7. Energía nuclear
Introducción
La energía nuclear es la energía proveniente de reacciones nucleares o de la desintegración de los núcleos de algunos átomos. Procede de la liberación de la energía almacenada en el núcleo de los mismos.
Una central nuclear es una central termoeléctrica, es decir, una instalación que aprovecha una fuente de calor para convertir en vapor a alta temperatura un líquido que circula por un conjunto de conductos; y que utiliza dicho vapor para accionar un grupo turbina-alternador, produciendo así energía eléctrica.
La principal diferencia entre las centrales termoeléctricas convencionales y las centrales termoeléctricas nucleares es la reacción que libera la energía necesaria para conseguir la fuente de calor para la producción del vapor. En el caso de las centrales convencionales, se trata de la reacción de combustión del carbono (carbón, gas o fuelóleo), en el segundo de la reacción nuclear de fisión de núcleos de uranio. En este último caso, la energía liberada por reacción es del orden de millones de veces superior a la del caso primero, lo que explica el menor consumo de combustible y producción de residuos, éstos de naturaleza distinta, en una central nuclear en comparación con una central convencional, a igualdad de potencias de producción.
Este efecto multiplicador se conoce con el nombre de reacción en cadena. En una pequeña fracción de segundo, el número de núcleos que se han fisionado libera una energía 106 veces mayor que la obtenida al quemar un bloque de carbón o explotar un cartucho de dinamita de la misma masa. Debido a la rapidez a la que tiene lugar una reacción nuclear, la energía se desprende mucho más rápidamente que en una reacción química.
Si por el contrario se logra que sólo uno de los neutrones liberados produzca una fisión posterior, el número de fisiones que tienen lugar por segundo es constante y la reacción está controlada. Este es el principio del funcionamiento en el que están basados los reactores nucleares, que son fuentes controlables de energía nuclear de fisión.
Las reacciones de fisión fueron descubiertas por Otto Hahn y Fritz Strassman en 1939, y el artífice encargado de la puesta en práctica de la idea de desarrollar la reacción en cadena fue Enrico Fermi, que reunía la doble condición de ser un magnífico teórico y un hábil experimentador. El 2 de diciembre de 1942 consiguió, con su equipo, la reacción de fisión en cadena autosostenida en la famosa Chicago Pile 1, construida en una pista de squash bajo las gradas del estadio de fútbol de la Universidad de Chicago. Se trataba de un apilamiento de aproximadamente 7m × 7m constituido por bloques de grafito (moderador de neutrones), atravesado de lado a lado por barras de uranio natural (combustible nuclear) de una pulgada de diámetro.
Centrales Nucleares
Independientemente del tipo de reactor, una Central Nuclear se compone de un número relativamente pequeño de edificios.
Los edificios principales son:
Recinto de Contención. Es el más característico de la central nuclear. En su interior está el reactor y, en general, todos aquellos elementos que contiene material de alto grado de radiactividad. En algunas centrales en el edificio de contención también está la zona de manejo de combustible.
En general, los recintos de contención acostumbran a ser estructuras de hormigón totalmente herméticas, sin puertas ni ventanas, de forma esférica o cilíndrica rematada en cúpula semiesférica o semielíptica. Las paredes interiores van recubiertas de chapas de acero soldadas (piel de hermeticidad), que aseguran la más completa estanqueidad.
Este edificio tiene que estar diseñado para cargas normales y para cargas debidas a potenciales accidentes, tanto internos como externos, así como las cargas de servicio (de construcción, de ensayo, terremoto básico de diseño, etc.).
Edificio de combustible. En él se almacenan tanto los elementos de combustible nuevo como los ya utilizados. Estos últimos se mantienen en una piscina llena de agua de donde sólo se extraerán llegado el momento de su gestión final, o para ser almacenados en un ATI (Almacén Temporal Independiente) como el construido en las centrales de Trillo o Zorita.
Edificio de turbinas. Contiene el grupo o grupos de turbina-alternador y la mayoría de sistemas auxiliares de éste. En las centrales de gran potencia, equipadas con varios grupos generadores, éstos se pueden agrupar en un mismo edificio.
En el caso de que los condensadores de vapor se alimenten a partir de un río próximo, la toma de agua de refrigeración se hace aguas arriba de la central y el vertido algunos metros más abajo. Si no existe disponible cerca de la central ningún curso de agua abundante se pueden utilizar torres de refrigeración, donde se enfría el agua del condensador antes de devolverla al río.
Edificio de salvaguardias y equipos auxiliares. Estos edificios contienen la mayoría de los sistemas de emergencia y seguridad para caso de avería en el reactor, así como los sistemas meramente auxiliares para las operaciones de recarga, arranque, etc.
Edificio eléctrico. Donde están localizados los sistemas eléctricos, los centros de control de motores, las cabinas de potencia y la Sala de Control, que es desde donde se controlan todos los sistemas de la central.
