear conocida como Zona de alienación, que sigue aún vigente. Solo una pequeña parte de los liquidadores se vieron expuestos a altos índices de radiactividad. Los trabajos de contención sobre el reactor afectado evitaron una segunda explosión de consecuencias dramáticas que podría haber dejado inhabitable a toda Europa.[5] Dos personas, empleados de la planta, murieron como consecuencia directa de la explosión esa misma noche y 31 en los 3 meses siguientes. 1 000 personas recibieron grandes dosis de radiación durante el primer día después del accidente, 200 000 personas recibieron alrededor de 100 mSv, 20 000 cerca de 250 mSv y algunos 500 mSv. En total, 600 000 personas recibieron dosis de radiación por los trabajos de descontaminación posteriores al accidente. 5 000 000 de personas vivieron en áreas contaminadas y 400 000 en áreas gravemente contaminadas, hasta hoy no existen trabajos concluyentes sobre la incidencia real, y no teórica, de este accidente en la mortalidad poblacional.[6] Tras prolongadas negociaciones con el gobierno ucraniano, la comunidad internacional financió los costes del cierre definitivo de la central, completado en diciembre de 2000. Inmediatamente después del accidente se construyó un "sarcófago", para aislar el exterior del interior, que se ha visto degradado en el tiempo por diversos fenómenos naturales por lo que corre riesgo de desplomarse. Desde 2004 se lleva a cabo la construcción de un nuevo sarcófago para el reactor. El resto de reactores de la central están cerrados.[7]

La central nuclear La central nuclear de Chernóbil (Чернобыльская АЭС им. В.И.Ленина  – Central eléctrica nuclear memorial V.I. Lenin) se encuentra en Ucrania, a 18 km al Noroeste de la ciudad de Chernóbil, a 16 km de la frontera entre Ucrania y Bielorrusia y a 110 km al norte de la capital de Ucrania, Kiev. La planta tenía cuatro reactores RBMK-1000 con capacidad para producir 1 000 MWth cada uno. Durante el periodo de 1977 a 1983 se pusieron en marcha progresivamente los cuatro primeros reactores; el accidente frustró la terminación de otros dos reactores que estaban en construcción. El diseño de estos reactores no cumplía los requisitos de seguridad que en esas fechas ya se imponían a todos los reactores nucleares de uso civil en occidente. El más importante de ellos es que carecía de edificio de

Detalle central de la medalla entregada a los liquidadores representando las tres clases de radiaciones junto a una gota de sangre.

contención. El núcleo del reactor[8] estaba compuesto por un inmenso cilindro de grafito de 1 700 t, dentro del cual 1 600 tubos metálicos resistentes a la presión alojaban 190 toneladas de dióxido de uranio en forma de barras cilíndricas. Por estos tubos circulaba agua pura a alta presión que, al calentarse, proporcionaba vapor a la turbina de rueda libre. Entre estos conductos de combustible se encontraban 180 tubos, denominados «barras de control», compuestos por acero y boro que ayudaban a controlar la reacción en cadena dentro del núcleo del reactor.

 

Accidente de Chernóbil

59

El accidente En agosto de 1986, en un informe enviado a la Agencia Internacional de Energía Atómica, se explicaban las causas del accidente en la planta de Chernóbil. Este reveló que el equipo que operaba en la central el sábado 26 de abril de 1986 se propuso realizar una prueba con la intención de aumentar la seguridad del reactor. Para ello deberían averiguar durante cuánto tiempo continuaría generando energía eléctrica la turbina de vapor después de la pérdida de suministro de energía eléctrica principal del reactor.[9] Las bombas refrigerantes de emergencia, en caso de avería, requerían de un mínimo de potencia para ponerse en marcha (hasta que se arrancaran los generadores diésel) y los técnicos de la planta desconocían si, una vez cortada la afluencia de vapor, la inercia de la turbina podía mantener las bombas funcionando.

Chernóbil, 1997.

Para realizar este experimento, los técnicos no querían detener la reacción en cadena en el reactor para evitar un fenómeno conocido como envenenamiento por xenón. Entre los productos de fisión que se producen dentro del reactor, se encuentra el xenón135, un gas muy absorbente de neutrones. Mientras el reactor está en funcionamiento de modo normal, se producen tantos neutrones que la absorción es mínima, pero cuando la potencia es muy baja o el reactor se detiene, la cantidad de 135Xe aumenta e impide la reacción en cadena por unos días. El reactor se puede reiniciar cuando se desintegra el 135Xe. Los operadores insertaron las barras de control para disminuir la potencia p otencia del reactor y esta decayó hasta los 30 megavatios. Con un nivel tan bajo, los sistemas automáticos detendrían el reactor y por esta razón los operadores desconectaron el sistema de regulación de la potencia, el sistema refrigerante de emergencia del núcleo y, en general, los mecanismos de apagado automático del reactor. Estas acciones, así como la de sacar de línea el ordenador de la central que impedía las operaciones prohibidas, constituyeron graves y múltiples violaciones del Reglamento de Seguridad Nuclear de la Unión Soviética. A 30 megavatios de potencia comienza el envenenamiento por xenón xe nón y pa para ra evitarlo aumentaron la potencia del reactor subiendo las barras de control, pero con el reactor a punto de apagarse, a pagarse, lo loss operadores retiraron manualmente demasiadas barras de control. De las 170 barras de acero al boro que tenía el núcleo, las reglas de seguridad exigían que hubiera siempre un mínimo de 30 barras abajo y en esta ocasión dejaron solamente 8. Con los sistemas de emergencia desconectados, el reactor experimentó una subida de potencia extremadamente rápida que los operadores no detectaron a tiempo. A la 1:23, cuatro horas después de comenzar el experimento, algunos en la sala de control comenzaron a darse cuenta de que algo andaba mal. Cuando quisieron bajar de nuevo las barras de control usando el botón de SCRAM de emergencia (el botón AZ-5 «Defensa de Emergencia Rápida 5»), estas no respondieron debido a que posiblemente ya estaban deformadas por el calor y las desconectaron para permitirles caer por gravedad. Se oyeron fuertes ruidos y entonces se produjo una explosión causada por la formación de una nube de hidrógeno dentro del núcleo, que hizo volar el techo de 100

 

Accidente de Chernóbil

60

toneladas del reactor provocando un incendio en la planta y una gigantesca emisión de productos de fisión a la atmósfera.

Secuencia de hechos que llevaron a la explosión Secuencia de eventos Hora local

[10]

Evento

en Ucrania (UTC+3) 01:0 01:066

Comi Comien enza za la red reduc ucci ción ón grad gradua uall pro progr gram amad adaa ddel el ni nive vell de de pot poten enci ciaa ddel el re reac acto tor. r.

03:47 :47

La rred eduucc cció iónn de de po pote tennci ciaa ssee det detuv uvoo a los 16 16000 MW MW.

14 14:00 :00

El ssist istema ema de refri refriger geraci ación ón ddee emerge emergenci nciaa del del núcle núcleoo (E (ECCS CCS)) fue aislad aisladoo para para ev evita itarr la inte interru rrupci pción ón de de la prue prueba ba más más ta tarde rde.. Este Este hecho no contribuyó al accidente, pero en caso de haber estado disponible hubiera reducido mínimamente su gravedad. La potencia, no obstante, debería haberse reducido más, sin embargo, el regulador de la red eléctrica de Kiev pidió al operador del reactor mantener el mínimo de producción de energía eléctrica para satisfacer correctamente la demanda. En consecuencia, el nivel de potencia del reactor se mantuvo en 1600 MW y el experimento se retrasó. Sin este retraso, la prueba se habría efectuado en el mismo día.

23:10

Reducción de potencia recomenzada.

24:00

Cambio de de tu turno del ppeersonal. 26 de Abril

00:0 00:055

El niv nivel el ddee po pote tenc ncia ia ssee dism dismin inuy uyóó a 720 720 MW MW y sig sigui uióó re redu duci cién éndo dose se pes pesee a esta estarr proh prohib ibid ido. o.

00 00:28 :28

Con Con el ni nivel vel de de pot potenc encia ia sobre sobre los los 50 5000 MW, MW, el op opera erador dor tran transfi sfirió rió el el con contro troll del sist sistema ema manu manual al al sist sistema ema de de regula regulació ciónn autom automáti ática. ca. La señal falló o el sistema de regulación no respondió a esta señal, lo que provocó una caída inesperada de potencia a 30 MW.

00:43:27 00:4 3:27

La señal señal de disparo disparo de dell turbogen turbogenerado eradorr se bl bloque oqueóó conform conformee a los proced procedimien imientos tos de la pru prueba. eba. INSAG-1 INSAG-1 decla declaró ró "Este "Este procedimiento habría salvado al reactor". No obstante, puede que este procedimiento retrasara el inicio del accidente unos 39 segundos.

01 01:00 :00

La ppote otenci nciaa de dell rea reacto ctorr se elev elevóó a 20 2000 MW y se esta estabil bilizó izó.. A pesar pesar de de que que lo loss opera operado dores res de de la cent central ral ppud udier ieran an desc descono onocer cerlo lo el el margen requerido de reactividad operacional (ORM - Operational Reactivity Margin) de 15 barras (mínimas) fue violado. La decisión se tomó para realizar los test resumen del turbogenerador con una potencia cercana a los 200 MW.

01 01:01 :01

La bbomb ombaa de ccirc ircula ulació ciónn de rrese eserva rva se camb cambió ió a la la izq izquie uierda rda del cir circui cuito to de de ref refrig rigera eració ciónn con con el ffin in ddee aumen aumentar tar el el flujo flujo ddee agua agua hacia el núcleo.

01 01:07 :07

Una bbomb ombaa de re refrig frigera eració ciónn adicio adicional nal se se cambió cambió a llaa derech derechaa del circ circuit uitoo de refri refriger geraci ación ón como como ppart artee del proc procedi edimie miento nto de prueb prueba. a. El funcionamiento de las bombas de refrigeración elimina el varillas calor desde el núcleopara más evitar rápidamente lo que a la disminución de la reactividad necesitando aún másadicionales la eliminación de las de absorción una caída en laconduce potencia. Las bombas extrajeron demasiado calor (flujo) hasta el punto de superar los límites permitidos. El aumento del flujo de calor del núcleo generó problemas con el nivel de vapor en las baterías.

01:19 (aprox.)

El nivel de vapor de la batería estuvo no muy lejos del nivel de emergencia. Para compensar esto un operador incrementó el flujo de agua. Esto incrementó el nivel de vapor y además, disminuyó la reactividad del sistema. Las barras de control se subieron para compensarlo pero hubo que subir más barras de control para mantener el balance de reactividad. La presión del sistema empezó a caer y, para estabilizar la presión, la turbina de vapor de la válvula de derivación se apagó.

01:22:30 01:2 2:30

Cálculos Cálculos pposter osteriores iores al acci accident dentee encontraro encontraronn que el ORM en este este punto punto era eequiv quivalent alentee a 8 barras barras ddee control. control. Las Las pol políticas íticas de operación requerían un mínimo de 15 barras de control en todo momento.

* La prueba * 01 01:23 :23:04 :04

Las vál válvul vulas as de alim aliment entaci ación ón ddee la turbi turbina na fuero fueronn cerrad cerradas as para para poder poder pperm ermiti itirr que funcionasen por inercia. Para los siguientes 30 segundos después de este momento no se requiere ninguna intervención de emergencia por parte del personal.

01:23:40 01:2 3:40

El botón botón de de emer emergenci a (AZ(AZ-5) 5) presi presionad onadoo por operado operador. r. Las barras de control control empe empezaron zaron a entrar entrar en el núcleo núcleo del reactor reactor incrementando lagencia reactividad enfue la parte inferior delun núcleo.

01:23:43 01:2 3:43

El sistema sistema de pro protecci tección ón de emergencia emergencia de tas tasaa de energía energía (excu (excursion rsion powe power) r) se ac activa. tiva. La po potenci tenciaa supera supera los los 530 MW.

 

Accidente de Chernóbil 01:23:46 01:2 3:46

Desconexi Desconexión ón del del prim primer er par ddee las bomba bombass de ci circulac rculación ión princip principales ales ((MCP) MCP) que que están están agotada agotadas, s, seguida seguida ddee la descon desconexión exión del segundo par.

01:23:47 01:2 3:47

Fuerte Fuerte disminu disminución ción en en el caudal caudal (fl (flujo) ujo) ddee los M MPCs PCs que que no ppartici articipan pan en la pru prueba eba y lectur lecturas as poco poco fiables fiables en los M MPCs PCs que que si participan en la prueba. Importante aumento en la presión de las baterías de separación de vapor. Fuerte aumento en el nivel de agua de las baterías de separación de vapor.

01:23:48 01:2 3:48

Restauraci Restauración ón en el el caud caudal al (flu (flujo) jo) de los M MPCs PCs que que no participab participaban an en la pru prueba eba hasta hasta el estado estado casi casi inic inicial. ial. Restab Restablecim lecimiento iento de las tasas de flujo un 15% por debajo de la tasa inicial del MPCs de la izquierda, y un 10% inferior de uno de los MPC que si participaba en la prueba y lecturas poco fiables para el otro [...]

01:23:49

Señal "Pressure increase in reactor space (rupture of a fuel channel)" (Aumento de la presión en el espacio del reactor (ruptura de un canal de combustible)), señal "No voltage - 48 V" (Mecanismos variadores del EPC sin fuente de alimentación) y señal "Failure of the actuators of automatic power controllers Nos 1 and 2" (Fallo de los accionadores de los controladores de alimentación automática números 1 y 2).

01:2 01:244

Segú Segúnn una una nota nota eenn el diar diario io de ope opera raci ción ón de dell in inge geni nier eroo jef jefee de de co cont ntro roll del del re reac acto tor: r: "01:24: Severe shocks; the RCPS rods stopped  moving before they reached the lower limit stop switches; power switch of clutch mechanisms is off." (01:24: Fuertes golpes; las barras RPCs dejaron de moverse antes de llegar al límite inferior; el interruptor de encendido de los mecanismos de embrague está apagado.)

Más tarde

Primera explosión.

Reacciones inmediatas Minutos después del accidente, todos los bomberos militares asignados a la central ya estaban en camino y preparados para controlar el desastre. Las llamas afectaban a varios pisos del reactor 4 y se acercaban peligrosamente al edificio donde se encontraba el reactor 3. El comportamiento heroico de los bomberos durante las tres primeras horas del accidente evitó que el fuego se extendiera al resto de la central. Aún así, pidieron ayuda a los bomberos de Kiev debido a la magnitud de la catástrofe. Los operadores de la planta pusieron los otros tres reactores en refrigeración de emergencia. Dos días después, había 18 heridos muy graves y 156 heridos con lesiones de consideración producidas por la radiación. Todavía no había una cifra del número de muertos, pero un accidente nuclear aumenta día tras día la lista de víctimas, hasta pasados muchos años después. El primer acercamiento en helicóptero evidenció la magnitud de lo ocurrido. En el núcleo, expuesto a la atmósfera, el grafito del mismo ardía al rojo vivo, mientras que el material del combustible y otros metales se había convertido en una masa líquida incandescente. La temperatura alcanzaba los 2.500 °C y en un efecto chimenea, impulsaba el humo radiactivo a una altura considerable. Al mismo tiempo, los responsables de la región comenzaron a preparar la evacuación de la ciudad de Prípiat y de un radio de 10 km alrededor de la planta. Esta primera evacuación comenzó al día siguiente de forma masiva y se concluyó 36 horas después. La evacuación de Chernóbil y de un radio de 36 km no se llevó a cabo hasta pasados seis días del accidente. Para entonces ya había más de mil afectados por lesiones l esiones agudas producidas por la radiación.

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Accidente de Chernóbil

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La mañana del sábado, varios helicópteros del ejército se prepararon para arrojar sobre el núcleo una mezcla de materiales que consistía en arena, arcilla, plomo, dolomita y boro absorbente de neutrones. El boro absorbente de neutrones evitaría que se produjera una reacción en cadena. El plomo estaba destinado a contener la radiación gamma y el resto de materiales mantenían la mezcla unida y homogénea. Cuando el 13 de mayo terminaron las emisiones, se habían arrojado al núcleo unas 5.000 t de materiales. Comenzó entonces la construcción de un túnel por debajo del reactor accidentado con Estructura de hormigón denominada "sarcófago", diseñada para contener el el objetivo inicial de implantar un sistema material radiactivo del núcleo del reactor y que fue diseñado para una duración de 30 años. de refrigeración para enfriar el reactor. Este túnel, así como gran parte de las tareas de limpieza de material altamente radiactivo, fue desarrollado por reservistas del ejército ruso, jóvenes de entre 20 y 30 años. Finalmente, jamás se implantó el sistema de refrigeración y el túnel fue rellenado con hormigón para afianzar el terreno y evitar que el núcleo se hundiera debido al peso de los materiales arrojados. En un mes y 4 días se terminó el túnel y se inició el levantamiento de una estructura denominada sarcófago, que envolvería al reactor aislándolo del exterior. Las obras duraron 206 días.

Las evidencias en el exterior Las evidencias iniciales de que un grave escape de material radiactivo había ocurrido en Chernóbil no vinieron de las autoridades soviéticas sino de Suecia, donde el 27 de abril se encontraron partículas radiactivas en las ropas de los trabajadores de la central nuclear de Forsmark (a unos 1.100 km de la central de Chernóbil). Los investigadores suecos, después de determinar que no había escapes en la central sueca, dedujeron que la radiactividad debía provenir de la zona fronteriza entre Ucrania y Bielorrusia, dados los vientos dominantes en aquellos días. Mediciones similares se fueron sucediendo en Finlandia y Alemania, lo que permitió al resto del mundo conocer en parte el alcance del desastre. [11] [12] La noche del lunes 28 de abril, durante la emisión del programa de noticias escueto comunicado:

Vremya (Время),

el presentador leyó un

"Ha ocurrido un accidente en la central de energía de Chernóbil y uno de los reactores resultó dañado. Están tomándose medidas para eliminar las consecuencias del accidente. Se está asistiendo a las personas afectadas. Se ha designado una comisión del gobierno." Los dirigentes de la URSS habían tomado la decisión política de no dar más detalles. Pero ante la evidencia, el 14 de mayo el secretario general Mijaíl Gorbachov decidió leer un extenso y tardío, pero sincero, informe en el que reconocía la magnitud de la terrible tragedia. Sin embargo la prensa internacional manifestó que el informe dado por las autoridades rusas minimizaba la magnitud del accidente y deseaba encubrir en la mayor de las posibilidades los efectos colaterales y secundarios que arrojaría al mundo una catástrofe nuclear de esa magnitud, y que empezaban a ser evidentes en todo el mundo y sobre todo en Europa.

 

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Los efectos del desastre La explosión provocó la mayor catástrofe en la historia de la explotación civil de la energía nuclear. 31 personas murieron en el momento del accidente, alrededor de 135.000 personas tuvieron que ser evacuadas inmediatamente de los 155.000 km² afectados, permaneciendo extensas áreas deshabitadas durante muchos años al realizarse la relocalización posteriormente de otras 215.000 personas. La radiación se extendió a la mayor parte de Europa, permaneciendo los índices de radiactividad en las zonas cercanas en niveles peligrosos durante varios días. La estimación de los radionucleidos que se liberaron a la atmósfera se sitúa en torno al 3,5% del material procedente del combustible gastado (aproximadamente 6 toneladas de combustible fragmentado) y el 100% de todos los gases nobles contenidos en el reactor. De los radioisótopos más representativos, la estimación del vertido es de 85 petabecquerelios de 137Cs y entre el 50 y el 60% del inventario total de 131I, es decir, entre 1600 y 1920 petabecquerelios. Estos dos son los radioisótopos más importantes desde el punto de vista radiológico, aunque el vertido incluía otros en proporciones menores, como 90Sr o 239Pu.[13]

Medalla soviética concedida a los liquidadores.

Efectos inmediatos [14] Áreas de Europa contaminadas en kBq/m2 con Cs137 País

37-185 kBq/m2 185-555 kBq/m2 555-1480 kBq/m2 +1480 kBq/m2

Rusia

49 800

5 700

2 100

3000

Bielorrusia

29 900

10 200

4200

2200

Ucrania

37 200

3 200

900

600

Suecia

12 000

-

-

-

Finlandia

11 500

-

-

-

Austria

8 600

-

-

-

Noruega

5 200

-

-

-

Bulgaria

4 800

-

-

-

Suiza

1 300

-

-

-

Grecia

1 200

-

-

-

Eslovenia

300

-

-

-

Italia

300

-

-

-

Moldavia

60

-

-

-

La contaminación de Chernóbil no se extendió uniformemente por las regiones adyacentes, sino que se repartió irregularmente en forma de bolsas radiactivas (como pétalos de una flor), dependiendo de las condiciones meteorológicas. Informes de científicos soviéticos y occidentales indican que Bielorrusia recibió alrededor del 60% de la contaminación que cayó en la antigua Unión Soviética. El informe TORCH 2006 afirma que la mitad de las partículas volátiles se depositaron fuera de Ucrania, Bielorrusia y Rusia. Una gran área de la Federación rusa al sur de Briansk también resultó contaminada, al igual que zonas del noroeste de Ucrania. [cita requerida] En Europa occidental se tomaron diversas medidas al respecto, incluyendo restricciones a las importaciones de ciertos alimentos. En Francia se produjo una polémica cuando el ministerio de Agricultura negó el 6 de mayo de 2006 que la contaminación radiactiva hubiese afectado a ese país, contradiciendo los datos de la propia

 

Accidente de Chernóbil administración francesa. Los medios de comunicación ridiculizaron rápidamente la teoría de que la nube radiactiva se hubiese detenido en las fronteras de Francia.[15] Doscientas personas fueron hospitalizadas inmediatamente, de las cuales 31 murieron (28 de ellas debido a la exposición directa a la radiación). La mayoría eran bomberos y personal de rescate que participaban en los trabajos para controlar el accidente. Se estima que 135.000 personas fueron evacuadas de la zona, [16] incluyendo 50.000 habitantes de Prípiat (Ucrania). Para más información en cuanto al número de afectados, véanse las secciones siguientes. Antes del accidente el reactor contenía unas 190 toneladas de combustible nuclear. [17] Se estima que más de la mitad del yodo y un tercio del cesio radiactivos contenidos en el reactor fue expulsado a la atmósfera; en total, alrededor del 3.5% del combustible escapó al medio ambiente. [18] Debido al intenso calor provocado por el incendio, los isótopos radiactivos liberados, procedentes de combustible nuclear se elevaron en la atmósfera dispersándose en ella. Los "liquidadores" recibieron grandes dosis de radiación. Según estimaciones soviéticas, entre 300.000 y 600.000 liquidadores trabajaron en las tareas de limpieza de la zona de evacuación de 30 km alrededor del reactor, pero parte de ellos entraron en la zona dos años después del accidente.[19]

Efectos a largo plazo sobre la salud Inmediatamente después del accidente, la mayor preocupación se centró en el yodo radiactivo, con un periodo de semidesintegración de ocho días. Hoy en día (2011) las preocupaciones se centran en la contaminación del suelo con estroncio-90 y cesio-137, con periodos de semidesintegración de unos 30 años. Los niveles más altos de cesio-137 se encuentran en las capas superficiales del suelo, donde son absorbidos por plantas, insectos y hongos, entrando en la cadena alimenticia. De acuerdo con el informe de la Agencia de Energía Nuclear de la OECD sobre Chernóbil,[20] se liberaron las siguientes proporciones del inventario del núcleo. • 133Xe 100%, 131I 50-60%, 134Cs 20-40%, 137Cs 20-40%, 132Te Mapa que muestra la contaminación por cesio-137 en Bielorrusia, Rusia y Ucrania. En 89 90 curios por m² (1 curio son 37 gigabequerelios (GBq)). 25-60%, Sr 4-6%, Sr 4-6%, 140 Ba 4-6%, 95Zr 3,5%, 99Mo >3,5%, 103Ru >3,5%, 106Ru >3,5%, 141Ce 3,5%, 144Ce 3,5%, 239Np 3,5%, 238Pu 3,5%, 239Pu 3,5%, 240Pu 3,5%, 241 Pu 3,5%, 242Cm 3,5% Las formas físicas y químicas del escape incluyen gases, aerosoles y, finalmente, combustible sólido fragmentado. Sobre la contaminación y su distribución por el territorio de muchas de estas partes esparcidas por la explosión del núcleo no hay informes públicos.

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Algunas personas en las áreas contaminadas fueron expuestas a grandes dosis de radiación (de hasta 50 Gy) en la tiroides, debido a la absorción de yodo-131, que se concentra en esa glándula. El yodo radiactivo procedería de leche contaminada producida localmente, y se habría dado particularmente en niños. Varios estudios demuestran que la incidencia de cáncer de tiroides en Bielorrusia, Ucrania y Rusia se ha elevado enormemente. Sin embargo, algunos científicos piensan que la mayor parte del aumento detectado se debe al aumento de controles.[21] Hasta el presente no se ha detectado un aumento significativo de leucemia en la población en general. Algunos científicos temen que la radiactividad afectará a las poblaciones locales durante varias generaciones,[22] la cual se cree que no se extinguira [23]

por 300.000 años. Las autoridades soviéticas comenzaron a evacuar la población de las cercanías de la central nuclear de Chernóbil 36 horas después del accidente. En mayo de 1986, aproximadamente un mes después del accidente, todos los habitantes que habían vivido en un radio de 30 km alrededor de la central habían sido desplazados. Sin embargo la radiación afectó a una zona mucho mayor que el área evacuada.

Restricciones alimentarias Poco después del accidente varios países europeos instauraron medidas para limitar el efecto sobre la salud humana de la contaminación de los campos y los bosques. Se eliminaron los pastos contaminados de la alimentación de los animales y se controlaron los niveles de radiación en la leche. También se impusieron restricciones al acceso a las zonas [24]

forestales, a la caza y a la recolección de leña, bayas y setas. Veinte años después las restricciones siguen siendo aplicadas en la producción, transporte y consumo de comida contaminada por la Un pueblo abandonado en los alrededores de radiación, especialmente por cesio-137, para impedir su entrada en la Prípiat, cerca de Chernóbil. cadena alimentaria. En zonas de Suecia y Finlandia existen restricciones sobre el ganado, incluyendo los renos, en entornos naturales. En ciertas regiones de Alemania, Austria, Italia, Suecia, Finlandia, Lituania y Polonia, se han detectado niveles de varios miles de becquerelios por kg de cesio-137 en animales de caza, incluyendo jabalíes y ciervos, así  como en setas silvestres, frutas del bosque y peces carnívoros lacustres. En Alemania se han detectado niveles de 40.000 Bq/kg en carne de jabalí. El nivel medio es 6800 Bq/kg, más de diez veces el límite impuesto por la UE de 600 Bq/kg. La Comisión Europea ha afirmado que "las restricciones en ciertos alimentos de algunos estados miembros deberán mantenerse aún durante muchos años.[11] En Gran Bretaña, de acuerdo con la Ley de Protección de la Comida y el Ambiente de 1985, se han estado usando Órdenes de Emergencia desde 1986 para imponer restricciones al transporte y venta de ganado ovino que supere los 100 Bq/kg. Este límite de seguridad se introdujo en 1986 siguiendo las orientaciones del Grupo de Expertos del Artículo 31 de la Comisión Europea. El área cubierta por estas restricciones cubría en 1986 casi 9000 granjas y más de 4 millones de cabezas de ganado ovino. En 2006 siguen afectando a 374 granjas (750 km²) y 200.000 cabezas de ganado.[25] En Noruega, los Sami resultaron afectados por comida contaminada, y se vieron obligados a cambiar su dieta para minimizar la ingesta de elementos radiactivos. Sus renos fueron contaminados al comer líquenes, que extraen partículas radiactivas de la atmósfera junto a otros nutrientes.[26]

 

Accidente de Chernóbil

Fauna y flora Después del desastre, un área de 4 kilómetros cuadrados de pinos en las cercanías del reactor adquirieron un color marrón dorado y murieron, adquiriendo el nombre de "Bosque Rojo". [27] En un radio de unos 20 o 30 kilómetros alrededor del reactor se produjo un aumento de la mortalidad de plantas y animales así como pérdidas en su capacidad reproductiva.[24] En los años posteriores al desastre, en la zona de exclusión abandonada por el ser humano ha florecido la vida salvaje. Bielorrusia ya ha declarado una reserva natural, y en Ucrania existe una propuesta similar. Varias especies de animales salvajes y aves que no se habían visto en la zona antes del desastre, se encuentran ahora en abundancia, debido a la ausencia de seres humanos en el área.[28] En un estudio de 1992-1993 de las especies cinegéticas de la zona, en un kilo de carne de corzo se llegaron a medir hasta cerca de 300.000 bequerelios de cesio-137. Esta medida se tomó durante un periodo anómalo de alta radiactividad posiblemente causado por la caída de agujas de pino contaminadas. Las concentraciones de elementos radiactivos han ido descendiendo desde entonces hasta un valor medio de 30.000 Bq en 1997 y 7.400 en 2000, niveles que siguen siendo peligrosos. En Bielorrusia el límite máximo permitido de cesio radiactivo en un kg de carne de caza es 500 Bq. En Ucrania es de 200 Bq para cualquier tipo de carne. [29]

Controversia sobre las estimaciones de víctimas Se prevé que la mayoría de muertes prematuras causadas por el accidente de Chernóbil sean el resultado de cánceres y otras enfermedades inducidas por la radiación durante varias décadas después desp ués del evento. U Una na gran población (algunos estudios consideran la población completa de Europa) fue sometida a dosis de radiación relativamente bajas, incrementando el riesgo de cáncer en toda la población (según el modelo lineal sin s in umb umbral). ral). Es imposible atribuir muertes concretas al accidente, y muchas estimaciones indican que la cantidad de muertes adicionales será se rá demasiado pequeña para ser estadísticamente detectable (por ejemplo, si una de cada 5.000 personas muriese debido al accidente, en una población de 400 millones habría 80.000 víctimas mortales debidas al accidente, estadísticamente indetectables). Además, las interpretaciones del estado de salud actual de la población expuesta son variables, por lo que los cálculos de víctimas se basan siempre en modelos numéricos sobre los efectos de la radiación en la salud. Por otra parte los efectos de radiación de bajo nivel en la salud humana aún no se conocen bien, por lo que ningún modelo usado es completamente fiable (afirmando incluso varios autores que el efecto de la hormesis, que está comprobado en la acción de otros elementos tóxicos, también debería aplicarse a las radiaciones). Dados estos factores, los diferentes estudios sobre los efectos de Chernóbil en la salud han arrojado conclusiones muy diversas, y están sujetos a controversia política y científica. A continuación se presentan algunos de los principales estudios.

