Energía Nuclear de Próxima Generación


Nota del editor: Este artículo apareció originalmente en el número de enero de 2003 de . El aumento de los precios de la electricidad y los apagones del último verano en California han centrado la atención en el papel clave de la energía nuclear para mantener encendidas las luces de Estados Unidos. Hoy

Nota del editor: Este artículo apareció originalmente en el número de enero de 2003 de .

El aumento de los precios de la electricidad y los apagones del último verano en California han centrado la atención en el papel clave de la energía nuclear para mantener encendidas las luces de Estados Unidos. Hoy en día, 103 plantas nucleares producen una quinta parte de la producción eléctrica total de la nación. Y a pesar de los recelos públicos de Three Mile Island y Chernobyl, la industria aprendió sus lecciones y estableció un sólido historial de seguridad durante la última década. Mientras tanto, la eficiencia y la confiabilidad de las plantas nucleares se han elevado a niveles récord. Ahora, con el debate en curso sobre la reducción de gases de efecto invernadero para evitar la posible aparición del calentamiento global, más personas están reconociendo que los reactores nucleares producen electricidad sin descargar al aire dióxido de carbono o contaminantes como los óxidos de nitrógeno y los compuestos de azufre que causan la contaminación. Se proyecta que la demanda mundial de energía aumentará en aproximadamente un 50 por ciento para 2030 y casi se duplicará para 2050. Es evidente que parece el momento adecuado para reconsiderar el futuro de la energía nuclear.
Desde 1978, no se ha ordenado ninguna planta nuclear nueva en EE. UU., Ni se ha terminado una planta desde 1995. La reanudación de la construcción de una planta nuclear a gran escala requiere que se aborden cuestiones difíciles en relación con el logro de la viabilidad económica, la mejora de la seguridad operativa y la gestión eficiente de los desechos. y la utilización de recursos, así como la no proliferación de armas, todas ellas influenciadas por el diseño del sistema de reactor nuclear elegido.
Los diseñadores de nuevos sistemas nucleares están adoptando enfoques novedosos en el intento de lograr el éxito. Primero, están adoptando una visión de todo el sistema del ciclo del combustible nuclear que abarca todos los pasos desde la extracción de mineral hasta la gestión de desechos y el desarrollo de la infraestructura para respaldar estos pasos. En segundo lugar, están evaluando los sistemas en términos de su sostenibilidad, satisfaciendo las necesidades actuales sin poner en peligro la capacidad de las generaciones futuras para prosperar. Es una estrategia que ayuda a iluminar la relación entre los suministros de energía y las necesidades del medio ambiente y la sociedad. Este énfasis en la sostenibilidad puede llevar al desarrollo de productos derivados de la energía nuclear además de la energía eléctrica, como el combustible de hidrógeno para el transporte. También promueve la exploración de diseños de reactores alternativos y procesos de reciclaje de combustible nuclear que podrían producir reducciones significativas en los residuos al tiempo que recuperan más energía contenida en el uranio.
Creemos que el despliegue a gran escala de la tecnología de energía nuclear ofrece ventajas sustanciales sobre otras fuentes de energía, pero enfrenta desafíos significativos con respecto a la mejor forma de adaptarla al futuro.
Futuros sistemas nucleares En respuesta a las dificultades para lograr la sostenibilidad, un grado de seguridad suficientemente alto y una base económica competitiva para la energía nuclear, el Departamento de Energía de EE. UU. Inició el programa Generación IV en 1999. La Generación IV se refiere a la amplia división de diseños nucleares. en cuatro categorías: los primeros prototipos de reactores (Generación I), las centrales de energía nuclear de gran estación central de hoy (Generación II), los reactores avanzados de agua ligera y otros sistemas con características de seguridad inherentes que se han diseñado en los últimos años (Generación III), y los sistemas de próxima generación que se diseñarán y construirán dentro de dos décadas (Generación IV) [vea el cuadro en la página opuesta]. Para el año 2000, el interés internacional en el proyecto de la Generación IV había dado como resultado una coalición de nueve países que incluye a Argentina, Brasil, Canadá, Francia, Japón, Sudáfrica, Corea del Sur, el Reino Unido y los Estados Unidos. Los estados participantes están elaborando un mapa y colaborando en la investigación. y desarrollo de futuros sistemas de energía nuclear.
