El Método Más Seguro y Económico para Producir Electricidad
... para un ambiente más sano y más limpio.
Sinceramente creemos que aquellas personas que de buena fe temen a los efectos de una planta nuclear, simplemente desconocen la verdadera naturaleza de una instalación de esta índole. Para aclarar estos conceptos, hemos preparado el siguiente cuestionario donde se discuten las propiedades y las características inherentes de una central termonuclear moderna para generar electricidad.
1¿Por qué usar energía nuclear « para generar electricidad?
La energía nuclear es el método más eficiente y económico provisto por la tecnología moderna para generar electricidad a nivel comercial en lugares donde los recursos de agua son limitados. En un mercado incierto y de altos costos para los combustibles fósiles, la energía nuclear representa para el consumidor puertorriqueño su única esperanza de controlar y posiblemente abaratar los costos de la electricidad. Pero más importante aún, en un mundo abocado a la contaminación del aire, la energía nuclear resulta ser el único método de producir electricidad que nos garantiza un aire puro y tiene un efecto menor sobre el medioambiente que cualquier otro sistema de generación eléctrica.
Contrario a la opinión popular, la energía nuclear representa también el método más seguro y confiable de producir energía eléctrica. Las plantas nucleares son, por su construcción y diseño, predispuestas a apagarse; eso es, de fallar algún componente, su diseño las obliga a controlarse o reducir su reactividad por sí solas hasta el punto de suspender su operación. Ningún otro sistema tiene tantas salvaguardas, ni está sujeto a inspección y regulación más cuidadosa y minuciosa. Esto lo discutiremos con más detalles posteriormente.
2
¿Qué es fisión y cómo se produce 0 una Reacción en Cadena?
El uranio, según ocurre en la naturaleza, contiene 99.3°/o de uranio con peso isotópico 238 y 0.7°/o con peso isotópico 235. (El peso isotópico indica el número de protones más neutrones contenidos en el núcleo.) Para los propósitos prácticos que nos preocupan, en un reactor de agua podemos presumir que sólo el U-235 se fisiona (aproximadamente el 1.3°/o de los átomos de U-238 también se fisionan en el reactor de agua) al absorberse un neutrón por el núcleo, liberándose una gran cantidad de calor y de 2 a 3 neutrones por cada átomo que se fisiona. Algunos de estos neutrones se producen inmediatamente al ocurrir la fisión y otros se producen en acción retardada un tiempo más tarde. Estos neutrones adicionales producidos por la fisión (2 a 3 por fisión) pueden escaparse de la reacción o chocar con otros átomos moderando su velocidad y luego divagar entre los átomos de uranio hasta que son absorbidos en choques con núcleos de U-235 produciéndose más calor y más neutrones. De continuar esto en forma sostenida la llamamos una reacción en cadena. Esta reacción en cadena puede ser controlada introduciendo en la vasija del reactor un elemento como el boro, que "apaga" la reacción, porque el boro absorbe los neutrones y estos no estarían disponibles para inducir fisión en cadena.
3
¿Cuál es la diferencia entre una , Bomba Atómica y un Reactor Nuclear?
Para conseguir una reacción nuclear explosiva es necesario generar calor en el tiempo más corto posible, evitar que los neutrones se escapen fuera de la reacción en este corto tiempo, evitar que el calor generado tenga tiempo para cambiar la geometría de la configuración del artefacto porque si no, se escaparían los neutrones y se apagaría la reacción, y conseguir la mayor densidad posible de reacción nuclear. Para conseguir todo esto es necesario diseñar una bomba atómica:
1. Con 98 a 99°/o de uranio enriquecido en U-235 (mientras que un reactor nuclear como Aguirre utiliza sólo 3.5°/o de enriquecimiento en U-235).
2. Proveer cargas explosivas de TNT de forma tal que lancen dos o más masas de uranio unas contra otras para que reaccionen en cadena en el tiempo más corto posible (en un reactor nuclear todo se hace despacio y no hay cargas explosivas de TNT).
3. No introducir elementos controlantes que absorban los neutrones (un reactor nuclear está lleno de elementos controlantes).
4. La física nuclear que describe la reacción no deberá tener coeficientes negativos de reactividad, esto es, que mientras más calor se genera en la bomba no surjan efectos que apaguen la reacción debido a coeficientes de reacción negativa con respecto a temperatura. Un reactor nuclear de agua a presión tiene por el contrario inherentemente coeficientes negatiyos de reactividad.
