Conservación de la masa-energía Para un sistema aislado, ya que la masa y la energía son intercambiables, la masa-energía total del sistema permanece constante.

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F U N C I Ó N D E L R E A C T O R

El reactor es un sistema que contiene una cantidad suficiente de material fisionable, dispuesto de tal forma que sea posible automantener y controlar una reacción en cadena de fisión nuclear. Cuando se logran estas condiciones se dice que el reactor es crítico.

Los reactores nucleares también se denominan “pilas atómicas”; sin embargo, el uso de es- ta denominación está disminuyendo.

Dentro del marco de la física de los reactores, el estudio de la interacción de las radiacio- nes (beta y gama) con la materia se utiliza en especial para llegar a conocer los fenómenos de absorción y penetración de la energía, tanto en los blindajes de los reactores como a través de los mismos. Con esta excepción, la física de los reactores es el estudio de los procesos vinculados con la reacción en cadena que implica la fisión inducida por neutrones y la consiguiente genera- ción de neutrones. Los conceptos fundamentales de la física proceden de otros campos. No obstante, de la física nuclear se tomó el concepto de reacción eficaz de interacción con neutro- nes, definida como área efectiva de un núcleo considerado como blanco en su interacción con un haz de neutrones.

En los reactores, la potencia máxima no presenta un límite teórico, pero sí se tiene un límite físico que está dado por la eliminación del calor del sistema. En general, en el proyecto nuclear, la eliminación de calor se mejora al aumentar la superficie de contacto, así como el diámetro de conducciones, etcétera. Sin embargo, lo que es bueno térmicamente es malo desde el punto de vista de la criticidad del reactor, puesto que los aumentos mencionados ocasionan un incre- mento de materiales absorbentes. Es interesante diferenciar las centrales térmicas convencionales de las térmicas nucleares. En las primeras, el límite de temperatura está condicionado por la instalación y el combustible utilizado; en cambio, en las segundas es posible obtener una tem- peratura tan alta como se quiera, y por ello es importante obtener el control de la temperatura para evitar que se dañe la instalación.

Antes de hablar de las diferencias entre los reactores, se mencionará algo que tiene rela- ción con el desarrollo de las plantas de energía nuclear. Es decir, el hecho de que las reser- vas de combustible nuclear no son ilimitadas. Es obvio que las plantas de energía nuclear no

tendrían mucho futuro si el combustible de que se dispone se agotara dentro de un tiempo relativamente corto.

Lo que no es tan obvio es que entre los distintos tipos de reactores nucleares hay dife- rencias notables en el consumo neto de combustible nuclear. En un extremo de la balanza están los reactores que tienen un alto consumo neto de combustible; éstos son los que se usan en la mayoría de las plantas nucleares comerciales que funcionan en la actualidad. Le siguen los reactores que consumen una cantidad neta baja, pero positiva de combustible; éstos se han mejorado de manera considerable y se utilizarán cada vez más en un futuro cercano.

Los últimos reactores, en cuanto a conservación de combustible se refiere, son aquellos que tienen un consumo neto negativo de combustible, lo cual significa que producen más com- bustible del que utilizan. Se les conoce como reactores de “cría” y tendrán mucha demanda en las plantas generadoras de energía nuclear que comenzarán a funcionar dentro de algu- nos años. Se ha demostrado que el principio de cría es operable, pero estos reactores econó- micamente ventajosos se deberán perfeccionar para que se tenga la posibilidad de construir las plantas de cría.

En los siguientes puntos se hará notar el consumo relativo de combustible de cada tipo de reactor. Lo que se analizará de cada uno será el sistema nuclear de abastecimiento de vapor, es decir, los componentes que se emplean para producir vapor para la parte generadora de energía de una planta. En esta parte, el vapor pasa a través de la turbina e imparte energía en la forma de movimiento de rotación al eje de la turbina. El eje hace girar el rotor del generador y se pro- duce la energía eléctrica.

Cuando el vapor gastado sale de la turbina entra en el condensador, después pasa por los tu- bos de enfriamiento y se transforma en agua. Ésta se vuelve a bombear al sistema nuclear de suministro de vapor, donde nuevamente se inicia el ciclo, con la transformación a alta presión y alta temperatura del agua en vapor. También utiliza el procedimiento de enfriamiento más común: bombear agua fría a través del condensador y de regreso a su fuente (río, lago, o algún otro gran deposito de agua).