Aunque el programa de la Generación IV está explorando una amplia variedad de nuevos sistemas, algunos ejemplos sirven para ilustrar los enfoques generales que los diseñadores de reactores están desarrollando para cumplir con sus objetivos. Estos sistemas de próxima generación se basan en tres clases generales de reactores: refrigerados por gas, refrigerados por agua y de espectro rápido.

Reactores enfriados por gas Los reactores nucleares que usan gas (generalmente helio o dióxido de carbono) como refrigerante central se han construido y operado con éxito, pero hasta la fecha solo han logrado un uso limitado. Una perspectiva especialmente emocionante conocida como el reactor modular de lecho de guijarros posee muchas características de diseño que ayudan a cumplir los objetivos de la Generación IV. Equipos de ingeniería en China, Sudáfrica y EE. UU. Planean construir un prototipo de tamaño completo y comenzar a operar en 2006.
El diseño del reactor de lecho de guijarros se basa en un elemento combustible fundamental, llamado guijarro, que es una esfera de grafito del tamaño de una bola de billar que contiene aproximadamente 15, 000 partículas de óxido de uranio con el diámetro de las semillas de amapola. Las partículas uniformemente dispersas tienen cada una varios recubrimientos de alta densidad sobre ellas. Una de las capas, compuesta por una resistente cerámica de carburo de silicio, sirve como un recipiente a presión para retener los productos de la fisión nuclear durante la operación del reactor o excursiones accidentales de temperatura. Cerca de 330, 000 de estas piedras de combustible esféricas se colocan en un recipiente metálico rodeado por un escudo de bloques de grafito. Además, hasta 100.000 piedras de grafito sin combustible se cargan en el núcleo para configurar su distribución de potencia y temperatura al separar las piedras de combustible caliente.
Los materiales refractarios resistentes al calor se utilizan en todo el núcleo para permitir que el sistema de lecho de guijarros funcione mucho más caliente que las temperaturas de 300 grados Celsius que normalmente se producen en los diseños actuales de refrigeración por agua ligera (Generación II). El fluido de trabajo de helio, que sale del núcleo a 900 grados C, se alimenta directamente a un sistema de turbina / generador de gas que genera electricidad a un nivel de eficiencia térmica del 40 por ciento comparativamente alto, un cuarto mejor que los reactores de agua ligera actuales.
El tamaño comparativamente pequeño y la simplicidad general de los diseños de reactores de lecho de guijarros aumentan su viabilidad económica. Cada módulo de potencia, que produce 120 megavatios de potencia eléctrica, puede implementarse en una unidad de una décima parte del tamaño de las centrales de la estación central de hoy en día, lo que permite el desarrollo de proyectos más flexibles y de escala modesta que pueden ofrecer resultados económicos más favorables. Por ejemplo, los sistemas modulares pueden fabricarse en la fábrica y luego enviarse al sitio de construcción.
La relativa simplicidad del sistema de lecho de guijarros en comparación con los diseños actuales es dramática: estas unidades tienen solo unas dos docenas de subsistemas principales de plantas, en comparación con aproximadamente 200 en reactores de agua ligera. Significativamente, el funcionamiento de estas plantas se puede extender a un rango de temperatura que hace posible la producción de bajas emisiones de hidrógeno a partir de agua u otras materias primas para su uso en celdas de combustible y motores de transporte de combustión limpia, tecnologías en las cuales una economía de energía sostenible basada en hidrógeno Podría estar basado.
Estos reactores de próxima generación incorporan también varias características de seguridad importantes. Al ser un gas noble, el refrigerante de helio no reaccionará con otros materiales, incluso a altas temperaturas. Además, debido a que los elementos combustibles y el núcleo del reactor están hechos de materiales refractarios, no pueden fundirse y se degradarán solo a las temperaturas extremadamente altas encontradas en accidentes (más de 1, 600 grados C), una característica que brinda un margen considerable de seguridad operativa.
