7ª Energía de fisión 1ª Manuel Ibañez.pdf

1. Energ
Energí
ía Nuclear de Fisi
a Nuclear de Fisió
ón y
n y
Centrales Nucleares
Centrales Nucleares

3. El Uranio es un elemento ligeramente radiactivo (emisor α
α
α
α y g ).
Bastante abundante en la corteza terrestre: 4 partes por millón (ppm)
⇒ alrededor de 500 veces más abundante que el Oro
⇒ tan abundante como el estaño
Se encuentra en rocas suelos, aguas de ríos y del mar
Por ejemplo, se encuentra en las siguientes concentraciones:
• 4 ppm en granito (60% de la corteza terrestre)
• 400 ppm (0.04%) in fertilizantes
• 100 ppm (0.01%) en depósitos de carbón
Isótopos de uranio
presentes en la
Naturaleza
Porcentaje
Relativo
Peso atómico
(u.m.a.)
Porcentaje en
peso
238
U92 99.2745 % 238.0510 99.28362 %
235
U92 0.7200 % 235.0440 0.71097 %
234
U92 0.0055 % 234.0410 0.00541 %
100.0000 % 238.0291 100.00000 %
El Uranio como combustible (1)
El Uranio como combustible (1)

4. El Uranio como combustible (2)
El Uranio como combustible (2)
Porcentaje de los diferentes isótopos de uranio en la Naturaleza.
U-238
99,28%
U-234
0,005%
U-235
0,71%
Desintegración radiactiva lenta:
• El período de semidesintegración
del U-238 es de 4,5 × 109 años,
• El del U-235 es de 7,1 × 108
años.
El U-235 se fisiona más fácilmente, y mejor con neutrones térmicos (lentos).
Por ello es conveniente “enriquecer” el combustible, aumentando la
proporción de U-235, mediante la separación isotópica (con UF6 gas).
Por su parte, el U-238, experimenta reacciones de “captura fértil”, que lo
transforman en Pu-239, que es fácilmente fisionable con neutrones térmicos.
capturas fértiles, en uranio-238:
Pu
Np
U
n
U 94
239
93
239
92
239
0
1
92
238
−
−
→
→
→
+
β
β

5. T1/2(U238) = 4.50 *109 años
T1/2(U235) = 7.07 *108 años
Cadena
Cadena de
de desintegraci
desintegració
ón del Uranio
n del Uranio-
-238
238

6. El Uranio como combustible
El Uranio como combustible
Yacimiento de mineral de uranio de Oklo (Gabón). Hace
aproximadamente 2000 millones de años, la acumulación de uranio con
enriquecimiento mayor al existente en la actualidad, junto con la entrada
de agua, provocaron el funcionamiento de numerosos “reactores
nucleares” naturales.

7. Una reacción nuclear se expresa por,
a + X Y + b a(X,Y)b
en donde X e Y son los núcleos inicial y final, a es la partícula o núcleo ligero
incidente (proyectil) y b es la partícula, núcleo ligero o fotón emitido.
Ejemplo de reacción nuclear:
La masa transformada en una reacción nuclear se corresponde con
la energía absorbida o liberada, según resulte el signo de Q:
Q = (Ma + MX - MY - Mb) × c2
[diferencia entre la masa total en reposo de los reactivos (a y X) y la masa total en reposo
de los productos (b e Y) multiplicada por c2 (velocidad de la luz al cuadrado)]
Para que el choque sea eficiente, la partícula tiene que incidir sobre
una porción eficiente del núcleo, que se llama sección eficaz [σ]
[σ]
[σ]
[σ], y
equivale a la probabilidad de que la reacción tenga lugar.
Reacciones Nucleares
Reacciones Nucleares
4
2
14
7
17
8
1
1
He N O H
+ +

8. Tipos de reacciones nucleares
Tipos de reacciones nucleares
Reacciones nucleares con
neutrones
Aprovechamiento
Dispersiones Elásticas Moderación
neutrones
Inelásticas (núcleo
excitado)
Calentamiento
Absorciones Capturas: - Radiantes
(núcleo
excitado)
Control del reactor
/ Calentamiento
- De
Activación
(núcleo
radiactivo)
Indeseada
- Fértiles Producción
núcleos fisionables
Fisión Producción
energía
CAPTURA

9. Reacci
Reacció
ón de Fisi
n de Fisió
ón Nuclear
n Nuclear
Algunos ejemplos:
1
0
235
92
144
56
89
36
1
0
3
n U Ba Kr n
+ + +
1
0
235
92
135
52
99
40
1
0
2
n U Te Zr n
+ + +
Aparecen elementos desde el número
atómico 30 (Zn), número másico 72,
hasta el 64 (Gd), número másico 160.
Aprox. 90 series de desintegración
radiactiva, con más de 200 productos
radiactivos diferentes.

