Desarrollos tecnológicos para la generación de energía nuclear de forma sostenible
Abstract
En las últimas décadas el consumo de energía eléctrica se ha disparado notablemente a nivel mundial. Se espera que este aumento de la demanda de energía siga subiendo de manera descontrolada. Este mayor consumo, unido a la problemática de las fuentes tradicionales de generación de energía a partir de combustibles fósiles y su impacto directo en las emisiones de CO2, han reactivado el debate sobre el uso de alternativas capaces de generar energía sin emisiones contaminantes en su proceso, tales como las energías renovables o la nuclear. Uno de los grandes problemas de la energía nuclear es el miedo socialmente extendido por culpa del rastro que dejan en la historia los desastres nucleares como la explosión del reactor 4 de Chernóbil en 1986, la detonación de las bombas nucleares en Hiroshima y Nagasaki en 1945, o el desastre provocado por un tsunami en la central de Fukushima en 2011. La exposición del poder atómico en estos casos ha dado lugar al rechazo de la energía nuclear en muchos casos. El presente proyecto aborda esta problemática de generación sostenible de energía eléctrica incidiendo en los desarrollos tecnológicos para la generación de energía nuclear. La revisión de las distintas tecnologías que aquí se presentan, pretende mostrar las mejoras que se han implementado ya, tanto en eficiencia como en seguridad, así como las actividades que se están llevando a cabo para poder generar energía nuclear de forma segura y sostenible. Esta revisión de tecnologías cubrirá diferentes aspectos de la generación de energía nuclear como la optimización de los procesos de fisión con reactores de última generación, la gestión de residuos nucleares o la producción de energía mediante los procesos fusión. En la optimización de los procesos de fisión se hará una breve introducción sobre las generaciones de reactores existentes para posteriormente profundizar en avances en los diseños de reactores de última generación, incluyendo los reactores reproductores rápidos de neutrones diseñados para producir más combustible del que consumen. En cuanto a la gestión de residuos se presentarán las opciones utilizadas hoy en día y se revisarán tecnologías como el acondicionamiento avanzado o las estrategias de almacenamiento geológico profundo llevado a cabo por SKB, empresa sueca dedicada a la gestión y eliminación de residuos y combustible nuclear. Por último, se introducirá la tecnología de fusión nuclear para la generación de energía aportando unos breves fundamentos sobre la fusión y sus reacciones y se explicarán los diseños existentes para un futuro reactor de fusión nuclear. Se presentarán las dos ideas para el confinamiento del plasma del reactor, el confinamiento magnético y el confinamiento inercial, así como los materiales a emplear en DEMO, lo que será el primer acercamiento a la comercialización de la energía nuclear de fusión.
Full text
Estudiante: Madariaga Martínez, Pablo Director/Directora: Olondo Castro, Concepción Curso: 2023-2024 Fecha: Bilbao, 2024 DESARROLLOS TECNOLÓGICOS PARA LA GENERACIÓN DE ENERGÍA NUCLEAR DE FORMA SOSTENIBLE GRADO EN INGENIERÍA EN TECNOLOGÍA INDUSTRIAL TRABAJO FIN DE GRADO
P á g i n a 2 | 74 RESUMEN En las últimas décadas el consumo de energía eléctrica se ha disparado notablemente a nivel mundial. Se espera que este aumento de la demanda de energía siga subiendo de manera descontrolada. Este mayor consumo, unido a la problemática de las fuentes tradicionales de generación de energía a partir de combustibles fósiles y su impacto directo en las emisiones de CO2, han reactivado el debate sobre el uso de alternativas capaces de generar energía sin emisiones contaminantes en su proceso, tales como las energías renovables o la nuclear. Uno de los grandes problemas de la energía nuclear es el miedo socialmente extendido por culpa del rastro que dejan en la historia los desastres nucleares como la explosión del reactor 4 de Chernóbil en 1986, la detonación de las bombas nucleares en Hiroshima y Nagasaki en 1945, o el desastre provocado por un tsunami en la central de Fukushima en 2011. La exposición del poder atómico en estos casos ha dado lugar al rechazo de la energía nuclear en muchos casos. El presente proyecto aborda esta problemática de generación sostenible de energía eléctrica incidiendo en los desarrollos tecnológicos para la generación de energía nuclear. La revisión de las distintas tecnologías que aquí se presentan, pretende mostrar las mejoras que se han implementado ya, tanto en eficiencia como en seguridad, así como las actividades que se están llevando a cabo para poder generar energía nuclear de forma segura y sostenible. Esta revisión de tecnologías cubrirá diferentes aspectos de la generación de energía nuclear como la optimización de los procesos de fisión con reactores de última generación, la gestión de residuos nucleares o la producción de energía mediante los procesos fusión. En la optimización de los procesos de fisión se hará una breve introducción sobre las generaciones de reactores existentes para posteriormente profundizar en avances en los diseños de reactores de última generación, incluyendo los reactores reproductores rápidos de neutrones diseñados para producir más combustible del que consumen. En cuanto a la gestión de residuos se presentarán las opciones utilizadas hoy en día y se revisarán tecnologías como el acondicionamiento avanzado o las estrategias de almacenamiento geológico profundo llevado a cabo por SKB, empresa sueca dedicada a la gestión y eliminación de residuos y combustible nuclear. Por último, se introducirá la tecnología de fusión nuclear para la generación de energía aportando unos breves fundamentos sobre la fusión y sus reacciones y se explicarán los diseños existentes para un futuro reactor de fusión nuclear. Se presentarán las dos ideas para el confinamiento del plasma del reactor, el confinamiento magnético y el confinamiento inercial, así como los materiales a emplear en DEMO, lo que será el primer acercamiento a la comercialización de la energía nuclear de fusión.
P á g i n a 3 | 74 ABSTRACT In recent decades, electricity consumption has soared dramatically worldwide. This increase in energy demand is expected to continue to rise unchecked. This increased consumption, together with the problems of traditional sources of energy generation from fossil fuels and their direct impact on CO2 emissions, have reactivated the debate on the use of alternatives capable of generating energy without polluting emissions in the process, such as renewable energies or nuclear energy. One of the great problems of nuclear power is the socially widespread fear of nuclear disasters such as the explosion of reactor 4 at Chernobyl in 1986, the detonation of the nuclear bombs at Hiroshima and Nagasaki in 1945, or the tsunami disaster at the Fukushima power plant in 2011. The exposure of atomic power in these cases has led to the rejection of nuclear power in many cases. This project addresses this problem of sustainable electricity generation by focusing on technological developments in nuclear power generation. The review of the different technologies presented here aims to show the improvements that have already been implemented, both in terms of efficiency and safety, and the activities that are being carried out to generate nuclear energy in a safe and sustainable way. This review of technologies will cover different aspects of nuclear energy generation such as the optimisation of fission processes with latest generation reactors, nuclear waste management or energy production by fusion processes. In the optimisation of fission processes, a brief introduction to existing reactor generations will be given, followed by an overview of advances in state-of-the-art reactor designs, including fast breeder neutron reactors designed to produce more fuel than they consume. In terms of waste management, the options used today will be presented and technologies such as advanced conditioning or deep geological disposal strategies carried out by SKB, a Swedish company dedicated to the management and disposal of nuclear waste and fuel, will be examined. Finally, nuclear fusion technology for power generation will be introduced by providing a brief background on fusion and its reactions and explaining the existing designs for a future nuclear fusion reactor. The two ideas for reactor plasma confinement, magnetic confinement and inertial confinement, will be presented, as well as the materials to be used in DEMO, which will be the first approach to the commercialisation of nuclear fusion energy.
P á g i n a 4 | 74 LABURPENA Azken hamarkadetan, energia elektrikoaren kontsumoa nabarmen igo da mundu osoan. Energiaeskariaren gorakada horrek gorakada kontrolik gabe jarraitzea espero da. Kontsumo handitu horrek, erregai fosiletatik eratorritako energia-iturri tradizionalen arazoekin eta CO2 isurpenetan duten eragin zuzenarekin batera, beren prozesuan emisio kutsatzailerik gabe energia sortzeko gai diren alternatiben erabilerari buruzko eztabaida piztu dute, hala nola, berriztagarriak edo energia nuklearra. Energia nuklearraren arazo handienetako bat gizartean zabaldutako beldurra da, hondamendi nuklearrek historian uzten duten arrastoaren ondorioz, hala nola Txernobylgo 4. erreaktorearen leherketa 1986an, Hiroshimako eta Nagasakiko bonba nuklearren eztanda 1945ean, edo Fukushimako zentraleko tsunami batek eragindako hondamendia 2011n. Kasu hauetan, botere atomikoaren esposizioak energia nuklearraren gaitzespena ekarri du kasu askotan. Proiektu honek energia elektrikoaren sorkuntza jasangarriaren arazo honi aurre egiten dio, energia nuklearra sortzeko garapen teknologikoetan arreta jarriz. Hemen aurkezten diren teknologia ezberdinen berrikusketak dagoeneko ezarrita dauden hobekuntzak erakutsi nahi ditu, bai eraginkortasunean, bai segurtasunean, eta baita energia nuklearra modu seguru eta iraunkorrean sortzeko egiten ari diren jarduerak ere. Berrikuspen teknologiko honek energia nuklearraren sorreraren hainbat alderdi landuko ditu, hala nola, punta-puntako erreaktoreekin fisio-prozesuen optimizazioa, hondakin nuklearren kudeaketa edo fusio-prozesuen bidez energia-ekoizpena. Fisio-prozesuen optimizazioan, dauden erreaktoreen belaunaldiei buruzko sarrera labur bat egingo da, ondoren azken belaunaldiko erreaktoreen diseinuetan aurrerapenetan sakontzeko, kontsumitzen dutena baino erregai gehiago ekoizteko diseinatutako neutroien erreaktore erreproduzitzaile azkarrak barne. Hondakinen kudeaketari dagokionez, gaur egun erabiltzen diren aukerak aurkeztuko dira, eta hainbat teknologia berrikusiko dira, hala nola egokitzapen aurreratua edo biltegiratze geologiko sakoneko estrategiak, hondakinak eta erregai nuklearra kudeatzen eta ezabatzen dituen SKB enpresa suediarrak egindakoak. Azkenik, energia sortzeko fusio nuklearreko teknologia sartuko da, fusioari eta haren erreakzioei buruzko oinarri labur batzuk emanez, eta etorkizuneko fusio nuklearreko erreaktore baterako dauden diseinuak azalduko dira. Erreaktorearen plasma, konfinamendu magnetikoa eta konfinamendu inertziala konfinatzeko bi ideiak aurkeztuko dira, baita DEMOn erabili beharreko materialak ere, fusio-energia nuklearra merkaturatzeko lehen hurbilketa izango dena.