Sin embargo, otros beneficios de seguridad se derivan de la forma continua y en línea en la que el núcleo se reabastece de combustible: durante la operación, una piedra se elimina de la parte inferior del núcleo aproximadamente una vez por minuto a medida que se coloca un reemplazo en la parte superior. De esta manera, todos los guijarros se mueven gradualmente hacia abajo a través del núcleo como chicles en una máquina dispensadora, demorando aproximadamente seis meses en hacerlo. Esta característica significa que el sistema contiene la cantidad óptima de combustible para la operación, con poca reactividad fisible adicional. Elimina toda una clase de accidentes por exceso de reactividad que pueden ocurrir en los reactores actuales refrigerados por agua. Además, el movimiento constante de los guijarros a través de regiones de producción de alta y baja potencia significa que cada uno experimenta condiciones de operación menos extremas en promedio que las configuraciones de combustible fijo, lo que nuevamente agrega al margen de seguridad de la unidad. Después de su uso, las piedras gastadas deben colocarse en depósitos de almacenamiento a largo plazo, de la misma manera en que se manejan las barras de combustible usadas en la actualidad.
Reactores enfriados por agua Incluso la tecnología estándar de reactores nucleares enfriados por agua tiene una nueva imagen para el futuro. Con el objetivo de superar la posibilidad de accidentes resultantes de la pérdida de refrigerante (que ocurrió en Three Mile Island) y de simplificar la planta en general, surgió una novedosa clase de sistemas de la Generación IV en la que todos los componentes principales están contenidos en un solo recipiente. Un diseño estadounidense en esta clase es el concepto de reactor internacional innovador y seguro (IRIS) desarrollado por Westinghouse Electric.
Alojar todo el sistema de refrigerante dentro de un recipiente a presión resistente a daños significa que el sistema primario no puede sufrir una gran pérdida de refrigerante, incluso si uno de sus tubos grandes se rompe. Debido a que el recipiente a presión no permitirá que los fluidos se escapen, cualquier accidente resultante se limita a una caída de presión mucho más moderada de lo que podría ocurrir en diseños anteriores.
Para lograr esta configuración compacta, se incorporan varias simplificaciones importantes en estos reactores. Los subsistemas dentro de la embarcación se apilan para permitir la transferencia pasiva de calor por circulación natural durante los accidentes. Además, las unidades de la barra de control están ubicadas en el recipiente, lo que elimina la posibilidad de que puedan ser expulsadas del núcleo. Estas unidades también pueden construirse como pequeños módulos de potencia, lo que permite una implementación más flexible y de menor costo.
Los diseñadores de estos reactores también están explorando el potencial de las plantas operativas a altas temperaturas y presiones (más de 374 grados C y 221 atmósferas), una condición conocida como el punto crítico del agua, en la cual la distinción entre líquido y vapor se difumina. Más allá de su punto crítico, el agua se comporta como un fluido continuo con excepcional calor específico (capacidad de almacenamiento térmico) y propiedades superiores de transferencia de calor (conductancia térmica). Tampoco hierve, ya que se calienta o destella a vapor si se somete a una rápida despresurización. La principal ventaja de operar por encima del punto crítico es que la eficiencia térmica del sistema puede alcanzar el 45 por ciento y acercarse al régimen de temperatura elevada en el que la producción de combustible de hidrógeno puede ser viable.
Si bien los reactores basados ​​en agua supercrítica parecen muy similares a los diseños estándar de la Generación II a primera vista, las diferencias son muchas. Por ejemplo, los núcleos de los primeros son considerablemente más pequeños, lo que ayuda a economizar el recipiente a presión y la planta circundante. A continuación, el equipo de ciclo de vapor asociado se simplifica sustancialmente porque funciona con un fluido de trabajo monofásico. Además, el núcleo más pequeño y la baja densidad del refrigerante reducen el volumen de agua que debe mantenerse dentro del recipiente de contención en caso de un accidente. Debido a que el refrigerante de baja densidad no modera la energía de los neutrones, se pueden contemplar los diseños de reactores de espectro rápido, con sus beneficios de sostenibilidad asociados. El principal inconveniente de los sistemas de agua supercríticos es que el refrigerante se vuelve cada vez más corrosivo. Esto significa que se deben desarrollar nuevos materiales y métodos para controlar la corrosión y la erosión. La investigación del reactor de agua supercrítica está en curso en Canadá, Francia, Japón, Corea del Sur y los Estados Unidos.
Reactores de espectro rápido Un enfoque de diseño a largo plazo es el reactor de espectro rápido (o neutrón de alta energía), otro tipo de sistema de Generación IV. Un ejemplo de esta clase de reactor está siendo perseguido por equipos de diseño en Francia, Japón, Rusia, Corea del Sur y otros lugares. El programa de desarrollo de reactores rápidos en Estados Unidos se canceló en 1995, pero el interés de los EE. UU. Podría revivir con la iniciativa de la Generación IV.
