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Un reactor nuclear es un dispositivo donde tiene lugar una reacción nuclear en cadena controlada que libera energía. Los reactores nucleares se usan en centrales nucleares para la generación de electricidad y también en la propulsión de barcos y submarinos.

Hay también reactores que producen isótopos para uso médico o industrial, reactores para la producción de plutonio de calidad militar y reactores usados exclusivamente para la investigación.

En los reactores nucleares la energía se libera en forma de calor. Este calor se puede convertir en múltiples formas de energía para su uso por parte de la sociedad. En una central nuclear típica, esta conversión pasa simplemente por producir vapor de agua que mueve turbinas que a su vez mueven generadores eléctricos.

En 1956 se abrió el primer generador nuclear de electricidad en Sellafield, Inglaterra con una capacidad inicial de 50 MW. La ilustración inferior muestra los componentes principales de un reactor nuclear típico de los usados para producir electricidad:
Leyenda: (A) contenedor, (B) barras de control, (C) interior del reactor, (D) generador de vapor, (E) conducto de vapor, (F) turbina de vapor, (G) generador, (H) electricidad para consumo, (I) condensador, (J) difusor, (K) vapor de agua, (L) torre de enfriamiento.

La reacción en cadena en un reactor nuclear es "crítica" lo que significa que en promedio sólo un neutrón de cada núcleo que fisiona conduce a la fisión de otro núcleo. Para hacer esto posible, el "corazón" del reactor debe contener varios componentes cuya finalidad es mantener las condiciones de criticidad.

Los neutrones liberados en la fisión tienen una energía de entre 1 y 2 MeV. Estos neutrones tan rápidos tienen una probabilidad muy baja de producir la fisión de 235U, así que pasaran por muchos núcleos antes de ser absorbidos por uno de ellos para producir fisión. La solución es frenarlos de forma que tengan energías del orden de una fracción de eV.

Podemos imaginarnos que el aumento de probabilidad es debido a que los neutrones lentos pasan más tiempo en contacto con los núcleos de uranio. Dichos neutrones se denominan neutrones térmicos puesto que sus energías cinéticas son similares a las energías cinéticas de las moléculas del aire a nuestro alrededor. Para frenar los neutrones de un reactor de fisión, el material fisible se rodea con materiales llamados moderadores, entre los que se encuentra el agua o el grafito.

Un reactor que termaliza neutrones se le denomina reactor térmico. El diagrama de la derecha muestra las componentes principales (1-3) y procesos (A-D) en un reactor térmico: (1) barra de combustible, (2) moderador, (3) barra de control, (A) fisión, (B) moderación, (C) absorción, (D) captura.

Si un neutrón colisiona con un núcleo, los neutrones salen despedidos en cualquier dirección, incluyendo fuera del área activa. Por tanto, si rodeamos el material fisible con una substancia no absorbente que desvíe los neutrones de vuelta hacia el interior esto aumenta el número de colisiones posibles.

La animación ilustra el efecto de los reflectores de neutrones.
Dicho material que rodea al material fisible en los reactores nucleares se denomina reflector. Un reflector de neutrones puede convertir una cierta cantidad de material fisible subcrítico en crítico.

Materiales reflectores comunes son el acero, el berilio o el grafito. Un reflector hecho de material ligero, como el grafito o el berilio actúa también como un moderador de neutrones, reduciendo la energía cinética de los mismos. Por otro lado, un material pesado como el plomo tendrá un efecto menor en la energía del neutrón.

La animación de la izquierda ilustra el efecto de un material reflector.

Es deseable que la producción de energía sea lo mas eficiente posible. Sin embargo, si la eficiencia es demasiado grande, podríamos terminar con una explosión nuclear, ¿ una situación, ciertamente a evitar !. Los reactores nucleares se construyen de forma que las explosiones nucleares no sean posibles. Para conseguirlo, hay que tener la posibilidad de parar una reacción en cadena si esta se produce demasiado rápido. Con este fin, el material fisible se divide en masas menores de la llamada masa crítica, de forma que los neutrones no encuentren tan fácilmente núcleos fisibles. Los trozos de uranio en cuestión se llaman subcríticos.