Otros Edificios. Además de los edificios ya mencionados, en la central existen otras dependencias para tratamiento de agua, almacenamiento de desechos, oficinas, talleres y laboratorios, así como una zona destinada a parque eléctrico convencional, transformadores, interruptores, etc.
PARTES DE UN REACTOR
Las principales partes de un reactor son:
Combustible
Una de las razones para explotar la energía nuclear de forma comercial es la gran abundancia de combustible nuclear en la Naturaleza. Los combustibles que cumplen este requisito son el uranio y el torio.
El torio es más abundante que el uranio, pero al ser el Th-232 el único isótopo disponible en forma natural, su empleo en reactores nucleares es muy limitado, ya que no es directamente fisionable.
El uranio, de número atómico 92, es el combustible nuclear por excelencia. Se encuentra en la Naturaleza en una proporción del 0,004 por 1000 de la corteza terrestre y se presenta como mezcla de tres isótopos: U-238 y U-235 principalmente, en las proporciones de 99,28% y 0,71%, respectivamente, y U-234 a nivel de trazas (0,005%), teniendo el U-235 la propiedad de que puede fisionarse.
Estas proporciones no son siempre las mismas, ya que van variando con el tiempo, pero de una forma muy lenta. La razón se encuentra en el hecho de que tanto el U-238 como el U-235 son radiactivos. El período de semidesintegración del primero es de 4,5 × 109 años, mientras que el del segundo es de 7,1 × 108 años. Esta diferencia hace que el U-235 desaparezca por desintegración un poco más rápidamente que el U-238. Por tanto, su proporción relativa disminuye con el tiempo.
Moderador
Los neutrones producidos en la fisión tienen una energía, en forma de velocidad, relativamente alta. Para que se produzcan nuevos choques con estos «nuevos» neutrones, conviene disminuir su velocidad, moderarlos, y así aumentar la probabilidad de que sean «capturados» por otro átomo fisionable y no se rompa la reacción en cadena.
El papel del moderador es, por tanto, disminuir la energía cinética del neutrón, mediante choques elásticos con un átomo de un material adecuado (núcleos de átomos ligeros). Entre los moderadores más utilizados se pueden citar, entre otros, el agua natural, también llamada ligera, el agua pesada y el carbono (grafito).
Refrigerante
El calor producido en la reacción de fisión hay que extraerlo rápidamente del núcleo del reactor por medio del refrigerante. Los más usuales son fluidos, que pueden ser gases o líquidos.
Para que un fluido sea buen refrigerante debe no ser corrosivo para las vainas de los elementos combustibles ni para otras partes del reactor con las que esté en contacto; tener gran capacidad calorífica; y, tener una sección de captura neutrónica relativamente baja.
Los materiales más utilizados como refrigerantes son el agua ligera, el agua pesada y el anhídrido carbónico.
Blindaje
Cuando un reactor nuclear está en operación producen todas las formas de radiación atómica. Los rayos a y b emitidos tienen relativamente poco poder de penetración y no son causa de grandes problemas. Sin embargo, los rayos g y los neutrones tienen un poder grande de penetración, y por esto no es posible trabajar en las proximidades del reactor sin tener protección adecuada para evitar el riesgo a las radiaciones. Por ello es necesario el blindaje.
Los materiales más usados para construir un blindaje en un reactor son hormigón, el agua y el plomo.
Barras de Control
Para controlar que un reactor nuclear funcione a mayor, o menor, potencia, se puede proceder de varias formas. La introducción de absorbentes de neutrones en el núcleo por medio de barras llamadas de control, es un medio rápido y eficaz. Estas barras están fabricadas con material de carburo de boro o de gran sección eficaz de captura, como metales o aleaciones de plata, indio y cadmio.
En funcionamiento normal, un reactor nuclear tiene las barras de control en posición extraída del núcleo, pero el diseño de las centrales nucleares es tal que un fallo en un sistema de seguridad, siempre actúa en el sentido de seguridad del reactor. Así, por ejemplo, ante un fallo en el sistema de control del reactor, las barras de control se introducirían dentro del núcleo, parando el reactor.
TIPOS DE REACTOR
Destacan dos tipos principales, que suponen conjuntamente el 90% de los reactores comerciales operativos en el mundo y a los que pertenecen el total de las centrales nucleares existentes en España: los de agua a presión, o PWR (Pressurized Water Reactor) y los de agua en ebullición, o BWR (Boilling Water Reactor).
En ambos tipos de reactores nucleares el combustible, uranio enriquecido en torno al 3-5%, se sitúa en pastillas cilíndricas de óxido de uranio (UO2) de aproximadamente un centímetro de diámetro.
Dichas pastillas se apilan en el interior de un tubo de zircaloy (aleación de circonio y estaño), de diámetro interior ligeramente superior al de las pastillas y de unos cuatro metros de longitud. La columna de pastillas se mantiene en posición mediante un muelle que se encuentra en la cavidad superior de la varilla, que sirve también para almacenar los fragmentos de fisión más volátiles.