La mayoría de los reactores nucleares emplean un espectro de emisiones de neutrones térmicos o de energía relativamente baja. En un reactor térmico, los neutrones rápidos (de alta energía) generados en la reacción de fisión se reducen a niveles de energía “térmica” cuando chocan con el hidrógeno en el agua u otros nucleidos de luz. Aunque estos reactores son económicos para generar electricidad, no son muy efectivos para producir combustible nuclear (en reactores reproductores) o para reciclarlo.
La mayoría de los reactores de espectro rápido construidos hasta la fecha han usado sodio líquido como refrigerante. Las versiones futuras de esta clase de reactor pueden utilizar sodio, plomo, una aleación de plomo-bismuto o gases inertes como el helio o el dióxido de carbono. Los neutrones de mayor energía en un reactor rápido se pueden usar para producir combustible nuevo o para destruir los desechos de larga duración de los reactores térmicos y el plutonio de las armas desmanteladas. Al reciclar el combustible de los reactores rápidos, pueden entregar mucha más energía del uranio al tiempo que reducen la cantidad de desechos que deben eliminarse a largo plazo. Estos diseños de reactores reproductores son una de las claves para aumentar la sostenibilidad de los futuros sistemas de energía nuclear, especialmente si el uso de la energía nuclear va a crecer significativamente.
Más allá de apoyar el uso de un espectro de neutrones rápidos, los refrigerantes metálicos tienen varias cualidades atractivas. Primero, poseen excepcionales propiedades de transferencia de calor, lo que permite que los reactores enfriados por metal soporten accidentes como los que ocurrieron en Three Mile Island y Chernobyl. Segundo, algunos (pero no todos) los metales líquidos son considerablemente menos corrosivos para los componentes que el agua, lo que prolonga la vida útil de los recipientes del reactor y otros subsistemas críticos. En tercer lugar, estos sistemas de alta temperatura pueden operar cerca de la presión atmosférica, lo que simplifica enormemente el diseño del sistema y reduce los riesgos industriales potenciales en la planta.
Más de una docena de reactores enfriados con sodio han sido operados en todo el mundo. Esta experiencia ha llamado la atención sobre dos dificultades principales que deben ser superadas. El sodio reacciona con el agua para generar calor, una posible fuente de accidente. Esta característica ha llevado a los diseñadores de reactores enfriados con sodio a incluir un sistema de sodio secundario para aislar el refrigerante primario en el núcleo del reactor del agua en el sistema de vapor que produce electricidad. Algunos diseños nuevos se centran en nuevas tecnologías de intercambiadores de calor que protegen contra las fugas.
El segundo desafío concierne a la economía. Debido a que los reactores enfriados con sodio requieren dos pasos de transferencia de calor entre el núcleo y la turbina, los costos de capital aumentan y las eficiencias térmicas son más bajas que las de los conceptos más avanzados de enfriamiento de agua y gas (aproximadamente el 38 por ciento en un sistema avanzado de refrigeración de sodio). reactor comparado con el 45 por ciento en un reactor de agua supercrítica). Además, los metales líquidos son opacos, lo que dificulta la inspección y el mantenimiento de los componentes.
Los diseños de reactores de espectro rápido de próxima generación intentan capitalizar las ventajas de configuraciones anteriores al tiempo que resuelven sus deficiencias. La tecnología ha avanzado hasta el punto en el que es posible visualizar reactores de espectro rápido que los ingenieros creen que presentarán pocas posibilidades de una fusión. Además, los refrigerantes no reactivos, como los gases inertes, el plomo o las aleaciones de plomo-bismuto pueden eliminar la necesidad de un sistema de refrigerante secundario y mejorar la viabilidad económica del enfoque.
La energía nuclear ha llegado a una etapa crucial en su desarrollo. El éxito económico de la generación actual de plantas en los EE. UU. Se ha basado en técnicas de gestión mejoradas y prácticas cuidadosas, lo que ha generado un creciente interés en la compra de nuevas plantas. Los nuevos diseños de reactores pueden mejorar drásticamente la seguridad, la sostenibilidad y la economía de los sistemas de energía nuclear a largo plazo, abriendo el camino para su despliegue generalizado.