En fin, que es unánimemente aceptado por los conocedores de la materia que un reactor nuclear no puede explotar nuclearmente como una bomba atómica.
4
¿Cómo es que el combustible usado en las plantas nucleares representa un factor de seguridad del diseño de una central nuclear?
Los primeros reactores nucleares, diseñados allá para la segunda parte de la década del '50, contenían en su núcleo diferentes aleaciones de uranio metálico. Una aleación que estuvo muy en boga fue la de alear el uranio con aluminio. Esta aleación producía un elemento combustible bastante estable físicamente. Si se utiliza uranio, pero sin alearse, éste cambia sus dimensiones físicas según va utilizándose en la reacción nuclear; el uranio metálico se expande grandemente en todas direcciones al ser irradiado y puede expandirse en más de 100°/o con poca irradiación. Para evitar esto
Fragmento de fisión
^ Neutrones liberados
Fragmento de fisión
se desarrollaron y probaron varias aleaciones de uranio que lo hacían físicamente estable. Todas las aleaciones desarrolladas presentaban ventajas y desventajas. No fue hasta fines de la década del '50 que,se obtuvo un compuesto de uranio que representaba un gran avance en la fabricación del elemento combustible, éste consistió en descubrir las grandes ventajas ofrecidas por el bióxido de uranio (UO2). El bióxido de uranio tiene las siguientes ventajas:
1. Es completamente estable, física y dimensionalmente.
2. Puede llegar hasta temperaturas casi cerca de 5,000°F sin derretirse.
3. Retiene en sí los productos de fisión aprisionándolos como si fuera una pasta aglutinadora. Esto, en sí, es una de sus ventajas mayores.
4. Exhibe un alto grado de reactividad negativa a través del llamado efecto de Doppler. Esto significa que mientras más se trata de forzarlo a reaccionar nuclearmente, o aumentar la razón de fisión, el aumento en temperatura del UO2, debido al calor adicional generado, trata de apagar o detener la reacción. Hoy día todos los reactores nucleares utilizan UO2 como combustible. El uso de UO2 en una planta nuclear, de hecho, es la primera garantía en la seguridad de un reactor.
¿Cuáles son las barreras que tietie una planta nuclear para detener la fuga de radioactividad?
A. Primera Barrera: Revestimiento del Combustible. El UO2 es un polvo muy fino de color negro. Este se calienta y se compacta a una densidad de aproximadamente un 0.95°/o de su densidad máxima teórica, en forma de pequeños cilindros de 0.366 pulgadas de diámetro y 0.60 pulgadas de alto. Estos se colocan dentro de un tubo de una aleación del metal zirconio llamada Zircaloy, que tiene 0.42 pulgadas de diámetro y doce (12) pies de largo y representa el revestimiento del combustible. Cada tubo después de llenado con los cilindros de UO2 es sellado completamente en sus extremos.
Una unidad combustible es formada por ciento setenta y nueve (179) de estos tubos unidos entre sf con abrazaderas especiales en sus terminales y en lugares intermedios. En el núcleo del reactor de Aguirre habrá 121 de estas unidades combustibles. Estos tubos de revestimiento, donde se encierra el UO2, representan la primera barrera para detener el escape hacia el exterior de los productos de fisión radioactivos.
B. Segunda Barrera; Vasija de Presión. Las unidades de elementos combustibles descritas arriba, se colocan dentro de la vasija del reactor que tiene una altura de 39 pies, un diámetro de 1' - 10" y un espesor que vana de 5 a 7 pulgadas. Se hace circular agua demineralizada en un circuito primario cerrado para extraer el calor generado en el reactor y transferirlo a un segundo circuito cerrado que produce el vapor, según vemos en el Dibujo 3.
Esta segunda barrera para retener los productos de fisión está representada por la vasija de presión y su circuito primario.
C. Tercera Barrera: Edificio de Contención de Acero. (Dibujo 2)
El reactor y todo el circuito primario está contenido dentro de un edificio-vasija, metálico, cilindrico en sus lados y esférico por la parte superior. El mismo es fabricado de acero con un diámetro de 105 pies, y diseñado para resistir una presión interna de 46 libras por pulgada cuadrada y una temperatura de 271 °F.