A su vez, las varillas se agrupan en haces formando lo que conocemos como elemento de combustible y que es lo que se introduce en el reactor.
Hay que destacar que estos tubos de zircaloy de las varillas combustibles, al estar herméticamente cerrados, constituyen la primera barrera física que se opone al escape o liberación de los productos radiactivos de la fisión.
Centrales de agua a presión (PWR)
Este tipo de centrales ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón.
Las centrales españolas de, Almaraz I y II, Ascó I y II, Vandellós II y Trillo pertenecen a este tipo, así como la de José Cabrera (Zorita), actualmente en fase de desmantelamiento
En el reactor de agua a presión el agua de refrigeración, que circula a gran presión, lleva la energía desprendida en el núcleo del reactor a un intercambiador de calor, donde se genera el vapor que alimentará al turbo-grupo. La característica básica es que el agua, que actúa como refrigerante y moderador del reactor, permanece líquida a su paso por el reactor. El vapor necesario para accionar la turbina se produce en el generador de vapor, que está, lógicamente, a menos presión que la del circuito primario, entendiendo por primario el conjunto de tuberías y componentes a través de los cuales pasa el refrigerante del reactor.
En el caso de reactores de 1000 MWe de potencia, el conjunto de componentes que constituyen el circuito primario está distribuido en tres o cuatro lazos que pasan por el corazón del circuito, que es el propio reactor. Cada lazo tiene un generador de vapor y una bomba de recirculación. En el generador de vapor el agua del circuito primario cede su energía al agua del circuito secundario, que entra en ebullición. El agua enfriada en el primario del generador de vapor retorna, gracias a la impulsión de las bombas, al reactor. Un componente adicional, que aparece sólo en una de las ramas, es el presionador, que actúa para regular la presión y controlar el nivel del circuito primario.
En el circuito secundario se realiza, estrictamente hablando, el ciclo termodinámico, pues en él se encuentra el lado secundario (agua-vapor) del generador de vapor o foco caliente, la turbina, el condensador, las bombas de condensado, y circuitos de calentadores y bombas de agua de alimentación, que llevan el fluido hasta las condiciones de trabajo (presión y temperatura) del secundario del generador de vapor. El generador de vapor consiste en un intercambiador de calor con la peculiaridad de que en el secundario se produce cambio de fase, ya que se introduce el agua caliente del primario por la parte interna de unos tubos de transmisión, por cuyo exterior viaja el fluido secundario que se transforma en vapor, pues éste tiene mayor volumen específico.
Conjunto de componentes del circuito primario de un PWR.
En cuanto al reactor, se halla inserto en una vasija de acero de aproximadamente 25-30 cm. de espesor y unas 400 toneladas de peso, provista de una tapa que va embridada a la vasija en condiciones nominales de funcionamiento, y que puede retirarse de la misma para proceder a la recarga del combustible.
En el caso de los reactores PWR, las varillas combustibles están agrupadas, por lo general, en haces de 17×17, sujetas también por rejillas y con un cabezal de salida y otro de entrada que se ajustan a las rejillas superior e inferior del núcleo. En este caso, los elementos combustibles no van encerrados en canales prismáticos.
Un cierto número de elementos combustibles contienen elementos, o barras, de control. Para ello, veinte varillas combustibles son sustituidas por barras de acero inoxidable que contienen en su interior una aleación de plata-indio-cadmio, que capturan neutrones. Estas varillas están unidas por un cabezal superior, en forma de araña, conectado con un mecanismo de accionamiento electromagnético, capaz de mover las varillas de control, de acuerdo con las necesidades del control.
El combustible se sitúa en la parte inferior de la vasija, estando en la parte superior los elementos guía de las barras de control, que estarán fuera del combustible durante el funcionamiento a plena potencia. El refrigerante entra en la vasija del reactor por las bocas conectadas a las ramas frías del circuito primario, procediendo de las bombas de recirculación, y tras bajar por la zona periférica del anillo de la vasija llega a su espacio inferior, para a partir de ahí subir verticalmente lamiendo las vainas del combustible y proceder a su refrigeración.
El refrigerante emerge por la parte superior del núcleo, y se distribuye a través del amplio espacio superior hacia las bocas que conectan con las tuberías conducentes a los generadores de vapor.
El reactor se controla por medio de las barras de control y por ácido bórico disuelto en el refrigerante. Tanto las barras de control como el boro son buenos absorbentes de neutrones y tienden a hacer menos reactivo el núcleo, de forma que ajustando la concentración de boro y la longitud de las barras de control que se insertan en el núcleo puede variarse el nivel de potencia del reactor e incluso pararlo.
Al final de cada ciclo de operación, que dura entre 12 y 24 meses, se ha de recargar el reactor, extrayéndose los elementos combustibles más gastados e insertando elementos nuevos (también llamados frescos).