Cartilla de energía nuclear
La mayoría de las centrales nucleares del mundo son reactores de agua a presión. En estos sistemas, el agua colocada a alta presión (155 atmósferas) para suprimir la ebullición sirve como refrigerante y como fluido de trabajo. Inicialmente desarrollado en los EE. UU., Basado en la experiencia obtenida del programa de reactores navales estadounidenses, el primer reactor comercial de agua ligera a presión comenzó a funcionar en 1957.
El núcleo del reactor de un reactor de agua a presión está formado por matrices de barras de combustible revestidas de aleación de circonio compuestas de pequeños cilindros (bolitas) de óxido de uranio ligeramente enriquecido con el diámetro de una moneda de diez centavos. Un conjunto típico de 17 por 17 de barras de combustible constituye un conjunto de combustible, y aproximadamente 200 conjuntos de combustible están dispuestos para formar un núcleo de reactor. Los núcleos, que suelen tener aproximadamente 3, 5 metros de diámetro y 3, 5 metros de altura, están contenidos dentro de recipientes a presión de acero que tienen un espesor de 15 a 20 centímetros.
Las reacciones de fisión nuclear producen calor que se elimina al circular el agua. El refrigerante se bombea hacia el núcleo a aproximadamente 290 grados Celsius y sale del núcleo a aproximadamente 325 grados C. Para controlar el nivel de potencia, las barras de control se insertan en las matrices de combustible. Las barras de control están hechas de materiales que moderan la reacción de fisión al absorber los neutrones lentos (térmicos) emitidos durante la fisión. Se elevan o se bajan al núcleo para controlar la velocidad de la reacción nuclear. Para cambiar el combustible o en el caso de un accidente, las barras se bajan hasta el fondo para apagar la reacción.
En el circuito de refrigerante del reactor primario, el agua caliente sale del núcleo del reactor y fluye a través de un intercambiador de calor (llamado generador de vapor), donde entrega su calor a un circuito de vapor secundario que opera a un nivel de presión más bajo. El vapor producido en el intercambiador de calor se expande luego a través de una turbina de vapor, que a su vez hace girar un generador para producir electricidad (típicamente de 900 a 1.100 megavatios). Luego, el vapor se condensa y se bombea nuevamente al intercambiador de calor para completar el ciclo. Aparte de la fuente de calor, las centrales nucleares son generalmente similares a las instalaciones de generación eléctrica que funcionan con carbón o combustible.
Hay varias variantes del reactor refrigerado por agua ligera, especialmente los reactores de agua en ebullición, que funcionan a una presión más baja (generalmente 70 atmósferas) y generan vapor directamente en el núcleo del reactor, eliminando así la necesidad de un intercambiador de calor intermedio. En un número menor de centrales nucleares, el fluido refrigerante del reactor es agua pesada (que contiene el isótopo de hidrógeno, deuterio), gas dióxido de carbono o un metal líquido como el sodio.
El recipiente a presión del reactor se encuentra comúnmente dentro de una ciudadela de concreto que actúa como un escudo de radiación. La ciudadela está a su vez encerrada dentro de un edificio de contención de concreto reforzado con acero. El edificio de contención está diseñado para evitar la fuga de gases o fluidos radiactivos en un accidente.
El caso de la energía nuclear
Hoy en día, 438 centrales nucleares generan alrededor del 16 por ciento de la electricidad del mundo. En los Estados Unidos, 103 plantas de energía nuclear proporcionan aproximadamente el 20 por ciento de la producción eléctrica del país. Aunque no se han ordenado nuevas instalaciones nucleares en los EE. UU. Durante más de dos décadas, la producción eléctrica de los generadores de EE. UU. Ha crecido casi un 8 por ciento al año a medida que la industria maduraba y se hacía más eficiente. Solo en los últimos 10 años, las plantas nucleares estadounidenses han agregado más de 23, 000 megavatios, el equivalente a 23 grandes centrales eléctricas, al suministro eléctrico total a pesar de la falta de nuevas construcciones. Mientras tanto, el aumento de la producción ha reducido el costo unitario de la generación de energía nuclear. Esta mejora ha llevado a un creciente interés entre la comunidad empresarial en extender las licencias de operación de planta y quizás comprar nuevas instalaciones nucleares.