Estudios realizados sobre los efectos del accidente de Chernóbil Informe del UNSCEAR 2000 El informe del Comité Científico de Naciones Unidas sobre los Efectos de la Radiación Atómica (UNSCEAR) destaca la muerte en las primeras semanas de 30 empleados de la central o bomberos, de los 600 empleados de emergencias que se encontraban en la central esa noche, dolencias debidas a las radiaciones en 134, la evacuación ddee 116.000 personas de los alrededores de la central y la relocalización de unas 220.000 personas. El informe afirma que se observó un incremento significativo en la incidencia de cáncer de tiroides en los niños, pero que no existe la evidencia de un impacto importante en la salud pública que esté relacionado con las radiaciones 14 años después del accidente. El estudio no observa un incremento en la incidencia media de cáncer o un incremento en la mortalidad que pudiera asociarse a la exposición a las radiaciones. No se había encontrado que el riesgo de leucemia hubiera crecido, incluso entre los trabajadores expuestos o los niños. El informe señala que no existe ninguna prueba científica de incremento en otros desórdenes no malignos relacionados con las radiaciones ionizantes. Sí se informó

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de un incremento en otros efectos no relacionados con un detrimento en la salud, como un incremento en las muertes violentas y los suicidios.

Estudio de la AEN 2002 La Agencia para la Energía Nuclear presentó en 2002 un estudio en el que indica que tras la respuesta de la URSS ante el accidente de Chernóbil se produjeron un total de 31 muertes, una debida a una explosión, una segunda debida a una trombosis, una más debida a quemaduras y 28 debidas a las radiaciones. Un total de 499 personas fueron hospitalizadas, de las que 237 tenían síntomas de haber sido expuestos de forma importante a las radiaciones perteneciendo los 28 muertos a este último grupo. En el informe se citan dos estudios[30] [31] diferentes en los que se cifra el posible incremento del número de cánceres en el futuro entre un 0,004 % y 0,01 % con respecto al número de cánceres total, entre los que se encontrarían los producidos por el tabaco, la polución y otros. También se enfatiza el hecho de que el número de cánceres de tiroides entre los niños aumentó de una forma importante en Bielorrusia y Ucrania debido al accidente de Chernóbil. En el periodo de 1986 a 1998 el número de cánceres con respecto al periodo de 1974 a 1986 se había incrementado en 4057 casos de cáncer de tiroides en niños. Prácticamente todos los casos fueron en niños nacidos antes del accidente. • Suma Sumari rioo del iinf nfor orme me ((HT HTML ML)) [32] (inglés) • Inf Infor orme me comp comple leto to ((PD PDF) F) [33] (inglés)

El Informe del Fórum de Chernóbil (2005) En septiembre de 2005, el informe del Fórum de Chernóbil (en el que participan entre otros el OIEA, la OMS y los gobiernos de Bielorrusia, Rusia y Ucrania) estimó que el número total de víctimas que se deberán al accidente se elevará a 4000 (mejor estimador). [34] Esta cifra incluye los 31 trabajadores que murieron en el accidente, y los 15 niños que murieron de cáncer de tiroides. Todos ellos forman parte de las 600.000 personas que recibieron las mayores dosis de radiación. La versión completa del informe de la OMS, adoptado por la ONU y publicado en abril de 2006, incluye la predicción de otras 5000 víctimas entre otros 6,8 millones de personas que pudieron estar afectados, con lo que se alcanzarían las 9000 víctimas de cáncer. [35] Entre otras críticas,[36] en el año 2006 Alex Rosen [37] expresó sus dudas acerca del informe por considerar que los datos del mismo son anticuados y no toman en cuenta más que las repúblicas ex soviéticas. Otra crítica expuesta por [38]a[39] [40] [41] a consultar y grupos antinucleares se sus refiere al acuerdo que une OMS y al OIEAcon y que obliga consensuar previamente informes relacionados conalsus competencias el OIEA.   la  primera  

• Inf Infor orme me comp comple leto to ((PD PDF) F) [42] (inglés)

El informe TORCH 2006 Este estudio (en inglés The Other Report on propuesta del Partido Verde alemán europeo.

Chernobyl,

"El Otro informe sobre Chernóbil") se realizó en 2006 a

En él se destaca que el informe del Fórum de Chernóbil sólo tomó en consideración las áreas con exposición superior a 40.000 Bq/m², existiendo otros países donde existe contaminación con niveles inferiores a ese valor (Turquía, Eslovenia, Suiza, Suiza, Aust Austria ria y E Eslovaquia). slovaquia). Se indica que el 444% 4% de Alemania y el 34% del Reino Unido también fueron afectados. También se señala que se necesita un mayor esfuerzo de investigación para evaluar las incidencias de cáncer de tiroides en Europa, prediciendo de 30.000 a 60.000 muertes sólo por cáncer debidas al accidente así  como un aumento de entre 18.000 y 66.000 casos de cáncer de tiroides sólo en Bielorrusia. Según este informe se ha observado un incremento medio del 40% de tumores sólidos en Bielorrusia. Además señala que la inducción de cataratas y las enfermedades cardiovasculares tienen conexión con el accidente.

 

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Este informe fue revisado en la Campaña sobre las radiaciones de bajo nivel, donde se observó que era una revisión teórica de una pequeña parte de la evidencia acumulada en los veinte años transcurridos desde el desastre de

que revela desviaciones consistentes al ignorar o minusvalorar desarrollos además de que ignora un gran volumen de evidencias en Rusia, Bielorusia y Ucrania.[43]

Chernóbil

cruciales en radiobiología,

• Suma Sumari rioo de dell in info form rmee [44] (inglés) • In Info form rmee com compl plet etoo [45] (inglés)

El informe de Greenpeace de 2006

En respuesta al informe del Fórum de Fórum de Chernóbil, Greenpeace encargó un informe a un grupo g rupo de 52 científicos de todo el mundo. En este informe se estima que se producirán alrededor de 270.000 casos de cáncer atribuibles a la precipitación radiactiva de Chernóbil, de los cuales probablemente alrededor de 93.000 serán mortales; pero también se afirma que "las cifras publicadas más recientemente indican que sólo en Bielorrusia, Rusia y Ucrania el accidente podría ser responsable de 200.000 muertes adicionales en el periodo entre 1990 y 2004". [46] Blake Lee-Harwood, director de campañas de Greenpeace, cree que poco menos de la mitad de las víctimas mortales totales se podrán atribuir al cáncer, y que "los problemas intestinales, los del corazón y del sistema circulatorio, los respiratorios, los del sistema endocrino, y especialmente los efectos en el sistema inmunológico también causarán muchas muertes". Carl Bialik, en el Wall Street Journal, expresó las preocupaciones existentes acerca de los métodos que Greenpeace utilizó en la compilación de su informe. Por ejemplo, la dificultad de aislar los efectos de Chernóbil de otros, como puede ser el incremento del número de fumadores o mejoras en el diagnóstico de cánceres. Además de que es imposible[47] extrapolar de forma directa los datos de incrementos de cáncer en Hiroshima y Nagasaki a poblaciones europeas. • In Info form rmee com compl plet etoo [48] (inglés)

El informe de la AIMPGN de abril de 2006 En abril de 2006 la sección alemana de la AIMPGN realizó un informe que rebate gran parte de los resultados del resto de estudios realizados. Entre sus afirmaciones se encuentra que entre 50.000 y 100.000 liquidadores han muerto hasta 2006. Que entre 540.000 y 900.000 liquidadores han quedado inválidos. El estudio estima el número de víctimas mortales infantiles en Europa en aproximadamente 5000. Según el estudio sólo en Baviera (Alemania), se han observado entre 1000 y 3000 defectos congénitos adicionales desde Chernóbil. Sólo en Bielorrusia, más de 10.000 personas han sufrido cáncer de tiroides desde la catástrofe. El número de casos de cáncer de tiroides debidos a Chernóbil previsto para Europa (excluida la antigua Unión Soviética) se sitúa entre 10.000 y 20.000, entre otras.

Otros estudios y alegatos • El minis ministro tro de Sanida Sanidadd ucrania ucraniano no afirmó en 200 20066 que más de 2.400. 2.400.000 000 ucran ucranianos ianos,, incluye incluyendo ndo 428.0 428.000 00 niños, [12] sufren problemas de salud causados por la catástrofe. Tal como señala el informe de 2006 de la ONU, los desplazados por el accidente también sufren efectos psicológicos negativos causados por éste. • El estudio Radiation-Induced Cancer from Low-Dose Exposure (Cáncer inducido inducido por exposición a bajas dosis de de radiación) del Committee For Nuclear Responsibility (Comité para la responsabilidad nuclear) estima que el accidente de Chernóbil causará 475.368 víctimas mortales por cáncer.[49] • Otro es estudio tudio m muestr uestraa un incr incremen emento to de la in inciden cidencia cia del ccáncer áncer eenn Sueci Suecia. a.[50] [51] • También se ha relacionado un cambio en la relación entre sexos en el nac nacimiento imiento en varios países europeos con el accidente.[52] • El sumar sumario io del inform informee "Estim "Estimacion aciones es sobre el cán cáncer cer en Europ Europaa debido a la preci precipitaci pitación ón radiac radiactiva tiva de Chernóbil", de la Agencia Internacional para la Investigación del Cáncer, publicado en abril de 2006, afirma que es improbable que los casos de cáncer debidos al accidente puedan ser detectados en las estadísticas nacionales de cáncer. Los resultados de análisis de tendencia en el tiempo de casos y mortalidad de cáncer en Europa no

 

Accidente de Chernóbil muestran, hasta ahora, un incremento en tasas de cáncer, aparte de los casos de cáncer de tiroides en las regiones más contaminadas, que se pueden atribuir a la radiación de Chernóbil" [53] [54] Sin embargo, aunque estadísticamente indetectable, la Asociación estima, basándose en el modelo lineal sin umbral, que se pueden esperar 16.000 muertes por cáncer debidas al accidente de Chernóbil hasta 2065. Sus estimaciones tienen intervalos de confianza al 95% muy amplios, entre 6.700 y 38.000 muertes.[55] • Un estudi estudioo del GSF (Centro Na Naciona cionall de investig investigacione acioness del Medio Am Ambiente biente y la Salud Salud)) de Aleman Alemania, ia, mues muestra tra evidencias de un incremento en el número de defectos congénitos en Alemania y Finlandia a partir del [56]

accidente

Comparaciones con otros accidentes El accidente de Chernóbil causó algunas decenas de muertos inmediatos debido al envenenamiento con radiaciones. Además de ellos se prevén miles de muertes prematuras en las décadas futuras. De todos modos, en general no es posible probar el origen del cáncer que causa la muerte de una persona, y es muy difícil estimar las muertes a largo plazo debidas a Chernóbil. Sin embargo, para entender la magnitud del accidente sí es posible comparar los efectos que han producido otros desastres producidos por el hombre, como por ejemplo: • El fallo de la presa de Ba Banqiao nqiao (He (Henan, nan, Chin China, a, 1975) cau causó só al menos la mu muerte erte de 26.00 26.0000 person personas as debido a la inundación, y otras 145.000 murieron debido a las epidemias y hambrunas subsiguientes. • El desas desastre tre de Bhopa Bhopall (India, 198 1984), 4), del cual la BBC inf informó ormó que hab había ía causa causado do la muerte a 3.00 3.0000 persona personass inicialmente, y al menos otras 15.000 murieron de enfermedades subsiguientes. • La gran niebla de 1952 de (Londr (Londres, es, Reino Uni Unido, do, 1952), dond dondee los servicio servicioss médico médicoss compila compilaron ron estadí estadística sticass encontrando que la niebla había matado a 4.000 personas inicialmente y en los meses que siguieron murieron otras 8.000. • El desas desastre tre en MV Doña Paz, (Fi (Filipina lipinas, s, 1987). Es Este te incend incendio io de product productos os del petró petróleo leo mató a más de 4.0 4.000 00 personas. • La inund inundación ación en JJohnst ohnstown own (Pen (Pensilva silvania, nia, Est Estados ados Un Unidos, idos, 18 1889). 89). 2.20 2.2099 muerto muertos. s. • Explo Explosione sioness de San Juan Juanico ico de 198 19844 (Ciuda (Ciudadd de Méxic México, o, Méxic México, o, 1984) 1984).. 600 muer muertos tos • Accid Accidente ente nucl nuclear ear de Fukus Fukushima hima I, en Japó Japón, n, el 11 de marzo de 2011, co como mo conse consecuenc cuencia ia de un terremo terremoto to de magnitud 9,0 seguido de un tsunami.

Ayuda humanitaria a las víctimas de Chernóbil Al informarse sobre el accidente varias naciones ofrecieron ayuda humanitaria inmediata a los afectados, además de realizar promesas de ayuda humanitaria a largo plazo. Cuba ha mantenido desde 1990 un programa de socorro para las víctimas de este accidente nuclear. Casi 24.000 pacientes, de Ucrania, Rusia, Bielorrusia, Moldavia y Armenia, todos ellos afectados por accidentes radiactivos, han pasado ya por el Hospital Pediátrico de Tarará, en las afueras de La Habana. La mayoría de los pacientes son niños ucranianos afectados por la catástrofe, con dolencias que van desde el estrés post-traumático hasta el cáncer. Alrededor del 67% de los niños provienen de orfanatos y escuelas para niños sin amparo filial. El impacto social de la atención brindada es grande, porque estos niños no tienen posibilidades económicas para tratar sus enfermedades. Son evaluados y reciben todo tipo de tratamientos, incluidos trasplantes de médula para quienes padecen leucemia. En este programa, el Ministerio de Salud de Ucrania paga el viaje de los niños a Cuba y todo el resto de la financiación del programa corre a cargo del gobierno cubano.[57] La ONG gallega "Asociación Ledicia Cativa" acoge temporalmente a menores afectados por la radiación de Chernóbil en familias de la Comunidad Autónoma de Galicia. [58] La ONG castellano-leonesa "Ven con Nosotros" realiza un trabajo similar en las comunidades de Castilla y León, Madrid y Extremadura[59] y "Chernobil Elkartea" ,"Chernobileko Umeak" en el País Vasco y "Arco Iris Solidario" en Navarra.

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Accidente de Chernóbil También se creó el Chernobyl Children también ayudaron a los niños afectados.

70 [60] Project International,

y otros países como Irlanda[61] o Canadá[62]

Situación de la Central Nuclear de Chernóbil desde 1995 Operación y cierre de la central Ucrania era en 1986 tan dependiente de la electricidad generada por la central de Chernóbil que la Unión Soviética tomó la decisión de continuar produciendo electricidad con los reactores no accidentados. Esta decisión se mantuvo después de que Ucrania obtuviese la independencia. Eso sí, las autoridades tomaron varias medidas para modernizar la central y mejorar su seguridad.[63] En diciembre de 1995 el G7 y Ucrania firmaron el llamado memorándum de Ottawa, en el que Ucrania expresaba la voluntad de cerrar la central. A cambio el G7 y la UE acordaron ayudar a Ucrania a obtener otras fuentes de electricidad, financiando la finalización de dos nuevos reactores nucleares en Khmelnitsky y Rovno y ayudando en la construcción de un gasoducto y un oleoducto desde Turkmenistán y Kazajistán. [64] En noviembre de 2000, la Comisión Europea comprometió 65 millones de euros para ayudar a Ucrania a adquirir electricidad durante el período provisional (2000  – 2003) mientras se construían nuevas centrales.[65] El último reactor en funcionamiento fue apagado el 15 de diciembre de 2000, en una ceremonia en la que el presidente ucraniano Leonid Kuchma dio la orden directamente por teleconferencia.[66]

Nuevo sarcófago Con el paso del tiempo, el sarcófago construido en torno al reactor 4 justo después del accidente se ha ido degradando por el efecto de la radiación, el calor y la corrosión generada por los materiales contenidos, hasta el punto de existir un grave riesgo de derrumbe de la estructura, lo que podría tener consecuencias dramáticas para la población y el ambiente.[67] El coste de construir una protección permanente que reduzca el riesgo de contaminación cumpliendo todas las normas de contención de seguridad fue calculado en 1998 en 768 millones de euros. Ucrania, incapaz de obtener esa financiación en el escaso tiempo disponible, solicitó ayuda internacional. Varias conferencias internacionales han reunido desde entonces los fondos necesarios, [65] a pesar de que el presupuesto ha ido aumentando sensiblemente por culpa de la inflación. En 2004 los donantes habían depositado más de 700 millones de euros para su construcción (en total en esa fecha se habían donado cerca de 1.000 millones de euros para los proyectos de recuperación [68] ), y desde 2005 se llevaron a cabo los trabajos preparativos para la construcción de un sarcófago nuevo, cuya construcción comenzó finalmente el 23 de septiembre de 2007, después de que el gobierno de Ucrania firmara un contrato con el consorcio francés NOVARKA y cuya finalización está prevista para principios de 2012. Se prevé que la construcción de este sarcófago en forma de arca permita evitar los problemas de escape de materiales radiactivos desde Chernóbil durante al menos cien años. La firma francesa Novarka construirá una gigantesca estructura de acero con forma de arco ovalado de 190 metros de alto y 200 metros de ancho. Cubrirá por completo la actual estructura del reactor y el fuel radiactivo que desató la tragedia en 1986. Y es que el reactor accidentado aún conserva el 95% de su material radiactivo original, y la exposición a las duras condiciones metereólogicas de la zona amenazan con nuevas fugas. Antes de construir el nuevo sarcófago habrá que extraer del reactor 3 y el combustible que aún contiene. Ucrania ha firmado otro contrato con la empresa estadounidense Holtec para construir un gran almacen que haga las funciones de vertedero donde guardar los residuos nucleares generados, para ello se está construyendo en la propia central un centro de almacenamiento de residuos de alta actividad. [67]

 

Accidente de Chernóbil

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El accidente en la cultura popular El accidente nuclear de Chernóbil, acaecido en Pripyat el 26 de abril de 1986 ocurrió en un momento en que se debatía muy airadamente sobre la conveniencia o no de la energía nuclear. Ello dio pie a una gran cobertura mediática en todo el mundo, lo que despertó el interés de múltiples artistas, que se basaron en el accidente para la creación de obras.

Novelas Karl Schroeder escribió en 2001 la novela El dragón de Pripyat, y describe una trama terrorista que pretende usar robots manejados por control remoto para provocar una explosión en el sarcófago del reactor número cuatro y provocar una contaminación nuclear de grandes proporciones.

Cine En 1991 se estrenó la película de Anthony Page titulada Chernobyl: último aviso. La película es una reconstrucción de los hechos técnicos que provocaron el accidente de Chernóbil y de las decisiones políticas que se tomaron. La película Star Trek VI: The Undiscovered Country, estrenada también en 1991, comienza con la destrucción del principal productor de energía del imperio Klingon, lo que provoca una importante crisis y obliga al imperio a acercarse a la Federación de Planetas Unidos, con la que mantenía importantes desencuentros. Este hecho se asocia a la importancia que tuvo el accidente de Chernóbil en la caída de la Unión Soviética y el acercamiento del antiguo bloque comunista a la OTAN y, en especial, a Estados Unidos. Con posterioridad han sido desarrollados varios documentales, en los que se abarcan multitud de áreas: unos se centran en la visión técnica del accidente, otros lo enfocan al plano político y algunos, incluso, acompañan a Pripyat a antiguos habitantes de la ciudad.

Música La canción  Kiev, de Barclay James Harvest, editada en el álbum Face to face (1987) está inspirada en el desastre, y en ella se lamenta el sufrimiento que el accidente ocasionó a toda la población de la región. En 2006 el dúo Huns & Dr Beeker grabó la canción desde el accidente.

Ghost Town

como tributo a la ciudad de Pripyat, deshabitada

Otras muchas canciones con títulos similares fueron grabadas a partir de la fecha del accidente; sin embargo, su relación con Chernóbyl no está adecuadamente documentada. En 2010, la cantante ucraniana, Alyosha, fue elegida para representar a Ucrania en Eurovision y, grabó el videoclip de su canción, Sweet People, en Chernóbil.

Videojuegos Tres videojuegos han sido desarrollados basándose en la zona contaminada, más concretamente en la ciudad de Pripyat y en las inmediaciones de la central nuclear. Son S.T.A.L.K.E.R.: Shadow of Chernobyl, su precuela S.T.A.L.K.E.R.: Clear Sky y su secuela S.T.A.L.K.E.R.: Call of Pripyat . Por otra parte, Call of Duty 4: Modern Warfare basa uno de sus niveles en el área de Pripyat, mostrando el área afectada. Además, en el juego Soviet Strike para Playstation y Sega Saturn, una de sus fases nos lleva a Chernobil, teniendo el argumento de las misiones relación con el accidente.

 

Accidente de Chernóbil

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Véase también • • • • • • •

Acc Accide idente nte nuc nuclea learr de Fuk Fukush ushima ima I Co Cont ntaaminac inació iónn En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr Hormesis Lis Lista ta de ac accid cident entes es nu nucle cleare aress civ civile iless Mo Mode delo lo llin inea eall si sinn um umbr bral al Pro Prote tecc cció iónn rrad adio ioló lógi gica ca

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Accidente de Chernóbil

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[66] Discurso de Leonid Leonid Kuchma con motivo motivo del cierre de la central nuclear de de Chernóbil (http:/  / daccessdds.un.org/ doc/ UNDOC/ GEN/ N01/  226/ 72/ PDF/ N0122672. pdf?OpenElement) [67] Respuesta del Secretario de de Estado de Relaciones Relaciones con las Cortes españolas españolas a la pregunta del diputado diputado Joan Herrera Torres. B BOCG, OCG, nº363 (http:/  / www.congreso.es/ cgi-bin/ docu/ BRSCGI?CMD=VERLST& BASE=puw8& DOCS=1-1&DOCORDER=LIFO& QUERY=(CDD200604030363. CODI.)#(Página89)). 6 de marzo de 2006 [68] Proyectos Proyectos del EBRD EBRD sobre Chern Chernóbil óbil (http:/  (http:/  / www.ebrd.com/ country/ sector/ nuclear/ cherno.htm)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

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Enlaces externos •

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• Wi Wiki kime medi diaa Co Comm mmon onss al albe berg rgaa co cont nten enid idoo mu mult ltim imed edia ia ssob obre re Accidente de Chernóbil. Commons Imágenes del accidente • Video Co Comunic municado ado ofic oficial ial de la TV sov soviética iética ssobre obre el ac accident cidentee de Chern Chernóbil óbil (htt (http:/  p:/  / video.google.com/  videoplay?docid=-102756987285596323&q=chernobyl&pl=true) • Vista satél satélite ite de dell 'sa 'sarcófag rcófago' o' en Googl Googlee Map Mapss (htt (http:/  p:/  / maps.google.com/ maps?f=q&hl=es&q=Ukraine& ie=UTF8&z=17&ll=51.389419,30.099599&spn=0.004472,0.00883&t=h&om=1)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

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Accidente de Chernóbil

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• Documental Chernobyl Heart  (http:/   (http:/  / www.youtube.com/ watch?v=cmXQX-9hT7Q watch?v=cmXQX-9hT7Q)(en )(en inglés) - Documental sobre las consecuencias del accidente. • Curioso pero inútil: "El accidente de Chernóbil". (Explic (Explicación ación sobre los procesos físicos que desencadenaron el accidente) (http:/  / curiosoperoinutil.com/ 2006/ 04/ 27/ el-accidente-de-chernobyl/ ) • El País. "Vo "Voces ces de Chern Chernóbil óbil 20 años des después" pués".. (Testi (Testimonio monio de Liu Liudmila dmila Ig Ignaten natenko). ko). (http (http:/  :/  / www.elpais.es/  articulo/ reportajes/ Voces/ Chernobil/ anos/ después/ elpdomrpj/ 20060409elpdmgrep_8/ Tes/ ) • Chernó Chernóbil, bil, llaa noc noche he de dell fin del m mundo undo (Espa (Español) ñol) ((http:/  http:/  / www.youtube.com/ watch?v=xmjgKORkjdY)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

• "El C Camión amión sin fr frenos" enos".. Por Marce Marcelo lo Do Doss San Santos. tos. (http:/   / axxon.com.ar/ rev/ 129/ c-129Divulgacion.htm) Chernóbil en la actualidad • Fotos la zo zona na de exclu exclusión sión en la actua actualidad. lidad. (http: (http:/ /  / www.kiddofspeed.com/ ) • Fotos ddee Che Chernóbil rnóbil y Pripi Pripiat at por H Hans ans Fr Fredriks edriksson son (e (enn suec sueco) o) (htt (http:/  p:/  / hem. bredband.net/ b572399/ Tjernobyl)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

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El accidente en la ficción • Reseñ Reseñaa de la nnovela ovela histór histórica ica Chern Chernobyl obyl (http: (http:/ /  / www.comunidadumbria.com/ libros/ Chernobyl), del escritor de ciencia ficción Frederik Pohl.  

 

 

 

 

 

Coordenadas: 51°23′22.36″N 30°05′56.65″E

Accidente de Three Mile Island El accidente de Three Mile Island fue un accidente nuclear que sufrió la central nuclear del mismo nombre el 28 de marzo de 1979. Ese día el reactor TMI-2 sufrió una fusión parcial del núcleo del reactor.[1]

Situación Three Mile Island es una isla en el río Susquehanna cerca de Harrisburg, estado de Pensilvania, Estados Unidos de un área de 3,29 km². El presidente Jimmy Carter abandona las instalaciones de Three Mile La estación generadora está formada por dos reactores Island el 1 de abril de 1979. presurizados de agua ligera construidos por Babcock and Wilcox con potencias instaladas de 786 MW (TMI-1) y 900 MW (TMI-2). La planta la operaba en ese momento la Metropolitan Edison Company. En 2008 TMI-1 sigue operativa (operador: Energía Co., LLC de AmerGen) estando programado su desmantelamiento para el año 2014. En octubre del 2009 la NRC, organismo regulador en Estados Unidos, autorizó la renovación de su licencia de explotación 20 años más, hasta el 19 de abril de 2034.

Aunque en el momento del accidente unas 25.000 personas residían en zonas a menos de ocho kilómetros de la central,[2] los estudios realizados sobre la población demuestran que no hubo daños a las personas, ni inmediatos ni a largo plazo.[3]

 

Accidente de Three Mile Island

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Sin embargo, las consecuencias económicas y de relaciones públicas sí fueron importantes, y el proceso de limpieza largo y costoso. Además, el accidente redujo notablemente la confianza de la población en las centrales nucleares, y fue para muchos un presagio de los peores temores asociados a esta tecnología. Hasta el Accidente de Chernóbil, ocurrido siete años después, Three Mile Island fue considerado el más grave de los accidentes nucleares civiles (de categoría 5 en la Escala Internacional de Accidentes Nucleares INES), hasta que ocurre el Accidente nuclear de la Central de Fukushima I en el 2011 (que lo iguala en categoría 5). El acontecimiento ocurrió, casualmente, tres días después del estreno de la película  El

síndrome de China,

que

trataba sobre un incidente ficticio pero con grandes similitudes.

La central nuclear Three Mile Island La central nuclear Three Mile Island (TMI) se compone de un reactor nuclear de agua a presión y dos generadores de vapor (tecnología conocida habitualmente por sus siglas en inglés, PWR (pressurized water reactor) construidos por Babcock and Wilcox, con potencias instaladas de 786 MW (reactor TMI-1) y 900 MW (TMI-2). El TMI-1 en servicio el 19 de abril de de 1974, y elentró TMI-2 lo hizo en diciembre 1978, de manera que este grupo sólo llevaba 90 días funcionando cuando se produjo el accidente. La empresa encargada de operar la central en el momento del accidente era la Metropolitan Edison Company (frecuentemente abreviada, Met Ed ). ).

Imagen aérea de las instalaciones.

El reactor TMI-1 se mantuvo al margen del accidente, ya que se trata de instalaciones independientes, y además el TMI-1 estaba en "parada fría", por recarga de combustible. El reactor siguió parado hasta octubre de 1985, por problemas técnicos, legales y reguladores. La planta afectada, TMI-2, fue sometida a un largo y costoso proceso de descontaminación, pero sigue requiriendo mantenimiento y gestión, en lo que se conoce como "almacenamiento vigilado a largo plazo". [4] La planta del reactor TMI-1 sigue en operación y aunque su licencia expiraba en 2014 fue renovada hasta el 2034. En estos momentos está operado y gestionado por  Exelon Nuclear , una filial de  Exelon Corporation, empresa de distribución de energía con sede en Chicago.