Este edificio o vasija de acero de contención está diseñado bajo la premisa que si ocurriera el accidente hipotético donde se perdiera toda el agua del circuito primario y se rompieran todas las barreras, a saber; a. cilindros de UO2 que retienen los productos de fisión, b. los tubos de revestimiento de Zircaloy que contienen el UO2, c. la vasija del reactor o el circuito primario; el mismo evitará cualquier fuga reactiva a la atmósfera.
Este accidente es el peor imaginable y es completamente hipotético. La serie de rupturas de barreras
Edificio de contención de acero
Tercera Barrera
Edificio
Hormigón
Cuarta Barrera
Vasija de Presión Segunda Barrera
Presurízador
Energía eléctrica
Turbina baja
Entrada Agua de enfriamiento Salida
Bomba de Gondensado
Condensador
Turbina de alta
Generador de Vapor
Reactor
Bomba de sistema primario
Calentador de agua de alimentación
Bomba de alimentación
Sistema de purificación de agua de agua de alimentación
Edificio de contención
nuclear basada en un reactor de agua a presión.
y eventos que se postulan no se espera que jamás ocurran, pero no obstante se diseña la bóveda o vasija-edificio para aguantar la presión generada y prevenir que ocurra cualquier escape incontrolable de radiación a la atmósfera. Por lo tanto, este edificio de contención constituye la tercera barrera para retener los productos de fisión.
D. Cuarta Barrera: Edificio de Hormigón sobrepuesto al edificio-vasija de acero. Sobre el edificio-vasija de acero que contiene el reactor y el circuito primario se construye otro similar pero de hormigón reforzado, que tiene 2.5 pies de espesor en la parte lateral y 2 pies en el tope. Un espacio de aproximadamente 5 pies se deja entre el edificio-vasija de acero y el de hormigón. Este edificio de hormigón sirve de blindaje biológico y representa la cuarta barrera para la retención de productos de fisión radioactivos.
E. Quinta Barrera: Area de Exclusión. Alrededor del reactor nuclear se aisla, por medio de verjas, un área de exclusión. Esta área en Aguirre es de 0.3 millas o aproximadamente 1,600 pies. La radiación directa varía inversamente con el cuadrado de la distancia, o sea, que a 1,600 pies de distancia del reactor la radiación será una fracción insignificante de lo que sería en el área inmediata al reactor. Esto provee la quinta barrera de protección al público.
6
¿Qué otros diseños inherentes aumentan 9 la confiabilidad y seguridad de la operación de una Central Nuclear?
a. En adición al alto valor negativo de reactividad producido por el uso de UO2,(esto es, que mientras más se calienta el ÜO2 menos es la reactividad nuclear) los reactores de agua se diseñan para que también tengan lo que llamamos un coeficiente negativo de reactividad de potencia, esto es, que mientras más se aumenta la potencia del reactor, más se reduce la reactividad (tiende a apagar la reacción nuclear), lo que constituye otro gran elemento de seguridad.
b. Sistema de control —Se introduce en el núcleo elementos como el boro, que absorben los neutrones. Esto se hace por dos medios independientes que son; 1. manteniendo una concentración controlada de ácido bórico en el circuito primario, y 2. usando varillas de boro en acero inoxidable. Diez y seis (16) de estas varillas se unen y forman una barra de control, la cual va insertada dentro de un elemento combustible; En el núcleo del reactor. de Aguirre habrá treinta y siete (37) barras de control.
La operación del reactor se hace controlando la concentración de ácido bórico en el circuito primario y la posición de las barras de control en el núcleo del reactor. Cualquiera de los dos métodos puede apagar el reactor.
c. En adición, en la central nuclear hay sistemas de protección que se diseñan y actúan automáticamente para minimizar el impacto del accidente postulado. Estos sistemas de protección ayudan a apagar el reactor, remover los productos radioactivos y salvaguardar las mismas barreras protectoras mencionadas arriba. Estos sistemas de protección son:
1. Duchas de una solución de ácido bórico el cual se inyecta, por varios medios, en el núcleo del reactor al perderse el agua del circuito primario. Si se perdiera el agua del circuito primario, el reactor se "apagaría" por inserción automática de las varillas de control de seguridad, lo que reduce el calor generado a lo que se conoce como el "decay heat", que es aproximadamente una milésima parte del calor a plena carga. Más aún, de ocurrir una rotura en el núcleo y perder su forma geométrica, esto contribuye más a apagar la reacción, ya que para mantener la reacción nuclear, la forma geométrica es extremadamente importante. Cambiar la forma geométrica aumenta la fuga o escape de neutrones de la reacción. Las duchas descritas contribuyen también a apagar y enfriar el núcleo del reactor.