Para algunos puede sorprender que el uso de la energía nuclear tenga beneficios directos para el medio ambiente, específicamente la calidad del aire. Aunque el debate continúa sobre el potencial de la alteración del clima de la tierra por las emisiones de dióxido de carbono y otros gases de efecto invernadero, no hay duda sobre las graves consecuencias para la salud de la contaminación del aire por la quema de combustibles fósiles. A diferencia de las centrales eléctricas de combustibles fósiles, las centrales nucleares no producen dióxido de carbono, azufre u óxidos de nitrógeno. La producción de energía nuclear en los EE. UU. Evita anualmente la emisión de más de 175 millones de toneladas de carbono que se habrían liberado al medio ambiente si la misma cantidad de electricidad hubiera sido generada por la quema de carbón.
Se ha prestado poca atención a la capacidad de la energía nuclear para producir hidrógeno para su uso en celdas de combustible de transporte y otras plantas de energía más limpias. Un enfoque muy sencillo es utilizar la energía de un reactor nuclear de alta temperatura para impulsar una reacción de reformado con vapor de metano. Sin embargo, este proceso todavía crea dióxido de carbono como un subproducto. Varias reacciones termoquímicas directas pueden dar lugar a hidrógeno utilizando agua y alta temperatura. Se están realizando investigaciones sobre la descomposición termoquímica del ácido sulfúrico y otras reacciones de formación de hidrógeno en Japón y los EE. UU. La economía del hidrógeno de base nuclear aún no se ha demostrado, pero existe un enorme potencial para esta ruta, tal vez operando en una nueva electricidad-hidrógeno. Modo de cogeneración.
Mejora de la economía Cualquier construcción nuclear en los EE. UU. Debe abordar problemas económicos difíciles relacionados con sus costos de capital y financiamiento. El problema es que la generación actual de centrales nucleares, representada por tres diseños de reactores avanzados de agua ligera certificados por la Comisión Reguladora Nuclear, cuesta alrededor de $ 1, 500 por kilovatio eléctrico (kWe) de capacidad de generación, que puede no ser lo suficientemente competitiva para reiniciar la construcción nuclear . Un objetivo de costos ampliamente discutido para nuevos proyectos de plantas nucleares (Generación III y IV) es de $ 1, 000 por kWe. El logro de este objetivo los haría competitivos (sobre la base del costo unitario) con la alternativa más económica, la planta de gas natural de ciclo combinado. Además, todas las instalaciones de próxima generación deben completarse dentro de aproximadamente tres años para mantener los costos de financiamiento a un nivel manejable. Los nuevos procedimientos de licencia simplificados, pero aún no probados, deberían acelerar el proceso.
Dada la experiencia pasada con proyectos nucleares en los EE. UU., Será difícil para los diseñadores y constructores cumplir con estos objetivos. Para lograr el objetivo de costos, los ingenieros nucleares buscan lograr mayores eficiencias térmicas al elevar las temperaturas de operación y simplificar los subsistemas y componentes. La aceleración de la construcción de la planta requerirá la estandarización de los diseños de la planta, la fabricación de la fábrica y los procedimientos de certificación; la división de plantas en módulos más pequeños que evitan la necesidad de construcción en el sitio; y el uso de técnicas informatizadas de gestión de montaje. De esta manera, el trabajo de construcción puede verificarse en realidad virtual antes de proceder en el campo.

Avanzando en seguridad A medida que el desempeño económico de la industria de la energía nuclear ha mejorado en los últimos 20 años, también lo ha hecho su desempeño en seguridad. El accidente de Three Mile Island en 1979 centró la atención de los propietarios y operadores de las plantas en la necesidad de aumentar los márgenes de seguridad y el rendimiento. La cantidad de los llamados eventos significativos para la seguridad informados a la Comisión Reguladora Nuclear, por ejemplo, promedió alrededor de dos por planta por año en 1990, pero se redujo a menos de una décima parte en 2000. Mientras tanto, la confianza del público en el La seguridad de la energía nuclear ha sido restaurada en gran parte desde el accidente de Chernobyl en 1986, según encuestas recientes.
Los objetivos internacionales y de seguridad a largo plazo para las instalaciones nucleares de próxima generación fueron formulados durante el año pasado por expertos nacionales e internacionales a solicitud del Departamento de Energía de los Estados Unidos. Establecieron tres objetivos principales: mejorar la seguridad y confiabilidad de las plantas, disminuir la posibilidad de daños significativos durante los accidentes y minimizar las posibles consecuencias de cualquier accidente que ocurra. El logro de estos objetivos requerirá nuevos diseños de planta que incorporen características de seguridad inherentes para evitar accidentes y evitar que los accidentes se deterioren en situaciones más severas que podrían liberar radioactividad al medio ambiente.