P á g i n a 5 | 74 PALABRAS CLAVE Combustible Energía Fisión Fusión Isótopo Nuclear Plutonio Residuo Sostenible Uranio
P á g i n a 6 | 74 ÍNDICE Contenido 1 .- Introducción ..................................................................................................................... 11 1.1 Escenario energético a nivel mundial ........................................................................ 12 1.2 El desarrollo sostenible en la energía nuclear ........................................................... 14 1.2.1 Objetivos de Desarrollo Sostenible (ODS) ............................................................. 15 1.2.2 Energía asequible y no contaminante ................................................................... 16 1.2.3 Industria, innovación e infraestructura ................................................................. 16 1.2.4 Acción por el clima ................................................................................................ 16 1.2.5 Alianzas para lograr los objetivos .......................................................................... 16 1.3 Objetivos del trabajo .................................................................................................. 16 2 .- Fundamentos de la Energía Nuclear................................................................................. 18 2.1 Introducción ............................................................................................................... 19 2.2 Fisión nuclear ............................................................................................................. 19 2.3 Fusión nuclear ............................................................................................................ 21 3 .- Reactores de Nueva Generación ...................................................................................... 23 3.1 Generación I ............................................................................................................... 24 3.2 Generación II .............................................................................................................. 25 3.3 Generación III ............................................................................................................. 27 3.4 Generación III+ ........................................................................................................... 29 3.5 Generación IV ............................................................................................................. 29 3.5.1 Introducción .......................................................................................................... 29 3.5.2 Reactores rápidos .................................................................................................. 30 3.5.3 Ciclo cerrado de combustible ................................................................................ 31 3.5.4 La aparición de los SMR (Small Modular Reactor) ................................................ 32 3.5.5 Diseños de reactores de nueva generación ........................................................... 33 4 .- Tratamiento de Residuos Radiactivos ............................................................................... 44 4.1 Nuevas tecnologías para los residuos nucleares........................................................ 46 4.1.1 Almacenamiento Geológico Profundo .................................................................. 46 4.1.2 Acelerador lineal superconductor (ADS) ............................................................... 48 5 .- Fusión Nuclear .................................................................................................................. 50 5.1 Reacciones nucleares ................................................................................................. 52 5.2 Confinamiento magnético y Confinamiento inercial ................................................. 54 5.2.1 Confinamiento magnético ..................................................................................... 55 5.2.2 Confinamiento inercial .......................................................................................... 57
P á g i n a 7 | 74 5.3 Reactor de fusión nuclear DEMO ............................................................................... 57 5.3.1 Configuración del DEMO ....................................................................................... 60 5.4 Fusión en el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore ............................................ 62 6 .- Conclusiones ..................................................................................................................... 64 7 .- Metodología seguida en el desarrollo del trabajo ........................................................... 67 7.1 Diagrama de Gantt ..................................................................................................... 68 8 .- Presupuesto ...................................................................................................................... 69 9 .- Bibliografía ........................................................................................................................ 71
P á g i n a 8 | 74 LISTADO DE FIGURAS Figura 1-1.- Emisiones de CO2 de las distintas fuentes energéticas en 2015 [ 1] ........................ 12 Figura 1-2.- Producción de electricidad global en dos posibles escenarios: (I) Sin restricciones de emisiones de carbono y (II) Con restricción de emisiones [ 5] .................................................... 13 Figura 1-3.- Ilustración del tamaño de un rector modular pequeño (SMR) ................................ 14 Figura 1-4.- Emisiones de CO2 evitadas en la generación de energía con diferentes tecnologías frente al paso de los años [ 6] ..................................................................................................... 15 Figura 1-5.- Objetivos de Desarrollo Sostenible relacionados con este TFG ............................... 16 Figura 2-1.- Reacción de fisión del Uranio 235 [ 7] ...................................................................... 20 Figura 2-2.- Combustible nuclear. Pastillas de uranio enriquecido [ 8]. ...................................... 20 Figura 2-3.- Esquema de una central nuclear .............................................................................. 21 Figura 2-4.- Ilustración del plasma en un reactor de fusión. ....................................................... 22 Figura 3-1.- Generaciones de reactores nucleares [ 10] .............................................................. 24 Figura 3-2.- Evolución del diseño de la vasija de los reactores PWR [ 11]................................... 25 Figura 3-3.- Esquema de un reactor CANDU [ 12] ....................................................................... 26 Figura 3-4.- Partes principales de un reactor CANDU .................................................................. 26 Figura 3-5.- Recipiente de presión del ABWR [ 13] ..................................................................... 27 Figura 3-6.- Sistema de refrigeración de un EPR [ 14] ................................................................. 28 Figura 3-7.- Esquema simplificado del proceso PUREX ............................................................... 31 Figura 3-8.- Esquema del reprocesado ........................................................................................ 32 Figura 3-9.- Comparación de reactores según su tamaño [ 18]. ................................................. 33 Figura 3-10.- Vasija de acero de un reactor GFR con dos intercambiadores principales y bucles de eliminación de calor de desintegración ...................................................................................... 34 Figura 3-11.- Diseño del GFR del proyecto ALLEGRO [ 25] .......................................................... 35 Figura 3-12.- Esquemas de los reactores ELFR, BREST-OD-300 y SSTAR. ..................................... 36 Figura 3-13.- Reactor BREST-OD-300 en construcción................................................................. 37 Figura 3-14.- Esquema de un reactor MSR [ 21] .......................................................................... 37 Figura 3-15.- Circuito del combustible de un reactor MSFR ........................................................ 38 Figura 3-16.- Comparación de los núcleos de los reactores PWR y BWR con el SCWR. .............. 39 Figura 3-17.- Esquema de un reactor SFR ................................................................................... 40 Figura 3-18.- Esquema de un reactor VHTR ................................................................................ 41 Figura 3-19.- Partes de una bola de combustible TRISO ............................................................. 41 Figura 3-20.- Esquema del edificio de contención de un reactor VHTR de lecho de bolas ......... 42 Figura 4-1.- Piscina de almacenamiento de residuos radiactivos. ............................................... 45 Figura 4-2.- Esquema del almacenamiento geológico profundo (AGP) ...................................... 47 Figura 4-3.- Primer almacén geológico profundo construido en Olkiluoto, Finlandia ................ 48
P á g i n a 9 | 74 Figura 4-4.- Prototipo del ADS de la Academia de Ciencias de China ......................................... 49 Figura 5-1.- Reacción 1 de fusión [ 33] ........................................................................................ 53 Figura 5-2.- Reacción 2 de fusión [ 33] ........................................................................................ 54 Figura 5-3.- Esquema con las trayectorias de los campos magnéticos poloidal y toroidal para el confinamiento del plasma ........................................................................................................... 55 Figura 5-4.- Configuración de un reactor Tokamak [ 38] ............................................................. 56 Figura 5-5.- Configuración de un reactor Stellarator [ 39] ........................................................... 56 Figura 5-6.- Esquema de la fusión por confinamiento inercial [ 41]............................................ 57 Figura 5-7.- Evolución de los diferentes reactores de fusión nuclear .......................................... 57 Figura 5-8.- Reactor de fusión experimental ITER [ 45] ............................................................... 59 Figura 5-9.- Vista aérea de ITER, Cadarache, Francia [ 46] .......................................................... 59 Figura 5-10.- Principales partes del reactor de fusión DEMO [ 47] ............................................. 60 Figura 5-11.- Esquema general de los elementos que conforman un segmento de un reactor de fusión ........................................................................................................................................... 61 Figura 5-12.- Detalle de un segmento del futuro reactor DEMO [ 48] ........................................ 61 Figura 5-13.- National Ignition Facility (NIF) del Laboratorio Nacional Lawrence Livermore, California ..................................................................................................................................... 62
P á g i n a 16 | 74 El presente Trabajo de Fin de Grado está directamente relacionado con los siguientes ODS: Figura 1-5.- Objetivos de Desarrollo Sostenible relacionados con este TFG 1.2.2 Energía asequible y no contaminante Se busca expandir la infraestructura y mejorar la tecnología para contar con energía limpia en todos los países en desarrollo, mediante innovaciones en la tecnología de reactores de fisión y mediante propuestas para la energía de fusión. 1.2.3 Industria, innovación e infraestructura Se busca invertir en infraestructura e innovación para el crecimiento y el desarrollo de la energía nuclear aportando nuevas alternativas para los diseños de los reactores, con estructuras más asequibles, los cuales sean más competitivos económicamente facilitando el desarrollo de la industria. 1.2.4 Acción por el clima El trabajo analiza las mejoras en desarrollo para la gestión de residuos y la minimización de accidentes investigando las soluciones planteadas en reactores de cuarta generación para evitar accidentes que emitan radiación y examinando las nuevas propuestas para la gestión del combustible nuclear gastado ayudando así a preservar el clima. 1.2.5 Alianzas para lograr los objetivos Tanto en los reactores de fusión nuclear como en los de fision, e incluso en el tratamiento de residuos que se exponen en este trabajo las alianzas llevadas a cabo para el desarrollo de proyectos de investigación más desarrollo e innovación son muy importantes. 1.3 Objetivos del trabajo El presente trabajo de fin de grado tiene como objetivo poner de manifiesto que los peligros asociados a la generación de energía eléctrica con el uso de la energía nuclear pueden ser minimizados con la aparición de nuevas tecnologías aplicadas tanto a los reactores como al tratamiento de residuos radiactivos generados. Este objetivo general se ha desarrollado cubriendo los siguientes aspectos: • Describir los fundamentos en los que se basa la generación de energía eléctrica a partir de reacciones de fisión nuclear • Exponer las tecnologías empleadas históricamente para la generación de energía nuclear, como los reactores de agua presurizada de hoy en día, planteando los diferentes problemas que han podido surgir en el pasado tanto desde el punto de vista de la seguridad como del impacto en el medio ambiente por la generación de los residuos radiactivos. • Describir los avances tecnológicos que se han ido implementando y que está previsto introducir en reactores de fisión de nueva generación. • Abordar el problema de la generación de residuos nucleares, con un claro enfoque en el tratamiento de los residuos, su reducción y los nuevos métodos de gestión de residuos
P á g i n a 17 | 74 • Describir las posibilidades que ofrece la generación de energía nuclear mediante fusión, describiendo la situación actual de esta nueva fuente de energía, los retos a los que se enfrente hasta llegar a su posible implementación, y las actividades que se están llevando a cabo dentro de la hoja de ruta de la fusión nuclear.