¿Qué es un átomo?

Los físicos representan el mundo como construido a base de 100 sillares distintos, o 100 es- pecies de átomos, que se conocen con el nombre de elementos. Cada átomo consta de una en- voltura y de un núcleo. La envoltura, a la vez, está formada por electrones, desde 1 a 100, y el núcleo por protones, con carga eléctrica positiva, y neutrones, que, como indica su nombre, son eléctricamente neutros. El número de protones es decisivo para determinar de qué elemen- to se trata.

Antes se pensaba que los átomos no eran divisibles. De ahí que átomo significa indivisible. Tiempo después se comprobó que hay átomos cuyos núcleos pueden ser desintegrados median- te una gran fuerza que se ejerza sobre ellos, y que también hay átomos cuyos núcleos alguna vez se descomponen por sí solos. Un ejemplo de ellos es el uranio, cuyos átomos reciben el nom- bre de radioactivos, porque emiten irradiaciones al desintegrarse.

¿Qué es la desintegración atómica?

Se representa de la siguiente forma. En el átomo existe un equilibrio de fuerzas que mantienen en cohesión a los elementos intraatómicos del núcleo. Pero si se bombardea a un núcleo desin-

tegrable con un neutrón lento, dicho equilibrio pierde su estabilidad y se descompone enérgi- camente en dos núcleos más pequeños.

¿Qué es una reacción en cadena?

En la desintegración de un núcleo se liberan dos o tres neutrones. Si cada uno de ellos provoca una nueva desintegración, al poco tiempo se desintegrarán muchos núcleos atómicos a la vez, produ- ciéndose una explosión. Una reacción en cadena de este tipo se aprovecha en la bomba atómica.

En una central nuclear la desintegración nuclear se dirige de tal manera que cada desinte- gración no provoque más que una nueva desintegración. Para ello, en los reactores se utiliza un elemento combustible hecho con base en uranio enriquecido envainado en tubos de circonio, aluminio o acero donde se captura parte de los neutrones.

¿Qué es una masa “crítica”?

Cuando haya un número suficiente de núcleos de uranio unidos fuertemente entre sí, sin una sustancia que capture parte de los electrones, entonces cada desintegración produce una reacción en cadena incontrolada. La masa de uranio con un alto grado de concentración se denomina

masa crítica. Estas masas críticas son el fundamento de la explosión de una bomba atómica.

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E V O L U C I Ó N H I S T Ó R I C A D E L O S R E A C T O R E S

N U C L E A R E S

Justo después de hacerse público el descubrimiento de la fisión, se comprendió claramente que este proceso abría grandes perspectivas a la obtención de energía nuclear en forma utilizable. En efecto, en mayo de 1939 se solicitó en Suiza la patente de la invención para un sistema pro- yectado con tal finalidad, que requería agua pesada como moderador. Sin embargo, la primera reacción de fisión en cadena, autosustentada, tardó algún tiempo en realizarse.

Este acontecimiento histórico ocurrió en Estados Unidos el 2 de diciembre de 1942, en la Universidad de Chicago. El combustible consistía en unas 60 toneladas de uranio, en forma de bloques de metal y óxido, distribuidos en una matriz de 385 toneladas de grafito que a la vez servía de moderador reflector. La potencia nominal de funcionamiento era de 2 kW, de suerte que bastaba el aire ambiente para la refrigeración necesaria. La estructura se construyó al api- lar gradualmente bloques de grafito, una capa tras otra, e introduciendo el uranio en orificios realizados en dichos bloques. Por esta razón se denominó “pila”, nombre que recibió durante varios años, hasta que se generalizó la denominación más apropiada de reactor nuclear.