Centrales de agua en ebullición (BWR)
Ha sido desarrollada, principalmente, en Estados Unidos, Suecia, Alemania y Japón.
En España pertenecen a este tipo las centrales de Santa María de Garoña y Cofrentes.
Al contrario que en los reactores de agua a presión, los de agua en ebullición están concebidos para que el agua que refrigera el combustible del reactor cambie de fase, es decir, hierva, a su paso por el reactor. El agua, mantenida a una presión de unas 70 at., entra en ebullición y este vapor, tras pasar por unos sistemas de separadores de agua y de secado, va directamente a la turbina. Estas centrales, a diferencia de las PWR, no tienen generador de vapor, que era la interfase entre el agua del primario y el vapor del secundario.
La disposición de componentes en una central BWR es sensiblemente igual a las centrales térmicas convencionales. No obstante, para garantizar una adecuada refrigeración del reactor, la vasija está configurada de manera especial, incorporando además unos lazos de recirculación de agua mediante bombas.
En la vasija de un BWR existe una recirculación de agua líquida (no evaporada) hacia la parte anular de la misma, alrededor del reactor, donde se mezcla con la proveniente del condensado. Esta mezcla es succionada por una corriente formada con el agua de la parte inferior de dicho espacio anular, entrando todo ello en el colector inferior, desde el cual penetra ascendiendo en el núcleo del reactor, lamiendo verticalmente las vainas de combustible al igual que en el caso PWR, pero entrando en ebullición en este caso. La ebullición no es total: aproximadamente el 13% se convierte en vapor, recirculándose como agua líquida el 87% restante, hacia el espacio anular exterior. Lógicamente, el 13% evaporado, tras su expansión en la turbina, se condensa y se restituye de nuevo a la vasija.
En los reactores de agua en ebullición, BWR, las varillas combustibles se agrupan generalmente en conjuntos prismáticos de 8×8 varillas, enlazadas mediante rejillas soporte y dos cabezales, uno de entrada, que se apoya sobre la llamada rejilla inferior del núcleo, y otro de salida, en la rejilla superior. Cada uno de los elementos combustibles se encierra en una caja prismática de zircaloy.
Entre cada conjunto de cuatro elementos combustibles se mueve un elemento de control, en forma de cruz, que contiene carburo de boro y que sirve para controlar la reacción en cadena, capturando más o menos neutrones de acuerdo con su posición en el núcleo del reactor.
Una particularidad de estas centrales, como se habrá podido observar, es que las barras de control están situadas y se introducen por la parte inferior de la vasija. Esto es así dado que el acceso al núcleo del reactor es imposible desde la parte superior de la vasija, debido a la presencia de los separadores y secadores de vapor. El movimiento de introducción o extracción de las barras de control para regular el reactor se realiza mediante un sistema hidráulico, maniobrado desde el exterior.
Vasija de un BWR.
Una característica de estos reactores BWR es el sistema de contención, que consta de un edificio de hormigón que constituye el blindaje biológico y dentro de él, la contención propiamente dicha, que es una construcción de acero de forma cilíndrica coronada por una figura semicircular.
Seguridad Nuclear
Como es bien sabido, el uso de la energía nuclear entraña riesgo, porque implica la generación y manipulación de productos radiactivos. Por ello, es necesario incorporar las medidas técnicas y administrativas adecuadas con las que reducir el valor del riesgo a valores aceptables.
En esto, la energía nuclear no es distinta de otras actividades que la sociedad admite y utiliza, como el gas doméstico, la electricidad, o el transporte.
La seguridad nuclear tiene como objetivo la defensa de las personas y el medio ambiente frente a los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes pero sin renunciar a los beneficios que la utilización de la energía nuclear reporta a la humanidad.
Para conseguir una protección adecuada es necesario establecer una serie de medidas técnicas y administrativas que garanticen esta seguridad.
Barreras de contención
Las barreras físicas de seguridad son cuatro:
- La primera la forman las propias pastillas de combustible que, debido a su estructura cerámica, retienen las sustancias radiactivas producidas en la fisión;
- La segunda barrera está formada por las varillas que contienen el combustible y que retienen las pequeñas cantidades de sustancias radiactivas que pudieran escapar de la primera barrera, impidiendo que pudieran pasar al refrigerante;
- La tercera es el circuito de refrigeración formado por la vasija del reactor, de acero especial de 20 a 25 cm de espesor y revestida interiormente de acero inoxidable, y todos los sistemas auxiliares del mismo; y
- La cuarta barrera es el edificio de contención, construido de hormigón armado sobre una losa, también de hormigón, y recubierto interiormente por una chapa de acero para asegurar su hermeticidad.
Salvaguardias tecnológicas
Para proteger estas barreras de protección existe un conjunto de sistemas que han sido diseñados teniendo en cuenta la aparición de sucesos, posibles pero no esperados, durante el funcionamiento de la central, como por ejemplo un terremoto o una inundación.