P á g i n a 18 | 74 2 .- Fundamentos de la Energía Nuclear
P á g i n a 19 | 74 2.1 Introducción La energía nuclear es la energía contenida en el núcleo de los átomos. El átomo está separado en electrones, protones y neutrones. En su núcleo contiene neutrones y protones unidos. La energía nuclear es la energía que mantiene unidos a los protones y a los neutrones. La generación de energía mediante energía nuclear consiste en liberar esta energía y mediante un cierto proceso convertir esa energía en energía eléctrica. Hay dos modos de liberar esa energía. La fusión y la fisión nuclear. La fusión nuclear consiste en unir núcleos de diferentes átomos liberando así energía que es aprovechada. Esta tecnología aún está en desarrollo. En el sur de Francia, (Cadarache), está en construcción el ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor, en español Reactor Termonuclear Experimental Internacional) el primer reactor de fusión nuclear del mundo para fines experimentales e investigación del que se hablará más adelante en el aparatado 5. La fisión, la utilizada hoy en día en las centrales nucleares, consiste en romper los núcleos de diferentes átomos para liberar dicha energía. Cuando se dan cualquiera de estos procesos nucleares, se pierde una pequeña parte de masa liberando una gran cantidad de energía en forma de calor. Esa energía es aprovechada y transformada en energía eléctrica. En este proyecto nos centraremos en ambas tecnologías. 2.2 Fisión nuclear La fisión nuclear es el procedimiento a partir del cual un átomo absorbe un neutrón proveniente de la fisión de otro átomo que divide el núcleo del átomo absorbente en dos o más núcleos más pequeños, emitiendo en el proceso más neutrones, rayos gamma y grandes cantidades de energía. El núcleo que absorbe un neutrón se vuelve inestable y por eso se divide buscando más estabilidad. Los neutrones que se liberan participan en la fisión de otros núcleos que a su vez liberan más neutrones produciendo así la llamada reacción en cadena. Para que se produzca la reacción en cadena es necesario que existan ciertas condiciones de geometría y de cantidad de material. La reacción en cadena puede llegar a producirse de manera espontánea siempre que haya un neutrón que impacte contra el primer núcleo con la energía suficiente como para fisionarlo. El combustible en los reactores nucleares de fisión es el uranio. El uranio es un elemento químico metálico descubierto en 1789. Su símbolo químico es ‘U’ y su número atómico es 92. Esto quiere decir que tiene 92 protones en su núcleo. Es el elemento que mayor peso atómico tiene de todos los elementos que se encuentran en la naturaleza. Se localiza en la corteza terrestre y es 500 veces más abundante que el oro. No tiene otro uso más que como combustible nuclear. Pero el combustible nuclear no es uranio sino uno de sus isotopos que es el fisionable. En la naturaleza se encuentran tres tipos de isotopos. El uranio 234, el uranio 235 y el uranio 238. El uranio 234 ocupa el 0,02% del uranio en la naturaleza, el uranio 235 constituye el 0,7%, y el uranio 238 el 99,28%. El único isotopo natural de los tres que es fisionable es el uranio 235. Esto implica que es el único isotopo a partir del cual se puede obtener energía calorífica que más tarde se convertirá en energía eléctrica. Esto se da mediante la reacción descrita en la ecuación ( 1) e ilustrada en la Figura 2-1 [ 7]. 𝑛 + 𝑈 → 92 235 𝑈 92 236 𝑈 → 92 236 𝐶𝑠 + 55 137 𝑅𝑏 + 4 ∙ 𝑛 + 191 𝑀𝑒𝑉 37 95 ( 1)
P á g i n a 20 | 74 Figura 2-1.- Reacción de fisión del Uranio 235 [ 7] El combustible de los reactores nucleares es uranio enriquecido artificialmente. Es decir, el uranio utilizado depende del reactor, pero normalmente tiene cerca del 5% de uranio 235 en vez del 0,7% que se encuentra al natural. Esto es necesario porque un 0,7% en masa de uranio fisionable en el combustible no es suficiente para dar lugar a una reacción en cadena en los reactores de agua ligera que son los más comunes. El uranio en el mercado se vende como uranio concentrado, U3O8, que posteriormente tiene que ser convertido a hexafluoruro de uranio (UF6) para ser enriquecido. Tras el proceso de enriquecimiento, para su uso nuclear, el hexafluoruro se vuelve a transformar a dióxido de uranio (UO2) que es compactado en pastillas cilíndricas de aproximadamente 1 centímetro de diámetro y 1 centímetro de alto que tienen las características necesarias para soportar las altas temperaturas del reactor. Estas pastillas de uranio enriquecido son el elemento principal del combustible para la generación de energía nuclear (ver Figura 2-2) [ 8]. Figura 2-2.- Combustible nuclear. Pastillas de uranio enriquecido [ 8]. Con las pastillas se fabrican los elementos combustibles. El primer paso es fabricar las barras de combustible. Son la primera barrera de seguridad de la central nuclear. No son más que unas barras metálicas en las que se introducen las pastillas una encima de otra. Una vez construidas las barras estas se ensamblan en torres de barras estructuralmente independientes de sección cuadrada con la separación entre barras suficiente para que pueda circular entre ellas el refrigerante. Cada una de estas barras es denominado elemento combustible. El núcleo de un reactor de 1000 MW está formado por unos 150 elementos combustibles. Una vez el combustible dentro de la vasija del reactor, comienza la generación de energía. Se utilizará como referencia un reactor de agua ligera a presión (PWR por sus siglas en ingles Pressurized Water Reactor) para explicar brevemente el funcionamiento de una central nuclear.
P á g i n a 21 | 74 Esta vasija en la que se introduce el combustible está llena de agua que será la encargada de transmitir la energía térmica. Para iniciar la reacción en cadena, se introduce una fuente de neutrones inicial en el núcleo del reactor. Estas fuentes de neutrones pueden ser materiales que espontáneamente emiten neutrones (como californio-252) o dispositivos llamados iniciadores de neutrones que utilizan reacciones nucleares específicas para producir neutrones. Una vez la reacción en cadena puesta en marcha, el agua del reactor comienza a calentarse. Esta agua circula por un circuito primario unido a un intercambiador de calor (generador de vapor). El vapor generado por el intercambiador se mueve por un circuito secundario en el que se encuentra la turbina. El vapor que circula a gran velocidad, al entrar en contacto con los álabes de la turbina, esta se mueve convirtiendo la energía térmica en energía cinética. Finalmente, el eje de la turbina está conectado a un alternador que, con el giro del eje, es capaz de generar electricidad. Cuando el vapor ya ha pasado por la turbina, va directo a un condensador unido a un circuito terciario, donde se enfría y se convierte de nuevo en agua líquida. En la Figura 2-3 puede verse un esquema que muestras estas etapas. Figura 2-3.- Esquema de una central nuclear La segunda etapa del ciclo incluye todas y cada una de las operaciones desde que el combustible es introducido en el reactor hasta el tratamiento del residuo nuclear generado, proceso que se verá en el apartado 4. 2.3 Fusión nuclear La fusión nuclear es la reacción nuclear en la cual dos núcleos de átomos ligeros, hidrógeno y sus dos isotopos deuterio y tritio, se unen para formar el núcleo de otro átomo más pesado, helio. Cabe destacar que esta tecnología está en desarrollo. Para que se dé una reacción de fusión, es necesario dotar a los átomos de altos niveles de energía, que posibiliten que los núcleos de los átomos se aproximen a distancias muy reducidas, en las cuales la fuerza de atracción nuclear pueda superar a las fuerzas de repulsión electrostática. Para que esto se dé, se recurre al calentamiento a temperaturas muy elevadas. Esto se denomina fusión térmica y consiste en calentar una masa de átomos hasta conseguir una masa gaseosa denominada plasma compuesta por electrones y átomos altamente ionizados. En la Figura 2-4 se pueden apreciar las partículas de alta energía en forma de plasma circulando a través de un reactor de fusión del tipo tokamak.
P á g i n a 22 | 74 Figura 2-4.- Ilustración del plasma en un reactor de fusión. Debido a las altas temperaturas del plasma, es necesario confinar la mezcla para evitar el contacto de esta con cualquier parte de la estructura del reactor puesto que no hay material capaz de soportar dichas temperaturas sin fundirse. Por este motivo se encuentran en desarrollo dos métodos de confinamiento diferentes. Por una parte, se encuentra en desarrollo la Fusión por Confinamiento Inercial (FCI). Consiste en crear un medio tan denso que sea imposible para las partículas escapar sin chocar entre sí, fusionándolas. Por otra parte, existe la Fusión por Confinamiento Magnético (FCM). Las partículas se atrapan dentro de un reactor con forma toroidal rodeado de diferentes campos magnéticos con el fin de alejarlas de las paredes de este. Ambos métodos se desarrollan en el apartado 5.2.
P á g i n a 23 | 74 3 .- Reactores de Nueva Generación
P á g i n a 24 | 74 Los reactores nucleares suelen clasificarse por generaciones (ver Figura 3-1) dependiendo del intervalo de fechas al que pertenezcan sus sistemas de seguridad, sistema de generación de vapor o combustible entre muchas otras cosas. Actualmente funcionan en el mundo las cuatro generaciones de reactores, gracias al reactor BN-800, el único reactor considerado de cuarta generación actualmente en funcionamiento con fines comerciales [ 9]. Pero este es una excepción, pues los reactores de cuarta generación son diseños teóricos de reactores nucleares actualmente bajo investigación. Figura 3-1.- Generaciones de reactores nucleares [ 10] En este apartado se van a introducir las generaciones de reactores existentes hoy en día explicando brevemente cada una de ellas y se profundizará en los reactores de cuarta generación que serán los encargados de comercializar las nuevas tecnologías actualmente en desarrollo al mercado de la energía nuclear. 3.1 Generación I Los reactores de primera generación surgieron tras la segunda guerra mundial con el fin de generar productos de fisión para ser utilizados para el desarrollo de armamento nuclear como el plutonio. Por lo tanto, la generación de energía no era el primer propósito de estos reactores. En 1942, Enrico Fermi, de la Universidad de Chicago, desarrollo la pila de grafito y uranio CP-1 (Chicago Pile 1). Esta creación fue la primera reacción nuclear en cadena controlada, dando lugar así al primer reactor nuclear del mundo. Aun cuando la producción de energía no era la única razón de existencia de estos reactores, el conocimiento obtenido en su diseño, construcción y funcionamiento resultó útil para la industria de la energía nuclear. Su construcción comenzó en Chicago en noviembre del mismo año. Los cálculos iniciales acerca del tamaño crítico de la pila fueron muy prudentes. Como medida complementaria de precaución se decidió encerrar el reactor en una envoltura de tela de globo en la que pudiera hacerse el vacío, para evitar así que el aire capturara neutrones. Las operaciones con el CP-1 se terminaron en 1943. El reactor fue desmantelado y reconstruido utilizando los materiales originales. Se le añadió una protección radiológica y fue renombrado CP-2. La primera planta de energía nuclear en operar para fines comerciales fua la planta de Shippingport, Pensilvania. Se puso en funcionamiento el 2 de diciembre de 1957. Se trataba de un reactor tipo PWR (Pressurized Water Reactor) que era capaz de generar casi 60 MW [ 11] de potencia. La planta se mantuvo en funcionamiento hasta el año 1982. Esta central nuclear fue
P á g i n a 25 | 74 un hecho de importancia decisiva en la historia de la energía nuclear. La construcción de su reactor sirvió de ejemplo para la mayoría de los proyectos posteriores. Los PWR son ahora mismo el tipo de reactores nucleares más abundantes en el mundo. El reactor de Shippingport consistía en dos partes principales: un sistema primario formado por cuatro lazos en los cuales se almacenaba el agua utilizada como refrigerante y un sistema secundario separado por cuatro generadores de vapor unido a otro circuito de agua totalmente aislado del reactor que transfería el calor en forma de vapor para ser utilizado en la turbina. En el tipo de vasija también se plasma el desarrollo de los reactores PWR desde su nacimiento en Shippingport (ver Figura 3-2) y los actuales. Una estructura parecida a la de los reactores PWR de segunda y tercera generación. Figura 3-2.- Evolución del diseño de la vasija de los reactores PWR [ 11] 3.2 Generación II Los reactores de segunda generación nacen aproximadamente en la década de los 70, cuando los programas nucleares de los países se centraron más en la producción de energía dejando de lado los programas armamentísticos de desarrollo de submarinos y armas nucleares. Con esta generación incremento tanto la potencia eléctrica como la seguridad de las plantas, gracias a investigaciones y desarrollos tecnológicos financiados por estos países cada vez más interesados en la producción de energía de forma eficiente. Actualmente la mayoría de los reactores en funcionamiento entran dentro de la segunda generación. Los más extendidos son los reactores de agua ligera, tanto los PWR como los BWR (Boiling Water Reactor) aunque dentro de esta generación entran muchos otros. La segunda generación de reactores tiene una vida operacional de 40 años extensibles hasta 80 años de vida siempre que se realice una completa revisión y reemplazo del contenedor de presión del reactor. Una innovación decisiva dentro de los reactores de segunda generación fue el reactor CANDU, diseñado en Canadá a finales de los años 50 y en los años 60. Su denominación proviene de la expresión “CANadá Deuterium Uranium” haciendo referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (también denominado agua pesada). Se trata de un reactor de agua pesada presurizada PHWR (en ingles Pressurized Heavy Water Reactor) Actualmente en Canadá todos los reactores activos son del tipo CANDU [ 12].