 

Accidente de Three Mile Island

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El accidente nuclear de Three Mile Island • El aacci cciden dente te ccome omenzó nzó cer cerca ca ddee la lass 4:00 de la mañana del 28 de marzo de 1979, cuando se produjo un fallo en el circuito secundario de la planta. • La Las s bo bomb mbas as prim prdel imar aria iass de de secundario alimentación circuito dejan de funcionar a causa de una avería mecánica o eléctrica. Esto impidió la retirada de calor del sistema primario en los generadores de vapor. • Se apa apagar garon on automá automátic ticam ament ente, e, primero la turbina y después el reactor. • La ppres resión ión y la tem temper peratu atura ra eenn el circuito primario (la sección nuclear de la planta) empieza a aumentar inmediatamente, debido a que el circuito secundario no puede sacar el calor residual del circuito primario. • Par Paraa ev evita itarr que esa pre presió siónn llegas llegasee a ser excesiva, la válvula de descarga de presión (situada en la tapa del presurizador) se abrió. • La vvál álvu vula la ddeb ebía ía ccer erra rars rsee al disminuir la presión, aunque por un fallo no lo hizo. Las señales que llegaban al operador no indicaron

Esquema de la unidad 2 de TMI.

Animación que muestra el reactor dañado en el accidente.

que la válvula seguía abierta, aunque debía haberlo mostrado. • En conse consecuenc cuencia, ia, la válvu válvula la con el fallo caus causóó que la presión con continua tinuara ra dismi disminuyen nuyendo do en el sistem sistema. a. • Mient Mientras ras tanto tanto,, otro problem problemaa aparec apareció ió en otra parte en la plan planta: ta: el sistema sistema del agua de em emergen ergencia cia (rese (reserva rva del sistema secundario) había sido probado 42 horas antes del accidente. Como parte de la prueba, las válvulas se cierran y abren de nuevo al final de la misma. Pero esta vez, por un error administrativo o humano, la válvula no se dejó abierta, lo que evitó que el sistema de emergencia funcionara. • Ocho min minutos utos desp después ués del com comienzo ienzo del ac acciden cidente te se descub descubre re que la válvula es estaba taba cerr cerrada. ada. • Una vez qu quee se abrió, el sistema de agua de emergencia comenzó a trabajar correctame correctamente, nte, permitiendo que el agua fría fluyera por los generadores del vapor. • A medida que la presió presiónn en el siste sistema ma prima primario rio continú continúaa disminu disminuyendo yendo,, comenza comenzaron ron a formarse hue huecos cos (zona (zonass donde el agua hierve, formándose f ormándose burbujas de vapor) en varios lugares del sistema con excepción del presurizador. • Debido a est estos os hueco huecos, s, el agua del sist sistema ema fue redi redistrib stribuida uida y el presur presurizador izador se lle llenó nó por compl completo eto de agua. • El instru instrumento mento qu quee indica al oper operador ador la canti cantidad dad de líquid líquidoo refriger refrigerante ante capa capazz de elimina eliminarr el calor indic indicóó incorrectamente que el sistema estaba lleno de agua. Así, el operador dejó de introducir agua, sin saber que,

 

Accidente de Three Mile Island

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debido a la válvula obturada el indicador puede, y en este caso lo hizo, proporcionar una información falsa. Despu Después és de casi oche ochenta nta minut minutos os desde el mo moment mentoo de la subida lenta de te tempera mperatura, tura, las bo bombas mbas del la lazo zo primario comenzaron a vibrar por cavitación, debido a que, en lugar de agua, lo que pasaba por ellas era vapor. Las bom bombas bas se cerra cerraron, ron, y se creyó que la con convecci vección ón natura naturall continu continuaría aría el movi movimient mientoo del agua. El vapor en el sist sistema ema bloq bloqueó ueó la circul circulación ación en el laz lazoo primari primarioo y, como el agua dejó de cir circular, cular, se co convirti nvirtióó en grandes cantidades de vapor. Despu Después és de unos 130 min minutos utos des desde de el primer fal fallo, lo, la parte sup superior erior del rea reactor ctor qued quedóó al descubi descubierto, erto, y debid debidoo a

la elevada temperatura, el vapor reaccionó con el revestimiento de zirconio de las barras de combustible, produciendo dióxido de zirconio e hidrógeno. El daño en el revestimiento produjo la liberación de las pastillas de combustible en el líquido refrigerante y la formación de más hidrógeno, que provocó una pequeña explosión en el edificio de contención al ser liberado. • A las 6 de llaa maña mañana na se pro produjo dujo el ccambi ambioo de turn turnoo en el per personal sonal ddee la sal salaa de cont control. rol. • Al detect detectar ar el nuevo equi equipo po las altas te tempera mperaturas turas que se es estaban taban mi midiendo diendo en la tube tubería ría y depósit depósitos os poste posteriores riores a la válvula de alivio, se procedió a cerrar una válvula auxiliar, cuando ya se habían perdido por esa vía 120,000 litros de refrigerante del circuito primario. • 165 minut minutos os despu después és del comi comienzo enzo del pro problema blema se ac activaro tivaronn las alarm alarmas as por radiac radiación, ión, cuan cuando do el agua contaminada alcanzó los detectores. En ese momento los niveles de radiación en el líquido refr refrigerante igerante (agua) del primario era unas 300 veces mayor que los niveles esperados, y la central había sufrido ya una fuerte contaminación. • En sala de co control ntrol noera se bajo sabíayaun ue el nivel en ellacircuito primario que qque aproximadamente la mitad del núcleo estaba sin refrigeración. • Un gr grupo upo de tr trabaja abajadores dores tomó lectu lecturas ras manua manuales les de los termopares y obtuvo una muestra del agua del circuito primario. • A las ssiet ietee hora horass com comenz enzóó a inye inyecta ctarse rse aagua gua nueva al circuito primario y se abrió la válvula de reserva para reducir la presión. • Tras nueve horas esta estalló lló eell hid hidrógen rógenoo del interi interior or del reactor, pero la explosión pasó inadvertida. • A la lass die dieciséi ciséiss hor horas as llas as bbomba ombass de dell cir circuito cuito

Imagen del estado en el que quedó el núcleo del reactor después del accidente.

primario se pusieron en marcha y la temperatura del núcleo comenzó a bajar. • Una gran parte del nnúcleo úcleo ya ssee ha había bía derret derretido ido o vaporizado, y el sistema seguía siendo peligrosamente radiactivo. • Dur Durant antee la ssigu iguien iente te se seman manaa el va vapor por y eell hidrógeno fueron evacuados del reactor pasando por el recombinador, resultando aún más polémico al verterlos directamente a la atmósfera. Se estima que unos 2,5 millones de curios de gas radiactivo fueron emitidos debido al accidente.

 

Accidente de Three Mile Island

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Consecuencias Three Mile Island ha sido objeto de interés para los estudiosos del factor humano como ejemplo de cómo grupos de gente reaccionan y toman decisiones bajo tensión. Existe un consenso general en que el accidente fue agravado por las decisiones incorrectas tomadas por los operadores abrumados con la información, mucha de ella inaplicable e inútil. Como resultado del TMI, se cambió el entrenamiento de operadores de reactores nucleares. Antes, el entrenamiento se centraba en diagnosticar el problema subyacente. Después, el entrenamiento se ha venido centrando en reaccionar a la emergencia pasando a través de una lista de comprobación estandarizada para asegurarse de que la base está recibiendo bastante líquido refrigerador. Limpiar el reactor después del accidente necesitó de un proyecto difícil que duró más de 10 años. Comenzó en agosto de 1979 y no terminó oficialmente hasta diciembre de 1993, con un coste total de cerca de 975 millones de dólares. Entre 1985 y 1990 se eliminaron del sitio casi 100 toneladas de combustible radiactivo. Se reinició TMI-1 en 1985. Blaum, Fleming y Singer (1982) mostraron que las personas que vivían cerca del reactor nuclear de Three Mile Island exhibieron altos niveles de estrés después del accidente nuclear que ocurrió allí. También mostraron evidencia de una elevación en los niveles de presión sanguínea, un mayor número de infecciones de las vías respiratorias. Además, los sistemas inmunológicos de estas personas no funcionaban tan bien como deberían.

 El Síndrome de China (The China Syndrome) El accidente en la planta ocurrió pocos días después del lanzamiento de la película El Síndrome de China (The China Syndrome), que ofreció Jane Fonda como reportera de televisión en una estación en California. Jane está haciendo un reportaje sobre la energía nuclear y mientras está en la planta, casi tiene lugar un accidente. La película procura difundir al público lo inseguro de la planta. Durante una escena, habla con un experto de seguridad nuclear, que dice irónicamente que una fusión podría forzar la evacuación de la población en un área "del tamaño de Pensilvania". En otra ironía, el incidente ficticio en la película también ocurrió cuando los operadores de la planta interpretaron mal la cantidad de agua dentro de la base.

Notas [1] En este caso la palabra palabra "fusión" se refiere al cambio de estado estado de sólido a líq líquido. uido. El núcleo del reactor reactor se derritió parcialmente; no confundir con la fusión nuclear, proceso ajeno a todo lo tratado en este artículo [2] President's Commission Commission on the Accid Accident ent at Three Mile Island, Comisión Comisión presidencial presidencial para el accidente de Three Mile Mile Island: The need for  change, the legacy of TMI: report of the President's Commission on the Accident at Three Mile Island (Washington, D.C.: The Commission, 1979). Aka “Kemeny Commission report.” (http:/  / www.threemileisland.org) [3] NY Times. La La tasa de apariciones apariciones de cánceres es normal en las proximidad proximidades es de TMI. (http:/  / query.nytimes.com/ gst/ fullpage. html?res=9802E2DC1E3FF932A35752C1A9649C8B63) [4] Ver Foro de la Ind Industri ustriaa Nuclear Es Españo pañola la (http:/  (http:/  / www.nuclenor.org/ public/ otros/ Dossier de TMI marzo04-Documentación. marzo04-Documentación. pdf), pags. 7 y8  

 

 

 

 

 

Referencias Coordenadas: 40°9′12″N 76°43′31″W

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Reactor CANDU

Reactor CANDU Este artículo o sección necesita referencias que aparezcan en una publicación acreditada, como revistas especializadas, monografías, prensa diaria o páginas de Internet fidedignas. [1] Puedes añadirlas así o avisar al autor principal del artículo en su página de discusión pegando: {{subst:Aviso referencias|Reacto referencias|Reactorr CANDU}} ~~~~

El reactor CANDU es un reactor de agua pesada presurizada pr esurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro-Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así como varios participantes de la industria privada. El acrónimo "CANDU" es una marca registrada de Atomic Energy of Canada Limited, de la expresión "CANadá Deuterio Uranio", en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (agua pesada) y su utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía actuales del Canadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en el extranjero.

Características del diseño Los reactores CANDU tienen algunas características únicas de diseño, que les proporcionan ventajas sobre otros diseños de reactores: • CAN CANDU DU uutil tiliza iza com comoo co combu mbusti stible ble óxido de uranio natural no enriquecido (0,7% de U-235); en consecuencia, necesita un moderador de neutrones más eficiente que la mayoría de otros reactores  – en este caso el agua pesada (D2O), óxido de deuterio. Esto significa que puede funcionar sin necesidad de costosas Esquema de un reactor CANDU. instalaciones para el enriquecimiento de uranio. La mayoría de países menos desarrollados consideran que esto es atractivo porque no pueden permitirse instalaciones de enriquecimiento, y no pueden asegurarse el acceso al uranio enriquecido. El Tratado de no proliferación nuclear, que implementa un régimen de salvaguarda bajo los auspicios de la Agencia Internacional de la Energía Atómica, regula el acceso a materiales nucleares tales como el uranio enriquecido. • El m modera oderador dor eess un gran depós depósito, ito, llama llamado do ccalan alandria, dria, atraves atravesado ado por varios cientos de tubos de presión horizontales, que constituyen los canales para el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a gran presión en el circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del depósito evita la ebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el refrigerante primario genera en el circuito secundario una corriente que mueve las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se pueda repostar continuamente sin necesidad de apagarlo, puesto que los canales de combustible están controlados individualmente. • El CANDU es está tá diseña diseñado do de modo que no requi requiere ere grand grandes es recip recipiente ientess de presión presión,, puesto que los uti utilizad lizados os habitualmente en los reactores de agua ligera son extremadamente caros, y requieren una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá tampoco disponía de ella, y diseñó el reactor para no

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Reactor CANDU necesitarla. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos que contienen el combustible. Estos tubos están construidos de una aleación de circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones. • Un ensam ensamblaje blaje de com combusti bustible ble CAND CANDU U lo compone un haz de 37 bar barras ras de comb combustibl ustiblee de medio met metro ro de largo (grageas cerámicas (pellets) en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces discurriendo de punta a punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y un sistema secundario de apagado consiste en inyectar una solución de nitrato de gadolinio en el moderador. El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo de la calandria, también produce algún calor residual. • Puesto que el conju conjunto nto moder moderador ador del react reactor or se mantiene a temp temperatur eraturaa y presión relativ relativamen amente te bajas, el equip equipoo para controlar y actuar en el núcleo es bastante menos complejo. Sólo tiene que afrontar la alta radiación y el alto flujo de neutrones. En especial, las barras de control y el equipo de emergencia son más sencillos y más fiables que en otros tipos de reactores. • El reacto reactorr tiene el tiemp tiempoo más bajo de apag apagado ado que cual cualquier quier otro tip tipoo conoci conocido. do. Esto parc parcialme ialmente nte se debe en gran parte a que el reactor funciona a temperaturas y presión bajas. También se debe al sistema único de manejo del combustible. Los tubos de presión que contienen sus barras pueden abrirse individualmente, y cambiar las barras de combustible sin hacer que el reactor deje de funcionar. • Otra ventaja eess que el combustible utilizad utilizadoo es el más eficiente de los cconocidos. onocidos. Esto se debe al uso del agua pesada como regulador. La eficiencia también es mayor debido al mecanismo que permite repostar mientras sigue funcionando, pudiéndose situar los conjuntos de combustible en las partes más convenientes del núcleo del reactor, de acuerdo con sus cambios de reactividad. La mayoría de otros diseños de reactores necesitan insertar venenos degradables a fin de rebajar la alta reactividad que se produce a la carga inicial de nuevo combustible. Esto no es necesario en un CANDU. • Otra venta ventaja ja de dell sis sistema tema de ge gestión stión de ccombu ombust stible ible es que los re reactores actores pueden funcionar como si fueran de cultivo (breeder) de baja temperatura. CANDU funciona con mucha eficiencia debido a su buena economía de neutrones. Pueden generar combustible a partir de torio natural, cuando no se dispone de uranio. CANDU incluso es capaz de funcionar para “quemar” material previamente utilizado en armas nucleares (ci (ciclo clo del combustible MOX), haciéndolo menos reactivo, inútil para armas. Al mismo tiempo, convierte el material de graduación para armamento, de manejo relativamente fácil, en un residuo altamente radiactivo. Pruebas del ciclo del combustible también han incluido el ciclo de combustible "DUPIC", acrónimo de "direct use of spent PWR fuel in CANDU" (uso directo de combustible gastado de PWR en CANDU), en el que el combustible gastado de un reactor PWR es empaquetado en un haz de combustible CANDU con sólo un reprocesado físico (corte en trozos), pero sin reprocesado químico. En los casos en que los diseños de BWR requieren la reactividad asociada con combustible enriquecido el ciclo de combustible DUPIC es posible en un CANDU debido a la economía de neutrones que permite la baja reactividad del uranio natural y del combustible enriquecido gastado. • Despu Después és de que el diseñ diseñoo del CANDU clá clásico sico fue hom homologa ologado, do, se desa desarrolló rrolló un reac reactor tor exper experimen imental tal que utiliz utilizaa petróleo como refrigerante primario. El petróleo atravesaba un intercambiador de calor para calentar el vapor. Este reactor funcionó con éxito durante muchos años, y podía ser menos caro, más fiable e incluso más seguro que el reactor CANDU clásico debido a que el petróleo circulaba a presiones mucho más bajas que el vapor, y era menos corrosivo. Este fue el ahora cerrado Reactor 1 de Whiteshell o WR-1. Gentilly-1 también fue una versión experimental de CANDU utilizando agua en ebullición pero no obtuvo el éxito esperado. • Los CAND CANDU U tiene un pequ pequeño eño coefi coeficiente ciente nu nulo lo positi positivo vo que está ges gestionad tionadoo por sistem sistemas as de contro controll rápidos rápidos.. Esta característica complicó su licenciamiento en EE.UU., por lo cual Canadá no consigue aún vender una máquina CANDU a sus vecinos. • Para má máss infor informació maciónn sobre ddetalle etalless técni técnicos, cos, ve verr Web de CA CANTEA NTEACH CH [2]

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Reactor CANDU

Cronología El primer reactor tipo CANDU fue el Nuclear Power Demonstrator (NPD), en Rolphton, Ontario, como un diseño de prueba del concepto, y fue diseñado para producir una potencia de sólo 22 MWe, un valor de potencia muy pequeño para un reactor de producción comercial. Este reactor generó la primera electricidad generada por medios nucleares en Canadá, y funcionó con éxito desde 1962 hasta 1987.[3], [4] El segundo CANDU fue el reactor reac tor Douglas Point, una versión versión con más potencia tasada tasada   a cerca de 200 MWe y ubicado cerca de Kincardine, Ontario. Con alguna controversia, el proyecto Douglas Point se inició en 1959, incluso antes que el NPD, el prototipo CANDU, estuviera en desarrollo. Douglas Point entró en servicio en 1968 y funcionó hasta 1984. De modo único entre las plantas CANDU, Douglas Point incorporaba una ventana blindada a las radiaciones (rellena con aceite) que permitía observar el extremo este del reactor, incluso mientras el reactor estaba funcionando. El tipo Douglas Point se exportó a la India y Pakistán, y es la base de los productos nacionales de la India 'derivados de CANDU'. Douglas Point se planificó inicialmente para ser una planta de dos unidades, pero la segunda fue cancelada debido al éxito de las unidades mayores de 515 MWe de la Pickering Nuclear Generating Station. [5], [6] Los éxitos con el NPD llevaron a la decisión de construir la primera planta de multi-unidades en Pickering, Ontario. Pickering A está formada por las unidades 1 a 4, que entraron en servicio en 1971. Pickering B está formada por las unidades 5 a 8, que entraron en funcionamiento en 1983, proporcionando una capacidad para toda la planta de 4120 MWe. La planta está situada muy próxima a la ciudad de Toronto, a fin de reducir costes de transporte. La ubicación de la planta ha sido una preocupación para los activistas, que temen que supone un riesgo para Toronto si ocurriera un accidente y un escape radiactivo. Pickering A inició un descanso voluntario en 1997, como parte del plan de mejora hidronuclear de Ontario. Desde entonces las unidades 1 y 4 han vuelto a funcionar, aunque no sin considerable controversia referente a significativos excesos sobre los presupuestos, especialmente de la unidad 4. (La reactivación de la unidad 1 se realizó básicamente en el plazo y con el presupuesto previstos, si se tiene en cuenta los retrasos en el proyecto de arranque impuestos por el gobierno provincial de Ontario). En 2005 la Ontario Power Generation anunció que, contrariamente a lo previsto, no se realizaría la reactivación de las unidades 2 y 3 de Pickering A. La razón para este cambio de planes fue económica: la condición del material de estas unidades era mucho peor que las que habían existido en las unidades 1 y 4, en especial el estado de los generadores de vapor, por lo que los costes de la reactivación hubieran sido mucho más altos, y esto determinaba que la vuelta a funcionar de las unidades 2 y 3 era antieconómico. Un proyecto para el desmantelamiento de estas unidades está actualmente (2006) en las primeras fases de planificación.

Reactores CANDU en actividad Actualmente (2005) en el mundo hay 29 reactores CANDU en funcionamiento, además de 11 "Derivados de CANDU" en la India (estos reactores se desarrollaron a partir del diseño CANDU después de que la India hizo explotar una bomba nuclear y Canadá interrumpió sus negocios nucleares con ella). Los países en que están ubicados los reactores son: • • • • • • •

Canad Canadáá - 16 (+ (+22 en co construc nstrucción ción + +66 en de desman smantelam telamiento iento)) Co Core reaa del del Su Surr - 4 China - 2 India - 2 Argent Argentina ina - 1 (Ce (Central ntral N Nuclea uclearr Emba Embalse), lse), ( A Atucha tucha I y IIII son tipo PPHWR) HWR) Rumania - 3 Pakkistán - 1 Pa

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Reactor CANDU

Problemas económicos y políticos Una desventaja económica del diseño del reactor re actor CANDU es el es el coste inicial, por una sola vez, del agua pesada, a pesar de que esta penalización del alto coste de capital es normalmente compensada por el bajo coste de repostado de combustible comparado con otros modelos, ya que no requiere uranio enriquecido. Los reactores CANDU requieren la graduación más pura de agua pesada (superior al 99,75 % de pureza). Se requieren toneladas de este costoso material para llenar la calandria del CANDU y el sistema de transporte de calor. La alta pureza del agua pesada es cara porque el agua pesada casi no se puede distinguir, químicamente, del agua normal, y se presenta en concentraciones extremadamente bajas en el agua natural (alrededor de una parte por cada 7.000). El reactor de nueva generación, el reactor CANDU avanzado, también llamado "ACR" mitiga este inconveniente al tener un regulador de tamaño más pequeño y al no utilizar agua pesada en el sistema de transporte de calor (utiliza agua ligera como refrigerante). Un tema político con el reactor CANDU es la aseveración aseveraci ón de que su capacidad de repostar sin repostar  sin apagar también hace más fácil producir plutonio "de graduación para armas"; es decir, plutonio con una alta concentración de Pu-239 y bajas concentraciones de otros isótopos Pu. Todos los tipos de reactores comerciales producen plutonio como un subproducto natural de la fisión de uranio (una porción de este plutonio a continu ación ssufre ufre el mismo la fisión y contribuye significativamente al total de potencia de salida del reactor). El plutonio restante al descargar el combustible del reactor es normalmente de "graduación "graduación de reactor" reactor" (más bajo en abundancia relativa en Pu-239) lo que lo hace menos atractivo como material para fines bélicos. La aseveración, por tanto, es que el repostado sobre la marcha posible en los reactores CANDU, permite que el combustible se descargue después de períodos de irradiación breves, en los que el combustible gastado contendría niveles elevados de PU-239 comparado con el combustible gastado en los PWR/BWR, o en el del normal en el CANDU. No obstante, la capacidad para producir plutonio con tiempos de irradiación cortos no es única del tipo CANDU. Como con todos los reactores de energía, un mal uso de estas instalaciones no sería tan solo antieconómico en términos de producción de energía, si no fácilmente detectable con las salvaguardas internacionales establecidas. Es de mayor importancia, por tanto el requisito que todos los tipos de reactores estén salvaguardados a un nivel comparable y aceptable, como lo estime la comunidad internacional. En particular, Canadá firmó el Tratado de no proliferación nuclear, que exige a los estados su aceptación de no producir armas nucleares a fin de comprar modelos CANDU (los cuales están en uso o están siendo construidos en China, Corea del Sur, Argentina, India, Pakistán y Rumania). Todos los reactores CANDU están sujetos a las salvaguardas de la IAEA que asegura que cumplen con los niveles de no proliferación global de la agencia de las Naciones Unidas. La aceptación de las salvaguardas de ámbito total de la IAEA en una instalación CANDU hace muy difícil la descarga clandestina de combustible de bajo quemado adecuado para la producción bélica. No existen casos conocidos de combustible gastado de CANDU que haya sido desviado para un programa de armas. Existe un error frecuente de que el plutonio para la Operación Buda sonriente de las pruebas nucleares de la India fue producido con un modelo CANDU; de hecho, el plutonio fue producido por el reactor no salvaguardado CIRUS que está basado en el diseño NRX, un modelo de reactor canadiense distinto. La India tiene algunos reactores no salvaguardados basados en el modelo de reactor de agua pesada presurizada, utilizado para generar energía y del que algún combustible gastado del la planta de energía atómica de Madras (MAPS) fue reprocesado a plutonio en los últimos años 80. Aunque estos reactores podrían utilizarse, en principio, para la producción de plutonio, la India ha desarrollado autónomamente y construido el “reactor tipo pool” (Dhruva) que es una versión ampliada del tipo CIRUS diseñado para la producción de plutonio. Es este reactor el que se cree produjo el plutonio para las recientes pruebas nucleares de la India Operación Shakti.

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Reactor CANDU

Medidas que apuntan preocupaciones Las eficientes instalaciones CANDU son muy cuidadosas en el control de pérdidas de agua pesada de la calandria, y también separan el tritio del regulador para su venta en el mercado médico secundario. Algunas grandes instalaciones CANDU utilizan el sobrante de energía para hacer funcionar sus pequeñas plantas de separación de deuterio, para actualizar las existencias de agua pesada y reducir costes. La gran masa térmica de la fría calandria actúa como un mecanismo sustancial de seguridad. Si un conjunto de combustible se recalentara y fundiera, sería enfriada por un proceso de cambio de la geometría del reactor. Además, debido a la utilización de uranio natural como combustible, el reactor no podría mantener una reacción en cadena si se produjera una alteración en algún modo significativa, de la geometría del canal original. Tal como se ha citado arriba, al quemarlo como combustible, CANDU puede ciertamente convertir las existencias para armas, en plutonio no apto con posterioridad para su uso bélico. Atomic Energy of Canadá presentó una propuesta para actuar así al Departamento de Energía de Estados Unidos, el cual está actualmente (2005) siendo debatido por las agencias del gobierno y organizaciones no gubernamentales.

Véase también • En Ener ergí gíaa nu nucl clea earr en Cana Canadá dá • Lis Lista ta de rea reacto ctores res nuc nuclea leares res

Enlaces externos (en inglés): • • • • • • • • • •

Grup Grupoo pro propi piet etar ario io de C CAN ANDU DU [7] Hi Hist stor oria ia ddel el re reac acto torr CA CAND NDU U [8] Enseñ Enseñanza anza,, educ educación ación y bibli bibliografí ografíaa sobr sobree la te tecnolo cnología gía Ca Candu ndu [9] On Onta tari rioo Pow Power er G Gen ener erat atio ionn [10] Bruce PPoower [11] Ne New w Brun Brunsw swic ickk Powe Powerr [12] Hy Hydr droo Qu Queb ebec ec [13] Ato Atomic mic Ene Energy rgy of C Cana anada da L Limi imited ted [14] Can Canadi adian an Nu Nucle clear ar Saf Safety ety C Comm ommiss ission ion [15] Cana Canadi dian an N Nuc ucle lear ar So Soci ciet etyy [16]

• Can Canadi adian an Nuc Nuclea learr A Asso ssocia ciatio tionn [17] [18] • Cana Canadi dian an Nu Nucl clea earr FAQ FAQ Texto en cursiva

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Reactor CANDU

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Referencias [1] [1] [2] [2] [3] [3] [4] [4] [5] [5] [6] [6] [7] [7]

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Magnox Magnox es un tipo obsoleto de reactor de energía nuclear que, cuando funcionaba con un corto (antieconómico) ciclo de combustible, podía producir plutonio para armas nucleares. En total, en el Reino Unido, de donde era originario el diseño, se construyeron 11 plantas de energía con un total de 26 unidades. Además, se exportó una a Japón y otra a Italia. Corea del Norte también desarrolló sus propios reactores Magnox basados en el diseño del Reino Unido, lo que fue hecho público en una conferencia de Átomos para la Paz.

La primera planta de energía Magnox, Calder Hall, fue la primera planta de energía nuclear del mundo. La primera conexión a la red se produjo el 27 de agosto de 1956, y la planta fue inaugurada oficialmente por la Reina Elizabeth II el 17 de octubre de 1956. [1]. Cuando se cerró la planta el 31 de marzo de 2003, el primer reactor había estado en funcionamiento durante cerca de 47 años [2].

Diagrama esquemático de un reactor nuclear Magnox mostrando el flujo del gas. Obsérvese que el intercambiador de calor está en el exterior del escudo protector de la radiación de cemento. Se representa un antiguo diseño Magnox con un vaso de presión cilíndrico de acero.

No obstante, las dos primeras plantas (Calder Hall y Chapelcross) eran de propiedad inicialmente de la UKAEA y se utilizaron básicamente al principio para producir plutonio para uso militar, con dos cargas de combustible por año. [3]. Desde 1964 se utilizaron principalmente para ciclos de combustible comerciales, a pesar de que no fue hasta abril de 1995 que el gobierno del Reino Unido anunció que toda la producción de plutonio con finalidad militar había cesado. [4]. Las posteriores y mayores unidades fueron propiedad de CEGB y funcionaron en ciclos de combustible comerciales. En 2005, cuatro plantas de energía Magnox siguen funcionando en el Reino Unido y se tiene previsto su cierre para el año 2010. Magnox es también el nombre de una aleación  — básicamente de magnesio con pequeñas cantidades de aluminio y

otros metales — utilizada en la cobertura de combustible de uranio no enriquecido con una cubierta inoxidable para contener productos de fisión.