Los sistemas que forman parte de las salvaguardias tecnológicas son:
- El sistema de protección del reactor, que iniciaría automáticamente la actuación de los sistemas necesarios para poder detener el reactor mediante la rápida inserción de las barras de control;
- El sistema de refrigeración de emergencia del núcleo que se encargaría de refrigerarlo en caso de accidente con pérdida de refrigerante;
- El sistema eléctrico de emergencia que garantizaría el suministro eléctrico para el funcionamiento de los sistemas y componentes de la central, incluso después de un fallo del suministro eléctrico normal; y
- El sistema de contención, que tiene como misión principal mantener dentro de los límites aceptables las descargas radiactivas al medio ambiente en caso de accidente.
Defensa en Profundidad
En las centrales nucleares se aplica el llamado concepto de "Defensa en Profundidad", según el cual se establecen niveles sucesivos de protección, disponiéndose en cada uno de ellos de mecanismos adecuados para corregir los potenciales fallos que pudiesen producirse en el nivel anterior. Los cinco niveles de seguridad son:
- Un diseño y construcción que garanticen la estabilidad y seguridad intrínseca del reactor;
- La existencia de mecanismos capaces de llevar el reactor a parada segura ante cualquier desviación de las condiciones normales de funcionamiento;
- La incorporación de sistemas de seguridad capaces de hacer frente a incidentes y accidentes, si no lo hubieran resuelto los niveles anteriores;
- Una serie de elementos complementarios específicos para mitigar las consecuencias de sucesos que pudieran exceder las bases de diseño; y
La existencia de unos planes de emergencia que incluyan medidas de protección a las personas.
. En primer lugar se representan las barreras físicas que han de impedir el escape de los productos radiactivos: En segundo lugar aparecen los cinco niveles de seguridad que han de proteger la integridad de las barreras: 4- Un diseño y construcción sólidos para evitar accidentes. 5- Sistemas de control para mantener el funcionamiento dentro de las condiciones de operación normal. 6- Sistemas de seguridad para hacer frente a incidentes y accidentes, evitando daños al núcleo y la liberación de material radiactivo al medio ambiente. 7- Técnicas para el control y mitigación de los accidentes severos, con daño al núcleo, de cara a limitar los escapes al exterior. 8- Planes de emergencia para aplicar medidas de protección a las personas.
Salvaguardias administrativas
Las medidas administrativas de seguridad nuclear son impuestas a las empresas propietarias de las instalaciones desde la Administración del Estado a través de Leyes, Decretos y Órdenes Ministeriales, cuyo fin es mantener los niveles técnicos requeridos durante el proyecto, construcción y funcionamiento de las centrales nucleares.
En España, el Consejo de Seguridad Nuclear es el organismo técnico, independiente, que se encarga de garantizar el correcto funcionamiento de las instalaciones nucleares a través de inspecciones y controles continuos de los que informa puntualmente al Congreso de los Diputados y al Senado.
En coordinación con las centrales nucleares y Protección Civil, existen en cada instalación Planes de Emergencia Exterior que recogen las medidas a tomar para la vigilancia del entorno en el hipotético caso de que tenga lugar un accidente. Anualmente se realizan en todas las centrales nucleares ejercicios de entrenamiento y un Simulacro de Emergencia, cuyo objetivo es entrenar a todo el personal que pudiera tener que ejecutar estas medidas en una situación de emergencia real. Estos simulacros, al igual que los planes de emergencia exterior e interior de cada instalación son supervisados por el Consejo de Seguridad Nuclear.
Planes de emergencia
Los planes de emergencia constituyen el último nivel de protección con que se podrá contar en caso de fallo de todas las barreras de confinamiento de las sustancias radiactivas. Han de considerar tanto un aspecto preventivo (actuar antes de que haya ningún escape) como correctivo, en caso de que se llegue a producir la contaminación del medio ambiente, para proteger a la población y minimizar sus efectos. Los planes de emergencia se organizan a dos escalas, interna y externa a la central nuclear.
El Plan de Emergencia Interior recoge los procedimientos, métodos, medios y organización necesaria para afrontar emergencias dentro de la central y minimizar sus consecuencias, así como las comunicaciones a establecer y la coordinación con las autoridades responsables de proteger a la población de los riesgos radiológicos que pudieran derivarse.
Por su parte, el Plan de Emergencia Exterior es responsabilidad de la autoridad gubernativa, teniendo como Director al Subdelegado del Gobierno en la provincia donde se ubique la central nuclear. Los planes de emergencia nuclear son planeados por la Dirección General de Protección Civil, que contará con la ayuda de distintos organismos oficiales competentes, que participan en los llamados grupos "logístico", "sanitario" y "radiológico", este último a cargo fundamentalmente del CSN.