P á g i n a 32 | 74 del uranio, pues el método únicamente necesita uranio natural o empobrecido para poder llevarse a cabo. Sumado a esto, los únicos residuos que se trasladan al almacenamiento final en este proceso son los fragmentos de fisión y las perdidas en los procesos de reprocesado y fabricación, como se puede ver en el esquema de la Figura 3-8, llegando así a un factor de reducción de residuos de más de 1000 en masa en comparación con las centrales nucleares convencionales, sin reprocesado. Figura 3-8.- Esquema del reprocesado En resumen, produciendo electricidad en reactores térmicos, se genera uranio empobrecido y residuos de combustibles. A continuación, el plutonio presente en los residuos de dichos reactores junto con el uranio empobrecido es utilizado para arrancar reactores rápidos. Estos reactores, son capaces de aprovechar el plutonio y los actínidos minoritarios, aparte de autoabastecerse de plutonio reprocesado, acabando así con sus propios residuos. 3.5.4 La aparición de los SMR (Small Modular Reactor) Los reactores modulares pequeños son reactores nucleares avanzados con una capacidad de potencia de hasta 3000 MW por unidad. Los SMR han sido desarrollados por una variedad de empresas y organizaciones en todo el mundo. Estos desarrollos incluyen iniciativas tanto del sector privado como de gobiernos y consorcios internacionales. Entre los países entrar Estados Unidos, China, Japón, Rusia, Reino Unido, Corea del Sur y Canadá. En la Figura 3-9 se puede apreciar una pequeña comparación de los reactores modulares pequeños con los reactores de centrales grandes, con sus respectivas potencias, para hacerse una idea de la magnitud de la instalación que puede abastecer cada uno. Los reactores convencionales son capaces de abastecer ciudades enteras mientras que los reactores modulares pequeños están diseñados para abastecer a fabricas o plantas más pequeñas.
P á g i n a 33 | 74 Figura 3-9.- Comparación de reactores según su tamaño [ 18]. Estos reactores nacen junto con la Generación IV de reactores La mayoría de los beneficios de los SMR están vinculados a la naturaleza de su diseño, son pequeños y modulares. Pueden colocarse en lugares donde no se podría establecer una central nuclear más grande. Estos diseños pueden construirse completamente y luego enviarse a su destino. Gracias a esto su construcción es más asequible, lo que permite ahorran en costes y tiempo de construcción. En zonas que carecen de suficientes líneas de transmisión y capacidad de red los SMR pueden instalarse en una red existente o en una ubicación remota sin conexión a la red, debido a su menor producción eléctrica, y proporcionar energía con bajas emisiones de carbono para la industria y la población. Varias instituciones, públicas y privadas están actualmente trabajando en hacer prosperar la tecnología de los SMR. Actualmente Rusia ya produce energía con un SMR en su planta flotante de Akademik Lomonosov con 35 MW. En Argentina, Canadá, China, Corea del Sur y estados Unidos hay otros SMR en desarrollo [ 18]. 3.5.5 Diseños de reactores de nueva generación Una vez vistos los conceptos de reactor rápido y de ciclo cerrado de combustible mediante el método del reproceso, en este apartado se verán los seis diseños diferentes de reactores de cuarta generación propuestos por el GIF. 3.5.5.1 GFR (Gas cooled Fast Reactor) El diseño GFR consta de un reactor de neutrones rápido refrigerado por helio de alta temperatura que dispone de ciclo cerrado de combustible. Este tipo de reactores utilizan una turbina de helio para la producción de energía eléctrica y, tienen la pequeña ventaja de que pueden utilizar el calor del proceso para la producción termoquímica de hidrogeno para otras aplicaciones. El GFR combina la tecnología de reciclado de combustible del SFR, y la tecnología para el reactor del VHTR para dar un reactor de cuarta generación con las ventajas de sostenibilidad en cuanto al largo plazo de los recursos de uranio y la minimización de los residuos.
P á g i n a 34 | 74 El diseño se basa en un reactor de 2400 MWth [ 19] (megavatios térmicos, unidad que mide la cantidad de energía térmica liberada) contenido dentro de un recipiente de presión de acero. El núcleo del reactor, en este caso, está compuesto por elementos combustibles hexagonales, cada uno de los cuales consta de pasadores revestidos de cerámica y alimentados con carburo mixto contenidos dentro de un tubo hexagonal de cerámica. En la Figura 3-10 se puede observar el núcleo de uno de estos reactores con sus dos intercambiadores de calor principales. A modo de seguridad, todo el circuito primario está contenido dentro de un edificio de contención. El sistema de conversión de energía se encuentra en un edificio adyacente. Figura 3-10.- Vasija de acero de un reactor GFR con dos intercambiadores principales y bucles de eliminación de calor de desintegración La temperatura de salida del núcleo es de unos 850 °C, los cuales van a disminuir mediante intercambiadores de calor. Un primer intercambiador transfiere el calor del refrigerante de helio a un ciclo de gas secundario que contiene una mezcla de helio y nitrógeno. En este mismo circuito secundario, dicha mezcla impulsa una turbina de gas de ciclo cerrado. El calor residual de los gases salientes de la turbina se utiliza para generar vapor en un generador de vapor, que este, a su vez, impulsa otra turbina de vapor. Este ciclo combinado es una práctica común en centrales térmicas alimentadas con gas natural, lo que quiere decir que es una tecnología fiable y establecida, siendo la única diferencia en el caso del GFR el uso de la turbina de gas de ciclo cerrado. Un gran paso para el diseño sería un reactor experimental, del que se encarga el proyecto ALLEGRO. El proyecto ALLEGRO es un concepto de unidad de demostración de la tecnología GFR desarrollado en Europa. El objetivo es poder observar el verdadero progreso de las tecnologías específicas como el combustible y los sistemas de seguridad, así como demostrar que estas características pueden ser implantadas sin problema en diseños similares [ 25].
P á g i n a 35 | 74 Figura 3-11.- Diseño del GFR del proyecto ALLEGRO [ 25] El proyecto ALLEGRO cuenta con una nueva tecnología patentada de seguridad. Un sistema de eliminación de calor de desintegración (DHR) para reactores refrigerados por gas con conductos coaxiales. El sistema es totalmente pasivo y prácticamente elimina la posibilidad de accidentes graves. El reactor ALLEGRO tendrá 75 MW de potencia con 850 °C de temperatura de salida del refrigerante de Helio del reactor. Estará compuesto de dos lazos primarios y refrigeración por agua en el lazo secundario. El reactor estará en un recipiente primario dentro de un edificio de contención a modo de protección contra peligros externos y fallos internos. El combustible en estudio para los reactores GFR es 238U combinado con MOX. Las pastillas de este combustible se insertan en un alfiler cerámico que consta de una capa finísima interior de carburo de silicio (SiC), una malla metálica intermedia, y una nueva capa exterior de SiC. 3.5.5.2 LFR (Lead cooled fast reactor) El tipo de reactor LFR consiste en un diseño de reactor rápido refrigerado por plomo o por aleaciones basadas en plomo. Funcionan a alta temperatura y a una presión similar a la atmosférica. Estas condiciones se deben al punto de ebullición del refrigerante que se encuentra en torno a los 1700 °C, y a su baja presión de vapor. El hecho de que este refrigerado por plomo permite mantener a los electrones con altos niveles de energía gracias a su baja absorción de neutrones, lo que permite una mejor utilización del combustible, prolongando la vida útil del núcleo. La presencia de más neutrones rápidos disponibles aumenta la tasa de conversión, lo que contribuye a una mayor producción de combustible fisionable y extiende la vida útil del combustible. Los planos de diseño presentados por el GIF se basan en el concepto ELFR de la Unión Europea, el BREST-OD-300 ruso y en el diseño SSTAR desarrollado en Estados Unidos (ver Figura 3-12). Otros países también tienen en desarrollo sus diseños de LFR como China, Suecia, Corea y Japón.
P á g i n a 36 | 74 Figura 3-12.- Esquemas de los reactores ELFR, BREST-OD-300 y SSTAR. Este diseño también utiliza un ciclo de combustible cerrado para la conversión del uranio fértil en materiales fisibles como el 239Pu, aunque también puede utilizarse para consumir actínidos minoritarios del combustible gastado de reactores con matrices de torio. Un avance importante en el diseño del LFR es la seguridad que aporta la elección del plomo como refrigerante. El plomo tiene un punto de ebullición muy alto, lo cual reduce el riesgo de ebullición del refrigerante, una de las causas posibles de fallo de la planta. Esta ventaja también simplifica la planta y mejora el rendimiento económico. Aparte, el plomo es muy abundante lo que implica que no hay problema en el número de reactores LFR que se quieran construir en un futuro. Otra ventaja de la utilización del refrigerante de plomo es su poca afinidad química. En comparación con otros refrigerantes como el agua o el sodio, el plomo no admite interacciones químicas que puedan liberar energía calorífica en caso de accidente. Esto hace que se pueda eliminar la necesidad de implantar un sistema de refrigeración intermedio para aislar el refrigerante primario del agua y del vapor del sistema, lo que significa un gran avance económicamente. El reactor LFR puede demostrar que ante un accidente como el de la planta de Fukushima tiene características superiores a los reactores de ese momento. Uno de los principales fallos en Fukushima fue el fallo en los sistemas de generación de energía externos a la planta para la refrigeración auxiliar. Un LFR no necesita sistemas de energía de respaldo puesto que sería resistente en condiciones de apagón gracias a la eliminación pasiva del calor de desintegración y otras características del refrigerante [ 20]. Entre los proyectos de reactores LFR en la actualidad, el más avanzado es el reactor ruso BRESTOD-300. Su construcción fue aprobada en 2016 y se puso en construcción en 2021 (ver Figura 3-13). Será una unidad experimental de demostración precursora del BREST-1200. En el destaca su seguridad. Este reactor utiliza como combustible nitruro de uranio y plutonio. La combinación del combustible con el refrigerante de plomo permite la reproducción completa del plutonio dentro del núcleo que a su vez experimentara fisión en el espectro rápido dando lugar a la energía calorífica deseada.