 

Magnox Magnox es una aleación de Magnesio no oxidable. Este material tiene la ventaja de una baja captura de neutrones en sección cruzada, pero tiene dos importantes inconvenientes:

• Limit Limitaa la temper temperatura atura má máxima, xima, y en cons consecuen ecuencia cia la efici eficiencia encia tér térmica mica,, de la planta. • Reacc Reacciona iona con el agua agua,, impidie impidiendo ndo el almac almacenaje enaje a largo pl plazo azo bajo el agua de dell combus combustible tible gas gastado. tado. El combustible Magnox incorpora aletas de refrigeración para proporcionar la máxima transferencia de ca lor a pesar de las bajas temperaturas de funcionamiento, lo que lo hace caro de producir. Aunque la utilización de metal de uranio en lugar de óxido hace el reprocesado más directo y por tanto más barato, la necesidad de realizar el reprocesado del combustible en un corto período de tiempo después de su retirada del reactor supone que los riesgos de fisión del producto sean graves. Se requieren costosas instalaciones remotas de manipulación para controlar este peligro. La expresión magnox también puede hacer referencia a: • Tres reactores en Corea de dell Norte, todos ellos basados en los diseños desclas desclasificados ificados de los reactores Magnox de Calder Hall: • Un peque pequeño ño react reactor or exper experiment imental al de 5 MWe en Yo Yongbyo ngbyon, n, que func funcionó ionó de 198 19866 a 1994, y volv volvió ió a funcio funcionar nar en 2003. El plutonio procedente del combustible gastado de este reactor ha sido utilizado en el programa de armas nucleares de Corea del Norte. • Un reacto reactorr de 50 MWe, tambi también én en Yongby Yongbyon, on, cuya con construcc strucción ión se inició en 198 19855 pero que nunca se fin finalizó alizó debido al Acuerdo marco de 1994 entre Corea del Norte y Estados Unidos. • Un react reactor or de 200 MWe eenn Taech Taechon, on, la cons construcci trucción ón del cua cuall se interr interrumpió umpió en 11994. 994. • Nueve reac reactores tores de energ energía ía UNGG constr construidos uidos en Franc Francia, ia, que ahora se encue encuentran ntran apa apagados gados perm permanent anentemen emente. te. Estos eran reactores de grafito refrigerados por dióxido de carbono con combustible de metal de uranio natural, muy similares al diseño de los reactores Magnox británicos, excepto que la cobertura era de aleación de magnesio-zirconio. La denominación aceptada para toda esta primera generación de reactores refrigerados por dióxido de carbono y moderados por grafito, incluyendo el Magnox y el UNGG, es GCR de la expresión inglesa Gas cooled reactor (reactor refrigerado por gas). El Magnox fue sustituido en el programa británico de plantas nucleares por el Reactor avanzado refrigerado por gas (Advanced gas-cooled reactor) o AGR, que se derivó del mismo. Una característica clave de los AGR es la sustitución de la cobertura de magnox para permitir mayores temperaturas y mayor eficiencia térmica. La cobertura de acero inoxidable fue la adoptada tras probarse y desecharse muchas otras aleaciones.

Descripción general Los reactores magnox están refrigerados por dióxido de carbono presurizado y son moderados por grafito. Utilizan como combustible uranio natural, es decir no enriquecido, y una aleación de magnox para la cobertura. El diseño fue refinado de forma continuada, y muy pocas unidades son idénticas. Los primeros reactores tenían recipientes de acero presurizados, mientras que las últimas unidades (Oldbury y Wylfa) son de cemento  reforzado; algunas tienen una forma cilíndrica, pero la mayoría de ellos son esféricos. La presión de trabajo oscila ente los 6,9 a 19,35 bar para los recipientes de presión de acero, y los dos diseños en cemento reforzado funcionan a 24,8 y 27 bar. Ninguna compañía de construcción británica en su momento era lo suficientemente grande para construir todas las plantas nucleares, por lo que su realización se llevó a cargo por diversos consorcios en competición, de tal modo que ello añadió diferencias entre las plantas. El repostado del combustible sobre la marcha era una parte esencial económicamente del diseño, al maximizar la disponibilidad de la planta de energía por eliminación de los tiempos de parada en el repostaje. Esto fue particularmente importante para Magnox ya que el combustible no enriquecido tiene un punto de ignición bajo, lo que requiere cambios de combustible más frecuentes que en la mayoría de los reactores de uranio enriquecido.

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Magnox Los reactores Magnox tienen un considerable grado de seguridad inherente debido a su robusto diseño, baja densidad de energía, y la refrigeración por gas. Por ello no requieren ni poseen instalaciones de segunda contención. Los accidentes de pérdida de refrigerante  –considerados c  onsiderados en el diseño — no hubieran causado fallos a gran escala de combustible, ya que la cobertura Magnox hubiera retenido la mayor parte del material radiactivo, siempre que el reactor fuera apagado rápidamente. Como el refrigerante ya es un gas, la presión que puede ocasionar una explosión que se produzca en un proceso de ebullición no es un riesgo, como el que sucedió en la catastrófica explosión de vapor en el accidente de Chernóbil. En los más viejos diseños de rrecipien ecipiente te de presión de acero, los hervidores y conductos de gas están fuera del escudo biológico de cemento. cemento. En cconsecuencia, onsecuencia, este dise diseño ño emite emite una  una cantidad significativa de radiación gamma y radiación de neutrones, definida como "shine" (brillo) directo. Por ejemplo, las personas más expuestas que vivían cerca del reactor Magnox de la Planta de energía de Dungeness en 2002 [5] recibieron 0,56 mSv, por encima de la mitad de la dosis de radiación máxima recomendada por la Comisión Internacional de Protección Radiológica, sólo del "shine" directo. Las dosis de los reactores de Oldbury y Wylfa, que tienen recipientes de presión de cemento que encapsulan todo el circuito de gas, son mucho más bajas.

Desinstalación La Nuclear Decommissioning Authority, United Kingdom (NDA) es la responsable de la desinstalación de las plantas de energía Magnox en el Reino Unido con un coste estimado de £12,6 mil millones. Hay un debate actualmente sobre si la estrategia de desinstalación que debe adoptarse ha ser a 25 ó 100 años. Además la planta de la BNFL de Sellafield que, entre otras actividades, tiene la del reprocesamiento de combustible gastado Magnox en su planta de B205, tiene un coste estimado de desinstalación de £31,5 mil millones. El combustible Magnox se produce en Springfields cerca de Preston; el coste estimado de desinstalación es de £371 millones. El coste total de desinstalar las actividades Magnox muy posiblemente excede los £2 mil millones, con una media de alrededor de £2 mil millones por emplazamiento de reactor productivo. Calder Hall se inauguró en 1956 como la primera planta de energía nuclear comercial del mundo, y es una parte significativa de la herencia industrial del Reino Unido. La NDA está considerando preservar el Reactor 1 de Calder Hall como un museo.

Lista de reactores Magnox en el Reino Unido • Calde Calderr Hall cerca de Whi Whitehav tehaven, en, Cumb Cumbria ria - 4 unidades de 50 MWe ca cada da una, cone conectada ctada a la red por prim primera era vez en 1956, apagadas en 2003 • Chape Chapelcros lcrosss cerca de Anna Annan, n, Dumfri Dumfriessh esshire, ire, 4 unidad unidades es de 50 MWe cada una una,, primera co conexió nexiónn a red en 1959, apagadas en 2003 • Berke Berkeley ley en Glouc Gloucesters estershire, hire, 2 unida unidades des de 138 MWe cad cadaa una, prime primera ra conexi conexión ón a red en 1962, apaga apagadas das en 1989. • Bradw Bradwell ell cerca de Sou Southmin thminster, ster, Es Essex, sex, 2 unida unidades des de 121 MWe cad cadaa una, prime primera ra conexi conexión ón a la red 1962, apagadas en 2002. • Hunter Hunterston ston "A" ent entre re West Kilb Kilbride ride y Fairlie Fairlie,, Ayrshir Ayrshiree 2 unidades de 160 MW MWee cada una, pri primera mera con conexión exión a la red en 1964, apagadas en 1990. • Hinkle Hinkleyy Point cerca de Br Bridgwat idgwater, er, Some Somerset, rset, 2 unida unidades des de 235 MWe cad cadaa una, prime primera ra conex conexión ión a la red en 1965, apagadas en 1999. • Traws Trawsfynyd fynyddd en Gwynedd Gwynedd,, 2 unidades de 195 MW MWee cada una, primera primera cone conexión xión a la red en 1965, apag apagadas adas en 1991. • Dunge Dungeness ness "A "A"" en Kent, 2 unid unidades ades de 21 2199 MWe cada uuna, na, prim primera era con conexión exión a la red eenn 1966. • Sizewe Sizewell ll "A" cerca de Lei Leiston, ston, Suf Suffolk, folk, 2 unida unidades des de 210 MWe cad cadaa una, prime primera ra conex conexión ión a la red en 1966.

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Magnox

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• Oldbur Oldburyy cerca de Thor Thornbury, nbury, Sou South th Glouce Gloucesters stershire, hire, 2 unida unidades des de 217 MWe cad cadaa una, prime primera ra conexi conexión ón a la red en 1968, planinficado su apagado para el 2008. • Wylfa en An Anglese glesey, y, 2 unidad unidades es de 490 MW MWee cada una una,, primer primeraa conex conexión ión a la red en 197 19711

Reactores Magnox exportados por el Reino Unido • Latin Latina, a, Italia, 1 unid unidad ad de 160 MWe, prim primera era cone conexión xión a la red en 1963, apag apagada ada en 1987 com comoo consec consecuencia uencia de dell Referéndum italiano sobre energía nuclear • Tokai Tokaimura mura (o To Tokai), kai), Ja Japón, pón, 1 unid unidad ad de 166 MW MWe, e, prime primera ra cone conexión xión a la red en 19 1966, 66, apag apagada ada en 199 19988

Véase también • Lis Lista ta de rea reacto ctores res nuc nuclea leares res

Enlaces externos (en inglés): • Nuc Nuclea learr Site Sitess Stak Stakeho eholde lderr Infor Informa matio tionn [6]  – Visión general de cada planta de energía Magnox, facilitada por el British Nuclear Group • Ma Magn gnox ox Safe Safety ty Revi Review ewss [7]  – Inspección de Instalaciones Nucleares. • Ver Vertid tidoo del co combu mbusti stible ble M Magn agnox ox gas gastad tadoo [8] - BNFL • Exper Experiencia iencia del fun funciona cionamien miento to del rreacto eactorr Magn Magnox ox de L Latina atina [9] - Ente Nazionale per l'Energía Elettrica [10] • Diseñ Diseñoo de eleme elementos ntos del comb combustibl ustiblee M Magnox agnox • Empie Empiezan zan los trab trabajos ajos de limp limpieza ieza de los est estanque anquess de refriger refrigeración ación Ma Magnox gnox de Sella Sellafield field [11]  – Ingeniería Nuclear Internacional. • Biblio Biblioteca teca ddee depó depósito sito ddee imá imágenes genes del Br British itish Nucle Nuclear ar Grou Groupp [12]  – Una amplia colección de fotografías interiores y exteriores de todas las planta de energía nuclear Magnox en el Reino Unido.

Referencias [1] [1] http http:/  :/   / www.bnfl.com/ index.aspx?page=413 [2] [2] http http:/  :/   / www.guardian.co.uk/ nuclear/ article/ 0,2763,918724,00. html [3] [3] http http:/  :/   / www.nautilus.org/ archives/ pub/ ftp/ napsnet/ papers/ hayes1193.txt [4] [4] http http:/  :/   / www.mod. uk/ publications/ nuclear_weapons/ accounting.htm [5] [5] http http:/  :/   / www.bnfl.com/ dischargesreport2002/ 121. htm#p139 [6] [6] http http:/  :/   / www.nuclearsites.co.uk [7] [7] http http:/  :/   / www.hse.gov. uk/ nuclear/ magnox. pdf  [8] [8] http http:/  :/   / www.defra.gov. uk/ rwmac/ reports/ reprocess/ 16.htm [9] [9] http http:/  :/   / www.iaea.org/ inis/ aws/ htgr/ abstracts_c/ abst_iwggcr19_17.html [10] [10] http http:/  :/   / www.atomicinsights.com/  jan96/ Magnox. html [11] [11] http http:/  :/   / www.neimagazine.com/ story.asp?sectionCode=132&storyCode=2032396 [12] [12] http http:/  :/   / magnox.info  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Reactor de agua a presión

Reactor de agua a presión Este artículo o sección necesita referencias que aparezcan en una publicación acreditada, como revistas especializadas, monografías, prensa diaria o páginas de Internet fidedignas. [1] Puedes añadirlas así o avisar al autor principal del artículo en su página de discusión pegando: {{subst:Aviso referencias|Reacto referencias|Reactorr de agua a presión}} ~~~~

Un reactor de agua a presión (por sus siglas en inglés PWR:  Pressurized Water   Reactor ), ), es un tipo de reactor nuclear que usa agua como refrigerante y moderador de neutrones. En un PWR, el circuito primario de refrigeración está presurizado con el fin de evitar que el agua alcance su punto de ebullición, de aquí el nombre de este tipo de reactores. El PWR es uno de los tipos de reactores más utilizados a nivel mundial. Hay más de 230 reactores tipo PWR en uso para la generación de energía eléctrica (los PWR producen típicamente entre 900 y Maqueta de una central nuclear tipo PWR. 1500 MWe), y varios cientos más que se usan para propulsión naval. El PWR fue diseñado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory para ser utilizado como planta de energía en un submarino nuclear. También, algunos PWR pequeños han sido utilizados para calefacción en regiones polares (ver Army Nuclear Power Program).

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Reactor de agua a presión

Resumen La figura a la derecha muestra un esquema de un reactor tipo PWR. En un PWR (y en la mayoría de los reactores nucleares de potencia), el combustible nuclear (C) calienta el agua primario entregando calor del por circuito conducción térmica a través de la vaina que contiene al combustible. El agua calentada por el combustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de intercambiador de calor llamado generador de vapor (B), en donde el calor del agua del circuito primario se transfiere hacia el agua del circuito secundario para convertirla en vapor. La transferencia de calor se lleva a cabo sin que el agua de los circuitos primario y el secundario se mezclen ya que el agua del circuito primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario no lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina (T) que a su vez mueve un generador eléctrico (G). En submarinos nucleares la electricidad se utiliza para alimentar una máquina eléctrica que se utiliza para la propulsión del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador eléctrico está conectado a la red de distribución eléctrica. Tras pasar por la turbina, el vapor se enfría en un condensador (K) donde se tiene nuevamente agua líquida que es bombeada (P2) nuevamente hacia el generador de vapor. El condensador es enfriado por un tercer circuito de agua llamado circuito terciario. Se tienen dos características distintivas de los l os reactores de agua presurizada (PWR): • En un PWR, hay tres cir circuito cuitoss de refriger refrigeración ación (pri (primario mario,, secund secundario ario y tercia terciario), rio), que uti utilizan lizan agu aguaa ordinar ordinaria ia (también llamada agua ligera, en el ámbito de la ingeniería nuclear). En cambio, en un reactor de agua en ebullición (BWR) hay dos circuitos. También hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rápidos que utilizan otras sustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeración. • La presión en el circuito primario es típicamente de 16 MPa, que es un unaa presión nota notablemente blemente más alta que eenn otros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, la temperatura de ebullición del agua se aumenta a un valor tal que se garantiza que el agua del circuito primario no se evapore durante la operación normal del reactor. En cambio, en un BWR el agua del primario no está tan presurizada y una fracción en torno al 15% se convierte en vapor en el núcleo del reactor. En algunos diseños este vapor es el que se utiliza directamente para mover la turbina, eliminando la necesidad de utilizar un generador de vapor.

Características de Diseño de los reactores tipo PWR Refrigerante En reactores tipo PWR se utiliza agua ordinaria como refrigerante. El agua alcanza temperaturas del orden de los 315 °C (~600 °F). El agua permanece fundamentalmente en fase líquida (si bien hay ebullición nucleada en la zona del núcleo) debido a la alta presión a la que funciona el circuito primario (usualmente alrededor de los 16 MPa/150 atm). El agua del primario se utiliza para calentar el agua del circuito secundario que se convierte en vapor saturado en el

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Reactor de agua a presión generador de vapor para ser usado en la turbina (en la mayoría de los diseños la presión del secundario es de 60 atm y la temperatura del vapor es de 275 °C).

Moderador Los reactores PWR, como todos los diseños de reactores térmicos, requieren que los neutrones rápidos producidos por las fisiones en el combustible del rector pierdan energía, esto es, disminuyan su velocidad (a este proceso se lo denomina moderación) con el fin de poder mantener la reacción en cadena. Dado que la masa de núcleos de hidrógeno que se encuentran en una molécula de agua es parecida (en realidad es algo mayor) a la masa de un neutrón, los neutrones van perdiendo velocidad a medida que chocan con las moléculas de agua. El efecto de moderación será mayor en la medida que la densidad del agua sea mayor (ya que al haber mayor cantidad de moléculas de agua por unidad de volumen, entonces mayor será la probabilidad de que un neutrón choque con una molécula). En los PWR el agua que se usa como refrigerante, también actúa como material moderador. El uso de agua como moderador es una importante característica de seguridad de los reactores PWR, ya que, en caso de un incremento en la temperatura del moderador (por ejemplo, durante una subida incontrolada de la potencia del reactor), la densidad del agua disminuye, reduciendo el efecto de moderación y por lo tanto, reduciendo la probabilidad de que los neutrones rápidos pierdan velocidad y alcancen la velocidad necesaria para inducir una nueva fisión (y por lo tanto resultando en una reducción de la potencia del reactor). Este efecto hace que los reactores PWR sean muy estables.

Combustible El combustible que se utiliza en reactores PWR es un óxido de uranio, donde el uranio se encuentra enriquecido en 235U en valores que van de 2 a 4%. Tras su enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO2) en polvo se cuece a alta temperatura en un horno Elemento Combustible de reactor PWR. Diseñado y construido por Babcock and de sinterizado para poder endurecer el Wilcox. material y permitir la fabricación de pastillas (en inglés,  pellets) de dióxido de uranio enriquecido. Estos  pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el  pellet y la vaina). Estas vainas de combustible así terminadas se agrupan en elementos combustibles que son utilizados para formar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y el núcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100 toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles son bloques de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elemento combustible tiene alrededor de 4 m de longitud.

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Control La potencia del reactor en PWR comerciales y militares se controla normalmente variando la concentración de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. El boro es un absorbente de neutrones muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neutrones en el reactor. Además el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba en los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las operaciones de arranque y apagado del reactor. En contraste, los reactores tipo BWR no usan boro disuelto en el refrigerante primario para el control de la potencia del reactor sino que se realiza regulando el caudal de refrigerante. Esta es una ventaja de los BWR en relación a otros reactores ya que el ácido bórico es muy corrosivo y además no se requiere de un sistema que se encargue de regular la concentración de este Recipiente de Presión de un reactor PWR absorbente. Sin embargo, la mayoría de los reactores BWR comerciales incluyen un sistema de apagado de emergencia basado en la inyección de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. Por su parte, los reactores tipo CANDU también utilizan ácido bórico como sistema redundante para el apagado del reactor. En el caso de reactores navales, la potencia se regula por medio de barras de control.

Salvaguardias Tecnológicas El Sistema de Inyección de Seguridad, SIS Actúa cuando se produce un LOCA (Loss of Coolant Accident) inyectando agua borada en el reactor para evitar el aumento de temperatura en las vainas de combustible. Consta de tres fases:

a) Inyección pasiva de los acumuladores: El agua borada está almacenada a unos 45 bares en unos tanques, de los cuales hay uno por cada lazo. El agua está retenida gracias a unas válvulas que se abren si la presión en los taques es mayor que en el sistema de refrigeración primario. Al producirse el LOCA, provocará una despresurización en el primario y las válvulas se abrirán, inyectando el agua borada en la rama fría del SRR (Sistema de Refrigeración del Reactor). Esto proporciona un enfriamiento rápido del núcleo cuando se producen grandes roturas. b) Inyección de seguridad activa: Esta fase se realiza mediante 2 sistemas, el sistema de baja presión, SBP, y el de alta, SAP: El SBP inyecta agua borada en el SRR en el caso de roturas grandes. Se compone de 2 ó 3 trenes de almacenamiento del agua de recarga. El SAP inyecta agua en el caso de roturas pequeñas, en las que la pérdida de carga y presión es lenta. La inyección activa se acciona cuando varios elementos de la instrumentación electrónica detectan baja presión en el presionador, aumento de la presión de la contención, enfriamiento excesivo del refrigerante, o en una de las líneas de vapor.

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Reactor de agua a presión c) Cuando el nivel del Tanque de Almacenamiento del Agua de Recarga cae a un cierto nivel, las bombas ya no succionan del mismo sino del sumidero del recinto de contención, y entonces la segunda fase del SIS termina. Comienza entonces la recirculación del agua a través de las ramas calientes de los lazos principales de refrigeración para evitar así la ebullición del agua en el núcleo y la consiguiente deposición de boro en las vainas.

Ventajas • Los reac reactores tores tip tipoo PWR son muy esta estables bles deb debido ido a su tendenc tendencia ia a reducir su pot potencia encia ant antee increm incrementos entos de temperatura, esto ayuda a reducir la posibilidad de perder el control de la reacción en cadena. • Los PWR pueden ser operados con un núcleo qque ue contiene m menos enos material fisible que el necesario para alcanzar la condición de criticidad con neutrones instantáneos (en inglés, prompt critical). Esto reduce la posibilidad de que el reactor tenga una subida incontrolada de la potencia y es una de las características de seguridad de los PWR. • Puede ver verse se tambi también én como ven ventaja taja el hech hechoo de que al utilizar ura uranio nio enriq enriquecid uecidoo como comb combustib ustible, le, los PWR pueden utilizar agua ordinaria como moderador en lugar de necesitar agua pesada cuya producción es costosa. Nota: esta ventaja es relativa, ya que el proceso de enriquecimiento de uranio también es un proceso costoso (ver también desventajas).

Desventajas • líquida El aguaade del l sistema refrigerante primario tie tiene ne que se serrpone presurizado a altas presiones el agua las temperaturas de trabajo tr abajo del reactor. Esto requerimientos exigentespara sobremantener las cañerías y el en fase recipiente de presión del reactor y por lo tanto incrementa los costos de construcción. También eso incrementa el riesgo ante un accidente con pérdida de refrigerante del sistema primario. • Los PWR no pueden ccambiar ambiar el combustible gasta gastado do mientras están operando. Esto limita la eficiencia del reactor y también implica que tiene que salir de operación por periodos más largos que otros tipos de centrales nucleares. • El agua cali caliente ente del prim primario ario con áci ácido do bórico dis disuelto uelto es cor corrosivo rosivo pa para ra el acero inox inoxidable idable,, causan causando do que los productos de corrosión (que son radiactivos) circulen por el circuito primario. Esto limita la vida útil del reactor y además requiere de sistemas especiales para el filtrado de los productos de corrosión, lo cual incrementa el costo del reactor. • El agua ordin ordinaria aria es más ab absorbe sorbente nte de neutr neutrones ones que el agua pe pesada sada.. Por lo tanto al utiliza utilizarr agua ordina ordinaria ria como moderador es necesario utilizar uranio enriquecido como combustible, lo cual incrementa el costo del combustible. En el caso de los reactores que usan agua pesada, es posible utilizar uranio natural como combustible, pero el costo en este caso está en la producción del agua pesada. • Dado que el agua ac actúa túa como m moderad oderador or de neutron neutrones, es, no es posib posible le constr construir uir un reacto reactorr rápido con un dise diseño ño de PWR. Por esta razón no es posible construir un reactor rápido reproductor que utilice agua como refrigerante. Sin embargo es posible construir un reactor r eactor reproductor térmico utilizando agua pesada.

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Diseños Avanzados de reactores tipo PWR • Eur Europe opean an Pr Press essuri urized zed R Reac eactor tor (E (EPR) PR).. • Westi Westinghous nghousee Adv Advanced anced Pass Passive ive 10 1000 00 (A (AP1000) P1000),, en iinglés nglés..

Véase también • Lis Lista ta de rreac eactore toress tip tipoo PWR PWR,, en in inglé glés. s. • • • • • •

BWR Re Reac acto torr nucl nuclea earr Ce Cent ntra rall nucl nuclea earr En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr Comb Combus usti tibl blee nucl nuclea earr MOX

Referencias [1] [1] http http:/  :/   / en.wikipedia.org/ wiki/ Reactor_de_agu Reactor_de_agua_a_presi%C3%B3 a_a_presi%C3%B3n?action=history n?action=history  

 

 

 

 

 

Reactor de agua en ebullición Este artículo o sección necesita referencias que aparezcan en una publicación acreditada, como revistas especializadas, monografías, prensa diaria o páginas de Internet fidedignas. [1] Puedes añadirlas así o avisar al autor principal del artículo en su página de discusión pegando: {{subst:Aviso referencias|Reacto referencias|Reactorr de agua en ebullición}} ~~~~

Un reactor de agua en ebullición (BWR) (ing: Boiling Water Reactor ), ), es un tipo de reactor nuclear de agua ligera (LWR en inglés), diseñado por General Electric a mediados de la década de los cincuenta, y en el que el agua común se utiliza como refrigerante y moderador. Ésta alcanza la ebullición en el núcleo, formando vapor que se utiliza para impulsar la turbina que mueve el generador eléctrico.

 

Reactor de agua en ebullición

Funcionamiento En un reactor del tipo BWR sólo se utiliza un circuito en el cual el combustible nuclear (2) hace hervir el agua produciendo vapor. Este último asciende hacia una serie de separadores ydelsecadores lo separan reduciendo del caudal agua de que refrigeración, el contenido de humedad del vapor, lo cual aumenta la calidad de éste. El vapor seco fluye entonces en dirección a la turbina (8,9) que mueve el generador eléctrico (10). Tras esto el vapor que sale de la turbina pasa por Esquema de funcionamiento de un BWR. 1 = Vasija del reactor; 2 = Elemento fisil; 3 = un condensador (12) que lo enfría Barras de control; 4 = Bombas de circulación; 5 = Motores de las barras de control; 6 = obteniéndose nuevamente agua liquida, Vapor; 7 = Entrada de agua; 8 = Turbina de alta presión; 9 = Turbina de baja presión; 10 la cual es impulsada mediante bombas = Generador eléctrico; 11 = Excitador del generador eléctrico; 12 = Condensador de vapor; 13 = Agua fria para el condensador; 14 = Precalentador; 15 = Bomba de (15) de nuevo hacia el interior de la circulación de agua; 16 = Bomba de agua fria del condensador; 17 = Camara de vasija (1) que contiene el núcleo. Dado hormigón; 18 = Conexión a la red eléctrica que el vapor fluye desde el reactor, éste se comporta como una máquina térmica convencional, pudiendo existir asociadas otras partes como separadores de humedad adicionales (denominados en inglés MSR) entre la turbina y el condensador que aumenten la eficiencia de la máquina.

Control La potencia del reactor se controla mediante dos métodos: Control por barras de control (3)

Variar la posición (retirando o introduciendo) de las barras de control es el método común de control de la potencia cuando se arranca el reactor y cuando se trabaja hasta el 70% de la potencia del reactor. A medida que las barras de control reduce la absorción de alneutrones las mismas, aumentando en absorción el combustible. Por tanto aumentaselaretiran, potenciasedel reactor. En cambio, introducirenbarras de control, aumenta la de neutrones en éstas y disminuye en el combustible de forma que se reduce la potencia en el reactor. Control por flujo de agua

Variar (aumentando o disminuyendo) el f llujo ujo de aagua gua a través del núcleo es el método de control más habitual cuando se está operando la central entre el 70% y el 100% de la potencia del reactor. A medida que se aumenta el flujo de agua a través del núcleo, las burbujas de vapor ("cavidades") se eliminan más rápidamente del núcleo, aumenta por tanto la cantidad de agua líquida en el núcleo, con lo que a su vez aumenta la moderación de neutrones. Esto significa que habrá más neutrones que se ralentizan pudiendo ser absorbidos por el combustible fisil y, en consecuencia, aumentará la potencia del reactor. Cuando disminuye el flujo de agua a través del núcleo se produce el proceso inverso: las cavidades de vapor se mantienen más tiempo en el núcleo, la cantidad de agua liquida en el núcleo disminuye, decrece la moderación de neutrones, con lo que son menos los neutrones que se ralentizan y son absorbidos por el combustible, y por tanto se reduce la potencia del reactor. Esta es una característica muy relevante del diseño de los BWR para la seguridad nuclear dado que, en general, un aumento incontrolado de la potencia del reactor da lugar a una mayor ebullición de agua y por tanto una disminución de la potencia del reactor, que puede

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llegar a su apagado.

Diseño El circuito agua/vapor se encuentra a una presión de unas 75 atmósferas, y por ello el agua hierve en el núcleo a una temperatura de alrededor de 285 °C. Dicha presión es relativamente baja, en comparación con la de los reactores de tipo PWR. El reactor está diseñado para operar con un 12-15% de agua en la parte alta del núcleo en forma de vapor, dando como resultado una menor moderación, menor eficiencia de los neutrones y menor densidad de potencia que en la parte baja del núcleo. En cambio, en el caso de un reactor de agua a presión (PWR) apenas se permite la ebullición debido a la alta presión mantenida en su circuito primario (aproximadamente 158 veces la presión atmosférica). Debido a que el agua que atraviesa el núcleo de un reactor está siempre contaminada con rastros de radioisótopos, se requiere que la turbina este blindada durante su funcionamiento normal, y resulta también necesaria protección radiológica durante los trabajos de mantenimiento. El aumento del coste relacionado con el funcionamiento y el mantenimiento de un BWR se compensa con un diseño más sencillo y una eficiencia térmica mayor que la de un PWR. La mayor parte de la radiactividad contenida en el agua del circuito primario tiene una vida corta (en su mayoría es 16N con una vida media de 7 segundos), por lo tanto se puede entrar en la sala de la turbina poco tiempo después de haber detenido el reactor. En un BWR moderno cada elemento combustible consta de entre 74 y 100 barras de combustible, y hay más de 800 de estos elementos en el núcleo del reactor, sumando un total de aproximadamente 140 toneladas de uranio. El número de elementos combustibles en un reactor en concreto depende de la potencia a generar, el tamaño del núcleo y la densidad de potencia que se proyecte para dicho reactor.

Elemento Combustible.

En los BWR las barras de control se han de introducir desde la zona inferior de la vasija del reactor. Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continúa generando calor debido a la radiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario de lo que ocurre en el PWR, que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de la proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para que ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante.