Esta animación muestra el efecto de las barras de control.

Los neutrones pueden escaparse fácilmente a través de la superficie del uranio, antes de que pueda acumularse energía de forma peligrosa. Además, podemos situar barras de control entre los bloques de material fisible para que absorban muchos neutrones. Conforme las barras de control se insertan más profundamente dentro del material fisible (barras de combustible), se hace más difícil para los neutrones producidos en la fisión el chocar contra otros núcleos de uranio, frenando la reacción en cadena y disminuyendo la producción de energía.

La animación de la derecha ilustra el efecto de las barras de control de cadmio en un reactor de fisión.

La mayoría de los reactores nucleares térmicos usan como combustible 235U . Sin embargo, la abundancia de este isótopo en la naturaleza es escasa (solo el 0.72% del uranio natural, formado mayoritariamente por 238U) lo que imposibilita el uso de uranio natural para producir la reacción en cadena. Por tanto, para usarlo como combustible nuclear hay que enriquecerlo de 235U. El grado de enriquecimiento en reactores experimentales y para producción de energía varía entre el 2% y el 40%. En reactores más antiguos, y especialmente en los usados en submarinos, el enriquecimiento puede incluso exceder el 90%.

El combustible se puede preparar en forma de "pellas" (pellets en inglés, pastilla de material apretado) de UO2 de unos centímetros de grosor. Estas pellas se apilan para formar barras de combustible. Se pueden usar también aleaciones de uranio con otros metales, como por ejemplo el aluminio. Una propuesta reciente es usar elementos esféricos para los elementos del combustible nuclear.

Hay también reactores que usan neutrones rápidos. En estos reactores, la absorción de un neutrón por parte del 238U lleva a la formación de un núcleo de 239Pu que es fisible. Se puede extraer este isótopo del plutonio del combustible quemado y usarlo para la producción de llamado combustible MOX y que contiene como materiales fisibles tanto 235U como 239Pu.

Con diferencia, los reactores más empleados utilizan el agua como moderador y refrigerante. El reactor de agua presurizada (PWR o su versión rusa VVER) es de este tipo. De igual manera que la presión en una olla a presión eleva el punto de ebullición del agua, lo mismo sucede en un PWR... con la diferencia de que aquí la presión es inmensa, alrededor de 15 MPa, por lo que el agua en el sistema de enfriamiento primario alcanza temperaturas de hasta 600 K ¡sin hervir! Lo que hierve en los generadores de vapor es el agua de un circuito secundario al que se transfiere el calor desde el circuito primario. Otra versión del reactor es el reactor de agua pesada presurizada (PHWR), que utiliza agua pesada (D2O) como moderador. También existen los llamados reactores de agua hirviendo (BWR), en los que el agua hierve directamente en el interior del reactor.

Hay otros tipos de reactores que usan neutrones térmicos:

Reactores gas enfriado en el que el dióxido de carbono (CO2) o el helio se utilizan para la refrigeración. El gas se bombea a través de canales en el moderador de grafito. Reactor canadiense deuterio-uranio (CANDU) en el que el agua pesada juega el papel de moderador y refrigerante. Debido a las pérdidas de neutrones insignificantes en D 2 O, estos reactores pueden utilizar uranio natural como combustible.

Esquema de un reactor CANDU: 1 - haz de combustible, 2 - núcleo del reactor, 3 - barras de control, 4 - D 2 O tanque de presión, 5 - generador de vapor, 6 - bomba de agua, 7 - bomba de D 2 O, 8 - distribuidor de combustible , 9 - D 2 O moderador, 10 - tubo de presión, 11 - vapor dirigido hacia la turbina, 12 - agua fría proveniente de la turbina, 13 - edificio de contención (Créditos de imagen: Creative Commons)

Reactores de presión de tubo de alta potencia (RBMK) con moderadores de grafito eran populares en la antigua Unión Soviética, ya que podían utilizarse en la producción de plutonio para armas (239 Pu). Este tipo de reactor estuvo involucrado en el accidente de Chernobyl en 1986.

