Volumen 5 - Nº35 - 1996

Revista de Divulgación Científica y Tecnológica de la
Asociación Ciencia Hoy

ARTICULO

Centrales Nucleares
La Evaluación Probabilística de su Seguridad

El reactor de potencia de una central nuclear emplea el calor generado por reacciones nucleares de fisión (ver 'La Fisión Nuclear') para calentar agua y producir vapor. Este es usado, en la misma forma que en las centrales térmicas convencionales (cuyas calderas funcionan mediante la combustión de hidrocarburos), para impulsar una turbina acoplada a un generador eléctrico. Hay varios tipos de reactores nucleares de potencia, algunas de cuyas características genéricas son semejantes. Constan de un núcleo, formado principalmente por los elementos combustibles, canales de refrigeración y un medio moderador. Los elementos combustibles son ensambles de tubos de aleación de circonio herméticamente cerrados, cada uno de los cuales aloja en su interior pastillas de dióxido de uranio, el material en el que se producen las reacciones de fisión, cuyos productos permanecen confinados en el interior de los tubos. Los canales de refrigeración rodean a los elementos combustibles y permiten la circulación del refrigerante primario (agua común, agua pesada, dióxido de carbono o sodio, según el tipo de reactor), que lleva el calor generado por la fisión a los generadores de vapor En los reactores de ciclo directo, el refrigerante primario se transforma en vapor y mueve directamente la turbina; en los de ciclo indirecto, calienta el agua de un circuito secundario para producir el vapor que acciona la turbina. En algunos reactores el refrigerante primario cumple la función de medio moderador otros requieren un moderador especial -ya sea líquido o sólido- que ocupa el espacio entre los canales de refrigeración.

Cuanto mayor sea la temperatura del fluido que utiliza una maquina térmica, mayor será el rendimiento de la conversión de calor en potencia útil. Por esta razón, la temperatura del refrigerante primario de los reactores nucleares asciende a varios centenares de grados centígrados y, consecuentemente, la presión de trabajo a alrededor de cien atmósferas. El núcleo se aloja, entonces, en recipientes o tubos que deben resistir esas presiones; junto con los generadores de vapor las bombas de impulsión del refrigerante y los conductos de conexión, constituyen el circuito primario o borrero de presión del reactor que oficia, también, de segundo confinante de los productos de fisión. El control de las reacciones de fisión y, por ende, de la potencia térmica del reactor se realiza mediante la inserción en el núcleo de un conjunto de barras que contienen materiales absorbentes de neutrones (cadmio, boro, hafnio, etc.).

Los reactores nucleares tienen dispositivos automáticos de protección o sistemas de seguridad, a saber; un sistemo de extinción del reactor, un sistema de refrigeración de emergencia del núcleo y un sistema de contención. El sistema de extinción se activa en el caso de que ciertos parámetros de funcionamiento del reactor -la potencia, la presión en el circuito primario, el nivel de agua en los generadores de vapor- alcancen valores que comprometan la seguridad. El término extinción se refiere a la interrupción de las reacciones de fisión en el núcleo, que no sólo puede ser necesaria por razones de seguridad sino, también, para realizar el mantenimiento normal de las instalaciones o cuando la central debe salir de servicio. El sistema de refrigeración de emergencia actúa ante cualquier falla en el circuito primario de refrigeración que inhabilite la remoción del calor generado por el combustible; provee de agua en cantidad suficiente para enfriar el núcleo durante el tiempo que sea necesario. El sistema de contención evita la liberación al ambiente de los productos de fisión, en el caso de que fallen el primer y segundo confinamiento; actúa, además, como supresor de presiones en accidentes que impliquen la ruptura de la barrera de presión del circuito primario.

Una característica particular de los reactores nucleares es la necesidad de remover el calor del núcleo, cuando se han extinguido las reacciones de fisión, pues los productos de esta generan calor de decaimiento radiactivo que, de no ser evacuado, provocaría daños a los elementos combustibles. Los reactores nucleares disponen de sistemas especiales de refrigeración para remover ese calor del núcleo, la cantidad del cual depende de la historia de potencia del reactor antes de su detención y decrece exponencialmente con el tiempo transcurrido desde esta.

La tabla 2 reseña algunos aspectos técnicos de los cinco tipos de reactores nucleares de potencia que componen la mayoría de las centrales nucleares actualmente en operación. La figura I muestra un esquema simplificado del reactor de agua a presión (PWR).

TABLA 2 - DIFERENTES TIPOS DE REACTORES TÉRMICOS1
DESIGNACIÓN SIGLA (EN INGLÉS) COMBUSTIBLE REFRIGERANTE PRIMARIO MODERADOR BARRERADE PRESIÓN CICLO DE GENERACION DE VAPOR
REACTOR DE AGUA A PRESIÓN PWR (Pressurized Water Reactor) dióxido de uranio enriquecido al 3,2% aproximadamente en el isótopo U235

agua común

agua común

recipiente de presión

indirecto

REACTOR DE AGUA EN EBULLlCIÓN BWR (Boiling Water Reactor) dióxido de uranio enriquecido al 2,6% aproximadamente en el isótopo U235

agua común

agua común

recipiente de presión

directo

REACTOR DE AGUA PESADA PHWR
(Pressurized Heavy Water Reactor)
dióxido de uranio natural

agua pesada

agua pesada

recipiente / tubos de presión2

indirecto

REACTOR REFRIGERADO CON GAS AGR – MAGNOX (Advanced Gas-cooled Reactor) uranio natural y dióxido de uranio enriquecido al 2,3% aproximadamente en el isótopo U235

dióxido de carbono

grafito

recipiente de contención3

indirecto

REACTOR DE TUBOS DE PRESIÓN MODERADO CON GRAFITO RBMK4 dióxido de uranio ennquecido entre el 2,0 y el 2,4% en el isótopo U235

agua común

grafito

tubos de presión

directo

1Reactores nucleares en los que la reacción de fisión es sostenida por neutrones térmicos.
2Las centrales nucleares Atucha 1 y Atucha II tienen reactores PHWR de recipiente de presión. La central nuclear Embalse tiene un reactor PHWR de tubos de presión.
3Estos reactores tienen núcleos de grandes dimensiones y baja densidad de potencia; el gas refrigerante circula a presión moderada, razón por la cual el recipiente de presión actúa también como sistema de contención.
4Siglas rusas; la central de Chemobyl tenía cuatro unidades RBMK; la númemo 4 fue destruida por un accidente en abril de 1986 (ver 'Chernobyl').
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Fig. 1 - Esquema simplificado del reactor de agua a presión (PWR).

Las prácticas de ingeniería normalmente aceptadas y de empleo corriente por la industrIa nuclear hacen que las centrales nucleares se diseñen, construyan y operen de modo que tengan márgenes muy holgados de seguridad, y que se usen procedimientos y programas de control de los sistemas técnicos y humanos que han sido bien definidos y probados. Los primeros criterios aplicados a la seguridad de centrales nucleares eran de carácter determinista; se postulaba un incidente extraordinario -denominado máximo occidente creíble- y se diseñaban los sistemas de seguridad para controlar ese accidente. No se consideraba posible que sucedieran accidentes mayores que el definido, cuyas consecuencias los sistemas de seguridad estaban diseñados para superar en el caso de que sobrevivieran. La mayoría de las centrales nucleares fueron diseñadas sobre la base de estos criterios.