 

Reactor de agua en ebullición

Ventajas • La vasija del reactor y sus compon componentes entes asociados operan a una presión nnotablemente otablemente baja (alrededor de 75 veces la presión atmosférica) en comparación con un PWR (unas 158 veces la presión atmosférica). • La vasij vasijaa del reactor es está tá some sometida tida a una irradi irradiación ación not notablem ablemente ente men menor or en compa comparación ración co conn un PWR, y por tanto no se vuelve tan frágil con la edad. • Opera con una tempe temperatura ratura del co combus mbustible tible nnuclea uclearr men menor. or. • El rendim rendimiento iento de est estee tipo de reacto reactorr es ligeram ligeramente ente sup superior erior al de los reac reactores tores PWR de debido bido a la elimin eliminación ación del intercambiador de calor entre los circuitos primario y secundario que necesita este último. • El reactor tiene un coeficiente de realimentación de potencia negativo fuertem fuertemente ente dominado por el coeficiente de realimentación por vacío (fracción de vapor en el reactor). Esto resulta en una característica de seguridad intrínseca de este tipo de reactores donde un evento que resultara en un incremento de potencia en el reactor resultaría en un aumento de la proporción de vapor en el reactor. Debido al coeficiente de vacío negativo, esto resultaría en una tendencia a reducir la potencia del reactor. Esta característica, sumada al coeficiente de realimentación por temperatura que también es negativo hace que los BWR sean reactores muy estables y controlables.

Desventajas • Cálculos operac operacionales ionales com complejos plejos para manejar eell uso del comb combustible ustible nuclear en los elementos combustibles durante la producción de energía debido al flujo bifásico (líquido y vapor) en la zona superior del núcleo (apenas un problema con los ordenadores modernos), y son necesarios más instrumentos en el interior del núcleo. • Requi Requiere ere de una vasij vasijaa de presión mu mucho cho más gra grande nde que la de un PWR de simi similar lar potenc potencia, ia, lo cual redu redunda nda en un mayor coste. (No obstante, los costes totales se ven reducidos debido a que los BWR modernos no poseen generadores de vapor y sus tuberías asociadas) • Conta Contaminac minación ión de la turbin turbinaa por product productos os de fisión (no es un prob problema lema con la mo moderna derna tec tecnolog nología ía de combustibles) • Es neces necesaria aria prote protección cción y cont controlar rolar el acc acceso eso a las turbin turbinas as de vapor dura durante nte su funci funcionami onamiento ento norm normal al debido a los niveles de radiación provenientes del vapor, el cual entra directamente desde el núcleo del reactor. Además, se han de tomar precauciones adicionales durante las tareas de mantenimiento de la turbina en comparación con los PWR. • Las barra barrass de control se han de intr introduci oducirr desde abaj abajo, o, y por tanto no podría podríann caer dentro de dell reactor por su prop propio io peso en caso de una pérdida total de la potencia (en la mayoría de los demás tipos de reactores las barras de control están suspendidas por electroimanes, de tal manera que si hay una pérdida total de potencia estas caerían por su propio peso). • La inserc inserción ión compl completa eta de las barras de contro controll detienen efe efectivam ctivamente ente la reacc reacción ión nuclea nuclearr primaria primaria.. Sin embargo, el combustible nuclear continua generando calor residual por decaimiento radioactivo a una tasa aproximada del 7% de la potencia total del reactor, lo cual requiere de uno a tres años de bombeo de refrigerante para lograr estabilizar el reactor a baja temperatura. Si la refrigeración falla el momento de apagar el reactor, este puede sobrecalentarse hasta temperaturas por encima de los 2200 grados, llevando al agua a descomponerse en hidrógeno y oxígeno. En este escenario existe un alto riesgo de explosión, que puede amenazar la integridad estructural del reactor.

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Véase también • Re Reac acto torr nucl nuclea earr • Ce Cent ntra rall nucl nuclea earr • En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr

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Reactor de sal fundida Hacia 1960 estaba clara la visión de una familia de reactores de sal fundida. La factibilidad técnica parecía estar en un sólido terreno  – mediante una combinación compatible de sal, grafito y materiales de contención  – pero se precisaba un reactor para demostrar esta tecnología. Este fue el objeto del «experimento de reactor de sal fundida» (MSRE en sus iniciales en inglés): demostrar que algunas de las características clave de de los propuestos reactores de energía de sal fundida podían ser incorporadas en un reactor práctico que pudiera ser operado con seguridad y fiabilidad y que pudiese ser mantenido sin excesivas dificultades. Para simplificarlo debía de ser aceptablemente pequeño, un reactor de un fluido que funcionase a 10 MW(t) o menos, con dispersión del calor en el aire, a través de una sal secundaria.

Descripción El vaso del reactor medía 5 pies de diámetro. El combustible era LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (64-30-5-1 moléculas %), la sal secundaria era LiF-BeF2 (66-34 moléculas %), el moderador era grafito de clase CGB, y todas las otras partes en contacto con la sal eran de la aleación Hastelloy-N. El cuenco de la bomba de combustible era el espacio de agitación para el circui circuito to de circulación, en donde alrededor de 50 gpm de combustible eran rociadas en el espacio del gas para permitir que el xenón y el kriptón escapasen de la sal. También el cuenco de la bomba estaba situada la toma a través de la cual se podían retirar muestras de la sal o se podían introducir cápsulas de sal enriquecida de combustible concentrada (UF4-LiF o PuF3). El sistema de combustible estaba situado en celdas selladas, cuyo mantenimiento se realizaba mediante herramientas de manejo a distancia a través de aberturas en el techo del escudo. Para fluidificar el combustible que circulaba por el sistema, antes y después de las labores de mantenimiento, se utilizaba un tanque de sal de LiF-BeF2. En una celda adyacente al reactor se encontraba una sencilla instalación para insuflar gas a través del combustible o para fluidificar la sal: H2-HF para retirar el óxido, F2 para retirar el uranio como UF6.

Desarrollo y construcción La mayoría de los esfuerzos en el proyecto del MSRE entre 1960 y 1964 se dedicaron a su diseño, desarrollo y construcción. La producción y las pruebas posteriores del grafito y del Hastelloy-N, ambos apilados y en el exterior, fueron las principales actividades de desarrollo. Otras actividades incluían los trabajos en la química del reactor, el desarrollo y las técnicas de fabricación del Hastelloy-N, el desarrollo de componentes del reactor, y la planificación de mantenimiento remoto y las preparaciones. Antes de que empezara el desarrollo del MSRE, las pruebas habían mostrado que la sal no era permeable en el grafito en el que los poros eran muy pequeños. El grafito con la deseada estructura porosa estaba disponible sólo en pequeñas piezas preparadas de modo experimental; además, cuando el fabricante inició la producción de una nueva clase (CGB) que cumpliera con los requerimientos del MSRE, surgieron nuevas dificultades. Una serie de impregnaciones de brea y de tratamientos de calor produjeron la estructura de alta densidad y pequeña porosidad

 

Reactor de sal fundida deseada, pero en las fases finales aparecieron roturas ocasionales en muchas de las barras de 2 ¼ pulgadas. Aparentemente las roturas se debían a que la estructura era tan fuerte que los gases de la pirolisis del impregnante no podían escapar con la suficiente rapidez. Las pruebas demostraron, no obstante, que las roturas no se propagarían, incluso cuando se rellenaran de sal y se sometieran a ciclos repetitivos de enfriamiento. Según los análisis se demostró que el calentamiento en las roturas rellenadas con sal no sería excesivo, y el grafito fue aceptado para su uso en el MSRE. La elección del Hastelloy-N para el MSRE se realizó en base de los prometedores resultados de las pruebas en las condiciones de la ANP y el cumplimento de muchos de los datos metalúrgicos requeridos. El desarrollo para el MSRE generó nuevos datos necesarios para la aprobación del código ASME. Esto también incluía la preparación de regulaciones para la obtención de Hastelloy-N y para la fabricación de componentes. Los materiales para el MSRE, que alcanzaba casi las 200.000 libras en una variedad de presentaciones, f ueron f ueron producidos comercialmente. Mediante la soldadura de fisuras con calentamientos experimentales se realizaron cambios menores en la composición, con lo que no hubo dificultades para obtener un material aceptable. Se solicitaron a varias compañías fabricantes en la industria nuclear ofertas para la fabricación del componente, pero todas rehusaron presentarlas debido a la falta de experiencia con la nueva aleación. En consecuencia, todos los componentes más importantes fueron fabricados en las factorías propiedad de la AEC en Oak Ridge y Paducah. Siguiendo los procedimientos adecuados, la fabricación de Hastelloy-N no presentó problemas especiales. En el momento en que se establecieron las condiciones de diseño por el MSRE, los pocos datos de que se disponía indicaban que la resistencia y la tasa de deslizamiento del Hastelloy-N apenas serían se rían afectadas por la radiación. No obstante, se estableció arbitrariamente una tolerancia de diseño del 20% por debajo de los valores del código, para el Hastelloy-N no irradiado. A medida que la construcción progresaba, la vida de rotura por tensión y por la fractura por deformación hubo de ser drásticamente reducida debido a la irradiación térmica de los neutrones. Los esfuerzos del MSRE fueron reanalizados, alcanzándose la conclusión de que el reactor tendría la vida adecuada para alcanzar sus objetivos. Simultáneamente se lanzó un programa para verificar la resistencia del Hastelloy-N al debilitamiento (embrittlement ). ). Se llevó a cabo un programa de pruebas extensivas de corrosión del Hastelloy-N fuera de la instalación, las cuales indicaron unas tasas de corrosión extremadamente bajas en las condiciones del MSRE. Las cápsulas expuestas al reactor de pruebas de materiales mostraron que densidades de las sales de energía de fisión de más de 200W/cm³ no tenían efectos adversos en la compatibilidad de las sales de combustible, el Hastelloy-N, y el grafito. Se encontró que se producía gas fluoruro mediante radiolisis de sales congeladas, pero solo a temperaturas por debajo de los 100 °C. Entre los componentes que fueron desarrollados especialmente para el MSRE se incluyen rebordes para las conducciones de 5 pulgadas que trasportaban la sal fundida, válvulas de enfriamiento (una sección ventilada por aire en la que la sal debía ser enfriada y descongelada), varillas de control flexibles flexib les para operar en guardacabos a 1200 °F, y el enriquecedor y muestreador de combustible. Se desarrollaron bombas centrífugas similares a las utilizadas con éxito en el programa de reactores para aviación, pero con las previsiones para un mantenimiento a distancia, incluido un sistema de aspersión para retirada del xenón. Las consideraciones de mantenimiento a distancia saturaron el diseño del MSRE, y se incluyeron instrumentos para el corte y conexión a distancia de los tubos de 1½ pulgada, unidades recambiables de aislamiento del calor, y equipos para la retirada de muestras de metal y de grafito del núcleo. El programa de desarrollo del MSRE no incluyó experimentos físicos del reactor o mediciones de transferencia de calor. Existía suficiente libertad en el MSRE para evitar que las desviaciones de las predicciones no comprometieran el cumplimiento de sus objetivos. La construcción de los componentes del sistema primario y las modificaciones de viejo edificio ARE (que había sido parcialmente remodelado para un propuesto reactor para aviación de 60-MW(t) ) se iniciaron en 1962. La instalación de los sistemas de sal se completó a mediados de 1964. El Oak Ridge National Laboratory (ORNL) fue el responsable de asegurar la calidad, la planificación, y la gestión de construcción. Los sistemas primarios fueron

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Reactor de sal fundida instalados por dotaciones del ORNL; mediante subcontratistas se modificó el edificio y se instalaron sistemas complementarios.

Funcionamiento El funcionamiento del MSRE se realizó durante 5 años, desde la carga de la sal en 1964 hasta el fin del funcionamiento nuclear en diciembre de 1969. Todos los objetivos del experimento fueron alcanzados en este período. Las comprobaciones y las pruebas prenucleares incluían la circulación de la sal de flujo y de combustible durante 1.000 horas. La prueba nuclear del MSRE empezó en junio de 1965, con la adición de 235U enriquecido como UF4-LiF a la sal portadora para que el reactor alcanzara su criticidad. Después de experimentos con energía cero, para medir los coeficientes de fiabilidad y reactividad de las varillas, el reactor fue apagado y se realizaron las preparaciones finales para el funcionamiento con energía. El incremento de potencia fue retrasado cuando se polimerizaron vapores del aceite que se había filtrado dentro de la bomba de combustible por los gases radioactivos resultantes, y se pegaron a los filtros y válvulas de gas. La máxima potencia, que se limitó a 7,4 MW(t) por la capacidad del sistema de rechazo de calor, se alcanzó en mayo de 1966. Después de dos meses de funcionamiento a toda potencia, el reactor fue apagado durante 3 meses debido al fallo de uno de principales ventiladores de refrigeración. Otras demoras posteriores se produjeron como consecuencia de la conexión de las conducciones de salida de gas, pero a finales de 1966 la mayoría de los problemas de arranque quedaban atrás. Durante los siguientes 15 meses, el reactor estuvo en criticidad durante el 80% del tiempo, con períodos de funcionamiento de 1, y 6 meses que fueron interrumpidos por un drenaje de combustible. Para marzo de 1968, los objetivos iniciales del MSRE se habían cubierto, y se finalizó el funcionamiento nuclear con 235U. Para aquella fecha, el 233U se encontraba ya ampliamente disponible, de modo que el programa del MSRE se amplió para incluir la sustitución con 233U en la sal de combustible, enfocándose su funcionamiento a la observación de las nuevas características nucleares. Utilizando las instalaciones de procesamiento en la propia planta, las sales de fluidificación y las de combustible se fluoraron para recuperar el uranio de ellas como UF6. Entonces se añadió el 233UF4-LiF a la sal de transporte, y en octubre de 1968, el MSRE se convirtió en el primer reactor mundial que funcionaba con 233U. Los experimentos a potencia cero del 233U y las pruebas dinámicas confirmaron las características neutrónicas previstas. Una consecuencia inesperada del procesado de la sal fue que sus propiedades físicas se vieron ligeramente alteradas de modo que la cantidad de gas habitual que entraba desde la bomba de combustible al circuito se vio incrementada. El gas en circulación y las fluctuaciones de potencia que lo acompañaban fueron eliminadas haciendo funcionar la bomba de combustible a una velocidad ligeramente menor. El funcionamiento a alta potencia durante varios meses permitió una medida muy meticulosa del ratio de captura a fisión, para el 233U en este reactor, completando los objetivos del funcionamiento del 233U. En los meses finales de funcionamiento, se realizaron investigaciones sobre la separación del xenón, la deposición de los productos de fisión, y el comportamiento del tritio. La posibilidad de utilizar plutonio en los reactores de sal fundida, fue destacada al añadir PuF3 como mejorador del combustible durante este período. Después del apagado final en diciembre de 1969, el reactor permaneció en espera durante casi un año. Entonces se llevó a cabo un programa limitado de examen, incluyendo una barra moderadora del núcleo, un guardacabo de la varilla de control, las conducciones de los intercambiadores de calor, partes de la concavidad de la bomba del combustible, y una válvula de enfriamiento que había desarrollado una filtración durante el período de apagado final. Los sistemas radioactivos fueron a continuación cerrados en espera de su desguace final.

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Reactor de sal fundida

Resultados La conclusión más difundida y quizás la más importante de la experiencia del MSRE es que era un reactor totalmente viable. Funcionó durante largos períodos, aportando información valiosa, y cuando requirió acciones de mantenimiento pudieron realizarse con seguridad y sin una excesiva demora. El destacado comportamiento del MSRE mostró claramente que con un diseño adecuado y una construcción y funcionamiento cuidadosos, las características no habituales de un MSR (reactor de sal fundida) no comprometía en modo alguno su seguridad y fiabilidad. En muchos aspectos, el MSRE sirvió para confirmar las expectativas y predicciones. Por ejemplo, se había esperado confiadamente la inmunidad observada de la sal combustible a los daños de la radiación, la completa ausencia de ataque sobre el grafito, y la muy pequeña corrosión del Hastelloy-N. Los gases nobles fueron separados de la sal combustible por el simple procedimiento de su difusión, incluso mejor que lo previsto, reduciendo el envenenamiento del 135Xe en un factor de cerca de 6. La mayoría de los productos de fisión permanecían estables en la sal. Los añadidos de uranio y plutonio a la sal durante el funcionamiento se realizaron de forma rápida y sin incidencias, y la recuperación del uranio por fluoruración fue completamente eficiente. La neutrónica, incluidas las cargas críticas, coeficientes de reactividad, dinámica, y cambios a largo plazo de la reactividad, se comportaron de modo muy próximo a los cálculos previos. En otros aspectos, la operación resultó positiva para mejorar los datos o ayudar a reducir las incertidumbres. El ratio de captura para fisión del 233U en un espectro de neutrones MSR típico es un ejemplo de los datos básicos que fueron mejorados. El efecto del fisionado en el potencial redox de la sal de combustible quedó resuelto. La deposición de algunos elementos (“metales nobles”) ya estaba prevista, pero el MSRE proporcionó datos cuantitativos acerca de la deposición en los intercambios de grafito, metal y gas y líquido. Los coeficientes de calor medidos con el MSRE coincidieron en gran medida con los cálculos de diseño convencionales (utilizando valores de corrección para las propiedades de la sal) y no cambiaron durante toda la vida del reactor. La limitación del acceso de oxígeno a la sal demostró ser totalmente efectiva, y la tendencia de los productos de fisión a dispersarse a partir del equipo contaminado durante el mantenimiento fue menor de lo que se había esperado. El funcionamiento del MSRE proporcionó algunas revelaciones acerca del inusual problema del tritio en un reactor de sal fundida. Se observó que alrededor del 6-10% de la producción calculada de 54 Ci/día se difundía fuera del sistema de combustible en la atmósfera de la celda de contención y otro 6-10% llegaba al aire a través del sistema de retirada del calor. El hecho de que estas fracciones no fueran mayores indicaban que algo (probablemente las coberturas de óxido) negaban parcialmente la fácil f ácil transferencia del tritio a través de metales calientes. El único hallazgo completamente inesperado de gran importancia fue las superficiales grietas intergranulares de todos los metales expuestos a la sal combustible. Esto se detectó inicialmente en las muestras que fueron retiradas periódicamente del núcleo durante el funcionamiento del reactor. Un examen después del funcionamiento de las piezas del guardacabos de una varilla de control, de las conducciones del intercambiador de calor, y partes del cuenco de la bomba revelaron la ubicuidad de las grietas y destacaron su importancia en el concepto del MSR.

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Reactor de sal fundida

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Véase también • En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr • Re Reac acto torr nucl nuclea earr

Enlaces externos (en inglés): • "Expe "Experienc riencee with the M Molten olten-Salt -Salt React Reactor or Ex Experim periment" ent" [1], P. Haubenreich y otros, Nuclear Applications and Technology, Vol. 8, 1970 Coordenadas: 35°55′18″N 84°18′24″W

Referencias [1] [1] http http:/  :/   / www.energyfromthorium.com/ pdf/ NAT_MSREexperience.pdf   

 

 

 

 

 

 

Reactor modular de lecho de bolas Un reactor modular de lecho de bolas (pebble bed reactor o PBRM) es un reactor nuclear moderado con grafito y refrigerado por gas. Es un tipo de reactor de muy alta temperatura, uno de las seis clases de reactores nucleares de las iniciativas de cuarta generación. Como otros diseños de VHTR, el PBRM utiliza partículas de combustible tipo TRISO, que permite temperaturas de salida altas y seguridad pasiva. La base del diseño singular del PBRM son los elementos de combustible esféricos llamados "bolas" (o pebbles en inglés). Estas bolas del tamaño de pelotas de tenis están construidas con grafito Bola de grafito para un reactor PBRM. pirolítico (que actúa como moderador), conteniendo miles de partículas microscópicas de combustible, llamadas partículas TRISO. Estas consisten en material físil (como por ejemplo 235 U), recubierto de una capa cerámica de SiC para darle integridad estructural. En el PBRM, se colocan juntas unas 360.000 bolas para crear un reactor, refrigerándolas mediante un gas inerte o semi inerte como helio, nitrógeno o dióxido de carbono. Este tipo de reactor también es único porque su sistema de seguridad pasiva elimina la necesidad de sistemas redundantes de seguridad activa. Como el reactor está diseñado para trabajar con altas temperaturas, puede refrigerarse mediante circulación natural y también permanecer íntegro en escenarios accidentales, los cuales elevarían la temperatura del reactor hasta los 1600 ºC. Además, debido a su diseño, las altas temperaturas también permiten eficiencias térmicas mayores que las obtenidas en las centrales nucleares convencionales (hasta un 50%). Además los gases no disuelven los contaminantes ni absorben los neutrones como hace el agua, por lo que el nucleo tiene un contenido menor en fluidos radiactivos. Ya se han construido varios prototipos, y se está llevando a cabo un desarrollo activo en Sudáfrica con el diseño del PBMR, y en China, cuyo diseño HTR-10 es el único que está actualmente en operación. El primer lugar en el que se desarrolló esta tecnología fue en Alemania, [1] pero hubo decisiones políticas y económicas que llevaron al abandono de esta tecnología. [2] De varias formas se encuentra actualmente en desarrollo por el[4]ITM, la compañía sudafricana PBMR [3], General Atomics en los EE.UU., la compañía holandesa Romawa B.V. , Adams Atomic Engines [5], el Laboratorio Nacional de Idaho, y la compañía china Huaneng [6].[7]

 

Reactor modular de lecho de bolas

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En junio de 2004 se anunció la construcción por Eskom, la compañía eléctrica de propiedad gubernamental, de un nuevo PBMR en Koeberg (Sudáfrica).[8] Existe una considerable oposición al PBMR por parte de grupos como Koeberg Alert y Earthlife Africa. Este último ha pedido a Eskom que detenga el desarrollo del proyecto.[9]

Referencias [1]

 AVR - Experimental Experimental High-Temper High-Temperature ature Reactor, 21 Years Years of Successful Operation Operation for A Future Future Energy Technology Technology (http:/   / www.nea.fr/   

 

 

 

abs/ html/ nea-1739.html). Association of German Engineers (VDI), The Society for Energy Technologies Technologies.. 1990. pp. 9-23. ISBN  

 

3-18-401015-5.. . 3-18-401015-5 [2] NGN NGNPP Poi Point nt De Desig signn  – Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03 (http:/  / www.inl.gov/  technicalpublications/ Search/ Results.asp?ID=INEEL/ EXT-03-00870) pg 20 [3] [3] http http:/  :/   / www.pbmr.com [4] [4] http http:/  :/   / www.romawa.nl [5] [5] http http:/  :/   / www.atomicengines.com/  [6] [6] http http:/  :/   / www.hpi.com. cn [7] 'Pebble-bed' cracker to begin construction (http:/  / www.chinadaily.com.cn/ english/ doc/ 2006-02/ 22/ content_522643. htm) [8] [8] http http:/  :/   / www.eia.doe.gov/ cabs/ safrenv.html [9] « Earthlife Africa Sues for Public Power Giant's Nuclear Plans (http:/  / www.ens-newswire.com/ ens/  jul2005/ 2005-07-04-03.asp)».  Environment News Service Service. 04-07-2005. . Consultado el 18-10-2006.  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Reactor refrigerado por gas Un reactor refrigerado por gas o GCR (su acrónimo en inglés, Gas Cooled Reactor) fue un reactor nuclear que utilizaba grafito como moderador de neutrones y dióxido de carbono como refrigerante. Aunque existen otros tipos de reactores refrigerados por gas, el acrónimo GCR se refiere a este tipo en particular de reactor nuclear. El GCR puede utilizar uranio natural como combustible. Los dos tipos principales de GCR fueron: • React Reactores ores Magno Magnox, x, de desarro sarrollados llados por el Reino Unido Unido.. • Rea Reacto ctores res UN UNGG, GG, de desar sarrol rollad lados os por Fra Franci ncia. a. Los GCR se sustituyeron por los reactores refrigerados por gas avanzados (o AGR).

 

Reactor reproductor rápido

Reactor reproductor rápido El reactor reproductor rápido (FBR) (del inglés  fast breeder reactor ) es un reactor de neutrones rápidos diseñado para  producir combustible generando más material fisible del que consume. El FBR es uno de los tipos posibles de reactores reproductores. Con datos a 2006, todas las plantas FBR a gran escala han sido de metal líquido (LMFBR) refrigerados por sodio líquido, y han tenido uno de los dos diseños siguientes: • Tipo Loop, en el cual el refrigerante primario circula a través de intercambiadores de calor primario externos al tanque del reactor (pero dentro del escudo biológico) debido a la presencia de sodio-24 radioactivo en el refrigerante primario. • Tipo Pool, en el cual los intercambiadores de calor primario y circuladores están inmersos en el tanque del reactor. También se han construido prototipos de FBR, refrigerados por otros metales líquidos tales como el mercurio, plomo y NaK, y una propuesta para un reactor de cuarta generación es de un FBR refrigerado por helio. Los FBRs normalmente utilizan un combustible de óxido de mezcla de hasta un 20% de dióxido de plutonio (PuO2) y al menos un 80% de dióxido de uranio (UO2). El plutonio utilizado puede proceder del reprocesamiento civil o de fuentes de desmantelamiento de armas nucleares. Rodeando el núcleo del reactor hay una capa de tubos conteniendo uranio-238 no fisible, el cual al capturar neutrones Diagrama esquemáticos mostrando la diferencia entre los tipos de reactores LMFBR, rápidos de la reacción en el núcleo, se Loop y Pool. convierte parcialmente en plutonio 239 fisible (como lo hace parte del uranio en el núcleo), el cual, entonces, puede ser reprocesado para su uso como combustible nuclear. No hay ningún regulador como éste que pueda ralentizar los neutrones que escapan del núcleo. Los primeros FBRs utilizaban combustible metálico, bien fuera uranio altamente enriquecido o plutonio. Los reactores rápidos habitualmente utilizan metal líquido como refrigerante primario, para refrigerar el núcleo y calentar el agua utilizada para generar electricidad mediante turbinas. El sodio es el refrigerante normal para grandes centrales, pero tanto el plomo como el NaK también se han utilizado con éxito en instalaciones más pequeñas. Algunos de los primeros FBRs utilizaban el mercurio. Una ventaja del mercurio y del NaK es que ambos son líquidos a temperatura ambiente, lo que es conveniente para instalaciones experimentales, pero menos importante para plantas piloto o a gran escala. El sodio líquido que escapa del núcleo contiene sodio-24 radioactivo. Este es un isótopo de corta vida, pero su presencia requiere mantener todo el circuito de refrigeración primario dentro del escudo biológico. El agua no puede utilizarse como refrigerador del primario ya que actuaría como regulador, no obstante un reactor “breeder” térmico regulado por agua pesada que utilice torio para producir uranio-233 es teóricamente posible. Ver más abajo.

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Reactor reproductor rápido

Plantas generadoras FBR Historia Los FBRs han sido construidos y han funcionado en Estados Unidos, el Reino Unido, Francia, la antigua Unión Soviética, India y Japón. Con datos a 2004, un prototipo de FBR estaba en construcción en China, mientras otro FBR experimental se construyó en Alemania pero nunca llegó a funcionar. Estados Unidos El 20 de diciembre de 1951, el reactor rápido EBR-I (Experimental Breeder Reactor-1) en el Laboratorio Idaho National Engineering and Environmental (INEEL) en Idaho Falls, Idaho, produjo suficiente energía para alimentar cuatro bombillas, y al día siguiente produjo suficiente energía como para alimentar todo el edificio del EBR-I. Esto fue un hito en el desarrollo de los reactores de energía nuclear.

La siguiente generacional experimental de “breeders” fue el EBR-II (Experimental Breeder Reactor-2), el cual entró en servicio para el INEEL en 1964 y funcionó hasta 1994. Fue diseñado para ser una planta nuclear "integral", equipada para el tratamiento en la propia ubicación del reciclado del combustible. Normalmente funcionó con una potencia de 20 megavatios de los 62,5 megavatios con que había sido diseñado como máximo, y proporcionó la mayoría de la calefacción y electricidad de las instalaciones cercanas. El primer LMFBR comercial mundial, y el único que se construyó en los Estados Unidos, Unidos, fue  fue la Unidad 1 de 94 Mwe en la planta generación Enrico Fermi. Diseñado en un trabajo conjunto entre Dow Chemical y Detroit Edison como parte del consocio de la Atomic Power Deve Development lopment Association, se puso su primera piedra en Lagoona Beach, Michigan (cerca de Monroe, Michigan) en 1956. La planta entró en funcionamiento en 1963. Se cerró el 5 de octubre de 1966 debido a las altas temperaturas generadas por una pieza de zirconio que se aflojó y que estaba bloqueando los inyectores del sodio fundido de refrigeración. El daño de la fusión parcial de seis subensamblajes dentro del núcleo se localizó casualmente. (Este incidente fue la base para un libro de controversia del periodista de investigación John G. Fuller, titular We Almost Lost Detroit.  “Casi perdimos Detroit" ). El bloqueo del zirconio fue eliminado en abril de 1968, y la planta estuvo en condiciones de volver a funcionar en mayo de 1970, pero un incendio del refrigerante de sodio demoró el rearranque hasta julio. Desde esa fecha siguió funcionando hasta agosto de 1972, cuando la renovación de su autorización de funcionamiento fue denegada. El reactor “breeder” de Clinch River, defendido por Al Gore, fue anunciado en enero de 1972. La construcción se realizó a rachas, siendo una obra cooperativa del gobierno y comercial. La dotación para este proyecto fue cortada por el Congreso el 26 de octubre de 1983. La instalación de pruebas de Fast Flux, cuya primera criticidad fue en 1980, no es un “breeder” sino un reactor rápido refrigerado por sodio. A fecha de 2005 está en suspenso. Reino Unido

El programa de reactor rápido del Reino Unido fue dirigido en Dounreay, Escocia, desde 1957 hasta que el programa fue cancelado en 1994. Se construyeron tres reactores, dos de ellos reactores de energía rápidos de neutrones, y el tercero, DMTR, era un reactor de investigación regulado por agua pesada, se utilizó para probar materiales para el programa. Las instalaciones de fabricación y reprocesamiento de combustible para los dos reactores rápidos y para las pruebas el DMTR se construyeron en el mismo lugar. El Dounreay Fast Reactor (DFR) alcanzó su primera criticidad en 1959. Utilizaba refrigerante NaK y generó 14MW de electricidad. A éste siguió el Prototype Fast Reactor (PFR) de 250 Mwe refrigerado por sodio en los años 70. PFR fue clausurado en 1994 cuando el gobierno británico retiró la mayor parte de la ayuda financiera para el desarrollo de la energía nuclear, y cuando tanto el DFR como el DMTR ya se encontraban clausurados.