Las medidas de protección a la población contempladas en los planes de emergencia pasan por el control de accesos a la zona del accidente, como primera medida, el confinamiento de la población en el interior de edificios a resguardo de la nube tóxica, la profilaxis tiroidea con yodo no radiactivo, e incluso la evacuación total de la población. Como requisito para su aplicación, el emplazamiento debe contar con una infraestructura de comunicaciones adecuada.
Pirámide normativa y otra documentación oficial de seguridad
Toda actividad con riesgo debe ser regulada de forma precisa y completa a fin de introducir en ella elementos de seguridad que limiten a valores aceptables el riesgo inherente a dicha actividad.
En el régimen administrativo español, el conjunto normativo incluye unas leyes básicas, los reglamentos que desarrollan las leyes, órdenes ministeriales, guías, normas y recomendaciones específicas a cada situación, así como el resto de documentación legal propia de la instalación, en particular las Especificaciones Técnicas de Funcionamiento, que, en el caso de las centrales nucleares, son aprobadas mediante Orden Ministerial. Tal conjunto de documentos legales permite particularizar los requisitos impuestos tanto como sea necesario.
Con objeto de instaurar una homologación del nivel de seguridad en España comparable al de los países más avanzados, se establece que, para aquellos aspectos técnicos no desarrollados en la normativa española, será de aplicación la normativa que sobre el particular exista en el país de origen del proyecto.
En España, el Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), creado por la Ley 15/80, constituye el organismo clave del régimen de autorizaciones. Aunque la autoridad que concede o deniega tales autorizaciones es el Ministerio de Industria, éste no puede tomar decisiones sin contar previamente con el Consejo de Seguridad Nuclear, cuyos informes son vinculantes en todo lo que afecte a la seguridad de las instalaciones y a la protección de las personas contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes.
Clasificación de Sucesos Nucleares - Escala INES
La percepción del riesgo nuclear por parte del público se ve muy influenciado por el gran eco que cualquier suceso ocurrido en una central nuclear recibe en los medios de comunicación. Para facilitar la comunicación de los sucesos ocurridos en las centrales nucleares, los organismos internacionales elaboraron hace algunos años la Escala INES (acrónimo de International Nuclear Event Scale), que clasifica los sucesos en siete niveles.
Los niveles más bajos (del 1 al 3) son denominados "incidentes" y los más altos (del 4 al 7) "accidentes". Los sucesos que no tienen transcendencia para la seguridad son clasificados como nivel 0 (por debajo de la escala) y son denominados "desviaciones". Aquellos sucesos que no tengan relación ninguna con la seguridad son denominados "fuera de la escala".
La asignación de nivel a un suceso dentro de la escala es realizada por los organismos reguladores del país. Para realizar la clasificación se consideran tres criterios: impacto fuera del emplazamiento, impacto dentro del emplazamiento y degradación de la defensa en profundidad.
Central Nuclear de Almaraz
La Central Nuclear de Almaraz está situada en el término municipal de Almaraz (provincia de Cáceres). Los terrenos de la Central ocupan una superficie de 1.683 hectáreas. Es propiedad de Iberdrola en un 53%, de Endesa en un 36% y de Gas Natural Fenosa en un 11%. Se empezó a construir en 1972 y el 81% del total de la construcción y montaje de equipos de la Central fue llevado a cabo por empresas españolas.
La Central Nuclear de Almaraz consta de dos reactores de agua ligera a presión (PWR) con una potencia térmica de 2.947 MWt cada uno, y una potencia eléctrica de 1.035,27 MWe la Unidad I, y 980 MWe la Unidad II (en la actualidad en proceso de aumento de potencia hasta un nivel similar a la Unidad I).
Cada reactor está dotado de un circuito de refrigeración formado por tres lazos. A su vez, cada lazo incorpora una bomba de refrigeración y un generador de vapor. Ambos circuitos de refrigeración están contenidos en los respectivos recintos de contención en cada edificio del reactor. El vapor procedente de los generadores es conducido al edificio de turbinas, que aloja ambos turbogrupos en una misma sala, pero de forma independiente. El sistema de refrigeración (común para ambas instalaciones) es en circuito abierto a partir del foco frío que constituye el embalse de Arrocampo, construido para tal fin.
La Unidad I entró en servicio comercial el 1 de mayo de 1981 y la Unidad II lo hizo el 8 de octubre de 1983. Está concebida para operar como una central de base, es decir, de funcionamiento ininterrumpido, y es capaz de asegurar un abastecimiento medio anual de 16.000 millones de kWh.
La Central de Almaraz produce el 8% de la producción de energía eléctrica del régimen ordinario en España y es la instalación de generación eléctrica que más energía ha aportado al sistema eléctrico nacional a lo largo de su historia.