Eliminación y reutilización de desechos nucleares También deben abordarse las cuestiones pendientes relativas a la manipulación y eliminación de desechos nucleares y la protección contra la proliferación nuclear. El depósito subterráneo a largo plazo de Yucca Mountain en Nevada se está evaluando para decidir si puede aceptar con éxito el combustible comercial gastado. Sin embargo, es una década atrasada e incluso una vez finalizada no tendrá en cuenta las cantidades de residuos proyectadas para el futuro.
El ciclo de combustible nuclear "de un solo paso" o abierto actual utiliza uranio recién extraído, lo quema una sola vez en un reactor y luego lo descarga como residuo. Este enfoque da como resultado que solo alrededor del 1 por ciento del contenido de energía del uranio se convierta en electricidad. También produce grandes volúmenes de combustible nuclear gastado que debe desecharse de manera segura. Estos dos inconvenientes pueden evitarse reciclando el combustible gastado, es decir, recuperando los materiales útiles del mismo.
La mayoría de los otros países con grandes programas de energía nuclear, incluidos Francia, Japón y el Reino Unido, emplean lo que se denomina ciclo de combustible nuclear cerrado. En estos países, el combustible usado se recicla para recuperar uranio y plutonio (producido durante la irradiación en reactores) y reprocesarlo en combustible nuevo. Este esfuerzo duplica la cantidad de energía recuperada del combustible y elimina la mayoría de los elementos radiactivos de larga duración de los desechos que deben almacenarse permanentemente. Sin embargo, se debe tener en cuenta que el combustible reciclado es hoy en día más caro que el combustible recién extraído. La tecnología de reciclaje actual también conduce a la separación del plutonio, que podría potencialmente desviarse hacia las armas.
Esencialmente, todo el reciclaje de combustible nuclear se realiza mediante un proceso conocido como PUREX (extracción de plutonio y uranio), que se desarrolló inicialmente para extraer plutonio puro para armas nucleares. En el reciclaje PUREX, los ensamblajes de combustible usado se transportan a una planta de reciclaje en contenedores de envío altamente blindados y resistentes a los daños. Los conjuntos de combustible se cortan y disuelven con ácidos fuertes. La solución de combustible luego se somete a un procedimiento de extracción con solvente para separar los productos de fisión y otros elementos del uranio y el plutonio, que se purifican. El uranio y el plutonio se utilizan para fabricar combustible de óxido mixto para su uso en reactores de agua ligera.
El reciclaje ayuda a minimizar la producción de residuos nucleares. Para reducir la demanda de espacio de almacenamiento, un ciclo de combustible nuclear sostenible separaría los productos de fisión de corta duración y alta producción de calor, en particular el cesio 137 y el estroncio 90. Estos elementos se mantendrán separados en instalaciones refrigeradas por convección durante 300 a 500 años., hasta que hubieron decaído a niveles seguros. Un ciclo de combustible cerrado (reactor rápido) optimizado reciclaría no solo el uranio y el plutonio, sino todos los actínidos del combustible, incluidos el neptunio, el americio y el curio. En un ciclo de combustible de un solo paso, más del 98 por ciento de la radiotoxicidad a largo plazo esperada es causada por el neptunio 237 resultante y el plutonio 242 (con vidas medias de 2, 14 millones y 387, 000 años, respectivamente). El control de los efectos a largo plazo de un repositorio se vuelve más sencillo si estos actínidos de larga duración también se separan de los residuos y se reciclan. La eliminación de cesio, estroncio y los actínidos de los desechos enviados a un depósito geológico podría aumentar su capacidad en un factor de 50.
Debido al continuo interés en promover la sostenibilidad y la economía de los ciclos de combustible nuclear, varios países están desarrollando tecnologías de reciclaje más efectivas. En la actualidad, se está desarrollando en los EE. UU. Un laboratorio electrometalúrgico que impide la separación de plutonio puro en el Laboratorio Nacional de Argonne. Se están estudiando procedimientos avanzados de reciclaje acuoso que ofrecen ventajas similares en Francia, Japón y otros lugares.