10. Reacci
Reacció
ón en cadena. Criticidad
n en cadena. Criticidad
K
n'
n
=
La reacción en cadena no siempre puede
autosostenerse
Los neutrones
producidos en la fisión pueden producir
nuevas fisiones, pero también ser
capturados en los materiales constituyentes
o fugarse de los límites del núcleo.
Se denomina constante de multiplicación a
la relación entre los neutrones de dos
generaciones sucesivas n y n’ :
[ Reactividad = (K-1) / K ]
•K=1, se producen tantos
neutrones como
desaparecen, reactor crítico
(potencia estable).
•K1, en cuyo caso la
reacción en cadena no se
puede mantener, se
producen menos neutrones
de los que desaparecen.
Reactor subcrítico
(potencia decreciente).
•K1, se producen más
neutrones de los que
desaparecen, situación
supercrítica (potencia
creciente).

11. Energ
Energí
ía liberada en la Fisi
a liberada en la Fisió
ón
n
• La energía que se libera en la fisión nuclear inducida por
neutrones procede de que un 0,1% de la masa desaparece como
tal, convirtiéndose en energía.
• En media, por cada fisión de un núcleo de un átomo pesado (U,
Pu, ...) se produce una energía de 200 MeV:
energía cinética de los productos de fisión, un 80% aproximadamente,
el restante 20% : radiación y energía cinética de los neutrones y fotones
inmediatos, y fotones y partículas β
β
β
β diferidos.
• Si todos los núcleos contenidos en 1 gramo de U-235 fisionaran,
se llegaría a producir una energía de 1 MW·día en números
redondos:
200 MeV / fisión × 1,6 × 10-13 núcleos = 24 000 kW·h = 1 MW·d
W s
MeV
⋅
×
×
6 02 10
235
23
,

13. Componentes de un Reactor Nuclear
Componentes de un Reactor Nuclear
El combustible de un reactor
nuclear es un material fisionable en
cantidades tales que se alcance la
masa crítica, y dispuesto de tal
forma que sea posible extraer
rápidamente el calor que se
produce en su interior debido a la
reacción de fisión en cadena.
Combustible
El combustible de los reactores de la familia
del agua ligera consta de pequeñas pastillas
de bióxido de uranio (U02) sinterizado
apiladas en el interior de tubos de zircalloy
(aleación de circonio) de unos 4 m de
longitud. Las varillas se agrupan en
elementos combustibles. Entre la pastilla y la
superficie interior del tubo existe un huelgo
que absorbe las dilataciones y protege así la
integridad del tubo. En la parte superior
existe un volumen sin ocupar, donde se
recogen los gases de fisión que se generan
en el combustible. La varilla o vaina del
combustible constituye la primera barrera
que se opone al escape de los productos
radiactivos generados en el combustible.
Varilla y elementos combustibles

14. Componentes de un Reactor Nuclear
Componentes de un Reactor Nuclear
Moderador
Su función es disminuir la energía
cinética del neutrón, mediante
choques elásticos con átomos de un
material adecuado (núcleos de
átomos ligeros).
Con ello aumenta la probabilidad de
que sean “capturados” por otro átomo
fisionable y no se rompa la reacción
en cadena.
Entre los moderadores más utilizados
se pueden citar, entre otros, el agua
natural, también llamada ligera, el
agua pesada y el carbono (grafito).

15. Componentes de un Reactor Nuclear
Componentes de un Reactor Nuclear
Refrigerante
Para extraer el calor producido en la reacción de fisión en los
elementos combustibles.
Generalmente fluidos (gases o líquidos), que tengan como
características:
- no ser corrosivo para las vainas de los elementos combustibles ni para
otras partes del reactor con las que esté en contacto;
- gran capacidad calorífica; y,
- sección de captura neutrónica relativamente baja, así como las
impurezas que le acompañen.
Los materiales más utilizados como refrigerantes son el agua ligera,
el agua pesada y el anhídrido carbónico.