P á g i n a 37 | 74 Figura 3-13.- Reactor BREST-OD-300 en construcción 3.5.5.3 MSR (Molten Salt Reactor) El reactor de sales fundidas basa su funcionamiento en un núcleo con espectro térmico (con neutrones térmicos) moderado por grafito. En este caso el combustible se encuentra disuelto en sales de fluoruro fundido como se puede ver en la que actúan como refrigerante. Esta tecnología se estudió por primera vez hace más de 50 años como estrategia para combatir los problemas de corrosión y fragilización analizados en otros reactores. Trabaja a bajas presiones y muy altas temperaturas, permitiendo así obtener excelentes eficiencias térmicas y dispone de ciclo un ciclo de combustible con reciclaje completo de actínidos. Figura 3-14.- Esquema de un reactor MSR [ 21] Desde 2005 la mayoría del desarrollo e investigación dedicados a los MSR se ha centrado en MSR de neutrones rápidos (MSFR por sus siglas en ingles Molten Salt Fast Reactor) para tratar de combinar las ventajas de los reactores de neutrones rápidos con las relativas al refrigerante de sales de fluoruros. A diferencia de otros reactores de combustible sólido, los MSFR tienen menos cantidad de material fisible y tienen una composición homogénea de combustible en el reactor. Estas y otras características hacen que los MSFR tengan capacidades únicas para la combustión de actínidos y para la ampliación de recursos de combustible. Un líquido circulante que también desempeña
P á g i n a 38 | 74 el papel de refrigerante tiene algunas ventajas como la evasión del retraso en la transferencia de calor del combustible al refrigerante, una más fácil recarga por tener el combustible disuelto. El sistema del MSFR incluye tres circuitos: el circuito del combustible, el circuito de refrigeración intermedia, y el circuito de conversión de energía. El primer circuito, definido como el que contiene la sal de combustible incluye la cavidad central, las tuberías de entrada y salida, un sistema de inyección de gas, separadores de burbujas de sal bombas e intercambiadores de calor (ver Figura 3-15). El combustible fluye desde el fondo hasta la parte superior. Una vez sale del núcleo, la sal de combustible se alimenta a 16 grupos de bombas e intercambiadores de calor ubicados alrededor del núcleo. El volumen total de combustible se distribuye en mitades. La mitad dentro del núcleo y la otra mitad en la parte externa del circuito. Figura 3-15.- Circuito del combustible de un reactor MSFR Los desarrollos de MSR en Rusia en el reciclador y transmutador de actínidos de sal fundida MOSART (Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter) apuntan a ser utilizados como quemadores de combustible gastado de reactores de agua ligera. Actualmente se hallan en estudio otros conceptos de reactores MSR que utilizan la tecnología del refrigerante de sal liquida con combustibles similares a los reactores refrigerados por gas [ 21]. 3.5.5.4 SCWR (Supercritical Water cooled Reactor) Estos reactores utilizan, al igual que la mayoría de los reactores en operación hasta ahora, agua ligera como refrigerante. Lo que los hace pertenecer a la cuarta generación de reactores es que funcionan por encima del punto crítico termodinámico del refrigerante. Pueden utilizar un espectro de neutrones rápido o térmico, dependiendo del reactor. Algunos estudios de diseño demuestran que la eficiencia neta de estos reactores puede situarse en torno al 44% con una reducción de costes de entre el 20% y el 30% frente a diseños comerciales. Al contrario de los reactores refrigerados por agua actuales, el refrigerante experimentará un aumento de la entalpía significativamente mayor en el núcleo mejorando el rendimiento de los componentes del circuito. Para los diseños de recipiente a presión y tubo a presión se ha barajado la opción de un ciclo de vapor de un solo paso con el fin de omitir cualquier recirculación del refrigerante dentro del reactor. Al igual que en los reactores de hoy en día, el vapor se suministrará directamente a la turbina y el agua de alimentación del ciclo de vapor será reconducida de vuelta al núcleo. En la actualidad, los esfuerzos más importantes en el desarrollo de este modelo se centran en la mejora de las aleaciones de los componentes estructurales tanto del combustible como del propio reactor. De nuevo, la corrosión y el agrietamiento que se producen durante las condiciones de operación suponen el principal peligro para este innovador diseño.
P á g i n a 39 | 74 En Japón se han realizado estudios de diseño de núcleos preconceptuales para una temperatura de salida del núcleo de más de 500 °C, suponiendo un espectro de neutrones térmicos o un espectro de neutrones rápidos. Ambas opciones se basan en un calentamiento del refrigerante en dos pasos con una mezcla intermedia debajo del núcleo. El agua de alimentación dentro de las barras de agua proporciona un moderador adicional para un espectro de neutrones térmicos. La opción de espectro rápido utiliza capas de hidruro de circonio (ZrH2) para minimizar el endurecimiento de los neutrones en caso de que se formen huecos en el núcleo. En la Figura 3-16 se pueden apreciar las ventajas económicas en cuanto a componentes de los reactores SCWR frente a los PWR y a los BWR. Figura 3-16.- Comparación de los núcleos de los reactores PWR y BWR con el SCWR. En Europa se ha desarrollado un diseño preconceptual de un reactor de tipo vasija de presión con una temperatura de salida del núcleo de 500 °C y una potencia eléctrica de 1000 MW. El diseño del núcleo se basa en el calentamiento del refrigerante en tres pasos. Se proporciona un moderador adicional para el espectro de neutrones térmicos en barras de agua y en los espacios entre las cajas de ensamblaje. El diseño de la isla nuclear y del resto de la planta confirma los resultados obtenidos en Japón, es decir, una mejora de la eficiencia de hasta el 43,5% y un potencial de reducción de costos del 20 al 30% en comparación con los últimos reactores de agua en ebullición. En Rusia, país al cual llego el diseño de los SCWR en 2011, están en desarrollo tres conceptos diferentes con esta tecnología de recipiente a presión. Uno con neutrones térmicos, otro con neutrones rápidos y otro mixto. 3.5.5.5 SFR (Sodium cooled Fast Reactor) Con el SFR reaparecen los reactores rápidos. Este tipo de reactores se basa en un reactor de neutrones rápidos refrigerado por sodio liquido con ciclo cerrado de combustible, que permite una alta potencia con un volumen relativamente bajo de refrigerante. Es por eso por lo que este diseño es capaz de operar a bajas presiones en el circuito primario.
P á g i n a 40 | 74 Figura 3-17.- Esquema de un reactor SFR Las opciones por considerar para los SFR van desde reactores modulares pequeños de 300 MW hasta grandes plantas de 1500 MW. La temperatura de salida del refrigerante esta entre 500 y 550 °C lo cual permite aprovecharse del desarrollo de materiales utilizado en reactores anteriores. El ciclo cerrado de combustible permite la regeneración de combustible fisible y facilita la gestión de actínidos minoritarios. En cuanto a la seguridad cuenta con un largo margen de ebullición del refrigerante, un sistema primario que opera cerca de la presión atmosférica y un sistema de sodio intermedio entre el sodio radiactivo en el sistema primario y el sistema de conversión de energía. Con innovaciones pendientes para reducir los costes del SFR, este diseño apunta ser competitivo en el mercado, económicamente hablando, teniendo en cuenta que su espectro rápido de neutrones amplia en gran medida los recursos de uranio en comparación con los reactores de espectro térmico. El hecho de contar con un espectro rápido de neutrones hace que los reactores SFR sean muy eficaces para la fisión de actínidos. Entre las principales características como gestor de actínidos se encuentra su consumo de transuránicos en el ciclo de combustible cerrado lo que reduce su radioactividad y su carga térmica facilitando la eliminación de residuos y su posterior aislamiento. También destaca su mejor utilización de los recursos de uranio mediante la gestión de los materiales fisibles. 3.5.5.6 VHTR (Very High Temperature Reactor) Los reactores de muy alta temperatura estas dedicados principalmente a la generación de hidrogeno en una planta adyacente al reactor como se puede ver en la Figura 3-18, aparte de a la generación de energía eléctrica, debido a su alta temperatura de salida, del orden de 1000 °C El hidrogeno es generado mediante procesos termoquímicos, electroquímicos o mixtos. Su alta temperatura los atractivos para industrias como la petrolera o la siderúrgica. Para estas aplicaciones de calor nuclear, el proceso de aplicación de calor va acoplado al reactor a través de un intercambiador de calor intermedio.
P á g i n a 41 | 74 Figura 3-18.- Esquema de un reactor VHTR La tecnología de los VHTR se basa en un combustible de partículas recubiertas de TRISO, un núcleo con estructura de grafito, un refrigerante de helio y una menor densidad de potencia para eliminar el calor de desintegración de forma natural. El combustible tri-isotrópico (TRISO) de partículas está compuesto por uranio, carbono y oxígeno recubiertos por cuatro capas (ver Figura 3-19) de materiales a base de carbono y cerámica que impiden la emisión de productos de fisión radiactivos. Figura 3-19.- Partes de una bola de combustible TRISO Su diseño se compone de dos configuraciones típicas para la disposición del combustible dentro del reactor. La configuración de lecho de bolas como el de la Figura 3-20 (PBR por sus siglas en ingles Pebble Bed Reactor) y la configuración de bloque prismático. Aunque la forma del elemento combustible sea diferente, los fundamentos técnicos para ambas configuraciones son los mismos. El combustible de partículas recubiertas de TRISO en la matriz de grafito, la estructura del núcleo de grafito, el refrigerante de helio y la baja densidad de potencia.
P á g i n a 48 | 74 Figura 4-3.- Primer almacén geológico profundo construido en Olkiluoto, Finlandia La empresa responsable de la construcción ya ha terminado los cinco primeros túneles de una longitud de 1700 metros, que finalmente serán 5000, con una altura de 6,3 metros. Se encuentra a 430 metros de profundad, y a 420 por debajo del nivel del mar. Onkalo es el primer almacén geológico profundo, pero no será el último ya que Suecia ha comenzado la construcción del suyo y Francia, Suiza y Reino Unido están estudiando posibles ubicaciones de construcción. En Suecia también se encuentra en construcción otro almacenamiento geológico profundo. El 27 de enero de 2022, el gobierno sueco decidió dar paso a la empresa SKB para construir el AGP. Constará de un sistema de túneles de 60 kilómetros de largo ocupando entre 3 y 4 kilómetros cuadrados a una profundidad de 500 metros bajo tierra [ 28]. A pesar de que el AGP sea la solución internacionalmente aceptada para la gestión segura a largo plazo del combustible gastado y de los residuos radiactivos, tras más de 30 años de experiencia en la investigación, en el momento actual el conocimiento científico y técnico requiere el apoyo político y social para poder continuar con el desarrollo. 4.1.2 Acelerador lineal superconductor (ADS) Los ADS (por sus siglas en inglés Accelerator Driven System) pueden resolver eficientemente los problemas de reciclaje de combustible nuclear y eliminar de forma segura los desechos nucleares. Un parte de los productos de fisión se desintegran rápidamente ya que su radiactividad se reduce a menos del 0,1 % del nivel original en los primeros 50 años. Pero otra parte son los actínidos de larga duración como el plutonio o el 238U. La transmutación de estos residuos radiactivos de larga vida se puede llevar a cabo por un acelerador (ADS) donde los neutrones producidos se dirijan al combustible usado. Los aceleradores son capaces de producir neutrones a partir de elementos pesados por bombardeo de protones en un proceso llamado espalación. Los neutrones de espalación pueden utilizarse para causar las fisiones en isotopos fisionables del uranio o del plutonio, produciendo energía. Pero la gran ventaja de esto es que el ADS es capaz de transmutar isótopos pesados contenidos en el combustible usado de un reactor nuclear convencional, en particular actínidos, y volver a utilizarlos en un reactor. En este contexto, el Instituto de Física Modernas de la Academia China de Ciencias ha completado el primer prototipo del acelerador de partículas, es decir, el cañón de protones mediante el cual se producirán los neutrones que bombardearán el combustible usado con el fin de generar material fisible. Este cañón dispara un haz de protones de onda continua de 10mA.