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Reactor reproductor rápido Francia

El primer reactor rápido de Francia, el Rapsodie alcanzó su criticidad en 1967. Construido en Cadarache cerca de Aix-en-Provence, Rapsodie era un reactor de tipo “loop” con una producción térmica de 40MW y sin instalaciones de generación eléctrica, y se cerró en 1983. A esto siguió el  Phénix de 233 MWe, que se conectó a la red en 1973 y que aún se encuentra en funcionamiento, tanto como reactor de energía como, y más importante, centro de actividades para la destrucción de residuos nucleares por transmutación. El Superphénix, de 1200 MWe, entró en servicio en 1984 y, con datos a 2006, sigue siendo el mayor FBR nunca construido. Se cerró en 1997 debido a sus altos costes de funcionamiento comparados con los de la flota francesa de PWR. Alemania

Alemania ha construido dos FBRs, pero ambos fueron cerrados en 1991, sin que el mayor de ellos alcanzara nunca la criticidad. El KNK-II fue convertido a partir de un reactor térmico, KNK-I, el cual se había utilizado para estudiar la refrigeración por sodio. KNK-II alcanzó por primera vez la criticidad en 1977, y producía 20MWe. La construcción del SNR-300 de 300MWe en Kalkar en Renania del Norte-Westfalia se completó en 1985, pero debido a las presiones políticas nunca funcionó. La planta se mantuvo en suspenso hasta que se tomó la decisión de su cierre en 1990, y desde entonces ha estado desautorizada. URSS La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, el primero refrigerado por mercurio y alimentado con metal de plutonio, y los siguientes refrigerados por sodio y alimentados con óxido de plutonio.

El BR-1 (1955) era térmico de 100w y fue seguido por el BR-2 de 100kW y, a continuación, el BR-5 de 5 MW. El BOR-60 (primera criticidad en 1969) era de 60 MW, y su construcción se inició en 1965. El reactor BN-350 (1973) fue el primer FBR soviético a gran escala. Construido en la Península de Mangushlak en Kazajistán a las orillas del mar Caspio, suministraba 130MW de electricidad más 80.000 toneladas diarias de agua potable desalinizada para la ciudad de Aktau. Su producción total se estimó que equivalía a 350MWe, de donde viene su denominación. El reactor BN-600 (1986) tiene una potencia de 1470MWth / 600MWe. En el momento de la descomposición de la Unión Soviética, existían planes para la construcción de plantas más grandes, BN-800 (800 MWe) en Beloyarsk y BN-1600 (1600 MWe). Japón

Japón ha construido un FBR, Monju, en Tsuruga, Prefectura de Fukui. Monju es un tipo de reactor “loop” refrigerado por sodio, y alimentado con MOX, con tres circuitos primarios, que produce 714 MWt / 280 MWe. La construcción de Monju empezó en 1985 y alcanzó su criticidad en abril de 1994. Fue cerrado en diciembre de 1995 como consecuencia de un escape de sodio y un incendio en un circuito de refrigeración secundario; se espera vuelva a arrancar en el 2008. India

India tiene un activo programa de desarrollo que incluye reactores tanto rápidos como de reproducción térmica. Mientras la India pretende conseguir la ayuda de los Estados Unidos para construir una infraestructura nuclear civil, los Estados Unidos, le requieren a que separe sus programas nucleares civiles y militares antes de que le presten ninguna ayuda. Aunque esta negociación ha sido suscrita tanto por el Presidente de los Estados Unidos George W. Bush y el Primer Ministro de la India Manmohan Singh, se enfrenta ahora con el debate y la votación en el Senado

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Reactor reproductor rápido de los Estados Unidos, en el que hay una gran oposición, dado que la India ha rehusado suscribir el Tratado de no proliferación nuclear. También existen problemas geopolíticos, incluido el acuerdo de la India a votar afirmativamente en la votación en la I.A.E.A. con referencia a Irán para el Consejo de Seguridad de las Naciones Unidas, y si esta negociación pudiera desequilibrar las fuerzas dentro de una región conflictiva. India está emergiendo como el líder mundial en el FBR basado en torio. El T-FBR puede proporcionar suficiente energía a la India, y no existen dudas de que la India pueda vender energía a otros países vecinos. [1] [2]

Plantas futuras Con datos del 2003, una FBR autóctona estaba planeada en la India, y otra en China utilizando tecnología soviética. Corea del Sur está desarrollando un diseño de un FBR modular estandarizado para la exportación, como complemento de los diseños también estandarizados [reactor de agua presurizada] (PWR) y [reactor CANDU], que ya se encuentran desarrollados para su construcción, aunque todavía no se haya encargado la construcción de un prototipo. El programa FBR de la India incluye el concepto de utilización del fértil torio-232 para reproducir uranio-233 fisible. India también está investigando en el reactor térmico breeder, de nuevo, utilizando el torio. Un “breeder” no es posible basándose en tecnología de únicamente uranio/plutonio. El combustible de torio es la dirección estratégica del programa de energía de la India, debido a sus grandes reservas de torio, aunque las reservas mundiales conocidas de torio son tres veces las de uranio. El BN-600 (Beloyarsk NNP en la ciudad de Zarechny, Sverdlovsk Oblast) todavía está funcionando. Un segundo reactor (BN-800) está programado para ser construido antes del 2015 [3]. El 16 de febrero de 2006 los Estados Unidos, Francia y el Japón, firmaron un "acuerdo" para la investigación y el desarrollo de reactores rápidos refrigerados por sodio en apoyo de la Asociación Global de Energía Nuclear. [4]

Temas económicos La reproducción (“breeding”) del combustible de plutonio en los FBRs, conocido como economía del plutonio, fue durante un tiempo considerado como el futuro de la energía nuclear. Sigue siendo la dirección estratégica del programa de energía de Japón. Sin embargo, los suministros más económicos de uranio y especialmente de uranio enriquecido hicieron que la tecnología del FBR no fuera competitiva con los diseños de PWR y otros reactores térmicos. Los diseños de PWR siguen siendo los tipos más frecuentes de los reactores existentes y también representan las propuestas más frecuentes para nuevas plantas nucleares.

Proliferación Se acepta generalmente que el FBR plantea plantea un ries riesgo go mayor de proliferación de armas nucleares que los reactores regulados por agua ligera. Los reactores regulados por agua se deberían apagar y repostar combustible cada cuatro meses o menos para producir plutonio de graduación para armamento, Pu-239 relativamente puro, puesto que el nivel de Pu-240 en el combustible aumenta con el tiempo. El Pu-240 experimenta la fisión espontánea a una tasa relativamente alta y no es apropiado para la producción de armas nucleares. Un FBR puede producir más fácilmente material de graduación militar, dependiendo de su diseño. No obstante, hasta ahora todos los programas conocidos de armamento, han utilizado mucho más fácilmente los reactores térmicos construidos, para obtener plutonio, y hay algunos diseños, como el SSTAR que evita los riesgos de proliferación, tanto por producir bajas cantidades de plutonio en cualquier momento a partir del U-238, y por producir tres tr es isótopos distintos del plutonio (Pu-239, Pu-240 y Pu-242) lo que hace al plutonio utilizado no aprovechable para su uso en una bomba atómica. Todavía habría posibilidad de construir una bomba sucia empleando los residuos con alto nivel de radiación generados. Los reactores de torio pueden plantear un riesgo de proliferación ligeramente más alto que los reactores basados en uranio. La razón para esto es que mientras el Pu-239 caerá muy frecuentemente en fisión en la captura de neutrones,

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Reactor reproductor rápido

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produciendo Pu-240, el proceso equivalente en torio es relativamente raro. El torio-232 se convierte en U-233, que casi siempre fisiona con éxito, lo que significa que habrá muy poco U-234 en la capa de reproducción de torio/U-233, y el U-233 puro resultante será comparativamente más fácil de extraer y usar en armas. Una solución propuesta a esto es mezclar una pequeña cantidad de uranio natural o degradado en la capa de cultivo de torio. El material irradiado será entonces inútil para propósitos armamentísticos ya que entonces el U-233 requerirá una separación isotópica del U-238. También estará presente una pequeña cantidad de plutonio pero también será de baja graduación.

Tipos de reactor asociados El  Reactor integral rápido (IFR) (también conocido como  Integral Fast Breeder Reactor , a pesar de que el reactor original fue diseñado para no cultivar un excedente neto de material fisible) fue un diseño de reactor rápido de neutrones, diseñado específicamente para afrontar el vertido de residuos y los temas de plutonio. [5] [6]. Para solucionar el problema del vertido de residuos, los IFR tenían una unidad electrolítica de reprocesado de combustible in-situ que reciclaban el uranio y todos los transuránicos (no sólo el plutonio) vía electrogalvánica, dejando únicamente productos de fisión de corta vida en el residuo. Alguno de estos productos de fisión podían ser separados posteriormente para su aplicación en usos industriales o médicos y el resto era enviado a un repositorio de residuos (en el que no hubieran estado almacenados, ni en ningún lugar cercano, residuos que contuvieran transuránicos de larga vida). Se cree que no hubiera sido posible extraer combustible de este reactor para fabricar bombas, ya que varios de los transuránicos fisionan tan rápidamente que cualquier ensamblaje se hubiera fundido antes de que hubiera sido completado. El proyecto se canceló en 1994 por orden del entonces Secretario de Energía de los Estados Unidos Hazel O'Leary.

Véase también • Reac Reacto torr de re repr prod oduc ucci ción ón • Reac Reacto torr ráp rápid idoo de ne neut utron rones es

Enlaces externos En inglés • Prog Program ramaa Nu Nucle clear ar de Est Estado adoss Un Unido idoss [7] [8]

• • • • •

Inform Informee M Monju onju del desar desarrollo rollo mund mundial ial del[9]FBR Bas Basee de da datos tos IIAEA AEA ddee rea reacto ctores res rrápi ápidos dos Docum Documentos entos Técni Técnicos cos de la IAE IAEA A sobr sobree reac reactores tores rápido rápidoss [10] Fun Fundac dación ión de PPatr atrimo imonio nio A Atóm tómico ico - EB EBR-I R-I [11] La ne neces cesida idadd cam cambia biante nte ddee un re react actor or “breeder” [12] por Richard Wilson en el 24 Simposium internacional de The Uranium Institute, septiembre de 1999

 

Reactor reproductor rápido

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Referencias [1] [1] [2] [2] [3] [3] [4] [4] [5] [5] [6] [6] [7] [7]

http http:/  :/   / www.igcar.ernet. in/ press_releases/ press11.htm http http:/  :/   / www.world-nuclear.org/ info/ inf80.htm http http:/  :/   / www.bellona.no/ en/ international/ russia/ npps/ beloyarsk/ 35835. html http http:/  :/   / www.energy.gov/ news/ 3218.htm http http:/  :/   / www.nuc.berkeley.edu/ designs/ ifr/  http http:/  :/   / www.nationalcenter.org/ NPA378.html http http:/  :/   / www.nrc.gov/ reading-rm/ doc-collections/ nuregs/ staff/ sr1350/ index.html  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

[8] [8] http http:/  :/   / www. jnc.go. jp/ zmonju/ mjweb/ world.htm [9] [9] http http:/  :/   / www-frdb.iaea.org/ index.html [10] [10] http http:/  :/   / www.iaea.org/ inis/ aws/ fnss/ abstracts/ index.html [11] [11] http http:/  :/   / www.atomicheritage.org/ ebr1.htm [12] [12] http http:/  :/   / www.world-nuclear.org/ sym/ 1999/ pdfs/ wilson.pdf   

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

UNGG Este artículo o sección sobre tecnología necesita ser wikificado con un formato acorde a las convenciones de estilo. Por favor, para que las cumpla. Mientras tanto, no elimines este aviso puesto el 28 de August de 2008. También puedes ayudar wikificando otros artículos. Atención: Por ahora no estamos clasificando los artículos para wikificar por tecnología. Por favor, elige una categoría de artículos por wikificar de esta lista.

El UNGG (Uranium Naturel Graphite Gaz) es un obsoleto diseño de reactor nuclear desarrollado por Francia. Era moderado mediante el uso de grafito, refrigerado por dióxido de carbono, y alimentado con uranio natural. Fue desarrollado de forma independiente y en paralelo al diseño de los reactores británicos Magnox y para satisfacer requisitos similares. La principal diferencia entre los dos diseños es el material de revestimiento del combustible, el cual es una aleación de magnesio-circonio en los UNGG, a diferencia de la aleación de magnesio-aluminio en los reactores Magnox. Ambos revestimientos reacciona con el agua, lo que hace esencial el reprocesamiento del combustible a corto plazo, requiriendo un fuerte blindaje de las instalaciones para ello. El UNGG y el Magnox son los dos principales tipos de reactores GCR (Gas Cooled Reactor). Los reactor UNGG son a menudo llamados simplemente como GCR en documentos Ingleses, o, a veces vagamente como Magnox. La primera generación de las centrales nucleares francesas fueron realizadas con reactores UNGG, al igual que la unidad Vandellós I en España. De diez unidades realizadas, todas están ahora cerradas.

 

Fisión nuclear

Fisión nuclear En física nuclear, la fisión es una reacción nuclear, lo que significa que tiene lugar en el núcleo atómico. La fisión ocurre cuando un núcleo pesado se divide en dos o más núcleos pequeños, además de algunos subproductos como neutrones libres, fotones (generalmente rayos gamma) y otros fragmentos del núcleo como partículas alfa (núcleos de helio) y beta (electrones y positrones de alta energía).

Mecanismo La fisión de núcleos pesados es un proceso exotérmico lo que supone que se liberan cantidades sustanciales de energía. El proceso genera mucha más energía que la liberada en las reacciones químicas convencionales, en las que están implicadas las cortezas electrónicas; la energía se emite, tanto en forma de radiación gamma como de energía cinética de los fragmentos de la fisión, que calentarán la materia que se encuentre alrededor del espacio donde se produzca la fisión. La fisión se puede inducir por varios métodos, incluyendo el bombardeo del núcleo de un átomo fisionable con una partícula de la energía correcta; la otra partícula es generalmente un neutrón libre. Este neutrón libre es Fisión nuclear de un átomo de uranio-235. absorbido por el núcleo, haciéndolo inestable (como una pirámide de naranjas en el supermercado llega a ser inestable si alguien lanza otra naranja en ella a la velocidad correcta). El núcleo inestable entonces se partirá en dos o más pedazos: los productos de la fisión que incluyen dos núcleos más pequeños, hasta siete neutrones libres (con una media de dos y medio por reacción), y algunos fotones. Los núcleos atómicos lanzados como productos de la fisión pueden ser varios elementos químicos. Los elementos que sede producen resultado del del átomo azar, pero estadísticamente mitad protonesson y neutrones fisionado original. el resultado más probable es encontrar núcleos con la Los productos de la fisión son generalmente altamente radiactivos, no son isótopos estables; estos isótopos entonces decaen, mediante cadenas de desintegración.

Fisión fría y rotura de pares de nucleones La mayor parte de las investigaciones sobre fisión nuclear se basan en la distribución de masa y energía cinética de los fragmentos de fisión. Sin embargo, esta distribución es perturbada por la emisión de neutrones por parte de los fragmentos antes de llegar a los detectores. Aunque con muy baja probabilidad, en los experimentos se han detectado eventos de fisión fría, es decir fragmentos con tan baja energía de excitación que no emiten neutrones. Sin embargo, aún en esos casos, se observa la rotura de pares de nucleones, la que se manifiesta como igual probabilidad de obtener fragmentos con número par o impar de nucleones. Los resultados de estos experimentos permiten comprender mejor la dinámica de la fisión nuclear hasta el punto de escisión, es decir, antes de que se desvanezca la fuerza nuclear entre los fragmentos.

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Fisión nuclear

Induciendo la fisión La fisión nuclear de los átomos fue descubierta en 1938 por los investigadores alemanes Otto Hahn y Fritz Strassmann a partir del trabajo desarrollado por el propio Hahn junto a Lise Meitner durante años anteriores. Por este descubrimiento recibió en 1944 el Premio Nobel de química, pero el trabajo de Meitner quedó sin reconocimiento. El estudio de la fisión nuclear se considera parte de los campos de la química y la física. • Aunque la fisión es prácticamente la desintegración de materia radiactiva, comenza comenzada da a m menudo enudo de la manera más fácil posible (inducido), que es la absorción de un neutrón libre, puede también ser inducida lanzando otras cosas en un núcleo fisionable. Estas otras cosas pueden incluir protones, otros núcleos, o aún los fotones de gran energía en cantidades muy altas (porciones de rayos gamma). • Muy rara vez vez,, un núcleo fisio fisionable nable ex experim perimentar entaráá la fisión nucl nuclear ear espon espontánea tánea si sinn un neutrón entr entrante. ante. • Cuanto más pesado es un elemento más fácil es inducir su fisión. L Laa fisión en cualquier elemen elemento to más pesado que el hierro produce energía, y la fisión en cualquier elemento más liviano que el hierro requiere energía. Lo contrario también es verdad en las l as reacciones de fusión nuclear (la fusión de los elementos más livianos que el hierro produce energía y la fusión de los elementos más pesados que el hierro requiere energía). • Los elem elementos entos má máss frecue frecuenteme ntemente nte usad usados os para prod producir ucir la fisión nu nuclear clear son el ura uranio nio y el plutonio plutonio.. El uranio es el elemento natural más pesado; el plutonio experimenta desintegraciones espontáneas y tiene un período de vida limitado. Así pues, aunque otros elementos pueden ser utilizados, estos tienen la mejor combinación de abundancia y facilidad de fisión.

Reacción en cadena Una reacción en cadena ocurre como sigue: un acontecimiento de fisión empieza lanzando 2 ó 3 neutrones en promedio como subproductos. Estos neutrones se escapan en direcciones al azar y golpean otros núcleos, incitando a estos núcleos a experimentar fisión. Puesto que cada acontecimiento de fisión lanza 2 o más neutrones, y estos neutrones inducen otras fisiones, el proceso se acelera rápidamente y causa la reacción en cadena. El número de neutrones que escapan de una cantidad de uranio depende de su área superficial. Solamente los materiales fisibles son capaces de sostener una reacción en cadena sin una fuente de neutrones externa.

Masa crítica La masa crítica es la mínima cantidad de material requerida para que el material experimente una reacción nuclear en cadena. La masa crítica de un elemento fisionable depende de su densidad y de su forma física (barra larga, cubo, esfera, etc.). Puesto que los neutrones de la fisión se emiten en direcciones al azar, para maximizar las ocasiones de una reacción en cadena, los neutrones deberán viajar tan lejos como sea posible y de esa forma maximizar las posibilidades de que cada neutrón choque con otro núcleo. Así, una esfera es la mejor forma y la peor es probablemente una hoja aplanada, puesto que la mayoría de los neutrones volarían de la superficie de la hoja y no chocarían con otros núcleos. También es importante la densidad del material. Si el material es gaseoso, es poco probable que los neutrones choquen con otro núcleo porque hay demasiado espacio vacío entre los átomos y un neutrón volaría probablemente entre ellos sin golpear nada. Si el material se pone bajo alta presión, los átomos estarán mucho más cercanos y la probabilidad de una reacción en cadena es mucho más alta. La alta compresión puede ser alcanzada poniendo el material en el centro de una implosión, o lanzando un pedazo de ella contra otro pedazo de ella muy fuertemente (con una carga explosiva, por ejemplo). Una masa crítica del material que ha comenzado una reacción en cadena se dice que se convierte en supercrítica.

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Fisión nuclear

Moderadores Únicamente con juntar mucho uranio en un solo lugar no es suficiente como para comenzar una reacción en cadena. Los neutrones son emitidos por un núcleo en fisión a una velocidad muy elevada. Esto significa que los neutrones escaparán del núcleo antes de que tengan oportunidad de golpear cualquier otro núcleo (debido a un efecto relativista). Un neutrón de movimiento lento se llama neutrón térmico y solamente esta velocidad del neutrón puede inducir una reacción de fisión. Así pues, tenemos cuatro velocidades de neutrones: • Un neutró neutrónn (no-tér (no-térmico) mico) rá rápidam pidamente ente se es escapar caparáá del mate material rial sin in interacc teracción; ión; • Un neutró neutrónn de velocida velocidadd median medianaa será captu capturado rado por el núcle núcleoo y transform transformará ará el mater material ial en un isótop isótopoo (pero no induciría la fisión). • Un neutró neutrónn de movim movimiento iento len lento to (térm (térmico) ico) ind inducirá ucirá a un núc núcleo leo a que exp experime erimente nte la fis fisión. ión. • Un neutró neutrónn móvil rea realmen lmente te lento se será rá captu capturado rado o esc escapará apará,, pero no caus causará ará fisi fisión. ón. Algunos años antes del descubrimiento de la fisión, la manera acostumbrada de retrasar los neutrones era hacerlos pasar a través de un material de peso atómico bajo, tal como un material hidrogenoso. El proceso de retraso o de moderación es simplemente una secuencia de colisiones elásticas entre las partículas de alta velocidad y las partículas prácticamente en reposo. Cuanto más parecidas sean las masas del neutrón y de la partícula golpeada, mayor es la pérdida de energía cinética por el neutrón. Por lo tanto los elementos ligeros son los más eficaces como moderadores de neutrones. A unos cuantos físicos en los años 30 se les ocurrió la posibilidad de mezclar el uranio con un moderador: si fuesen mezclados correctamente, los neutrones de alta velocidad de la fisión podrían ser retrasados al rebotar en un moderador, con la velocidad correcta, para inducir la fisión en otros átomos de uranio. Las características de un buen moderador son: peso atómico bajo y baja o nula tendencia a absorber los neutrones. Los moderadores posibles son entonces el hidrógeno, helio, litio, berilio, boro y carbono. El litio y el boro absorben los neutrones fácilmente, así  que se excluyen. El helio es difícil de utilizar porque es un gas y no forma ningún compuesto. La opción de moderadores estaría entonces entre el hidrógeno, deuterio, el berilio y el carbono. Fueron Enrico Fermi y Leó Szilárd quienes propusieron primero el uso de grafito (una forma de carbono) como moderador para una reacción en cadena. El deuterio es el mejor tecnológicamente (introducido en el agua pesada), sin embargo el grafito es mucho más económico.

Efectos de los isótopos El uranio natural se compone de tres isótopos: 234U (0,006%), 235U (0,7%), y 238U (99,3%). La velocidad requerida para que se produzca un acontecimiento de fisión y no un acontecimiento de captura es diferente para cada isótopo. El uranio-238 tiende a capturar neutrones de velocidad intermedia, creando 239U, que decae sin fisión a plutonio-239, que sí es fisible. Debido a su capacidad de producir material fisible, a este tipo de materiales se les suele llamar fértiles. Los neutrones de alta velocidad (52.000 km/s), como los producidos en una reacción de fusión tritio-deuterio, pueden fisionar el uranio-238. Sin embargo los producidos por la fisión del uranio-235, de hasta 28.000 km/s, tienden a rebotar inelásticamete con él, lo cual los desacelera. En un reactor nuclear, el 238U tiende, pues, tanto a desacelerar los neutrones de alta velocidad provenientes de la fisión del uranio-235 como a capturarlos (con la consiguiente transmutación a plutonio-239) cuando su velocidad se modera. El uranio-235 fisiona con una gama mucho más amplia de velocidades de neutrones que el 238U. Puesto que el uranio-238 afecta a muchos neutrones sin inducir la fisión, tenerlo en la mezcla es contraproducente para promover la fisión. De hecho, la probabilidad de la fisión del 235U con neutrones de velocidad alta puede ser lo suficientemente elevada como para hacer que el uso de un moderador sea innecesario una vez que se haya suprimido el 238U.

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Fisión nuclear

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Sin embargo, el 235U está presente en el uranio natural en cantidades muy reducidas (una parte por cada 140). La diferencia relativamente pequeña en masa entre los dos isótopos hace, además, que su separación sea difícil. La posibilidad de separar 235U fue descubierta con bastante rapidez en el proyecto Manhattan, lo que tuvo gran importancia para su éxito.

Véase también •• Fís Fí ssión ica icón a nuc nnucl ucle lear arr Fu Fusi nu clea ear

Enlaces externos Wikilibros • Wiki Wikili libr bros os al albe berg rgaa un un li libr broo o m man anua uall ssob obre re Fisión nuclear. [1] • Ene Energí rgíaa nuc nuclea lear: r: el pod poder er de dell át átomo omo [2] • El ááto tomo mo y sus sus re reac acci cion ones es

Referencias [1] [1] http http:/  :/   / www.energia.4d2. net/  [2] [2] http http:/  :/   / simplementeeluniverso.vndv.com/ index.php?urliframe=vp002-001a.php%3Ffn_mode%3Dcomments%26fn_id%3D8  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Fusión nuclear En física nuclear y química nuclear, la fusión nuclear es el proceso por el cual varios núcleos atómicos de carga similar se unen para formar un núcleo más pesado. Se acompaña de la liberación o absorción de una cantidad enorme de energía, que permite a la materia entrar en un estado plasmático. La fusión de dos núcleos de menor masa que el hierro (que, junto con el níquel, tiene la mayor energía de enlace por nucleón) libera energía en general, mientras que la fusión de núcleos más pesados que el hierro absorbe energía; y viceversa para el proceso inverso, fisión nuclear. En el caso más simple de fusión del hidrógeno, dos protones deben acercarse lo suficiente para que la interacción nuclear fuerte pueda superar su repulsión eléctrica mutua y obtener la posterior liberación de energía.

Fusión de deuterio con tritio produciendo helio-4, liberando un neutrón, y generando 17,59 MeV de energía, como cantidad de masa apropiada convertida de la energía cinética de los productos, de acuerdo con E = Δm c2.

La fusión nuclear se produce de forma natural en las estrellas. La fusión artificial también se ha logrado en varias empresas, aunque todavía no ha sido totalmente controlada. Sobre la base de los experimentos de transmutación nuclear de Ernest Rutherford conducidos unos pocos años antes, la fusión de núcleos ligeros (isótopos de hidrógeno) fue observada por primera vez por Mark Oliphant en 1932; los pasos del ciclo principal de la fusión nuclear en las estrellas posteriormente fueron elaborados por Hans Bethe durante el resto de esa década. La investigación sobre la fusión para fines militares se inició en la década de 1940 como parte del Proyecto Manhattan, pero no tuvo éxito hasta 1952. La investigación sobre la fusión controlada con fines civiles se inició en la década de 1950, y continúa hasta hoy en día.

 

Fusión nuclear

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Requisitos Antes de que la fusión pueda tener lugar, debe superarse una importante barrera de energía producida por la fuerza electrostática. A grandes distancias dos núcleos se repelen entre sí debido a la fuerza de repulsión electrostática entre sus protones cargados positivamente. Si dos núcleos pueden ser acercados lo suficiente, sin embargo, la repulsión electrostática se puede superar debido a la interacción nuclear fuerte, que es más fuerte en distancias cortas. Cuando se añade un nucleón como un protón o un neutrón a un núcleo, la fuerza nuclear atrae a otros nucleones, pero principalmente a sus vecinos inmediatos, debido al corto alcance de esta fuerza. Los nucleones en el interior de un núcleo tienen más vecinos nucleones que los de la superficie. Ya que los núcleos más pequeños tienen una mayor relación entre área de superficie y volumen, la energía de enlace por nucleón debido a la fuerza nuclear por lo general aumenta con el tamaño del núcleo, pero se aproxima a un valor límite correspondiente a la de un núcleo con un diámetro de cerca de cuatro nucleones. La fuerza electrostática, por otra parte, es una fuerza inversa del cuadrado de la distancia, así que un protón añadido a un núcleo sentirá una repulsión electrostática de todos los otros protones en el núcleo. La energía electrostática por nucleón, debido a la fuerza electrostática por tanto, aumenta sin límite cuando los núcleos se hacen más grandes. El resultado neto de estas fuerzas opuestas es que la energía de enlace por nucleón generalmente aumenta con el tamaño del núcleo, hasta llegar a los elementos hierro y níquel, y un posterior descenso para los núcleos más pesados. Finalmente, la energía de enlace se convierte en negativa y los núcleos más pesados (con más de 208 nucleones, correspondientes a un En distancias cortas, la interacción nuclear fuerte (atracción) es más fuerte que la fuerza diámetro de alrededor de 6 nucleones) electrostática (repulsión). Así, la mayor dificultad técnica para la fusión es conseguir que los núcleos se acerquen lo suficiente para fusionar. Las distancias no están a escala.. no son estables. Los cuatro núcleos más estrechamente unidos, en orden 62 58 56 60 [1] decreciente de energía de enlace, son Ni, Fe, Fe, y Ni. A pesar de que el isótopo de níquel, 62Ni, es más estable, el isótopo de hierro 56Fe es una orden de magnitud más común. Esto se debe a una mayor tasa de desintegración de 62Ni en el interior de las estrellas impulsado por la absorción de fotones. Una notable excepción a esta tendencia general es el núcleo helio-4, cuya energía de enlace es mayor que la del litio, el siguiente elemento más pesado. El principio de exclusión de Pauli proporciona una explicación para este comportamiento excepcional, que dice que debido a que los protones y los neutrones son fermiones, no pueden existir en el mismo estado. Helio-4 tiene una energía de enlace anormalmente grande debido a que su núcleo está formado por dos protones y dos neutrones, de modo que sus cuatro nucleones puede estar en el estado fundamental. Cualquier nucleón adicionales tendrían que ir en estados de energía superiores.