2. Duchas de una solución de ácido bórico dentro del edificio. Este sistema enfría y reduce la presión del edificio. También las duchas lavan cualquier producto radioactivo que escape del sistema primario. Es imposible, por condiciones físicas de disipación de calor, que una milésima parte del calor generado por el reactor pueda evaporar el agua recolectada en el fondo del edificio, derretir el edificio y derretir 40 pies de hormigón.
3. Sistema de recirculación de la atmósfera del edificio a través de trampas de carbón activado. Este sistema remueve productos radioactivos que escapen del circuito primario a la atmósfera del edificio.
Como hemos explicado, ias centrales nucleares están diseñadas de tal manera que de ocurrir el peor accidente concebible, el efecto al público y al medioambiente sería imperceptible. En resumen, hay varias barreras protectoras, tendencias inherentes del reactor a apagarse y sistemas de ingeniería todas contribuyendo a minimizar el impacto de cualquier accidente. Tan es así, que si ocurriera el peor accidente postulado una persona viviendo exactamente en la colindancia de la Central Nuclear de Aguirre (0.3 niillas), recibiría una dosis total equivalente a un viaje ida y vuelta de Nueva York a California (menos de 5 mrem).
7.
¿Cuáles son los efectos de altas dosis de radiación en los seres humanos?
Los efectos de altas dosis de radiación en los seres humanos se han venido estudiando por más de 45 años. Las primeras agencias dedicadas a estos trabajos fueron la Comisión Internacional de Protección Radiológica, en el 1928, y el Comité Nacional de Protección y Medidas Radiológicas. Sus primeros estudios basados en los sobrevivientes de Hiroshima y Nagasaki, los llevaron a concluir que una dosis de 300,000 mrem no produce muertes ni efectos que no pueda el cuerpo humano recobrar. Consecuentemente se establecería una dosis ocupacional máxima por vida de 300,000 mrem. Pero el concepto de dosis máxima por vida se cambió en el 1947 a una dosis máxima permisible anual de 5,000 mrem.
La Comisión de Energía Atómica de los Estados Unidos adoptó ias recomendaciones de estas Agencias. Más tarde en el 1959 se recomendó y adoptó que para una persona viviendo fuera del área restringida de una Central Nuclear la dosis máxima anual debe ser 500 mrem, y la dosis promedio a la población no debe exceder 170 mrem. por año. Estos son los reglamentos vigentes. Durante el año pasado, debido a la preocupación por minimizar el impacto al medioambiente, la Comisión
de Energía Atómica propuso que los efluentes de Centrales Nucleares deben mantenerse a los niveles más bajos prácticos. En valores numéricos se ha propuesto que la dosis a personas viviendo en las inmediaciones de centrales nucleares debe ser menor de 10 mrem por año. Esta dosis es 1/500 del límite de dosis ocupacional.
aEsta dosis posible de 10 mrem al año, ¿no causaría efectos dañinos a las personas?
En Puerto Rico la radiación natural del medioambiente nos expone a una dosis en promedio de 115 mrem por año. En los Estados Unidos este promedio es de 140 mrem por año. Para comparación, en promedio, una placa de Rayos X nos añade 55 mrem, un viaje ida y vuelta de California a Nueva York, 5 mrem, y usar un reloj luminoso por un año, 2 mrem. Si vivimos al lado de la Central Nuclear de Aguirre recibiremos aproximadamente de 1 a 5 mrem por año, o sea la dosis a la cual expondrá la Central Nuclear de Aguirre es mínima y consecuentemente no puede, ni causará ningún efecto físico detectadle. Tan es así, que si hipotéticamente añadimos los 5 mrem por año a los 90 mrem por año debido a radiación natural en Aguirre, todavía estamos más bajos que el promedio de dosis por radiación natural en Puerto Rico (115 mrem por año).