Asegurar la no proliferación Un aspecto crítico de los nuevos sistemas de energía nuclear es garantizar que no permitan que los materiales utilizables para armas se desvíen del ciclo de reprocesamiento. Cuando las naciones adquieren armas nucleares, por lo general desarrollan instalaciones dedicadas para producir materiales fisionables en lugar de recolectar materiales nucleares de las centrales eléctricas civiles. Los ciclos comerciales de combustible nuclear son generalmente la ruta más costosa y difícil para la producción de materiales aptos para armas. Los nuevos ciclos de combustible deben seguir diseñándose para evitar la proliferación. —JAL, RGB y JFK
¿Qué tan seguras son las plantas nucleares de los terroristas?
Los trágicos eventos del 11 de septiembre de 2001, plantean preguntas preocupantes sobre la vulnerabilidad de las instalaciones nucleares a los ataques terroristas. Aunque se han implementado contramedidas de seguridad civiles y militares estrictas para detener determinados asaltos, el choque deliberado de un gran avión comercial asoma en la imaginación. Entonces, ¿deberían los estadounidenses estar preocupados? La respuesta es no y sí.
Una planta de energía nuclear no es un objetivo fácil para un avión que vuela a alta velocidad, porque un impacto descentrado en un edificio de contención cilíndrico abovedado no afectaría sustancialmente la estructura del edificio. Ubicado en o por debajo del nivel del suelo, el núcleo del reactor en general tiene menos de 10 pies de diámetro y 12 pies de altura. Está encerrado en un buque de acero pesado rodeado por una ciudadela de hormigón. Los diseños de contención del reactor difieren en sus detalles, pero en todos los casos están destinados a sobrevivir a las peores fuerzas de la naturaleza (incluidos terremotos, tornados y huracanes). A pesar de no estar diseñados para resistir actos de guerra, los recintos de contención pueden soportar choques de aviones pequeños.
Aunque el núcleo del reactor está protegido, algunos de los equipos de enfriamiento de tuberías y reactores, el aparato auxiliar y el patio de interruptores adyacente pueden ser vulnerables a un impacto directo. Sin embargo, las centrales nucleares están equipadas con múltiples sistemas de refrigeración de emergencia, así como con fuentes de alimentación de emergencia, en caso de que se desactive la alimentación. En el improbable caso de que se destruyeran todas estas precauciones de respaldo, el núcleo del reactor podría sobrecalentarse y fundirse. Pero incluso en este caso extremo, que es similar a lo que ocurrió en Three Mile Island, los materiales del núcleo radioactivo todavía estarían contenidos dentro del recipiente a presión.
Si las plantas nucleares tienen un talón de Aquiles, son las instalaciones de almacenamiento temporal en el sitio para el combustible nuclear gastado. Aunque estos depósitos generalmente contienen varios conjuntos de combustible usado y, por lo tanto, más radioactividad total que un reactor, la mayoría de los isótopos radiactivos más peligrosos en el combustible viejo ya se han desintegrado. Esto es particularmente cierto para los productos de fisión gaseosa que podrían entrar en el aire, cuyas vidas medias se pueden medir en meses. Los conjuntos de combustible gastado que se han eliminado relativamente recientemente de los reactores se mantienen en charcos profundos de agua para enfriarlos y proteger la radiación que emiten. Estas piscinas al aire libre están rodeadas por recipientes de concreto revestidos de acero de paredes gruesas. Después de algunos años, los materiales se transfieren a cubas de concreto y de almacenamiento de combustible seco enfriado por aire.
Aunque las piscinas de refrigeración proporcionan un objetivo relativamente pequeño y, por lo tanto, difícil para los terroristas, un ataque preciso podría drenar el agua de una piscina, lo que provoca que el combustible se sobrecaliente y se derrita. Experts say that a standard fire hose would be enough refill the pool. Even if the fuel were to melt, little radioactive particulate would be produced that might become airborne, specialists say. An airliner crash into dry fuel-storage casks would probably just knock them aside. If any casks cracked, broken bits of oxidized fuel cladding could carry some radioactivity skyward, according to nuclear safety experts.
Some experts believe that the Nuclear Regulatory Commission will soon order the reinforcement of auxiliary nuclear plant equipment and waste storage facilities.
Should such a terrorist onslaught occur, plans are in place to evacuate nearby residents, although it must be said that critics claim these schemes to be impractical. It is thought, however, that there would be about eight to 10 hours available to get out safely, long before evacuees received a significant radioactive dose. The most severe potential adverse effect could be long-term contamination of the local area by airborne particulates, which would be expensive to clean up. —The Editors