P á g i n a 49 | 74 Funciona de forma estable durante 100 horas, con una potencia máxima del haz de 205 kW y una disponibilidad superior al 93%. Esta es la primera vez desde que se propuso el concepto ADS en la década de 1980 que la intensidad del flujo del cañón de haz de partículas alcanza el índice para aplicación industrial [ 29]. Figura 4-4.- Prototipo del ADS de la Academia de Ciencias de China La construcción de este prototipo llevado a cabo por la Academia de Ciencias de China no implica que se haya solucionado el problema de los residuos nucleares por completo, aunque si es un gran avance significativo para ayudar a conseguirlo.
P á g i n a 50 | 74 5 .- Fusión Nuclear
P á g i n a 51 | 74 La energía proveniente de la fusión nuclear se está desarrollando como un método de obtención de energía limpia, libre de emisiones de carbono, para su uso en la generación de energía eléctrica. Las personas que optan por este tipo de tecnología ven en ella una de las principales fuentes energéticas del futuro permitiendo satisfacer la gran demanda global de electricidad en un mundo en el cual, las restricciones de emisiones de CO2 cada vez son mayores. En la actualidad, la investigación en la fusión nuclear aún se encuentra en fase experimental, sin embargo, se están realizando grandes esfuerzos en el desarrollo y demostración de la viabilidad tanto técnica como económica de este tipo de tecnología [ 30]. La estrategia para el avance de la fusión nuclear, llevada a cabo por EUROFusión [ 30], tiene su punto de partida en las instalaciones del Joint European Torus (JET) en Reino Unido. En ellas se han realizado diversos experimentos cuyos resultados han ayudado a dar forma al diseño y operación de ITER (International Thermonuclear Experimental Reactor), el reactor de fusión nuclear, ahora mismo en construcción, en el sur de Francia (Cadarache). Se espera, que este confirme la viabilidad de este tipo de tecnología [ 31] y, se prevé entre en funcionamiento a finales del año 2025 para pequeños experimentos, y en 2035 a pleno rendimiento. El ITER generará 500 MW de potencia y será el encargado de demostrar que es posible incluso la generación del combustible tritio, el cual será esencial para el futuro de las plantas de fusión nucleares. Finalmente, el conocimiento adquirido con ITER se usará en el desarrollo de DEMO (DEMOnstration Power Station), paso intermedio entre ITER y la planta de energía de fusión comercial. Una vez construido, se espera que DEMO sea un reactor capaz de poder suministrar energía eléctrica a la red, desarrollando una potencia de entre 2,5 y 5 GW [ 30]. Un tema de especial controversia radica en la estigmatización que lleva consigo el término nuclear, debido en parte a sus vínculos con los términos radiación y radiactividad. Por ejemplo, actualmente la generación de energía nuclear, es decir, los reactores de agua ligera presurizada (PWR) y los reactores de agua en ebullición (BWR), emplean uranio enriquecido para impulsar la reacción de fisión y generar energía. Dicho combustible crea una fuente de residuos altamente radiactiva y de larga duración. Sin embargo, la fusión nuclear no usa uranio como fuente de combustible, empleando en su lugar dos isótopos del hidrógeno (deuterio y tritio) a altas temperaturas para generar energía [ 32]. El deuterio no es un isótopo radiactivo, sin embargo, el tritio sí lo es, aunque su vida media es baja en comparación con la del uranio. El hecho de que la potencia de fusión en DEMO sea notoriamente superior a la de ITER, implica unas condiciones de operación más severas tanto térmica como por flujo de irradiación de neutrones. Actualmente, las opciones en las que se piensa para refrigerar el blanket, la primera capa en contacto con el volumen de confinamiento, se basan principalmente en agua o helio. El helio proporciona una mayor eficiencia del proceso ya que es capaz de trabajar a temperaturas mayores, provocando a su vez que los requerimientos de los materiales empleados deban ser superiores. En DEMO, a diferencia de ITER, se espera que el daño por neutrones sea de 50-80 dpa (desplazamientos por átomo). Además, la gran producción de hidrógeno y helio provocarán hinchamiento y fragilización, lo que hace imposible el uso de aceros austeníticos como material estructural, que a su vez encarece el proyecto. Durante la fusión nuclear, los combustibles que se inyectan al reactor reaccionan entre sí y liberan energía, esta es transformada en energía cinética de los productos de la reacción. Estos productos de reacción chocan con los materiales que les rodean ralentizándose y transformando esa energía cinética en energía en forma de calor. Parte de esta energía en forma de calor se utiliza para mantener la temperatura del plasma y el resto se convierte en electricidad. Finalmente, una mínima parte de esta electricidad se usa para mantener los sistemas auxiliares de la planta de potencia y la mayoría es destinada a alimentar la red de abastecimiento de los consumidores. Esta se utilizará básicamente para encender frigoríficos, luces, televisiones, etc.
P á g i n a 52 | 74 Por otra parte, es un hecho que todo lo que nos rodea es materia; dicha materia está compuesta por núcleos y electrones. A su vez, cuando dicha materia no está muy caliente, está formada por átomos, cada uno de los cuales tiene un pequeño núcleo denso positivamente cargado. Los núcleos están compuestos por protones (carga positiva) y por neutrones (carga neutra) y, alrededor de los cuales están los electrones, cada uno de los cuales está cargado negativamente. En un átomo neutro, la carga positiva del núcleo está contrarrestada por la carga negativa de los electrones que le rodean. Es posible que los átomos no estén perfectamente balanceados (carga neutra), se habla entonces de iones; estos iones pueden estar tanto positivamente como negativamente cargados. De cara a poder entender los combustibles utilizados para llevar a cabo la fusión, es necesario hablar de lo que es un isótopo. Un átomo si es neutro posee el mismo número de electrones que de protones. Su comportamiento químico no dependerá de cuantos neutrones haya en su núcleo y dependiendo del núcleo tendrá un número de neutrones u otro. Se dice entonces que los átomos con el mismo número de protones, pero diferente número de neutrones en su núcleo son isótopos el uno del otro. Los isótopos pueden ser estables o radiactivos. Un parámetro que caracteriza cuan radiactivo es un isótopo es su “vida media” o, en inglés “half-life”. Es decir, es el tiempo que transcurre para que se desintegre la mitad de la muestra. En el ámbito de la fusión nuclear son tres los isótopos más importantes, todos provenientes del hidrógeno: el núcleo común del hidrógeno, llamado protón (1H), el cual consiste en un protón y ningún neutrón; deuterio (2H), consistente en un protón y en un neutrón; y por último, el núcleo de tritio (3H), formado por un protón y dos neutrones. Tanto el núcleo ordinario del hidrógeno como el deuterio son isótopos estables y, por tanto, ambos se pueden obtener de forma relativamente sencilla de la naturaleza. El deuterio no es radiactivo. Este se puede encontrar en la superficie de la corteza terrestre en forma de agua, aproximadamente uno de cada 6500 núcleos de hidrógeno es deuterio. La molécula de agua que posee el núcleo de deuterio se denomina agua pesada, escrita como D2O (la molécula de agua que comúnmente conocemos es la de H2O, también denominada agua ligera). Con respecto a la producción de agua pesada, el principal productor se encuentra en Ontario, Canadá. Sin embargo, el tritio es un isótopo radiactivo con una vida-media de 12,3 años por lo que no existe naturalmente en nuestro planeta. En el mundo hay almacenes de tritio, siendo una vez más en Canadá donde se encuentra la mayoría, en la planta de fisión CANDU. 5.1 Reacciones nucleares Así como los elementos químicos reaccionan entre sí para producir otros elementos en una reacción química, de igual manera, en una reacción nuclear interaccionan distintos núcleos para producir otros. Las reacciones nucleares también liberan energía, muchísima más de la que pueden llegar a liberar las reacciones químicas. En la fusión se busca que dos núcleos ligeros (normalmente isótopos del hidrógeno) se acerquen lo suficiente entre sí para superar la propia repulsión electrostática y consigan unirse para dar lugar a un nuevo núcleo y energía. Para conseguir esto se necesitan temperaturas altísimas, de millones de grados. A esa temperatura los combustibles empleados estarán en un estado denominado plasma (cuarto estado de la materia), y de cara a conservar esas altas temperaturas es imprescindible que el plasma no choque con las paredes del reactor. La condición para que una reacción nuclear sea posible es que el número total de protones y neutrones sea el mismo en los reactivos y en los productos. En fusión las dos reacciones principales quedan reflejadas en la ecuación ( 2) y en la ecuación ( 3).