16. Componentes de un Reactor Nuclear
Componentes de un Reactor Nuclear
Reflector
Para reducir la fuga de neutrones que no volverían a reaccionar.
Es un material de baja sección eficaz de captura que rodea al
núcleo del reactor.
La elección del material reflector depende de la clase de reactor.
Si el reactor es un reactor térmico, el reflector puede ser de un
material moderador
Blindaje
Para atenuar la radiación gamma y los neutrones, es necesario
colocar un blindaje biológico alrededor del reactor.
Los materiales más utilizados como blindaje en un reactor son el
hormigón, el agua y el plomo.

17. Control del reactor nuclear
Control del reactor nuclear
Para que pueda durar varios años, el
combustible fresco tiene más material
fisionable (U-235) del necesario para
mantener el reactor en estado crítico.
Durante su “quemado” aparece más
material fisionable (Pu-239).
Pero también aparecen “venenos”
neutrónicos (Xe-135, Sm-129), productos
de la fisión muy absorbentes de neutrones.
Para compensar los distintos efectos, se
emplean materiales absorbentes fáciles de
insertar o extraer:
Barras de absorbentes sólidos (Ag,
In, Cd, B4C,)
Aditivos disueltos en el refrigerante
(B).
Efecto de las barras de control en
una reacción de fisión

18. Familias de Reactores Nucleares
Familias de Reactores Nucleares
Según la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de
fisión:
Reactores rápidos
Reactores térmicos.
Según el combustible utilizado:
Reactores de uranio natural, en los que la proporción de U-235 en el
combustible es la misma que se encuentra en la Naturaleza, esto es,
aproximadamente 0,7%;
Reactores de uranio enriquecido, en los que la proporción de U-235 se ha
aumentado hasta alcanzar entre un 3 y un 5%.
Según el moderador utilizado:
Agua ligera, agua pesada o grafito.
Según el material usado como refrigerante:
Agua (ligera o pesada) que actúa simultáneamente como refrigerante y
moderador.
Gas (anhídrico carbónico y helio).
Aire, vapor de agua, metales líquidos o sales fundidas.

19. Tipos principales de CC.NN.
Tipos principales de CC.NN.
Central con Reactor de Agua a Presión (PWR):
Ciclo de producción de vapor indirecto, con circuito primario que refrigera el
reactor, y secundario que lleva vapor a la turbina.
El agua en el circuito primario se encuentra a temperaturas de 290 a 335 ºC, y
presiones del orden de los 150 bar.
1. Núcleo
2. Barras de control
3. Generador de vapor
4. Presionador
5. Vasija
6. Turbina
7. Alternador
8. Bomba
9. Condensador
10. Agua de refrigeración
11. Contención de hormigón

20. Conjunto de componentes del Circuito Primario de un PWR
Conjunto de componentes del Circuito Primario de un PWR

21. Elemento Combustible
Elemento Combustible
de un Reactor PWR
de un Reactor PWR

22. Situaci
Situació
ón de las
n de las
barras de control
barras de control
y parada
y parada

23. SEMINARIOS PARA PROFESIONALES
SEMINARIOS PARA PROFESIONALES
DE LA ENSE
DE LA ENSEÑ
ÑANZA
ANZA
Ponencia: Centrales Nucleares
Ponencia: Centrales Nucleares

24. BARRA DE
CONTROL
SEMINARIOS PARA PROFESIONALES
SEMINARIOS PARA PROFESIONALES
DE LA ENSE
DE LA ENSEÑ
ÑANZA
ANZA
Ponencia: Centrales Nucleares
Ponencia: Centrales Nucleares

25. Vasija de un
Vasija de un
Reactor PWR
Reactor PWR

26. Camino de
Camino de
Refrigerante en
Refrigerante en
el Reactor
el Reactor

27. Tipos principales de CC.NN.
Tipos principales de CC.NN.
Central con Reactor de Agua en Ebullición (BWR):
Ciclo de producción de vapor directo, el agua que refrigera el reactor entra en
ebullición y el vapor generado es llevado a la turbina.
El agua en el circuito se encuentra a temperaturas de 290 a 335 ºC, y
presiones del orden de los 70 bar.
1. Núcleo 7. Alternador
2. Barras de control 8. Bomba
3. Filtro 9. Condensador
4. Secador 10. Agua de refrigeración
5. Vasija 11. Contención de hormigón
6. Turbina