Los reactores nucleares pueden utilizar neutrones rápidos de energías entre 50-100 keV. Estos reactores típicamente no tienen moderadores y pueden producir eficazmente 239 Pu fisible que luego puede reutilizarse como combustible. Pueden ser refrigerados mediante helio o sodio líquido y se pueden hacer bastante compactos, por ejemplo para ser utilizados en submarinos. Un ejemplo de una planta de energía nuclear funcionando con un reactor de neutrones rápidos era SUPERPHENIX que operó en Francia de 1985 a 1997. Otro reactor similar, aunque no idéntico, tipo criador (es decir reactor que produce su propio combustible) en funcionamiento en Sverdlovsk en Rusia desde 1981.

La mayoría de los reactores que operan hoy en día son de la Generación II. Recientemente se han diseñado reactores muy seguros de la Generación III, y ya están planificados los reactores de Generación IV. En la última categoría, se puede esperar reactores refrigerados por gas y por agua a la vez, así como una variedad de reactores que trabajan con neutrones rápidos.

Un proyecto particularmente interesante implica un reactor refrigerado por gas de alta temperatura con un núcleo compuesto por 330 000 elementos combustibles esféricos, de 60 mm de diámetro, cada uno compuesto por cerca de 15 000 granos de UO2.

Cada grano, de 0,5 mm de diámetro, está cubierto por un número de capas de alta densidad, incluyendo la capa de cerámica de silicio-grafito para detener fragmentos de fisión. El flujo de neutrones, distribución de energía térmica y temperatura en un núcleo de reactor se determinan por alrededor de 100 000 esferas de grafito que se entremezclan con los elementos de combustible. Mientras que los reactores actuales operan típicamente a alrededor de 600 K, los materiales utilizados en un reactor de este tipo permitiría temperaturas mucho más altas. En tal caso, el refrigerante del reactor sería helio. Una vez que se alcanza una temperatura de 1200 K, fluyendo gas de helio se movería la turbina de gas y el generador de energía eléctrica con una eficiencia de aproximadamente 40%. El diseño del reactor conjunto es mucho más simple que la de los reactores actualmente en funcionamiento. Además, las altas temperaturas a las que trabajan permiten producir hidrógeno a partir de agua u otros materiales sin causar contaminación atmosférica. Los materiales de construcción propuestos pueden mantener temperaturas tan altas como 1900 K, muy importante desde el punto de vista de seguridad del reactor.

Además, los reactores refrigerados por agua de la Generación IV también ofrecen nuevas características de seguridad. Westinghouse Electric desarrolló la idea de un "reactor internacional innovador y seguro" (IRIS según las siglas en inglés). En un reactor de este tipo todo el circuito de refrigeración primario se coloca en el interior del reactor, por lo que una grave pérdida de refrigerante es prácticamente imposible. También se podría pensar en hacer funcionar el reactor a una temperatura y presión por encima del punto crítico del agua, es decir, en condiciones en las que no hay diferencia entre un gas y un líquido. La excelente conductividad térmica del agua en este estado le permitiría lograr una eficiencia del 45%, y, a través del trabajo realizado a altas temperaturas, producir combustible de hidrógeno.

También se están considerando los reactores reproductores refrigerados por metales líquidos que ofrecen una alta conductividad térmica. El refrigerante en este caso se mantiene bajo presión atmosférica, por lo que se excluye una liberación violenta del refrigerante en caso de una ruptura del sistema primario. Sin embargo, las dificultades técnicas en el manejo de metales líquidos han obstaculizado el desarrollo de estos reactores. Aún así, se mantienen como un fuerte candidato para el futuro ciclo del combustible nuclear sostenible.

Algunas simples reglas para tener un reactor seguro:
1) Debe ser posible apagarlo cuando sea necesario
2) Siempre debe mantenerse el núcleo cubierto con agua
3) Se debe mantener la contención intacta
Con el fin de poner en práctica estos principios generales utilizamos las leyes naturales de la física. Si se utilizan dispositivos mecánicos, se debe proporcionar por lo menos dos tipos de dispositivos, de modo que el mismo fallo no pueda aparecer simultáneamente en ambos.