En 1942 se iniciaron los planes para que los reactores de Hanford produjeran plutonio-239 en cantidades considerables. Entre tanto y con la finalidad de disponer de cantidades suficientes de este isótopo, que permitiesen el estudio de sus propiedades, así como la adquisición de ex- periencia en el manejo y operación de reactores, se decidió construir en Oak Ridge un reactor experimental, con una potencia nominal que se estableció inicialmente en 100 kW. Este reac- tor comenzó a funcionar en noviembre de 1943, y, al igual que la pila de Chicago, empleaba gra- fito como moderador y reflector; el combustible, en cambio, era en forma de cilindros de uranio metálico con vaina de aluminio, y se utilizaba circulación forzada de aire para eliminar el calor generado por fisión. Es interesante mencionar que este reactor, el más antiguo de todos los exis- tentes, todavía funciona en el laboratorio de Oak Ridge a una potencia de 4,000 kW.

En Canadá, el reactor experimental EEP (Zero Energy Experimental Pile) se terminó en abril de 1945. Después se construyó el reactor NRX de Chalk River (Ontario); al finalizar su cons- trucción, en agosto de 1947, durante algún tiempo este reactor fue el de mayor flujo térmico (producto de densidad neutrónica por velocidad).

Con el reactor de prueba de materiales (Material Testing Reactor, MTR) construido en la Na- tional Reactor Testing Station de Arco (IDAHO), se proyectó un reactor que comenzó a funcionar en marzo de 1952, y que opera a potencias bastante elevadas (40 MW).

El empleo de estos elementos, tipo MRT, facilitó la construcción de Bulk Shielding Reactor (BSR) en el laboratorio National de Oak Ridge, hacia finales de 1950. El reactor funcionaba has- ta con una potencia de 100 kW.

En todos los reactores citados hasta el momento se emplea un moderador para frenar los neu- trones, que en esencia son reactores térmicos. El primer reactor de neutrones rápidos comenzó a funcionar en Los Álamos en noviembre de 1946; el combustible utilizado era plutonio-239, y fue la primera vez que dicho material se empleó en un reactor. La potencia de funcionamiento, mediante la refrigeración por mercurio, alcanzó el nivel de 25 kW.

No obstante, el progreso alcanzado, en general se acepta que la tecnología de reactores nu- cleares está todavía en su infancia. Como consecuencia, muchas etapas de investigación y de- sarrollo habrán de recorrerse antes de que sea posible fijar con rigor la potencialidad a largo plazo de los diferentes tipos de reactores, en especial en sus perspectivas de producción de energía a buen nivel económico.

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T I P O S D E R E A C T O R E S

Aunque los reactores nucleares pueden clasificarse de varios modos, la distinción más funda- mental es la que se basa en la energía cinética, o velocidad, de los neutrones responsables de la fisión en un reactor determinado. Casi todos los neutrones liberados por fisión poseen ener- gías elevadas y, por lo tanto, de no existir un moderador en el núcleo o en el reflector, la ma- yoría de las fisiones se producirán por neutrones rápidos. El reactor nuclear que corresponde a este caso recibe el nombre de reactor rápido. El combustible de tales reactores debe contener una proporción considerable, alrededor de 10% o más, de material físil. El resto debe consis- tir en una sustancia de número másico elevado o medio.

Cuando el nuclido físil producido es idéntico al empleado para producir la fisión en cade- na, el reactor se denomina reproductor.

Cabe la posibilidad de que un reactor rápido utilice uranio-235 como especie físil, para enten- der la reacción nuclear en cadena, y uranio-238 como material fértil, que se convierte en plutonio-239. Este tipo de reactor se denomina convertidor.

Cuando el núcleo del reactor contiene una porción considerable de moderador, la elevada energía de los neutrones de fisión cae rápidamente a la región térmica. Por lo tanto, la mayor par- te de las fisiones en un reactor de este tipo, que se denomina reactor térmico, se producirán por neutrones térmicos o lentos.

Sin embargo, en ciertos casos, en que se necesitan reactores muy compactos, el combustible consiste esencialmente en uranio-235 puro. Los reactores de este tipo reciben el nombre de

quemadores.

Funcionamiento de un reactor de agua a presión (pwr)

Es uno de los modelos de reactores de agua ligera (LLWR), es decir, que se refrigera con agua normal (“ligera”), donde se analizan los siguientes puntos:

1. Elementos combustibles: son tubos de circonio, aluminio o acero inoxidable que contie-