P á g i n a 53 | 74 𝐻 + 𝐻 ⬚ 3 → ⬚ 2𝑛 + 𝐻𝑒 + 17,6 𝑀𝑒𝑉 ⬚ 4 ( 2) Los reactivos de la ecuación ( 2) representada en la Figura 5-1 son el deuterio (2H) y el tritio (3H), siendo los productos, un núcleo de helio y un neutrón, llevando el 20 y el 80 por ciento de la energía liberada por la reacción de fusión (reacción exotérmica), respectivamente. En dicha figura se puede apreciar como el balance de neutrones y protones es neutro. Inicialmente dicha energía liberada está en forma de energía cinética; los núcleos de helio, al tener carga eléctrica, se ralentizan en el plasma. Bajan su temperatura hasta la del mismo plasma, principalmente al colisionar con los electrones del plasma y con los núcleos de tritio y deuterio. Como consecuencia de este choque de partículas, se transfiere calor al plasma, lo cual ayudará a mantener la temperatura del mismo. Casi la totalidad del helio se extrae del reactor, excepto cierta cantidad que será absorbida por los materiales que rodean al plasma, dañándolos. Los neutrones, al no tener carga eléctrica, no serán retenidos por el plasma, y viajarán libremente sin perder su energía inicial. La mayoría de dichos neutrones serán absorbidos por la envoltura generadora de tritio o, en inglés blanket, donde tendrá lugar la reacción con el litio, ver ecuación ( 3) que se representa en la Figura 5-2. Figura 5-1.- Reacción 1 de fusión [ 33] A diferencia del deuterio, el tritio es un isótopo radiactivo con una baja vida-media (12,3 años). Esto hace que sea casi imposible obtener núcleos de tritio en la superficie terrestre. Por tanto, se ha pensado en que la propia planta nuclear posea una regeneración de dicho isótopo. Se espera que la regeneración de tritio se pueda llevar a cabo mediante una segunda reacción nuclear que involucra a los neutrones que se obtienen de la ecuación ( 2) y al litio inmerso en el blanket que rodea al plasma, tal y como muestra la ecuación ( 3). El litio se encuentra en la naturaleza formando dos isótopos: 6Li y 7Li. El segundo de ellos es mucho más abundante que el primero, sin embargo, el 6Li absorbe mucho mejor los neutrones por lo que genera tritio con mayor efectividad. 𝑛 + 𝐿𝑖 → ⬚ 6𝐻 + ⬚ 3𝐻𝑒 + 4,8 𝑀𝑒𝑉 ⬚ 4 ( 3)
P á g i n a 54 | 74 Figura 5-2.- Reacción 2 de fusión [ 33] Existe una segunda vía para conseguir la energía de fusión. Esta se basa en la ecuación ( 4), también conocida como reacción protón-boro-once (proton-boron-eleven o p-11B). Los reactivos son un protón y un núcleo de boro-11, para obtener 3 núcleo de helio-4 y energía. Como se puede observar, en esta reacción de fusión no se obtienen neutrones, y por ello también se la conoce por el nombre de fusión aneutrónica [ 34]. 𝑝 + 𝐵 → 3 ∙ ⬚ 11 𝐻𝑒 + 8,7 𝑀𝑒𝑉 ⬚ 4 ( 4) Las principales ventajas de esta tecnología son las siguientes: • no es necesario el uso del tritio • al no producirse neutrones se evita el daño estructural de los diferentes materiales que los reciben y absorben. No obstante, se necesita aproximadamente diez veces más temperatura para mantener la fusión que con las reacciones D-T (deuterio-tritio) y el confinamiento del plasma no será magnético, sino inercial. En el siguiente apartado se explican las principales diferencias entre ambos tipos de confinamiento. Para que puedan llevarse a cabo las reacciones de fusión contrarrestándose las fuerzas repulsivas existentes entre sus átomos, es necesario que el combustible se encuentre ionizado. En un reactor de fusión se alcanzan temperaturas muy elevadas, a esas temperaturas los electrones se desprenden de los núcleos a los cuales pertenecen venciéndose dichas fuerzas de repulsión, ese estado al cual llega la materia se denomina plasma. El plasma es el denominado cuarto estado de la materia, junto a los sólidos, los líquidos y los gases. En la naturaleza es difícil encontrar materia en estado de plasma, un buen ejemplo es el Sol, cuyo núcleo alcanza temperaturas de hasta 15 millones de grados Celsius. En los reactores de fusión se deben alcanzar incluso temperaturas más altas. 5.2 Confinamiento magnético y Confinamiento inercial Para evitar que las partículas cargadas eléctricamente abandonen el plasma y acaben chocando con las paredes de la cámara de fusión del reactor, es necesario confinar ese plasma. Hoy en día
P á g i n a 55 | 74 se estudian dos métodos de confinamiento que se explicarán a continuación: confinamiento magnético e inercial. 5.2.1 Confinamiento magnético El confinamiento magnético es hoy en día la forma más investigada para confinar el plasma. La configuración de dicho confinamiento tiene forma de toroide, ver Figura 5-3. Figura 5-3.- Esquema con las trayectorias de los campos magnéticos poloidal y toroidal para el confinamiento del plasma Hay dos formas de crear un campo magnético tal que sea capaz de direccionar el plasma de una manera adecuada [ 35] • Creando un campo poloidal a partir de una corriente eléctrica toroidal. • Rotando la sección transversal poloidal de las superficies de flujo alrededor del toroide. Actualmente, en el mundo se están estudiando dos tipos distintos de configuraciones para este confinamiento: la configuración Tokamak y la configuración Stellarator [ 36]. La configuración Tokamak, basada en la creación de un campo magnético poloidal, fue inicialmente investigada por la Unión Soviética, mientras que la configuración Stellarator se desarrolló en EEUU, entre otros. Ambos direccionan el plasma mediante espiras externas no simétricas. A lo largo de la historia la configuración Tokamak ha logrado un mejor confinamiento y mayores temperaturas del plasma por lo que ha sido el diseño predominante durante este tiempo y es la razón por la cual ITER (planta piloto que demostrará la viabilidad de la fusión nuclear) tendrá este tipo de configuración. No obstante, la configuración Stellarator ha avanzado considerablemente con el Weldelstein 7-X fabricado en Alemania [ 37], proyecto internacional basado en un modelo avanzado de Stellarator, que maximiza la estabilidad macroscópica del plasma. Mientras que los Tokamak tienen un buen confinamiento del plasma evitando las colisiones de las partículas con las paredes, tener que generar una corriente toroidal los hace especialmente vulnerables a las inestabilidades que pueda tener la red eléctrica y les dificulta el estado estacionario del plasma, por esa razón es pulsado. Los Stellarator, por otro lado, sí son capaces de operar el plasma en estado estacionario. Como puede observarse en Figura 5-4, la configuración de un Tokamak se basa en dos tipos de espiras las cuales generan dos campos magnéticos diferentes: un campo magnético toroidal
P á g i n a 56 | 74 (trayectoria poloidal) y un campo magnético poloidal (trayectoria toroidal). La suma de ambos campos magnéticos dará como resultado un campo magnético “helicoidal” (en color amarillo, ver Figura 5-4), que será el encargado de direccionar el plasma de tal forma que no toque las paredes que lo rodean. Figura 5-4.- Configuración de un reactor Tokamak [ 38] En la Figura 5-5 se puede ver la configuración Stellarator que, pudiéndose apreciar que posee una configuración más compleja, en lo que se refiere al diseño de las espiras, ensamblaje y la correcta fabricación bajo tolerancia de todos sus componentes. Figura 5-5.- Configuración de un reactor Stellarator [ 39]
P á g i n a 57 | 74 5.2.2 Confinamiento inercial Aunque la fusión por confinamiento magnético es la que más repercusión tiene y en la que más inversiones se están realizando, también se están llevando a cabo diferentes investigaciones, principalmente en EEUU, basadas en la fusión por confinamiento inercial. Este tipo de confinamiento se basa en el uso de unos sistemas láser que calientan un pequeño cilindro (hohlraum) con unas dimensiones de aproximadamente 6 mm de diámetro y 11 mm de altura, el cual contiene en su interior una esfera con el combustible (D-T), ver Figura 5-6. Dicha esfera tiene un diámetro de unos pocos mm y se calienta mediante pequeños pulsos láser de unos nanosegundos pero que liberan una cantidad de energía de 1.8 MJ [ 40]. Figura 5-6.- Esquema de la fusión por confinamiento inercial [ 41] Inicialmente, ver Figura 5-6, la radiación láser calienta la superficie del cilindro generándose el plasma. Como consecuencia de este calentamiento, el plasma se expande lo que hace que el combustible se comprima, segunda imagen de la Figura 5-6. A continuación, la cápsula implosiona alcanzando unas temperaturas y densidades muy altas y, por último, en el cuarto paso tiene lugar la fusión nuclear. Se ha demostrado que la energía de fusión generada por la implosión láser de la cápsula de deuterio-tritio es dos veces la energía cinética de su implosión [ 40]. Aunque ahora mismo el factor que limita y que por tanto resta viabilidad a la eficiencia de la fusión por confinamiento inercial es la cierta asimetría que tiene lugar durante la implosión de la esfera de combustible detectada mediante simulaciones por ordenador [ 42]. Cuando se iniciaron estas investigaciones se usaba una tecnología para lanzar los pulsos láser denominada low foot, la cual lanzaba en primer lugar pulsos cortos de baja energía que tenían como objetivo calentar la cápsula para conseguir su implosión, pero sin calentar el combustible, para finalizar con un pulso de mayor energía para conseguir la ignición. En actualidad se usa la técnica high foot, técnica similar con el orden de los pulsos invertido. 5.3 Reactor de fusión nuclear DEMO Figura 5-7.- Evolución de los diferentes reactores de fusión nuclear
P á g i n a 64 | 74 6 .- Conclusiones
P á g i n a 65 | 74 Tras el análisis de los avances que se están llevando a cabo en la energía nuclear, se puede llegar a la conclusión de que es muy probable que en ella exista una solución para poder resolver los problemas de emisiones junto con la demanda energética ascendente. En gran parte por el hecho de haber tantos países e instituciones, tanto públicas como privadas, invirtiendo tanto tiempo y dinero en proyectos de investigación y desarrollo para la energía nuclear. La información recopilada en el presente trabajo permite llegar a las siguientes conclusiones: En primer lugar, los avances tecnológicos implementados en las últimas décadas han traído consigo una notable mejora de la seguridad y de la eficiencia en la generación de la energía nuclear. Catástrofes como la sucedida en Chernóbil o más recientemente en Fukushima se consideran altamente improbables con el uso de las últimas generaciones de reactores nucleares, ya que la seguridad ha sido una de las principales prioridades del GIF en el diseño de los nuevos reactores. Gracias al desarrollo de los nuevos combustibles y refrigerantes primarios empleados en estos reactores, los sistemas de seguridad pasivos han avanzado notablemente, llegando a eliminar en algunos casos la necesidad de algunos sistemas de seguridad activos. Uno de los grandes problemas de la energía nuclear ha sido siempre la dificultad para encontrar emplazamientos adecuados para la instalación de una central nuclear convencional. No obstante, en la actualidad existen pequeños reactores nucleares, denominados SMR, capaces de suministrar potencias de hasta 300 MW por unidad, que pueden ser instalados en localizaciones en las que no es posible construir una central nuclear convencional, o incluso ser transportados en camiones para poder utilizarlos en situaciones concretas. A pesar de que la cuarta generación de reactores se presente como una opción esperanzadora, actualmente China es el único país que posee un reactor de Generación IV realmente avanzado. Se trata de un reactor de lecho de bolas de muy alta temperatura refrigerado por gas, el HTRPM (High Temperature Reactor Pebble-bed Modules) que entro en operación a finales de 2023. Su estructura se basa en un reactor modular pequeño, situado en la central de Shidao Bay, diseñado para optimizar la eficiencia energética y para ir aumentando poco a poco la capacidad de las redes eléctricas en China. Desde el punto de vista de la generación de residuos nucleares el empleo de sistemas de ciclo cerrado de combustible permite que los únicos residuos que se trasladen al almacenamiento final en este proceso sean los fragmentos de fisión y las perdidas en los procesos de reprocesado y fabricación, llegando así a un factor de reducción de residuos de más de 1000 en masa en comparación con las centrales nucleares convencionales, sin reprocesado. Aunque el almacenamiento geológico profundo sea la solución internacionalmente aceptada para la gestión segura a largo plazo del combustible gastado y de los residuos radiactivos, gracias a una larga investigación de más de 30 años de experiencia, en el momento actual no solo sirve con el conocimiento científico y técnico, sino que se requiere del apoyo político y social para poder continuar con el desarrollo del AGP puesto que es difícil de creer que enterrar los residuos para siempre sea la solución idónea. La energía nuclear de fusión se plantea como una de las grandes alternativas para la generación de energía nuclear limpia y sin residuos. El proyecto más ambicioso para explorar la energía nuclear de fusión es el ITER, proyecto compuesto por siete socios (Unión Europea, Japón, India, Rusia, EEUU, China y Corea del Sur), que se encuentra en construcción en Cadarache, Francia. De él depende principalmente el futuro de la fusión nuclear por confinamiento magnético, ya que a pesar de no ser un reactor que proporcione energía a la red de consumo eléctrica se espera que alcance un balance energético positivo, o al menos ayude a conseguirlo. Tras el análisis realizado en el presente trabajo de fin de grado es posible llegar a la conclusión de que la energía nuclear es una alternativa para hacer frente al reto de la demanda creciente de energía de una forma limpia y segura. Los sistemas de seguridad de los nuevos diseños de
P á g i n a 66 | 74 reactores no tienen nada que ver con los reactores de hoy en día, y mucho menos con los de reactores que dieron lugar a catástrofes como el de Chernóbil. El avance con los residuos y su reciclado hace que podamos confiar en la energía nuclear y su desarrollo sin miedo a que estos puedan ser un gran problema en el futuro.