La imagen muestra los dispositivos de seguridad pasiva: 1 - descarga de aire por convección natural, 2 - tanque de agua drenada utilizando la gravedad, 3 - cubierta de agua de evaporación, 4 - recipiente de contención de acero, 5 - válvula de despresurización automática, 6 - tanque de agua de recarga llenada por gravedad, 7 - enfriamiento con aire exterior (créditos de la imagen: Westinghouse 2011). Durante un apagón, el agua de emergencia se canaliza en el núcleo del reactor por gravedad, y vuelve a circular a través de la convección pasiva y condensación.

Los reactores nucleares cuentan con múltiples capas de seguridad redundantes. El escudo biológico alrededor del reactor protege a las personas contra la radiación ionizante producida en el núcleo del reactor. El agua en los reactores PWR o PHWR se purifica cuidadosamente (destilada) ya que las impurezas en el agua podrían convertirse en núcleos radiactivos durante el funcionamiento del reactor. El reactor en sí suele estar rodeado por hormigón pesado y denso , situado dentro de una sala especialmente diseñada cuyas paredes pueden soportar la onda de presión del vapor de agua que se formaría en un accidente grave. Además, el edificio que alberga la sala del reactor tiene paredes de nuevo densas y gruesas. Los techos, a menudo con forma hemisférica, son lo suficientemente fuertes como para resistir el impacto de un accidente aéreo. Se pone especial cuidado en la mecánica y el control del sistema de refrigeración.

Los sistemas de seguridad de los reactores son a menudo triples, lo que reduce la probabilidad de fallo simultáneo de todos los sistemas a prácticamente a cero. Esta es la razón por la cual ha habido tan pocos accidentes en la historia de la energía nuclear. Los accidentes de Three Mile Island en los EE.UU., de Chernobyl en la antigua URSS y de Fukushima Daiichi en Japón son de hecho excepciones en las cadenas de fallo de los sistemas múltiples compuestos con un error humano o cataclismos naturales que han reprimido los sistemas de seguridad en el propio lugar.

Por último, pero no menos importante, se presta especial atención tanto a los residuos nucleares como al material fisible almacenado cerca del reactor, para protegerlo contra el robo y uso indebido del material (por ejemplo, para armas nucleares).

¡Hay una diferencia fundamental entre la explosión de una bomba nuclear y una explosión en un reactor nuclear!. De hecho, las explosiones nucleares son en realidad imposibles en un reactor nuclear aunque es posible que ocurran explosiones comunes térmicas (Chernobyl) y químicas (Fukushima). Por esa razón no hay efectos como fuertes destellos de luz. La principal consecuencia de una explosión del reactor es la liberación de material radiactivo a la atmósfera para luego formar lluvia radioactiva. Las consecuencias de estas emisiones sin control, dependerá de las condiciones meteorológicas (en particular viento y lluvia).

El accidente de Chernobyl mostró que, en caso de una catástrofe nuclear, la contaminación del suelo podría extenderse sobre grandes áreas, con niveles de radiación que fueron una fracción del nivel natural, lo que evitó la magnitud de las consecuencias. Esto es diferente al caso de una explosión nuclear, donde pueden contaminarse vastas áreas por encima de niveles letales de exposición.

¿Qué consecuencias tendría un ataque terrorista de un avión sobre una planta de energía nuclear? El recinto de contención no sufriría tanto daño en ese caso, y sin duda el núcleo del reactor no se vería afectado. Sin embargo, los sistemas de refrigeración y las fuentes de alimentación eléctrica podrían quedar afectados. A pesar de los actuales dispositivos de seguridad, este tipo de daño podría, en el peor escenario, conducir a un sobrecalentamiento y a la fusión del núcleo del reactor. Incluso en este caso, sin embargo, los materiales radiactivos se quedarían dentro de la vasija de presión del reactor. Lo que puede ser más peligroso es un ataque con éxito sobre el repositorio de desechos de alto nivel radioactivo situado en la planta de energía nuclear. A pesar de que tal ataque sería difícil debido a las pequeñas dimensiones de estos repositorios, sin embargo, no es imposible. Se puede prever que los materiales radiactivos se dispersaran después, aunque el problema seguiría siendo a una escala local.