En los últimos años, las dos unidades de la Central han operado con factores de carga y operación superiores al90%. Hay que destacar que en el año 1998, la Unidad I obtuvo un factor de operación del100%, y en el año 2001 operó con unos factores de disponibilidad y carga del 99,81% y 99,18% respectivamente. La Unidad II, obtuvo, en los años 1993 y 2002, un factor de operación del 100%. Estos resultados sitúan a la Central Nuclear de Almaraz entre las mejores del parque mundial de centrales nucleares.
Central Nuclear de Ascó
La Central Nuclear de Ascó, está ubicada en el margen derecho del río Ebro en la comarca de la Ribera de Ebro, en el término municipal de Ascó, en la provincia de Tarragona. Se empezó a construir en 1972 y el 81% del total de la construcción y montaje de equipos de la central fue llevado a cabo por empresas españolas. La Central Nuclear de Ascó consta de dos reactores de agua a presión (PWR) y la refrigeración para las dos unidades la proporciona el río Ebro.
La unidad I de la central, con una potencia térmica de 2.940,6 MWt y con una potencia eléctrica de 1.032,5 MWe, es propiedad de ENDESA y entró en operación comercial el 10 de diciembre de 1984.
La unidad II, con una potencia térmica de 2.940,6 MWt y una potencia eléctrica de 1.027,2 MWe, es propiedad compartida de ENDESA (85%) e IBERDROLA (15%) y comenzó su funcionamiento comercial el 30 de marzo de1986.
En los últimos años, las dos unidades de la central han recuperado factores de carga superiores al 90%, dependiendo, claro está, de si se llevan a cabo durante el año las paradas necesarias para recargar combustible y realizar actividades de mantenimiento preventivo. Esta evolución ha venido acompañada de un progresivo aumento de las inversiones y el gasto en operación y mantenimiento, que en el año 2010 ha superado los 90 millones de euros en inversiones destinadas a renovar y actualizar sistemas y equipos de la planta con objeto de garantizar la seguridad y fiabilidad de las dos unidades y los 170 millones en gasto en operación y mantenimiento.
La Central Nuclear de Ascó cuenta con una plantilla propia cercana a las 500 personas, de las que aproximadamente el 50% son titulados universitarios. A ellas, cabe añadir que la planta cuenta con más de 750 personas procedentes de empresas colaboradoras estables y que en periodos de recarga se añaden entre 800 y 1.000 personas adicionales procedentes de unas 35 empresas básicamente situadas en la zona.
La Central Nuclear de Ascó ha inaugurado en 2011 un Centro de Información.
El centro de información se ha diseñado como un espacio interactivo de divulgación de la energía y del funcionamiento de una central nuclear. Este proyecto da respuesta al objetivo múltiple de la Asociación Nuclear Ascó- Vandellós II (ANAV), de contribuir al acercamiento de la energía y el funcionamiento de las Centrales Nucleares, generar un valor añadido que complemente la oferta de la Ribera d'Ebre para atraer visitantes a la comarca y atender la demanda existente de visitas a la Central Nuclear.
Central Nuclear de Cofrentes
La Central Nuclear de Cofrentes es propiedad de la empresa eléctrica IBERDROLA. Está situada en el término municipal de Cofrentes (provincia de Valencia), en la cola del embalse de Embarcaderos, en el margen derecho del río Júcar. Funciona mediante un sistema nuclear de producción de vapor formado por un reactor de agua ligera en ebullición del tipo BWR/6 suministrado por la empresa norteamericana General Electric Company, con una potencia térmica de 3.237 MW y 1.092 MW de potencia eléctrica. La refrigeración de la planta es mediante circuito cerrado con dos torres de tiro natural.
La autorización para la construcción fue concedida en el año 1975, siendo conectada a la red eléctrica nacional nueve años más tarde, en octubre de 1984.
Actualmente, la Central Nuclear de Cofrentes constituye el principal centro de producción de energía eléctrica de la Comunidad Valenciana, genera un 34% de la energía producida y cubre un 31% de la demanda (datos de REE 2009), mientras que para el conjunto del país su contribución se sitúa anualmente en torno al 4%.
Además de su actividad como uno de los centros de producción de energía eléctrica más importantes del país, la Central Nuclear de Cofrentes desarrolla una intensa e importante relación con su entorno social, donde cabe destacar la realización de visitas al Centro de Información para centros de enseñanza y asociaciones diversas con una media de 4.000 visitantes por año. El funcionamiento ininterrumpido de Cofrentes durante todo un año evita la importación de14 millones de barriles de petróleo y la emisión a la atmósfera de 6,5 millones de Tm CO2.
Central Nuclear de Sta. María de Garoña
La Central Nuclear de Santa María de Garoña se encuentra ubicada en la provincia de Burgos, en el meandro que forma el río Ebro en las proximidades del pueblo del mismo nombre en el Valle de Tobalina, en la cola del embalse de Sobrón. Es propiedad de Nuclenor SA (Iberdrola 50% y Endesa 50%), que comenzó su andadura empresarial en 1957, siendo la pionera en España del aprovechamiento de la energía nuclear para la generación eléctrica.