 

Fusión nuclear

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Confinamiento electrostático estable para fusión nuclear Como se puede apreciar en el dibujo de abajo se basa en el encierro total de iones de hidrógeno confinados electrostáticamente. Los beneficios de este confinamiento son múltiples: • El groso grosorr de la esfera ddee cobre an anula ula la ines inestabil tabilidad idad prod producida ucida po porr los errore erroress de sime simetría. tría. • La ionización del hidrógeno ssee produce fá fácilmente cilmente por el campo eléctrico que absorbe los electrones sin disminuir la intensidad del campo eléctrico. • Se puede ob obtener tener un in intenso tenso ccampo ampo el eléctric éctricoo lo que evit evitaría aría que lo loss iones de hi hidróge drógeno no esca escapen. pen. • La energía consumida es menor que la que cons consume ume un reactor de fusión que produce un campo electrom electromagnético agnético para confinar los iones. La fusión nuclear se logra por medio de compresión-descompresión aumentando o disminuyendo la intensidad del campo eléctrico, esto se logra aumentando o disminuyendo la velocidad del generador de electricidad. El moderador de neutrones que se puede utilizar es el plomo aunque habría que probar su eficacia. Ver dibujo en este enlace: [2] Y aquí [3]

Véase también • • • • •

Fís Física ica nuc nucle lear ar Fis Fisión ión nnuc ucle lear ar Proc Proces esos os nu nucl clea eare ress React Reactores ores ddee fusi fusión ón term termonucl onuclear ear po porr confi confinamie namiento nto ma magnéti gnético co His Histor toria ia de la fus fusión ión nuc nuclea learr

Enlaces externos • • • • • •

Wi Wiki kime medi diaa Co Comm mmon onss al albe berg rgaa co cont nten enid idoo mu mult ltim imed edia ia ssob obre re Fusión nuclear.Commons [2] El ááto tomo mo y sus sus re reac acci cion ones es [4] Ciemat Ene Energí rgíaa nuc nuclea lear: r: el pod poder er de dell át átomo omo [1] Fusor [5] Fusi Fusion onWi Wiki ki ((en en iing nglé lés) s) [6]

Notas y referencias [1] [2] [2] [3] [3] [4] [4] [5] [5] [6] [6]

« The Mo Most st Tigh Tightly tly Bound Bound Nucl Nuclei ei (http:/  (http:/  / hyperphysics.phy-astr.gsu.edu/ hbase/ nucene/ nucbin2. html#c1)». http http:/  :/   / img217. imageshack.us/ img217/ 8444/ dibujoyu.png http http:/  :/   / img88. imageshack.us/ img88/ 6016/ copiadedibujo.png http http:/  :/   / www.ciemat.es http http:/  :/   / www.cientificosaficionados.com/ tbo/ fusor/ fusor.htm http http:/  :/   / fusionwiki.ciemat.es  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 El contenido de este artículo incorpora material de una entrada de la  Enciclopedia Libre Universal   (http:/  /   

encicloped encic lopedia. ia. us. es/ index. php/ Fusión_nuclear)  ,, publicada en español bajo Compartir-Igual 3.0 (http:/   / creativecommons.org/ licenses/ by-sa/ 3.0/ deed.es).  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

la licencia Creative Commons

 

Plutonio

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Plutonio Neptunio - Plutonio - Americio Sm Pu Tabla completa General

Nombre, símbolo, número

Plutonio, Pu, 94

Serie química

Actínidos

Grupo, periodo, bloque

n/a, 7, f  

Densidad

19.816 kg/m3 ó 19,81 g/cm3

Apariencia

Blanco plateado

Propiedades atómicas

Masa atómica

244 u

Radio atómico

175 pm

Radio de Van der Waals

?

Configuración electrónica

[Rn] 5f 6 7s2

Estados de oxidación (óxido)

6, 5, 4, 3 (óxido anfotérico)

Estructura cristalina

Monoclínica Propiedades físicas

Estado de la materia

Sólido

Punto de fusión

912,5 K

Punto de ebullición

3.501 K

Entalpía de vaporización

333,5 kJ/mol

Entalpía de fusión

2,82 kJ/mol

Presión de vapor

10,00 Pa a 2.926 K

Velocidad del sonido

2.260 m/s a 293,15 K Información diversa

Electronegatividad

1,28(Pauling)

Calor específico

35,5 J/(kg·K)

Resistencia eléctrica

0,685 m-1·Ω-1

Conductividad térmica

6,74 W/(m·K)

1er potencial de ionización

584,7 kJ/mol

 

Plutonio

117 Valores en el SI y en condiciones normales (0 °C y 1 atm), salvo que se indique lo contrario. † Calculado a partir de distintas longitudes de enlace covalente, metálico o iónico.

Plutonio, de símbolo Pu, es un elemento metálico radiactivo que se utiliza en reactores y armas nucleares. Su número atómico es 94. Es uno de los elementos transuránicos del grupo de los actínidos del sistema periódico. Su

nombre deriva del dios romano de los infiernos, Plutón. Los isótopos del plutonio fueron preparados y estudiados por vez primera por el químico estadounidense Glenn T. Seaborg y sus colegas de la Universidad de California en Berkeley, en 1940. Se han encontrado cantidades menores del elemento en las minas de uranio, pero en la actualidad se preparan cantidades relativamente grandes de plutonio en los reactores nucleares. Químicamente, el plutonio es reactivo, y sus propiedades se asemejan a las de los lantánidos. El metal plateado, que se vuelve ligeramente amarillo con la oxidación causada por la exposición al aire, existe en seis formas cristalinas y tiene cuatro estados de oxidación diferentes. El metal desprende calor debido a su radiactividad. Se conocen 15 isótopos diferentes del plutonio, con números másicos entre 232 y 246; el plutonio 244 es el más estable. El isótopo de número másico 239 tiene un periodo de semidesintegración de 24.360 años y se produce bombardeando uranio 238 con neutrones lentos; esto forma uranio 239 (con un periodo de semidesintegración de unos 23,45 minutos) , que por emisión de una partícula beta forma neptunio 239, que a su vez emite una partícula beta formando plutonio 239. El plutonio es el elemento transuránico más importante económicamente porque el plutonio 239 admite fácilmente la fisión y puede ser utilizado y producido en grandes cantidades en los reactores nucleares. Es un veneno extremadamente peligroso debido a su alta radiactividad.

Véase también • • • •

En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr Efe Efecto ctoss bi bioló ológic gicos os ddee la rradi adiaci ación ón En Ener ergí gías as re reno nova vabl bles es Aba Abando ndono no de la ene energí rgíaa nucl nuclear ear

Enlaces externos [1]edia Wi Wiki kime a paño Co Comm mmon sxFAQ al albe berg rga cont nten enid idoo mu mult ltim imed ia ssob obre re Plutonio .Commons •• AT ATSD SDR Rmedi endia Espa Es ñol l - ons To ToxF AQs sa™co : Plutonio (Pu) Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE. UU. (dominio público) • ATSDR en Es Español pañol - Resu Resumen men ddee Salu Saludd Públi Pública: ca: Plu Plutonio tonio (Pu) [2] Departamento de Salud y Servicios Humanos de EE. UU. (dominio público)

Referencias [1] [1] http http:/  :/   / www.atsdr.cdc.gov/ es/ toxfaqs/ es_tfacts143.html [2] [2] http http:/  :/   / www.atsdr.cdc.gov/ es/ phs/ es_phs143. html  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Isótopo

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Isótopo Este artículo o sección necesita referencias que aparezcan en una publicación acreditada, como revistas especializadas, monografías, prensa diaria o páginas de Internet fidedignas. [1] Puedes añadirlas así o avisar al autor principal del artículo en su página de discusión pegando: {{subst:Aviso referencias|Isóto referencias|Isótopo}} po}} ~~~~

Se denominan isótopos (del griego: ἴσος, isos = mismo; τόπος, tópos = lugar) a los átomos de un mismo elemento, cuyos núcleos tienen cantidad diferente neutrones, y por tanto, difieren en masa. La mayoría de los elementos químicos poseen más de un isótopo. Solamente 21 elementos (ejemplos: berilio, sodio) poseen un solo isótopo natural; en contraste, el estaño es el elemento con más isótopos estables. Otros elementos tienen isótopos naturales, pero inestables, como el Uranio, cuyos isótopos están constantemente en decaimiento, lo que los hace radiactivos. Los isótopos inestables son útiles para estimar la edad de variedad de muestras naturales, como rocas y materia orgánica. Esto es posible, siempre y cuando, se conozca el ritmo promedio de desintegración en relación a loslaque decaído. Graciasdea determinado este método isótopo, de datación, conocemos edadyadehan la tierra. Los rayos cósmicos hacen inestables a isótopos estables de Carbono que posteriormente se adhieren a material biológico, permitiendo así estimar la edad aproximada de huesos, telas, maderas, En la esquina inferior derecha de esta placa cabello, etc. Se obtiene la edad de la muestra, no la del propio isótopo, fotográfica de Joseph John Thomson están ya que se tienen en cuenta también los isótopos que ya han marcados los dos isótopos del neón: neón-20 y desintegrado en la misma muestra. Se sabe el número de isótopos neón-22. desintegrados con bastante precisión, ya que no pudieron haber sido parte del sistema biológico a menos que hubieran sido aún estables cuando fueron absorbidos.

Tipos de isótopos Si la relación entre el número de protones y de neutrones no es la apropiada para obtener la estabilidad nuclear, el isótopo es radiactivo. Por ejemplo, en la naturaleza el carbono se presenta como una mezcla de tres isótopos con números de masa 12, 13 y 14: 12C, 13C y 14C. Sus abundancias respecto a la cantidad global de carbono son respectivamente: 98,89%, 1,11% y trazas. Los isótopos se subdividen en isótopos estables (existen menos de 300) y no estables o isótopos radiactivos (existen alrededor de 1.200). El concepto de estabilidad no es exacto, ya que existen isótopos casi estables. Su estabilidad se debe al hecho de que, aunque son radiactivos, tienen una semivida extremadamente larga comparada con la edad de la Tierra.

 

Isótopo

119

Isótopos mas abundantes en el Sistema solar[2] Isótopo

Núcleos por millón

Hidrógeno-1

705.700

Hidrogeno -2

23

Helio-4

275.200

Helio-3

35

Oxígeno-16

5.920

Carbono-12

3.032

Carbono-13

37

Neón-20

1.548

Neón-22

208

Hierro-56

1.169

Hierro-54

72

Hierro-57

28

Nitrógeno-14 Silicio-28

1.105 653

Silicio-29

34

Silicio-30

23

Magnesio-24

513

Magnesio-26

79

Magnesio-25

69

Azufre-32

396

Argón-36

77

Calcio-40

60

Aluminio-27

58

Níquel-58

49

Sodio-23

33

 

Isótopo

120

Notación Los isótopos se denotan por el nombre del elemento correspondiente seguido por el número másico (protones + neutrones), separados habitualmente por un guión (carbono-12, carbono-14, uranio-238, etc.). En forma simbólica, el número de nucleones se añade como superíndice a la izquierda del símbolo químico: 3H (hidrógeno-3). Algunos poseen nombre propio, por ejemplo: protio, deuterio y tritio son los nombres de 1H, 2H y 3H respectivamente.

Radioisótopos Los radioisótopos son isótopos radiactivos ya que tienen un núcleo atómico inestable (por el balance entre neutrones y protones) y emiten energía y partículas cuando cambia de esta forma a una más estable. La energía liberada al cambiar de forma puede detectarse con un contador Geiger o con una película fotográfica. Cada radioisótopo tiene un periodo de desintegración o semivida características. La energía puede ser liberada, principalmente, en forma de rayos alfa (núcleos de helio), beta (electrones o positrones) o gamma (energía electromagnética). Diagrama de los isótopos del hidrógeno.

Varios isótopos radiactivos inestables y artificiales tienen usos en medicina. Por ejemplo, un isótopo del tecnecio (99mTc) puede usarse para identificar vasos sanguíneos bloqueados. Varios isótopos radiactivos naturales se usan para determinar cronologías, por ejemplo, arqueológicas.

Aplicaciones de los isótopos Existen numerosas aplicaciones que utilizan las diferentes propiedades entre los isótopos de un mismo elemento;

Utilización de las propiedades químicas • En el marcaje is isotópico, otópico, se usan isótopos inusuales co como mo marca marcadores dores de reacciones químicas. L Los os isótopos añadidos reaccionan químicamente igual que los que están presentes en la reacción, pero después se pueden identificar por espectrometría de masas o espectroscopia infrarroja. Si se usan radioisótopos, se pueden detectar también gracias a las radiaciones que emiten y la técnica se llama marcaje radiactivo o marcaje radioisotópico. • La datac datación ión radia radiactiva ctiva es una téc técnica nica sim similar, ilar, pero en la que se co compara mpara la pro proporció porciónn de ciertos isó isótopos topos de una muestra, con la proporción en que se encuentran en la naturaleza. • La sustitución isotópica, se puede usar para determinar el mecanism mecanismoo de una reacción gracias al efecto ccinético inético isotópico.

 

Isótopo

121

Utilización de las propiedades nucleares • Diferentes variedade variedadess de espectroscopia se basan en las propiedades única únicass de nucleidos espe específicos. cíficos. Por ejemplo, la espectroscopia por resonancia magnética nuclear (RMN), permite estudiar sólo isótopos con un spin distinto de cero, y los nucleidos más usados son 1H, 2H,13C y 31P. • La espectroscopia Mössbauer tam también bién se ba basa sa en la lass transiciones nucleares de nucleidos específicos específicos,, como el 57 Fe. • Los radionucleidos radionucleidos,, también tienen aplicacione aplicacioness importantes importantes,, las centrales nuclea nucleares res y armas nucle nucleares ares requieren cantidades elevadas de ciertos nucleidos. Los procesos de separación isotópica o enriquecimiento isotópico representan un desafío tecnológico importante.

Notas [1] [1] http http:/  :/   / en.wikipedia.org/ wiki/ Is%C3%B3topo?action=history [2] Arnet Arnett,t, David (1996). (1996). Supernovae and Nucleosynthesis (1ª edición edición). Princeton, New Jersey: Princeton University press. ISBN 0-691-01147-8.  

 

 

 

 

 

Véase también • Ta Tabl blaa de de iisó sóto topo poss • Isóbaro

Enlaces externos •

Wikc Wikcio iona nari rioo ttie iene ne defi defini nici cion ones es para para isótopo.Wikcionario

 

Combustible nuclear

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Combustible nuclear Se denomina combustible nuclear a todo aquel material que haya sido adaptado para poder ser utilizado en la generación de energía nuclear. El término combustible nuclear puede referirse tanto al material (físil o fusionable) por sí mismo como al conjunto elaborado y utilizado finalmente, es decir, los haces o manojos de combustible, compuestos por barras que contienen el material físil en su interior, aquellas configuraciones que incluyen el combustible  junto con el moderador o cualquier otra. El proceso más utilizado y conocido es la fisión nuclear. El combustible nuclear más común, está formado por elementos fisibles como el Uranio, generando reacciones en cadena controladas dentro de los reactores nucleares que se encuentran en las centrales nucleares. El isótopo utilizado más habitualmente en la fisión es el 235 U. Los procesos de producción del combustible nuclear que comprenden la minería, refinado, purificado, su utilización y el tratamiento final de residuos, conforman en su conjunto el denominado ciclo del combustible nuclear.

Proceso de producción del combustible nuclear.

Otro proceso nuclear que puede ser utilizado es la fusión. En dicho proceso se utilizan como combustible isótopos ligeros como el tritio y el deuterio. Otros elementos como el 238Pu y otros se usan para producir pequeñas cantidades de energía mediante procesos de desintegración radiactiva en los generadores termoeléctricos de radioisótopos o en otros tipos de pilas atómicas.

Fabricación de combustible nuclear El combustible nuclear nuclear utiliz utilizado ado por los reactores de agua a presión (PWR) y de agua en ebullición (BWR) se fabrica a partir del uranio natural. El uranio tal como se encuentra en la naturaleza está formado por tres tipos de isótopos: uranio-238 (238U), uranio-235 (235U) y uranio-234 (234U). De cada gramo de uranio natural el 99,28 % de la masa es 238 U, el 0,71% 235U y 0,005% 234U. Los reactores PWR y BWR funcionan obteniendo la energía de la fisión de los átomos de 235U contenidos en el combustible y de otras reacciones nucleares, principalmente la fisión del 239Pu generado por activación del 238U. Para que los reactores moderados por agua ligera (PWR, BWR, VVER, ...) puedan funcionar es necesario aumentar la proporción del isótopo 235U desde el 0,71% con el que se presenta en la naturaleza hasta una concentración de entre el 2% y el 5%, mediante un proceso llamado enriquecimiento de Uranio. Para poder utilizar el uranio en un reactor nuclear es necesario realizar una serie de procesos químicos y físicos para convertirlo desde la forma mineral en que se encuentra en la naturaleza a los pellets de óxido cerámico que se cargan

en el núcleo de un reactor nuclear. Son fundamentalmente cuatro o cinco pasos, las imágenes adjuntas ilustran el

 

Combustible nuclear

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material obtenido después de cada paso: 1. Primero, se extrae uranio de la tierra y se tritura y proce procesa sa (habitualmente ssee disuelve con áácido cido sulfúrico) para obtener la "yellow cake" (torta amarilla). 2. El sigu siguiente iente pa paso so cons consiste iste en, bi bien en conve convertir rtir el uran uranio io en UF6 para su enriquecimiento en el isótopo 235 antes de reconvertirlo en óxido de uranio, bien saltarse esta etapa pasando al cuarto paso, como se hace con el combustible CANDU.[1] [2]

1 Mineral de uranio  – principal materia prima del combustible nuclear.

2 Yellow cake (Torta amarilla)  – forma en la que el uranio se transporta a la planta de enriquecimiento.

3 UF6  – utilizado para el enriquecimiento.

4 Combustible nuclear  – sólido, compacto, químicamente inerte e insoluble.

Tipos de combustibles para reactores de fisión nuclear[3] Combustibles a base de óxidos Dióxido de Uranio (UO2)

Este combustible es el que utilizan la mayoría de los reactores PWR y BWR en operación. El dióxido de uranio se utiliza en forma de cerámico sólido negro. Al ser un material cerámico, el dióxido de uranio posee una baja conductividad térmica, lo que resulta en una elevada temperatura en la zona central de las pastillas combustibles cuando se encuentran en un reactor nuclear. La conductividad térmica es una función de la porosidad del material y del grado de quemado que posea el combustible (se denomina "quemado del combustible" al porcentaje de átomos de uranio iniciales que han fisionado). La fisión genera otros isótopos que afectan al combustible, a su comportamiento y a sus propiedades. Algunos productos permanecen disueltos en el material combustible (como los lantánidos), otros precipitan como por ejemplo el Paladio y otros forman burbujas que contienen productos como el Xenón o el Kriptón. El combustible también se ve afectado por las radiaciones, por los desplazamientos por el retroceso de los fragmentos de fisión al producirse esta reacción y por las tensiones de origen térmico. Un aumento de porosidad da lugar a una disminución de la conductividad térmica y al hinchado del material combustible. El dióxido de uranio se puede obtener por reacción de nitrato de uranio con una base de amonio para formar un sólido (uranato de amonio, el cual se calienta (calcina) para formar U3O8 que, entonces, puede convertirse calentándolo en una mezcla de argón / hidrógeno a (700 oC) para formar UO2. El UO2 se mezcla con un vinculador orgánico y se comprime en bolitas (llamados pellets), que son quemados a una temperatura mucho más alta (en atmósfera de H2 /Ar) para sinterizar el sólido. El propósito de este sinterizado es conseguir un sólido que tenga un bajo grado de porosidad.

 

Combustible nuclear Óxidos mixtos (MOX)

El Combustible nuclear de mezcla de óxidos, Óxido mixto, combustible MOX o simplemente MOX, es una mezcla de plutonio y uranio natural o empobrecido que se comporta en un reactor de forma similar al uranio enriquecido que alimenta la mayoría de los reactores nucleares. El MOX es una alternativa al combustible de uranio enriquecido utilizado en la mayoría de los reactores comerciales del mundo. Se han mostrado algunas preocupaciones sobre el hecho de que los núcleos de MOX plantearían algunas cuestiones sobre la gestión de losfisión, residuos actividad que generan. embargo MOX escombustibles a su vez unadesolución tratamiento, mediante de de losalta sobrantes de plutonio de lasSin centrales queelutilizan uranio. para el Actualmente (2005) el reprocesamiento de combustible nuclear comercial para obtener MOX se realiza en Inglaterra, Francia y en menor medida en Rusia, India y Japón. China tiene planes para desarrollar reactores reproductores rápidos y reprocesar.

Combustibles para reactores nucleares de investigación Los reactores de investigación son los utilizados en universidades e institutos de investigación. Estos reactores poseen potencias unos tres órdenes de magnitud inferiores a las potencias de un reactor de generación industrial de electricidad. Además los reactores de investigación operan a temperaturas y presiones mucho menores con respecto a los comerciales, y no generan electricidad. Los reactores de investigación permiten capacitar personal en técnicas nucleares, investigar propiedades de la materia, irradiar materiales para producir radioisótopos de aplicación en medicina nuclear,base realizar por neutrones, realizar análisis por activación neutrónica e irradiar silicio para producir material pararadiografías semiconductores (técnica conocida como Silicon NTD), entre otras aplicaciones. En estos reactores se utiliza uranio enriquecido en un porcentaje de un 12% a un 19.75% en 235U. Algunos de estos reactores de investigación utilizan combustibles formados por cajas que alojan unas 20 placas de aluminio en cuyo interior está contenido el Uranio. El uranio se encuentra disuelto en el interior de cada placa en forma de U3O8, UAlx o U3Si2. Otros reactores denominados TRIGA (Training, Research, Isotopes, General Atomics, en inglés, correspondientes a Entrenamiento, Investigación, Isótopos, "General Atomics") utilizan combustible en forma de barras. El combustible TRIGA está compuesto por una matriz de hidruro de uranio-zirconio. Muchos núcleos que usan este combustible son de "altas pérdidas", donde los neutrones que fugan del núcleo del reactor son utilizados para investigación.

Combustibles Líquidos Sales fundidas

Estos combustibles se encuentran disueltos en el refrigerante. Se han utilizado en los reactores de sales fundidas y en numerosos experimentos con reactores de núcleo líquido. El combustible líquido utilizado en el reactor de sal fundida es LiF-BeF 2-ThF4-UF4  (72-16-12-0,4 mol). Su temperatura máxima de funcionamiento es de 705 °C, pero puede soportar temperaturas mayores ya que su punto de ebullición excede los 1400 °C. [4]

124

 

Combustible nuclear Soluciones acuosas de sales de uranio

El reactor homogéneo acuoso utiliza una solución de sulfato de uranio u otras sales de uranio en agua. Este tipo de reactor homogéneo no se ha utilizado por ningún reactor de gran energía. Una de sus desventajas es que el combustible, en caso de accidente, tiene una presentación que favorece que se disperse fácilmente. Nitruro de uranio

Este es a menudo el combustible de elección para los diseños de reactor que fabrica la NASA. Una ventaja es que el UN tiene una mejor conductividad térmica que el UO2. El nitruro de uranio tiene una temperatura de fusión muy elevada. Este combustible tiene el inconveniente de que, a menos de que se utilice 15N (en lugar del más habitual 14 N), se generará una gran cantidad de 14C del nitrógeno por la reacción pn. Como el nitrógeno necesario para producir este combustible es sumamente costoso, sería lógico que el combustible tuviera que ser reprocesado mediante un método pirolítico a fin de permitir recuperar el 15N. También es lógico que si el combustible fuera procesado y disuelto en ácido nítrico el nitrógeno enriquecido con 15N quedaría diluido en el habitual 14N. Carburo de uranio

Otro combustible que se ha sugerido, nuevamente tiene una mejor conductividad térmica que el dióxido de uranio.

Presentaciones físicas habituales del combustible nuclear Para su uso como combustible en reactores nucleares, el UF 6 producido con Uranio enriquecido en el isótopo 235U, debe ser convertido en polvo de dióxido de uranio (UO 2), que entonces es procesado dándole forma de pequeñas partículas. Las partículas son comprimidas y horneadas a altas temperaturas, horneados, en un proceso llamado sinterización durante el cual las partículas se adhieren entre sí, formando pequeños cilindros (pellets) cerámicos de uranio enriquecido. Los pellets cilíndricos entonces son rectificados mediante tornos especiales para conseguir un tamaño uniforme. A continuación, los pellets son introducidos en tubos metálicos de una aleación resistente a la corrosión, estos tubos son llamados vainas combustibles. Los tubos que contienen los pellets de combustible son cerrados mediante tapones soldados en sus extremos: estos tubos con su carga de pellets de uranio son llamados barras combustibles. Las barras combustibles terminadas se agrupan formando haces, manojos o elementos combustibles, cada haz con entre 100 a 400 barras combustibles dependiendo la cantidad del diseño específico de cada reactor. Un núcleo de un reactor nuclear contiene varios cientos de haces o manojos de combustible. El metal de las vainas depende del diseño del reactor- en el pasado se utilizaba acero inoxidable, pero actualmente la mayoría de reactores utilizan una aleación de zirconio. Para los tipos más habituales de reactores (BWR y PWR) los tubos se ensamblan en haces o manojos con los tubos espaciados a distancias precisas. A estos haces o manojos se les asigna un número de identificación único, lo que permite su trazabilidad en todo el ciclo (desde su fabricación, hasta su almacenamiento como material irradiado usado, pasando por su uso en el reactor).

125

 

Combustible nuclear

126

Combustible para reactores PWR

El combustible del reactor de agua presurizada (PWR) está compuesto por barras cilíndricas organizadas en haces, manojos o elementos de combustible. El óxido de uranio cerámico es conformado en insertan pequeños cilindros (pellets) que se en tubos de Elemento combustible PWR. Elemento combustible del reactor de agua presurizada del una aleación rica en zirconio llamada barco de pasajeros y carga NS Savannah. Diseñado y construido por Babcock and Wilcox Zircaloy. Estos tubos, llamados vainas, Company. son cerrados herméticamente con tapones soldados. Los tubos de Zircaloy tienen alrededor de 1 cm de diámetro. Hay alrededor de 179-264 barras de combustible por elemento combustible, y el núcleo de un reactor aloja desde 120 a 200 elementos combustibles según su diseño. Generalmente, Generalmente, los elementos combustibles son de sección transversal cuadrada, estando armados con barras combustibles ordenadas en conjuntos de 14x14 a 17x17. Los elementos combustibles para reactores PWR tienen cerca de 4 m de largo. En los elementos combustibles PWR, las barras de material absorbente que se utilizan para controlar la reacción nuclear ("barras de control") se insertan por la parte superior en sitios especiales dentro del elemento combustible. Los elementos combustible normalmente están enriquecidos en diversos porcentajes de 235U. El óxido de uranio es secado antes de insertarlo en los tubos para eliminar la humedad en el combustible cerámico que podría ocasionar corrosión y fragilidad inducida por hidrógeno. Los tubos de Zircaloy están presurizados con helio para intentar minimizar la interacción entre la vaina (o “cladding” en inglés) de los pellets (PCI) que puede llevar a fallos de la barra de combustible durante largos períodos. Combustible para reactores BWR

En el reactor de agua en ebullición (BWR), el combustible es similar al del PWR excepto que los haces o manojos de barras combustibles están contenidos dentro de un tubo metálico de sección cuadrada. Esto se hace para prevenir variaciones de densidad del refrigerante (agua) ocasionadas por la distribución de generación de calor y existencia de vapor en el núcleo. En los haces de BWR, hay alrededor de 500-800 barras combustibles en cada elemento combustible. Cada barra combustible para BWR está rellenada con helio a una presión de cerca de tres atmósferas (300 kPa). Combustible para reactores CANDU

Los haces o manojos de combustible para reactores CANDU miden alrededor de medio metro de largo y 30 cm de diámetro. Están formados por tubos de zirconio conteniendo pellets sinterizados de (UO2) contenidos, los tubos o vainas están soldados en los extremos a platos de zirconio. Cada haz o manojo pesa alrededor de 20 kg y el núcleo de un reactor puede llegar a contener unos 4.500 haces o manojos. Los modelos modernos normalmente tienen 37 barras de combustible idénticas dispuestas

radialmente

alrededor

del

eje

Haces o manojos de combustible CANDU Dos haces manojos de y combustible CANDU, cada uno de aproximadamente 50 ocm de largos 10 cm de diámetro. Foto cortesía de Atomic Energy of Canada Ltd.

 

Combustible nuclear

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longitudinal del haz o manojo, pero en el pasado se utilizaron diversas configuraciones y números de barras. Los diseños actuales del CANDU no necesitan uranio enriquecido para alcanza el punto crítico (debido a su más eficiente moderador de neutrones de agua pesada, no obstante, algunos nuevos conceptos exigen un bajo enriquecimiento para ayudar a reducir el tamaño de los reactores.

Otros tipos de combustible nuclear menos habituales Existen otras varias presentaciones de combustible nuclear para aplicaciones específicas, pero carecen del amplio uso de las utilizadas en las plantas de energía de BWR, PWR, y CANDU. Muchos de estas presentaciones solo se encuentran en reactores de investigación, o tienen aplicaciones militares. Combustible compacto TRISO

Partícula de combustible TRISO, fragmentada para mostrar las múltiples capas cobertoras.