28. Conjunto de 4
Conjunto de 4
Elementos Combustibles
Elementos Combustibles
de un Reactor BWR
de un Reactor BWR

29. Vasija de un
Vasija de un
Reactor BWR
Reactor BWR

30. Vasija de Reactor
Vasija de Reactor
(BWR)
(BWR)
abierta
abierta

31. Disposici
Disposició
ón General Tipo de una Central Nuclear
n General Tipo de una Central Nuclear

32. Central Nuclear
Central Nuclear
PWR
PWR

33. Central Nuclear
Central Nuclear
BWR
BWR

34. Grupo
Grupo
turbina
turbina –
– alternador
alternador
(II)
(II)

37. Desechos radiactivos
Desechos radiactivos
producidos por una
producidos por una
Central Nuclear
Central Nuclear

38. Almacenamiento de Residuos de El
Almacenamiento de Residuos de El Cabril
Cabril

39. Contenedores de Almacenamiento de
Contenedores de Almacenamiento de
Residuos Radiactivos
Residuos Radiactivos

40. Centrales Nucleares en Espa
Centrales Nucleares en Españ
ña
a

41. EN OPERACIÓN
POTENCIA
(MWe)
TIPO DE
REACTOR
NSSS
SUMINISTRADOR
CONEXIÓN
INICIAL A
LA RED
SANTA MARÍA DE GAROÑA 466 BWR General Electric 1971
ALMARAZ I 977 PWR Westinghouse 1981
ALMARAZ II 980 PWR Westinghouse 1983
ASCÓ I 1032 PWR Westinghouse 1983
ASCÓ II 1027 PWR Westinghouse 1985
COFRENTES 1092 BWR General Electric 1984
VANDELLÓS II 1087 PWR Westinghouse 1987
TRILLO 1066 PWR Siemens KWU 1988
EN
DESMANTELAMIENTO
POTENCIA
(MWe)
TIPO DE
REACTOR
NSSS
SUMINISTRADOR
PARADA
VANDELLÓS I 500 GCR CEA Julio 1970
JOSÉ CABRERA 150 PWR Westinghouse Abril 2006
Fuente: elaboración propia
Centrales nucleares espa
Centrales nucleares españ
ñolas
olas

42. 2014
10 años
16/11/2004
Trillo
2010
10 años
14/07/2000
Vandellós II
2011
10 años
19/03/2001
Cofrentes
2011
10 años
1/10/2001
Ascó II
2011
10 años
1/10/2001
Ascó I
2010
10 años
8/06/2000
Almaraz II
2010
10 años
8/06/2000
Almaraz I
2009
10 años
5/07/1999
Sta. María de Garoña
Validez hasta
Plazo de
Validez
Fecha de
Autorización
Actual
Central Nuclear
Centrales nucleares espa
Centrales nucleares españ
ñolas
olas
Autorizaciones de explotaci
Autorizaciones de explotació
ón
n

43. CENTRAL NUCLEAR DE JOS
CENTRAL NUCLEAR DE JOSÉ
É CABRERA (ZORITA)
CABRERA (ZORITA)

44. CENTRAL NUCLEAR DE SANTA MARIA DE GARO
CENTRAL NUCLEAR DE SANTA MARIA DE GAROÑ
ÑA
A

45. CENTRAL NUCLEAR DE ALMARAZ I y II
CENTRAL NUCLEAR DE ALMARAZ I y II

46. CENTRAL NUCLEAR DE ASC
CENTRAL NUCLEAR DE ASCÓ
Ó I y II
I y II

47. CENTRAL NUCLEAR DE COFRENTES
CENTRAL NUCLEAR DE COFRENTES

48. CENTRAL NUCLEAR DE VANDELL
CENTRAL NUCLEAR DE VANDELLÓ
ÓS II
S II

49. CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO
CENTRAL NUCLEAR DE TRILLO

50. Diseño seguro
Seguridad intrínseca (Coeficientes de
reactividad negativos – temperatura,
densidad)
Seguridad incorporada (Salvaguardias
tecnológicas – Sistemas redundantes)
Seguridad a ultranza y defensa en profundidad
Barreras de contención
La Seguridad Nuclear (I)
La Seguridad Nuclear (I)

51. Barreras de contención
Edificio de contención
Sistema de refrigeración
Vaina del combustible
Pastillas de combustible
La Seguridad Nuclear (II)
La Seguridad Nuclear (II)