P á g i n a 67 | 74 7 .- Metodología seguida en el desarrollo del trabajo
P á g i n a 68 | 74 El presente trabajo de fin de grado se ha desarrollado realizando una revisión bibliográfica para identificar y comprender cada una de las tecnologías presentes en el trabajo para la generación de energía nuclear de forma sostenible, abordando los reactores de cuarta generación, las estrategias de gestión de residuos y la fusión nuclear. Cada una de las fases metodológicas se ha desarrollado mediante una evaluación de la información aportada en la bibliografía en la que se incluyen resultados experimentales, estudios e ideas innovadoras. La recopilación de información se basa en fuentes oficiales y de alta fiabilidad, asegurando la relevancia de la información utilizada. 7.1 Diagrama de Gantt Un diagrama de Gantt es una herramienta utilizada para la planificación y gestión de proyectos que ayuda a visualizar las tareas de una forma esquemática. En él se ilustra un cronograma del proyecto para dar seguimiento a cada una de las tareas, incluyendo el orden de ejecución de estas, así como el tiempo estimado para la dedicación de cada una de ellas. En el siguiente diagrama de Gantt de la Tabla 7-1 se muestran las semanas en las que se ha realizado el trabajo y sus horas correspondientes asociadas a cada apartado del trabajo. Mediante el diagrama se pueden apreciar las fechas de inicio y finalización del trabajo, así como la duración estimada en cada tarea, posibilitando una planificación del trabajo. Tabla 7-1.- Diagrama de Gantt del trabajo TAREAS S1 S2 S3 S4 S1 S2 S3 S4 S1 S2 S3 S4 Nº DE HORAS 1. Resumen 1 h 3. Introducción 6 h 3.1 Escenario energético a nivel mundial 2 h 3.2 El desarrollo sostenible en la energía nuclear 2 h 3.3 Objetivos del trabajo 1 h 3.4 Objetivos de Desarrollo Sostenible 1 h 4. Fundamentos de la Energía Nuclear 4 h 4.1 Introducción 1 h 4.2 Fisión nuclear 3 h 4.3 Fusión nuclear 1 h 5. Reactores de Nueva Generación 50 h 5.1 Generación I 2 h 5.2 Generación II 2 h 5.3 Generación III 2 h 5.4 Generación III+ 2 h 5.5 Generación IV 45 h 5.5.1 Introducción 2 h 5.5.2 Reactores rápidos 6 h 5.5.3 Ciclo cerrado de combustible 6 h 5.5.4 La aparición de los SMR (Small Modular Reactor) 6 h 5.5.5 Diseños de reactores de nueva generación 25 h 6. Tratamiento de Residuos Radiactivos 10 h 6.1 Nuevas tecnologías para los residuos nucleares 8 h 6.1.1 Almacenamiento geológico profundo 4 h 6.1.2 Acelerador lineal superconductor (ADS) 4 h 7. Fusión nuclear 21 h 7.1 Reacciones nucleares 2 h 7.2 Confinamiento magnético y confinamiento inercial 2 h 7.2.1 Confinamiento magnético 1 h 7.2.2 Confinamiento inercial 1 h 7.3 Reactor de fusión nuclear DEMO 6 h 7.3.1 Configuración del DEMO 6 h 7.4 Fusión en el Laboratorio Nacional Lawrence Livermore 3 h 9. Conclusiones 2 h MAYO JUNIO JULIO
P á g i n a 69 | 74 8 .- Presupuesto
P á g i n a 70 | 74 En el presente apartado se realizará un pequeño análisis del presupuesto implicado en el trabajo. Los costes se dividen en tres grupos: • Horas internas: es el coste asociado al tiempo empleado en la realización del trabajo. El proyecto a sido realizado invirtiendo 150 horas por un alumno de ingeniería en tecnología industrial con la supervisión de un total de 30 horas de una ingeniera técnica. • Amortizaciones: es el coste como resultado de la pérdida de valor de activos fijos debido a su uso. En este caso entran el uso de un ordenador y su deterioro por el uso, así como las licencias de Microsoft Word y Microsoft Excel utilizadas para el trabajo. • Gastos: aquí entran los gastos relacionados con el transporte que ha sido necesario para las reuniones relacionadas con el trabajo, un bono de autobús para el desplazamiento hasta la universidad. El resultado total del presupuesto se realizará mediante la suma de los gastos que se incluyen en los tres grupos descritos. Estos gastos se desglosan en la Tabla 8-1 en la cual se muestran tanto los costes directos como los indirectos. Tabla 8-1.- Presupuesto del trabajo de fin de grado Los gastos indirectos son gastos que no se relacionan directamente con la elaboración del trabajo pero que son consecuencia de este. Son por ejemplo la electricidad o las licencias de Office. Estos costes indirectos se muestran en la Tabla 8-2. Tabla 8-2.- Presupuesto de los costes indirectos COSTE HORARIO NUMERO DE HORAS COSTE TOTAL HORAS INTERNAS 5.250 € Estudiante Ingeniería 25 € 150 h 3.750 € Ingeniera Técnica 50 € 30 h 1.500 € AMORTIZACIONES 108 € Ordenador 0,60 € 180 h 108 € GASTOS 105 € Bono Transporte 105 € SUBTOTAL 5.463 € COSTES INDIRECTOS 150 € TOTAL 5.613 € COSTE COSTES INDIRECTOS 150 € ORDENADOR 70 € Licencia Office 70 € ELECTRICIDAD 45 € PERSONAL TÉCNICO 35 €
P á g i n a 71 | 74 9 .- Bibliografía
P á g i n a 72 | 74 [ 1] Emisiones de CO2 de las distintas fuentes energéticas en 2015 https://worldnuclear.org/information-library/energy-and-the-environment/carbon-dioxide-emissions-fromelectricity [ 2] Comparación plantas de combustibles fósiles con vehículos https://19january2021snapshot.epa.gov/greenvehicles/greenhouse-gas-emissions-typicalpassenger-vehicle_.html [ 3] “International Energy Agency, Electricity Information 2018 (July 2018).” [ 4] “International Energy Agency, World Energy Outlook 2018 (November 2018).” [ 5] Producción de electricidad global con restricciones y sin restricciones de emisiones https://acee.princeton.edu/wp-content/uploads/2016/05/ACEE-Fusion-Distillate.pdf [ 6] Emisiones de CO2 evitadas https://www.foronuclear.org/descubre-la-energianuclear/preguntas-y-respuestas/sobre-energia-nuclear-y-medio-ambiente/la-energia-nucleary-el-cambio-climatico/ [ 7] Reacción de fisión del Uranio 235 http://hyperphysics.phyastr.gsu.edu/hbasees/NucEne/U235cs.html#:~:text=La%20fisi%C3%B3n%20nuclear%20del%20 uranio,de%20Einstein%20E%20%3D%20mc2. [ 8] Obtención del combustible nuclear a partir de Uranio 238 https://www.foronuclear.org/actualidad/a-fondo/etapas-para-la-obtencion-del-combustiblenuclear-a-partir-del-uranio/ [ 9] Mathew Fisher – Noviembre 2017 (BN-800) https://www.iaea.org/sites/default/files/5841819es.pdf [ 10] Generaciones de reactores nucleares https://www.foronuclear.org/recursos/infografias/generaciones-de-reactores-nucleares/ [ 11] Historia de la evolución técnica de los reactores PWR – Pablo Fernández Arias, Ana Cuevas, Diego Vergara https://gredos.usal.es/bitstream/handle/10366/132371/Historia_de_la_evolucion_tecnica_de _los_.pdf?sequence=1&isAllowed=y#:~:text=El%20primer%20reactor%20nuclear%20del,el%20 patrocinio%20del%20Proyecto%20Manhattan. [ 12] Reactor CANDU https://energyeducation.ca/Enciclopedia_de_Energia/index.php/Reactor_CANDU [ 13] Reactor ABWR https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/073/36073987.pdf [ 14] Reactor EPR https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/36/073/36073988.pdf [ 15] Temperatura neutrónica http://www2.fisica.unlp.edu.ar/materias/Nucleo/2014/Teoria/ENR_C17_2014_neutrones.pdf [ 16] Reproceso de combustible https://ncsp.llnl.gov/sites/ncsp/files/2021-05/Module10.pdf [ 17] Conversión de 238U a 239Pu https://energyeducation.ca/Enciclopedia_de_Energia/index.php/Uranio [ 18] Reactores SMR https://www.iaea.org/es/newscenter/news/que-son-los-reactoresmodulares-pequenos-smr [ 19] Reactor GFR https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_42148/gas-cooled-fast-reactor-gfr [ 20] Reactor LFR https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9358/lfr
P á g i n a 73 | 74 [ 21] Reactor MSR https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9359/msr [ 22] Reactor SCWR https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9360/scwr [ 23] Reactor VHTR https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_9362/vhtr [ 24] Reactor Chino HTR-PM https://www.revistanuclear.es/divulgacion/reactores-htr/ [ 25] Proyecto ALLEGRO https://allegroreactor.cz/ [ 26] Almacenamiento geológico profundo (AGP) https://www.csn.es/almacenamientogeologico-profundo [ 27] Almacenamiento geológico profundo en Finlandia https://www.csn.es/-/el-csn-visita-lasinstalaciones-del-almacen-geologico-profundo-agp-de-onkalo-en-finlandia [ 28] Almacenamiento geológico profundo en Suecia https://skb.com/future-projects/thespent-fuel-repository/ [ 29] Acelerador lineal superconductor de la Academia de Ciencias de China https://www.cas.cn/jh/202201/t20220111_4821658.shtml [ 30] Eurofusion, “European Research Roadmap to the Realisation of Fusion Energy,” 2018. https://euro-fusion.org/wpcontent/uploads/2022/10/2018_Research_roadmap_long_version_01.pdf [ 31] ITER, “Introducción al iter.” https://iessabinofernandezcampo.org/WebFQ/Iter.pdf [ 32] World Nuclear Association, “Nuclear Power Reactors.” 2018. [ 33] Reacción de fusión. https://energia-nuclear.net/que-es-la-energia-nuclear/fusion-nuclear. [ 34] Alternativa de reacción aneutrónica para evitar el uso de tritio. https://ntrs.nasa.gov/api/citations/20120003723/downloads/20120003723.pdf [ 35] IAEA. Fusión por confinamiento magnético con tokamaks y estelarators https://www.iaea.org/es/energia-de-fusion/fusion-por-confinamiento-magnetico-contokamaks-y-estelarators [ 36] “A general comparison between tokamak and stellarator plasmas,” https://www.sciencedirect.com/science/article/pii/S2468080X16300322 [ 37] Stellarator Wendelstein 7-X https://www.agenciasinc.es/Noticias/Nuevo-avance-destellarator-frente-a-tokamak-en-la-carrera-por-la-fusion-nuclear [ 38] “Tokamak reactor.” https://blogthinkbig.com/alemania-quiere-cambiar-para-siempre-laforma-en-que-consumimos-energia [ 39] “Reactor Wendelstein 7-X.” https://ecoinventos.com/reactor-de-fusion-7-x-dewendelstein/ [ 40] “Giant lasers pass new milestone towards fusion energy.” https://physicsworld.com/a/giant-lasers-pass-new-milestone-towards-fusion-energy/ [ 41] “Confinamiento Inercial” https://francisthemulenews.wordpress.com/2011/04/27/hiperla-fusion-nuclear-por-confinamiento-inercial-en-europa/ [ 42] Experimentos de implosión low foot y high foot en el NIF (National Ignition Facility) https://iopscience.iop.org/article/10.1088/1742-6596/717/1/012011 [ 43] https://www.media.enea.it/en/press-releases-and-news/years-archive/year-2022/energythe-design-of-the-first-fusion-power-plant-up-to-500-mw-is-under-way.html