Los combustibles tri-isotrópicos (TRISO) fueron desarrollados inicialmente en Alemania para reactores de altas temperaturas refrigerados por gas. En los combustibles TRISO, el carburo de uranio está revestido por varias capas de carbón pirolítico y dióxido de silicio para retener los productos de fisión a elevadas temperaturas. Estos combustibles se moldeaban en esferas de grafito (para reactores de lecho de esferas) o en barras de combustible de grafito (para reactores prismáticos con núcleos refrigerado por gas). Actualmente, este tipo de combustibles se utilizan en el HTR-10 en China, y en el HTTR en Japón, los cuales son reactores experimentales. Los combustibles compactos TRISO podrían utilizarse también en los diseños PBMR y GT-MHR, si tales diseños fueran construidos. La primera planta de energía en utilizar este combustible fue el THTR-300.

Combustible CerMet

El combustible CerMet está formado por partículas de combustible cerámico (normalmente óxido de uranio) alojadas en una matriz metálica. Se ha especulado que este tipo de combustible es el utilizado en los reactores de los portaaviones y submarinos nucleares de la US Navy. Este combustible posee un elevado coeficiente de transferencia térmico y puede soportar un gran volumen de expansión. Combustible tipo placa

 

Combustible nuclear

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El combustible de tipo placa ha ido ganado posiciones con el transcurso de los años. Actualmente se utiliza en el Reactor de Pruebas Avanzado en el Laboratorio Nacional de Idaho. Combustible de óxido usado

El combustible de óxido usado es una mezcla compleja de productos de fisión, uranio, plutonio y metales transplutónicos. El combustible que se ha utilizado a altas temperaturas en los reactores r eactores de energía es normal que no sea homogéneo, a menudo contiene nanopartículas de metales del grupo del platino tales como el paladio. También es frecuente que el combustible se haya agrietado, formando protuberancias o haya sido utilizado a temperaturas cercanas a su punto de fusión. Aunque el combustible usado puede agrietarse, es muy insoluble en agua, y puede retener la gran mayoría de actínidos y productos de fisión dentro del dióxido de uranio.

Núcleo del Reactor de Pruebas Avanzado. Este reactor utiliza combustible del tipo placa en una distribución en hojas de trébol.

Combustibles para reactores de fusión Este artículo o sección necesita referencias que aparezcan en una publicación acreditada, como revistas especializadas, monografías, prensa diaria o páginas de Internet fidedignas. [5] Puedes añadirlas así o avisar al autor principal del artículo en su página de discusión pegando: {{subst:Aviso referencias|Combustible referencias|Combustib le nuclear}} ~~~~

Aunque en el 2008 aún no existen reactores de fusión que hayan operado durante períodos de tiempo relevantes, ni que hayan permitido aprovechar su energía, los principales combustibles que podrían utilizarse en estos reactores serían el tritio (³H) y el deuterio (²H), pudiendo usar también el helio tres (³He). Muchos otros elementos pueden fusionarse si se les fuerza a acercarse entre sí lo suficiente, para lo cual es necesario alcanzar temperaturas suficientemente altas. En general, se considera que habrá tres generaciones de combustibles de fusión dependiendo de la factibilidad técnica de poder lograr la fusión de distintos núcleos atómicos de elementos ligeros. Esta se encuentra en etapas de investigación y desarrollo. El proyecto ITER es una iniciativa internacional para avanzar en el conocimiento de la fusión por confinamiento magnético.

Combustible de fusión de primera generación El deuterio y el tritio son considerados la primera generación de combustibles de fusión; existen varias reacciones en las cuales pueden fusionarse juntos. Las tres reacciones más habituales son: ²H + ³H

n (14,07 MeV) + 4He (3,52 MeV)

²H + ²H

n (2,45 MeV) + ³He (0,82 MeV)

²H + ²H

p (3,02 MeV) + ³H (1,01 MeV)

 

Combustible nuclear

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Combustible de fusión de segunda generación La segunda generación de combustibles requiere o bien alcanzar temperaturas más altas de confinamiento para lograr la fusión o tiempos de confinamiento más prolongados, que los requeridos para los combustibles de primera generación. Este grupo está formado por deuterio y helio tres. Los productos de estos reactivos son todas partículas cargadas, pero existen reacciones laterales no beneficiosas que llevan a la activación radioactiva de los componentes del reactor de fusión. 4

²H + ³He

p (14,68 MeV) + He (3,67 MeV)

Combustible de fusión de tercera generación Hay varios combustibles de fusión potenciales en la tercera generación. La tercera generación de combustibles de fusión producen sólo partículas cargadas en el proceso de fusión y no hay reacciones laterales. Por lo tanto, no habría ninguna activación radioactiva en el reactor de fusión. A menudo esto es visto como el objetivo final de la investigación de la fusión. El ³He es el combustible de tercera generación que es más probable que se utilice primero ya que tiene la menor reactividad de Maxwell en comparación con otros combustibles de fusión de tercera generación. ³He + ³He

2p + 4He (12,86 MeV)

Otra reacción de fusión aneutrónica podría ser la de protón-boro: p + 11B → 34He Según estimaciones razonables, las reacciones laterales serían de alrededor del 0,1% de la energía de fusión llevada a término por los neutrones. Con 123 keV, la temperatura óptima de esta reacción es cerca de diez veces más que para las reacciones de hidrógeno puro, el confinamiento de energía debiera ser 500 veces mejor que la requerida para la reacción D-T, y la densidad de energía seria 2.500 veces más baja que para D-T.

Combustibles basados en la desintegración de radioisótopos Pila de radioisótopos Las expresiones pila atómica, pila nuclear o pila de radioisótopos se utilizan para describir un dispositivo que usa las emisiones de partículas cargadas de un isótopo radioactivo para producir electricidad. Estos sistemas utilizan radioisótopos que emiten partículas beta de baja energía o partículas alfa de forma que se minimice la radiación de frenado, que requeriría de otro modo el uso de blindajes a las radiaciones más pesados. Se han probado isótopos como el tritio, el 63Ni, el 147Pm o el 99Tc y se han utilizado el 90Sr, el 238Pu, el 242Cm o el 244curio. Básicamente existen dos tipos de pilas atómicas: térmicas y no térmicas. De las no térmicas hay varios diseños, que utilizan la carga de las partículas alfa y beta, e incluyen diseños como el generador de carga directa, el betavolt la pila nuclear optoeléctrica o el generador piezoeléctrico de radioisótopos. Por su parte las pilas atómicas térmicas convierten el calor de la desintegración radiactiva en electricidad. En este efecto se fundamentan diseños como el convertidor termoiónico, las celdas termofotovoltaicas, los convertidores termoeléctricos metal-alcalino y el diseño más común: el generador termoeléctrico de radioisótopos.

 

Combustible nuclear

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Generadores de calor a partir de radioisótopos Las Unidades de calor de radioisótopos, (RHU) por sus iniciales en inglés, generan aproximadamente 1 vatio de calor, procedente de la desintegración de algunos gramos de 238Pu. Este calor es proporcionado de forma continua durante un lapso tiempo de varias décadas. Su función es generar calor, para calentar equipos muy sensibles en el espacio profundo. El satélite artificial Cassini-Huygens enviado al planeta Saturno contiene 82 de estas unidades (además de 3 GTR para generar electricidad). La sonda Huygens a Titán contiene 35 de estos elementos.

Generadores termoeléctricos de radioisótopos Un generador termoeléctrico de radioisótopos (GTR o RTG en inglés) es un generador eléctrico que obtiene su energía de la desintegración radioactiva. En estos aparatos, el calor liberado por la desintegración de un material radioactivo, se convierte en electricidad utilizando una serie de termopares.

Inspeccionando los niveles de radiación de los RTG de la Cassini-Huygens

El 238Pu en forma de dióxido de plutonio se ha convertido en el combustible más usado en los GTR. Este radioisótopo tiene un semiperíodo de 87,7 años, una densidad de energía razonable y unos niveles de radiaciones gamma y de neutrones bajos. Algunos GTR terrestres han utilizado 90Sr, isótopo que tiene un semiperiodo más corto, una densidad de energía más baja y produce

radiaciones gamma, pero es mucho más barato. El primer GTR fue construido en 1958 por la Comisión de Energía Atómica de Estados Unidos (NRC sus siglas en inglés), utilizando 210Po. Este combustible proporciona una enorme densidad de energía, (un solo gramo de polonio-210 genera 140 vatios térmicos) pero tiene un uso limitado debido a su corto semiperiodo y a que emite radiaciones gamma, por lo que fue desestimado para esta aplicación.

Comportamiento del combustible en un reactor nuclear de fisión La temperatura en una pastilla combustible varía con la distancia desde el centro. A una distancia x del centro la temperatura (Tx) se describe mediante una ecuación en la que ρ es la densidad de energía (W m -3) y Kf es la conductividad térmica del combustible:

El combustible utilizado en las centrales nucleares, tanto experimentales como industriales, se examina antes y después de su uso. El combustible fresco suele pasar varios controles en los que se verifica que sus características físicas coinciden con las indicadas en las especificaciones técnicas. Estos controles son siempre no destructivos, utilizando técnicas de metrología, ultrasonidos o inspecciones visuales entre otras técnicas. En el caso del combustible gastado los exámenes se realizan en las denominadas celdas calientes (recintos con gruesas paredes para proteger a las personas de las radiaciones que emite el combustible irradiado), dada la intensidad de las radiaciones que emite. En este caso se utilizan métodos destructivos y no destructivos.[6] [7] En el combustible gastado se estudian los siguientes efectos: • Hinchado.[8] • Libera Liberación ción de gase gasess de fisión. Lo Loss product productos os de fisión má máss volátil volátiles es que está estánn atrapad atrapados os dentro de dell dióxido de uranio pueden liberarse. • Agrietado del combustible. En los ciclos term termodinámicos odinámicos (calentamientos y enfriamientos) producen tension tensiones es en el combustible. Estas pueden producir grietas que tienden a ir del centro a los bordes formando un patrón en

forma de estrella.

 

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Estos ensayos se utilizan para comprobar que el combustible es seguro y además efectivo. Tras accidentes que han supuesto daños en el núcleo se suele investigar el combustible para estudiar su comportamiento.

Comportamiento del combustible nuclear de fisión en accidentes Se han realizado numerosas investigaciones que permiten conocer con precisión los fenómenos y condiciones que pueden producir la falla de un combustible en un reactor y la posterior liberación de material radioactivo desde el mismo. Solo los productos de fisión más volátiles se podrían liberar en caso de que un accidente produjera daños graves en el núcleo. En Francia existe una instalación donde se puede simular la fusión de combustible en condiciones controladas. Como parte del programa de investigación PHEBUS, se realizaron experimentos en los que combustibles alcanzaron temperaturas superiores a las de funcionamiento, analizando su comportamiento y los mecanismos de falla de la vaina que contiene al combustible. En este experimento además se estudió la liberación de radioisótopos desde el combustible.[9]

Véase también • Ce Cent ntra rall nucl nuclea earr • Cic Ciclo lo del com combus bustib tible le nuc nuclea learr • En Ener ergí gíaa nucl nuclea earr • Re Reac acto torr nucl nuclea earr

Referencias [1] El ciclo del combustible nuclear. Asociación Nuclear Mundial. Mundial. (en inglés) (ht (http:/  tp:/  / www.world-nuclear.org/ education/ nfc.htm) [2] Enriquecimiento Enriquecimiento de Uranio. C Centro entro Nacional de de Energía Atóm Atómica ica de Argentina. Argentina. (http:/  / caebis.cnea.gov. ar/ IdEN/  CONOC_LA_ENERGIA_NUC/ CAPITULO_6_Difusion/ CICLO_COMB_NUCL/ Recursos_uranio_arg.htm) [3] Ventajas y desventajas desventajas de los los diferentes tipo tiposs de combustibles. combustibles. (en inglés inglés)) (http:/  / fti.neep.wisc.edu/ neep602/ SPRING00/ lecture24.pdf) [4] Fluoruros fundidos fundidos como comb combustible ustible para reactores nucleares nucleares.. R. C. Briant y A. M. Weinberg. Weinberg. Oak Ridge Laboratory Laboratory.. Nuclear Science and Engineering. pp. 797-803. (1957).(en inglés) (http:/  / www.energyfromthorium.com/ pdf/ NSE_moltenFluorides.pdf) [5] [5] http http:/  :/   / en.wikipedia.org/ wiki/ Combustible_nuclear?action=history [6] Exámenes post-irradiación post-irradiación del combu combustible stible nuclear MOX AT ATR R FMDP. Oak Ridge Laboratory. Laboratory. (en inglés) (http:/  (http:/  / www.ornl.gov/  ~webworks/ cppr/ y2001/ pres/ 114819. pdf) [7] Exámenes post-irradiación post-irradiación de elemento elementoss de combustible U3SiX-Al U3SiX-Al construidos e irradiados irradiados en Argentina. Argonne Argonne National Laboratory. Laboratory. (en inglés) (http:/  / www.rertr.anl.gov/ Web2002/ 2003 Web/ Rugirello.html)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

[8] 19700006935_1970006935. Análisis del hinchado hinchado del combustible nuclear. nuclear. Documento de la [[NASA (http:/  (http:/  / ntrs.nasa.gov/ archive/ nasa/ casi.ntrs.nasa.gov/  pdf)] (en inglés)]  

[9] [9] (htt (http: p:/  /  / itu.jrc.ec. europa.eu/ uploads/ media/ Activity_Report_2004.pdf) Experimento Phebus. Informe anual del ITU correspondiente al 2004 (http:/  / itu. jrc.ec. europa.eu/ index.php?id=217& type=10#366)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Enlaces externos (en inglés): Combustible PWR

• • • •

de com combus bustib tible le 543 NEI (ht (http: tp:/ /  / www.nei.org/ index.asp?catnum=3&catid=esquema) Image Imagenn de un cconjunt onjuntoo de combu combustibl stiblee PWR. PWR. (h (http:/  ttp:/  / www.npp.hu/ uran/ 4-e.htm) Image Imagenn m mostran ostrando do eell ma manejo nejo de uunn haz PWR (http:/   / www.nucleartourist.com/ systems/ pwrfuel1.htm) Mit Mitsub subish ishii nu nucle clear ar fu fuel el C Co. o. (h (http ttp:/  :/  / www.mnf.co. jp/ pages2/ pwr2.htm)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Combustible BWR • Image Imagenn de dell ens ensambla amblaje je de un BW BWR R en enlatad latadoo (ht (http:/  tp:/  / www.gns.ne. jp/ eng/ cael/ database/ encard/ card2/ cd22/   

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

engcd22.htm)  

 

Combustible nuclear

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Combustible CANDU

• Imáge Imágenes nes del combu combustible stible CAND CANDU U y FAQ (http: (http:/ /  / canteach.candu.org/ imagelib/ 37000-fuel.htm)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Nocion Nociones es ión básic básicas delciclo diseñ diseño o ddel el C CANDU ANDU  / www. nucleartourist. com/  candu-rx. htm) •• La evoluc evolución deaslos ciclos s del combu combustible stible(http:/  CA CANDU NDU y su uso poten potencial cial parasystems/  con contribuir tribuir a la paz mun mundial dial (http (http:/  :/  /  www.nuclearfaq.ca/ brat_fuel.htm) • Curso de ge gestión stión del comb combustibl ustiblee CA CANDU NDU (http: (http:/ /  / canteach.candu.org/ library/ 20031101.pdf) • Espec Especificac ificaciones iones ddel el comb combustibl ustiblee y del react reactor or CANDU ((Nucle Nuclear ar Touris Tourist) t) (http: (http:/ /  / www.nucleartourist.com/  type/ candu2.htm) • Bar Barras ras y ha haces ces de ccomb ombust ustibl iblee Cand Candu. u. (ht (http: tp:/ /  / www.friendsofbruce.ca/ candubundle.htm)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Combustible TRISO

• Des Descri cripci pción ón del co combu mbusti stible ble TR TRISO ISO (h (http ttp:/  :/  / www.romawa.nl/ nereus/ fuel.html) • Examen no destructivo de las cápsulas de combustible nuclear de SiC utilizando la técnica de microfotografía con rayos X fluorescentes. [http://www.world-nuclear.org/sym/2003/fig-htm/labf5-h.htm Proceso del combustible compacto GT-MHR (http:/  / www.ndt.net/ article/ wcndt00/ papers/ idn540/ idn540.htm)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

• Descr Descripción ipción combustib bustible le TRI TRISO SO para ""guijar guijarros ros (pe (pebbles bbles)" )" (http: (http:/ /  / www.min.uc.edu/ nuclear/ kadak/  sld009. htm) del com • Página W Web eb de LANL m mostra ostrando ndo vario varioss pasos de la pproducc roducción ión del com combusti bustible ble TRIS TRISO O (http:/   / www.lanl.gov/  orgs/ nmt/ nmtdo/ AQarchive/ 03springsummer/ AFCI.html)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Combustible CERMET

• Una revis revisión ión de 50 años de los prog programas ramas de de desarrol sarrollo lo de combu combustible stible nu nuclear clear es espacia paciall (http:/  / www3.inspi.ufl. edu/ space/ program/ abstracts/ 1098.pdf) • Combu Combustibl stiblee Cermet nucl nuclear ear basad basadoo en el torio: fabr fabricaci icación ón de micro esfera sin sinteriza terizada da por secado de difusi difusión ón (http:/  / www.beckman.com/ literature/ Bioresearch/ ar-409.pdf) • El uso del comb combustib ustible le CERM CERMET ET basad basadoo en el molibden molibdeno, o, para la gest gestión ión de actíni actínidos dos en LWR (htt (http:/  p:/  / www. nrg-nl.com/ docs/ nrglib/ 2004/ 2004_nucl_techn_146_3_bakker_klaassen.pdf)  

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

 

Combustible del tipo placa

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Combustible TRIGA

• Web de ccombus ombustible tibless Ge General neral Atomi Atomics cs T TRIGA RIGA (http:/  / triga.ga. com/ fuel.html)  

 

 

 

 

Combustibles de reactores espaciales

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Combustible de fusión

• Presen Presentación tación de com combustib bustibles les de fusión avanz avanzados ados ((http:/  http:/   / fti.neep.wisc.edu/ presentations/ glk_ans00.pdf)  

 

 

 

 

 

 

 

Radiactividad

Radiactividad La radiactividad o radioactividad ioniza el medio que atraviesa. Una excepción lo constituye el neutrón, que no posee carga, pero ioniza la materia en forma indirecta. En las desintegraciones radiactivas se tienen varios tipos de radiación: alfa, beta, gamma y neutrones. La radiactividad puede considerarse un fenómeno físico natural por el cual algunos cuerpos o elementos químicos, llamados radiactivos, emiten radiaciones que tienen la propiedad de impresionar placas fotográficas, ionizar gases, producir fluorescencia, atravesar cuerpos opacos a la luz ordinaria, etc. Debido a esa capacidad, se les suele denominar radiaciones ionizantes (en contraste con las no ionizantes). Las radiaciones emitidas pueden ser electromagnéticas, en forma de rayos X o rayos gamma, o bien corpusculares, como pueden ser núcleos de helio, electrones o Diagrama de Segrè. El color indica el periodo de semidesintegración de los positrones, protones u otras. En resumen, es isótopos radiactivos conocidos, también llamado semivida. un fenómeno que ocurre en los núcleos de ciertos elementos, que son capaces de transformarse en núcleos de átomos de otros elementos. La radiactividad es una propiedad de los isótopos que son "inestables", es decir, que se mantienen en un estado excitado en sus capas electrónicas o nucleares, con lo que, para alcanzar su estado fundamental, deben perder energía. Lo hacen en emisiones electromagnéticas o en emisiones de partículas con una determinada energía cinética. Esto se produce variando la energía de sus electrones (emitiendo rayos X) o de sus nucleones (rayo gamma) o variando el isótopo (al emitir desde el núcleo electrones, positrones, neutrones, protones o partículas más pesadas), y en varios pasos sucesivos, con lo que un isótopo pesado puede terminar convirtiéndose en uno mucho más ligero, como el uranio que, con el transcurrir de los siglos, acaba convirtiéndose en plomo. La radiactividad se aprovecha para la obtención de energía nuclear, se usa en medicina (radioterapia y radiodiagnóstico) y en aplicaciones industriales (medidas de espesores y densidades, entre otras). La radiactividad puede ser: • Natura Natural: l: man manifesta ifestada da por los isóto isótopos pos que ssee encue encuentran ntran eenn la natu naturalez raleza. a. • Artific Artificial ial o inducida: ma manifest nifestada ada por los radiois radioisótopos ótopos pro producido ducidoss en transform transformacion aciones es artific artificiales iales..

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Radiactividad

Radiactividad natural Véanse también: Radiactividad  Radiactividad natural, Rayos cósmicos cósmicos y Redradna

En 1896 Henri Becquerel descubrió que ciertas sales de uranio emiten radiaciones espontáneamente, al observar que velaban las placas fotográficas envueltas en papel negro. Hizo ensayos con el mineral en caliente, en frío, pulverizado, disuelto en ácidos y la intensidad de la misteriosa radiación era siempre la misma. Por tanto, esta nueva propiedad de la materia, que recibió el nombre de radiactividad, no dependía de la forma física o química en la que se encontraban los átomos del cuerpo radiactivo, sino que era una propiedad que radicaba en el interior mismo del átomo. El estudio del nuevo fenómeno y su desarrollo posterior se debe casi exclusivamente al matrimonio de Marie y Pierre Curie, quienes encontraron otras sustancias radiactivas: el torio, el polonio y el radio. La intensidad de la radiación emitida era proporcional a la cantidad de uranio presente, por lo que Marie Curie dedujo que la radiactividad es una propiedad atómica. El fenómeno de la radiactividad se origina exclusivamente en el núcleo de los átomos radiactivos. Se cree que se origina debido a la interacción neutrón-protón. Al estudiar la radiación emitida por el radio, se comprobó que era compleja, pues al aplicarle un campo magnético parte de ella se desviaba de su trayectoria y otra parte no. Pronto se vio que todas estas reacciones provienen del núcleo atómico que describió Ernest Rutherford en 1911, quien también demostró que las radiaciones emitidas por las sales de uranio pueden ionizar el aire y producir la descarga de cuerpos cargados eléctricamente. Con el uso del neutrino, partícula descrita en 1930 por Wolfgang Pauli pero no medida sino hasta 1956 por Clyde Cowan y sus colaboradores, consiguió describirse la radiación beta. En 1932 James Chadwick descubrió la existencia del neutrón que Pauli había predicho en 1930, e inmediatamente después Enrico Fermi descubrió que ciertas radiaciones emitidas en fenómenos no muy comunes de desintegración son en realidad neutrones.

Radiactividad artificial La radiactividad artificial, también llamada radiactividad inducida, se produce cuando se bombardean ciertos núcleos estables con partículas apropiadas. Si la energía de estas partículas tiene un valor adecuado, penetran el núcleo bombardeado y forman un nuevo núcleo que, en caso de ser inestable, se desintegra después radiactivamente. Fue descubierta por los esposos Jean Frédéric Joliot-Curie e Irène Joliot-Curie, bombardeando núcleos de boro y de aluminio con partículas alfa. Observaron que las sustancias bombardeadas emitían radiaciones después de retirar el cuerpo radiactivo emisor de las partículas de bombardeo. En 1934 Fermi se encontraba en un experimento bombardeando núcleos de uranio con los neutrones recién descubiertos. En 1938, en Alemania, Lise Meitner, Otto Hahn y Fritz Strassmann verificaron los experimentos de Fermi. En 1939 demostraron que una parte de los productos que aparecían al llevar a cabo estos experimentos era bario. Muy pronto confirmaron que era resultado de la división de los núcleos de uranio: la primera observación experimental de la fisión. En Francia, Jean Frédéric Joliot-Curie descubrió que, además del bario, se emiten neutrones secundarios en esa reacción, lo que hace factible la reacción en cadena. También en 1932, Mark Oliphant teorizó sobre la fusión de núcleos ligeros (de hidrógeno), y poco después Hans Bethe describió el funcionamiento de las estrellas con base en este mecanismo. El estudio de la radiactividad permitió un mayor conocimiento de la estructura del núcleo atómico y de las partículas subatómicas. Se abrió la posibilidad de convertir unos elementos en otros. Incluso se hizo realidad el ancestral sueño de los alquimistas de crear oro a partir de otros elementos... aunque en términos prácticos no resulte rentable.

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Radiactividad

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Clases y componentes de la radiación Se comprobó que la radiación puede ser de tres clases diferentes, conocidas como  partículas, desintegraciones y radiación: 1. Partícula alfa: Son flujos de partículas cargadas positivamente compuestas por dos neutrones y dos protones (núcleos de helio). Son desviadas por campos eléctricos y magnéticos. Son poco penetrantes, aunque muy ionizantes. Son muy energéticas. Fueron descubiertas por Rutherford, quien hizo pasar partículas alfa a través de un fino cristal y las atrapó en un tubo de descarga. Este tipo de radiación la emiten núcleos de elementos pesados situados al final de la tabla periódica (A >100). Estos núcleos tienen muchos protones y la repulsión eléctrica es muy fuerte, por lo que tienden a obtener N aproximadamente igual a Z, y para ello se emite una partícula alfa. En el proceso se desprende mucha energía, que se convierte en la energía cinética de la partícula alfa, por lo que estas partículas salen con velocidades muy altas.

Clases de radiación ionizante y cómo detenerla. Las partículas alfa (núcleos de helio) se detienen al interponer una hoja de papel. Las partículas beta (electrones y positrones) no pueden atravesar una capa de aluminio. Sin embargo, los rayos gamma (fotones de alta energía) necesitan una barrera mucho más gruesa, y los más energéticos pueden atravesar el plomo.

2. Desintegración beta: Son flujos de electrones (beta negativas) o positrones (beta positivas) resultantes de la desintegración de los neutrones o protones del núcleo cuando éste se encuentra en un estado excitado. Es desviada por campos magnéticos. Es más penetrante, aunque su poder de ionización no es tan elevado como el de las partículas alfa. Por lo tanto, cuando un átomo expulsa una partícula beta, su número atómico aumenta o disminuye una unidad (debido al protón ganado o perdido). Existen tres tipos de radiación beta: la radiación beta-, que consiste en la emisión espontánea de electrones por parte de los núcleos; la radiación beta+, en la que un protón del núcleo se desintegra y da lugar a un neutrón, a un positrón o partícula Beta+ y un neutrino, y por último la captura electrónica que se da en núcleos con exceso de protones, en la cual el núcleo captura un electrón de la corteza electrónica, que se unirá a un protón del núcleo para dar un neutrón. 3. Radiación gamma: Se trata de ondas electromagnéticas. Es el tipo más penetrante de radiación. Al ser ondas electromagnéticas de longitud de onda corta, tienen mayor penetración y se necesitan capas muy gruesas de plomo u hormigón para detenerlas. En este tipo de radiación el núcleo no pierde su identidad, sino que se desprende de la energía que le sobra para pasar a otro estado de energía más baja emitiendo los rayos gamma, o sea fotones muy energéticos. Este tipo de emisión acompaña a las radiaciones alfa y beta. Por ser tan penetrante y tan energética, éste es el tipo más peligroso de radiación. Las leyes de desintegración radiactiva, descritas por Frederick Fr ederick Soddy y Kasimir Fajans, son: • Cuando un áátomo tomo radiactivo emite una partícula alfa, la masa del átomo (A) resultante dis disminuye minuye en 4 unidades y

el número atómico (Z) en 2.

 

Radiactividad

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• Cuand Cuandoo un átomo radia radiactivo ctivo em emite ite una part partícula ícula bet beta, a, el número ató atómico mico (Z) aum aumenta enta o dism disminuye inuye en una uni unidad dad y la masa atómica (A) se mantiene constante. • Cuand Cuandoo un núcleo exci excitado tado emi emite te radiac radiación ión gamm gamma, a, no varía ni su masa ni su núm número ero atóm atómico: ico: sólo pie pierde rde una cantidad de energía hν (donde "h" es la constante de Planck y "ν" es la frecuencia de la radiación emitida). Las dos primeras leyes indican que, cuando un átomo emite una radiación alfa o beta, se transforma en otro átomo de un elemento diferente. Este nuevo elemento puede ser radiactivo y transformarse en otro, y así sucesivamente, con lo que se generan las llamadas series radiactivas.

Causa de la radiactividad En general son radiactivas las sustancias que no presentan un balance correcto entre protones o neutrones, tal como muestra el gráfico al inicio del artículo. Cuando el número de neutrones es excesivo o demasiado pequeño respecto al número de protones, se hace más difícil que la fuerza nuclear fuerte debida al efecto del intercambio de piones pueda mantenerlos unidos. Eventualmente, el desequilibrio se corrige mediante la liberación del exceso de neutrones o protones, en forma de partículas α que son realmente núcleos de helio, y partículas β, que pueden ser electrones o positrones. Estas emisiones llevan a dos tipos de radiactividad, ya mencionados: • Radia Radiación ción α, que alig aligera era los núcl núcleos eos atóm atómicos icos en 4 unidad unidades es mási másicas, cas, y camb cambia ia el númer númeroo atómic atómicoo en dos unidades. • Radia Radiación ción β, que no ccambia ambia llaa masa de dell núcleo núcleo,, ya que impl implica ica la con conversi versión ón de un protó protónn en un neutró neutrónn o viceversa, y cambia el número atómico en una sola unidad (positiva o negativa, según si la partícula emitida es un electrón o un positrón). La radiación, por su parte, se debe a que el núcleo pasa de un estado excitado de mayor energía a otro de menor energía, que puede seguir siendo inestable y dar lugar a la emisión de más radiación de tipo α, β o γ. La radiación γ es, por tanto, un tipo de radiación electromagnética muy penetrante, ya que tiene una alta energía por fotón emitido.