53. Fuente: Elaboración propia
7305
6733
4907
3869
2121
2068
1167
3764
0
1
000
2000
3000
4000
5000
6000
7000
8000
N
u
c
l
e
a
r
C
a
r
b
ó
n
R
e
s
t
o
R
é
g
.
.
.
C
i
c
l
o
c
o
m
.
.
.
F
u
e
l
/
g
a
s
E
ó
l
i
c
a
H
i
d
r
á
u
l
i
c
a
G
l
o
b
a
l
(
*
*
)
horas
Funcionamiento medio de las distintas centrales de
Funcionamiento medio de las distintas centrales de
producci
producció
ón de electricidad en Espa
n de electricidad en Españ
ña en 2005
a en 2005

54. Las CC. NN. son una fuente de producción de electricidad
limpia, ya que no generan gases ni partículas causantes del
efecto invernadero y el cambio climático
Las CC. NN. no emiten gases o partículas causantes de la
lluvia ácida, la contaminación atmosférica urbana o el
agotamiento de la capa de ozono
La energía nuclear evita
• 2500 Mt en el mundo, 8% de las emisiones
globales
• 600 Mt en Europa
• 50 Mt en España
Aspectos medioambientales
Aspectos medioambientales

55. • Incremento de la demanda eléctrica 3% anual
• Freno emisiones de CO2
• Energía eléctrica de base estable y barata ⇒ llevar
la energía nuclear al 35% de la producción eléctrica
anual
Construir 10.000 MW nucleares entre 2010 y 2025/2030,
lo que consigue 80.000 GWh anuales con un coste en el
entorno de 35 - 40 €/MWh, evitando emisiones anuales de
CO2:
• 50 M t CO2 frente a gas
• 120 M t CO2 frente a carbón
Condiciones de un posible escenario en Espa
Condiciones de un posible escenario en Españ
ña
a

57. Reactor rápido refrigerado por gas (GFR): reactor de
espectro de neutrones rápido, refrigerado por helio y con ciclo
de combustible cerrado.

58. Reactor rápido refrigerado por aleación de plomo (LFR): reactor de
espectro rápido , refrigerado por metal líquido de bismuto-plomo con ciclo
de combustible cerrado para la conversión eficiente de uranio fértil y la
gestión de actínidos.

59. Reactor de sales fundidas (MSR): produce energía de fisión en
una mezcla de sales fundidas en circulación, con un reactor de
espectro epitérmico y un ciclo de combustible de reciclaje completo
de actínidos

60. Reactor rápido refrigerado por sodio (SFR): reactor de espectro
rápido y ciclo de combustible cerrado para la gestión eficiente de los
actínidos y la conversión de uranio fértil.

61. Reactor supercrítico refrigerado por agua (SCWR): reactor
refrigerado por agua a alta presión y alta temperatura que funciona por
encima del punto crítico termodinámico del agua.

62. Reactor de muy alta temperatura (VHTR): reactor refrigerado por
helio y moderado por grafito con ciclo de combustible abierto del
uranio.

63. 2000 2010 2020 2030
GFR
LFR
MSR
SCWR
SRF
VHTR
Fase de viabilidad Fase de desarrollo Fase de demostración

65. 0018 15
El Diseño Pasivo del AP1000 Promueve Ahorros
Económicos y de Programa de Construcción
45% Menos
Volumen
de Edificio
Seísmico
50% Menos
Válvulas
35% Menos
Bombas
80% Menos
Tuberías
85% Menos
Cable
Reducido Número de Componentes
Referencia de 1000 MW AP1000
Válvulas de Seguridad 2844 1400
Bombas 280 184
Líneas de Grado de Seguridad 110,000 LF 19,000 LF
Cable 9.1 mil. LF 1.2 mil. LF
Volumen de Edificio Seísmico 12,700,000 ft3 5,600,000 ft3

66. ESBWR
ESBWR

67. EPR
EPR

68. AP 1000
AP 1000

69. GEProprietary
Next Gen Reactor …
ESBWR
Design Highlights
• 1,500 MWe Economic Simplified BWR
• New Steam Turbine Design
• Passive Safety Features
• Natural circulation
Key Benefits
• Reduced Capital Cost
• Shorter Construction Period
• Improved Safety Security
• Improved OM Costs
Status
• NuStart Selects ESBWR AP1000
• Dominion Switches to ESBWRfrom ACR
• NRCApproval Scheduled ‘06
• DOE2010 Approval…
Energy Bill