La planta consta de un reactor de agua en ebullición (BWR), con una potencia térmica de 1.381 MWt y una potencia eléctrica de 466 MWe.
La producción anual de la Central equivale a cerca del 30% del consumo eléctrico de la Comunidad de Castilla y León y al 7% de la producción nuclear española. La Central de Garoña evita la emisión anual de más de 2,5 millones de toneladas de CO2 a la atmósfera.
Los resultados obtenidos por su funcionamiento muestran una creciente mejora, ya que en los últimos diez años arrojan unos factores de producción y de tiempo de conexión a la red eléctrica por encima del90%.
Desde el inicio de su operación comercial los responsables de Nuclenor han venido siguiendo una política de actualización tecnológica y puesta al día que ha dado como resultado una mejora sustancial en el funcionamiento de la instalación.
Desde 1996 Garoña se ha sometido voluntariamente a seis inspecciones internacionales independientes para verificar su actualización. Los resultados destacan que la Central se halla en una condición técnica excelente y que su personal está fuertemente comprometido con la seguridad y fiabilidad de la planta.
Central Nuclear de Trillo
La Central Nuclear de Trillo se encuentra emplazada en el término municipal de Trillo (provincia de Guadalajara). Los terrenos de la Central ocupan una superficie de 545 hectáreas. Es propiedad de las compañías eléctricas españolas: Iberdrola, con una participación del 48%; Gas Natural Fenosa, 34,5%; HC Energía 15,5%, y Nuclenor, 2%. Se empezó a construir en 1979 y el 85% de la inversión realizada, es de origen español. La ingeniería y los equipos nacionales superaron el 80%, siendo totalmente nacionales apartados tan importantes como la obra civil y el montaje.
La Central Nuclear de Trillo consta de un reactor de agua ligera a presión (PWR) con una potencia térmica de 3.010 MWt, y una potencia eléctrica de1.066 MWe, con un circuito de refrigeración dotado de tres lazos. A su vez, cada lazo incorpora una bomba de refrigeración y un generador de vapor. Este circuito está contenido en el recinto de contención del edificio del reactor. El vapor procedente de los generadores es conducido al edificio de turbinas. El sistema de refrigeración es en circuito cerrado mediante dos torres de tiro natural.
Inició su explotación comercial el 6 de agosto de 1988. Está concebida para operar como una central de base, es decir, de funcionamiento ininterrumpido, asegura un abastecimiento medio anual de8.000 millones de kWh y es la más moderna del parque nuclear español.
La Central de Trillo dispone de un almacén temporal en seco, en el que se almacena una parte del combustible gastado en el interior de contenedores metálicos, totalmente herméticos y blindados. Con una superficie de 2.280 metros cuadrados, este almacén está diseñado para albergar 80 contenedores.
Central Nuclear de Vandellós II
La Central Nuclear de Vandellós II está situada en la costa mediterránea, en la provincia de Tarragona y en el término municipal de l'Hospitalet de l'Infant y Vandellós, siendo la única central nuclear española que toma el agua de refrigeración necesaria para su funcionamiento del mar.
La participación nacional en la construcción y suministro de equipos para esta central representó más del 89% del total, lo que significa el porcentaje más alto logrado en nuestro país para este tipo de proyectos.
La central tiene un reactor de agua a presión (PWR), con una potencia térmica de 2.940,6 MWt y una potencia eléctrica de 1.087,14 MWe, y es propiedad de ENDESA (72%) e IBERDROLA (28%) y comenzó su operación comercial el 8 de marzo de 1988.
En los últimos años, la Central Nuclear de Vandellós II ha recuperado factores de carga superiores al 90%, dependiendo, claro está, de si se llevan a cabo durante el año las paradas necesarias para recargar combustible y realizar actividades de mantenimiento preventivo. Esta evolución ha venido acompañada de un progresivo aumento de las inversiones y el gasto en operación y mantenimiento. En el año 2009, las inversiones superaron los 110 millones euros, coincidiendo con la puesta en servicio de un nuevo sistema de refrigeración de seguridad y en el año 2010 se han mantenido por encima de los 80 millones de euros. Por su parte, el gasto en operación y mantenimiento supera los 100 millones de euros anuales.
La Central Nuclear de Vandellós II cuenta en sus instalaciones con la sede corporativa de ANAV. En conjunto, entre la planta y los servicios corporativos, el emplazamiento dispone de una plantilla superior a las 1.000 personas, de las que unas 480 son trabajadores de ANAV y cerca de 550 proceden de empresas colaboradoras estables. A ellas, en periodos de recarga de combustible se añaden entre 800 y 1.000 personas procedentes de unas 35 empresas básicamente situadas en el entorno de Vandellós II.
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Unidad Didáctica Integrada sobre Radiaciones Ionizantes y Protección Radiológica