9.
¿Cuál es el récord de seguridad de
los reactores nucleares?
En los Estados Unidos para diciembre de 1971 había 23 plantas nucleares comerciales en operación. Estas plantas tienen una capacidad generatriz de .10 millones de kilova tios, lo que equivale a cinco veces la capacidad generatriz que tenemos en el sistema de Puerto Rico actualmente. Además, hay en construcción 54 plantas nucleares y 57 están en la etapa de planificación. En el mundo entero hay más de 150 reactores de potencia operando. Podemos sintetizar que no ha ocurrido ninguna muerte
por causa de radiación debido a plantas nucleares comerciales de potencia, y que no ha ocurrido en los Estados Unidos ninguna fuga incontrolable de material radioactivo de plantas nucleares de potencia. El único caso en los Estados Unidos donde ha ocurrido muerte debido a un accidente en un reactor nuclear fue en el reactor de investigaciones SL-1 donde ocurrió un accidente en el 1961, en el cual murieron tres empleados. Pero el SL-1 era un reactor experimental con fines de investigación operado por el Ejército y fuera de las reglamentaciones de la Comisión de Energía Atómica. Además, el accidente no afectó en absoluto a la población en las inmediaciones. El SL-1 no tenía edificio de contención de productos radioactivos, era más bien una armazón para protegerlo del sol y la lluvia, pero aún esta estructura rudimentaria retuvo todos los productos de fisión excepto naturalmente, los gases, demostrando la efectividad de cualquier edificio de protección. No ha ocurrido ningún otro accidente nuclear en ninguno de los reactores nucleares en los Estados Unidos donde haya muerto alguna persona debido a éste. La verdad es que la experiencia de la industria nuclear en los Estados Unidos, desde el punto de vista de accidentes industriales, es la mejor y más eficiente de todas las industriales que hay hoy en día establecidas en los Estados Unidos. El resultado de este excelente récord es que todavía en los Estados Unidos no ha habido una sola demanda o petición por daño a la propiedad o físico como resultado de la operación de reactores nucleares comerciales. La producción de electricidad por medio de plantas nucleares es sin duda alguna el método comercial más seguro en existencia hoy en día.
¿Cuántas centrales nucleares productoras de energía eléctrica existen en el mundo actualmente?
Al 30 de junio de 1972 había 89 centrales nucleares en operación. Hay además alrededor de 225 reactores nucleares en construcción y planeados. A continuación se detallan las centrales nucleares en operación al 30 de junio de 1972:
CAPACIDAD EN GRAN BRETAÑA: "^gavatios
Calder Hall (4 unidades) 219
Chapelcross(4 unidades) 228 Berkeley (2 unidades)
BradweII (2 unidades) 374.1
Hunterston (2 unidades) 360
Hinkiey Point(2 unidades) 663.9
Trawsfynydd (2 unidades) 584.8
Dungeness-A (2 unidades) 576.6
SizeweII (2 unidades) 652.5
(2 unidades) 1,352 CANADA:
FRANCIA:
Marcoule (2 unidades) 80 Chinon-2 242 Chinon-3
St. Laurent-des-Eaux-2 530
Chooz (Sena) 282
Monts d'Arree (EL-4) 73
PAKISTAN: Kanupp
ESPAÑA: 2crita-l Garona
SUECIA: Agesta, R-3/Adam Oskarshamn-1
SUIZA: Beznau-1
Beznau-2
Muehieberg
ESTADOS UNIDOS:
Shippingport Dresden-1
Yankee, Rowe
Indian Point-1
Big Rock Point
Humboldt Bay Hanford-1
Peach Bottom-1 Connecticut Yankee
San Onofre-1 Oyster Creek
Nine Mile Point Ginna
Dresden-2
La Crosse Millstone-1
Point Beach-1
Monticello Robinson-2
Palisades Dresden-3
Quad Cities-1
Quad Cities-2
ALEMANIA: Gundremmingen Lingen
MZFR
Obrigheim
Stade-1
Esta lista no Incluye los países bajo la Cortina de Hierro.
AUTORIDAD DE LAS FUENTES FLUVIALES
G.P.O. Box 4267
San )uan, Puerto Rito Ü0936
Publicado por la Oficina de Relaciones Públicas AFF