Por Gustavo Barbarán. En U-238 Septiembre 13
Aunque las centrales de uranio enriquecido han sido, por sus características técnicas, económicamente más viables, las cuestiones políticas y de correlación de fuerzas entre países han influenciado en las decisiones tecnológicas y de desarrollo del sector nuclear nacional. Sin embargo, en este momento histórico —con el fin del mundo bipolar y con la Argentina como referente en el uso pacífico de la energía nuclear— se vislumbran en el país las condiciones políticas, económicas y técnicas que permitirán construir el primer reactor nuclear de uranio enriquecido.
Una central nuclear convencional (porque las hay que no lo son tanto) es una máquina diseñada para producir electricidad a través una turbina de vapor, que se genera por calentamiento de agua a partir del calor generado por la fisión nuclear. Ese proceso de partir un átomo genera 20 millones de veces más energía que la quema de una molécula de metano. Esta concentración tan fabulosa de energía es lo que hace a la energía nuclear tan interesante, pero se usa básicamente para calentar agua en un gran tacho llamado “recipiente de presión”.
A priori, sin establecer diferencias entre las diferentes tecnologías, el proceso habitual a través del cual se genera calor en una central nuclear es la fisión del Uranio 235 (U-235) que contiene mediante una reacción en cadena controlada. La fisión genera neutrones que, a una determinada velocidad, impactarán con otros núcleos de U-235 que se volverán inestables y fisionarán, entregando una cantidad considerable de energía, algunos productos de fisión y otros neutrones que son los que continuarán la reacción en cadena.
Aparte de fisionar con átomos de U-235, los neutrones producidos pueden ser absorbidos por otros materiales (por ejemplo por el Uranio 238, o en el agua del refrigerante) o fugarse del núcleo. Por lo tanto, la producción de neutrones dentro del reactor debe ser tal que se mantenga en el tiempo, teniendo en cuenta estas fugas, de forma que por cada neutrón que haga fisionar a un átomo de U-235, quede exactamente otro neutrón dispuesto a fisionar con otro átomo de U-235. A esto se le llama balance neutrónico y es la base del funcionamiento de un reactor nuclear, al ser una reacción nuclear en cadena auto sostenida.
La fuga y absorción de los neutrones presentes en esa reacción dependen en parte de la geometría (tamaño y forma) y de los materiales (los elementos combustibles, el fluido refrigerante y el moderador de neutrones) que conforman al núcleo del reactor. Por una cuestión de simplicidad ingenieril, la forma generalmente es cilíndrica (o casi) y consta de un arreglo de elementos combustibles insertados en canales por donde pasa el refrigerante, todo eso en un recipiente donde se encuentra también el moderador. La combinación de distintos tipos de elementos combustibles, refrigerantes y moderadores da lugar a los distintos tipos de centrales.
Aquí solamente se realizará una comparación entre las centrales que utilizan uranio natural de combustible y están refrigeradas y moderadas con agua pesada (tipo PHWR) y aquellas que utilizan uranio enriquecido como combustible y agua liviana como moderador y refrigerante (PWR).
El uranio natural contiene solamente el 0,72% de U-235, siendo lo restante casi enteramente U-238. Como solamente el U-235 es el que fisiona, para juntar la masa crítica para sostener la reacción en cadena se deben hacer núcleos muy grandes con refrigerantes y moderadores especiales que no absorban ni dejen escapar muchos neutrones.
Por esta razón, las centrales que utilizan uranio natural como combustible usan agua pesada como moderador y refrigerante, la cual está compuesta por un átomo de oxígeno y dos átomos de deuterio. El núcleo de este isótopo del hidrógeno posee un protón y un neutrón, por lo que es el doble de pesado que el átomo de hidrógeno común. La presencia de ese neutrón adicional hace que esos átomos de hidrógeno sean mucho menos propensos a absorber los neutrones que mantienen la reacción en cadena.
Si de alguna manera se logra elevar la proporción de U-235 en el núcleo, la mayor proporción de este elemento provocará, como consecuencia, mayor cantidad de neutrones, por lo que el moderador puede ser agua común o liviana en contraposición al agua pesada. Al enriquecer el uranio se logran núcleos más chicos, los cuales pueden ser refrigerados/moderados con agua liviana, con la simplificación que eso trae. Al ser requeridos núcleos más chicos, a iguales condiciones de operación (presión y temperatura básicamente), el recipiente de presión será más pequeño, tanto en diámetro como en espesor de paredes. Esto implica una reducción muy grande en el costo del mismo.
Esta diferencia se puede ver en el tamaño de los recipientes de presión. Mientras que el recipiente de presión de Atucha II (con una potencia térmica de 2175 MW) tiene ocho metros y medio de ancho por catorce de alto y pesa 970 toneladas, el recipiente de presión de un EPR (European Pressurized Reactor, con una potencia térmica de más del doble —4500 MW—) posee un recipiente de cinco metros y medio de ancho por casi trece de alto, con un peso de 526 toneladas. El doble de potencia, con un equipo considerablemente más chico.
Las centrales CANDU son un caso aparte. Para evitar la fabricación de recipientes tan grandes, se desarrolló un sistema de tubos de presión. En estas centrales, el sistema primario en lugar de tener un recipiente de presión, mantiene a los combustibles dentro de tubos de presión, que al tener el diámetro de poco más que un elemento combustible, pueden fabricarse con equipos metalúrgicos de menor tamaño. La central nuclear Embalse contiene 380 de estos canales, los cuales serán reemplazados totalmente durante el proceso de extensión de vida. En las centrales CANDU, el moderador se encuentra en un recipiente especial llamado calandria, atravesado por los tubos de presión. Por supuesto, hay otras cuestiones que también definen la tecnología de un reactor, pero si nos centramos en la cuestión del combustible y en el refrigerante/moderador, básicamente el tema se reduce a una definición acerca de cuál es el material a enriquecer, si el uranio o el agua.
Incrementar la proporción de U-235 en el núcleo permite extraer más energía por cada elemento combustible ingresado. La energía extraída de cada elemento combustible se llama “quemado”, término utilizado por analogía de la quema de combustibles fósiles, aunque en las centrales nucleares no hay combustión, sino fisión del U-235. La unidad de medida del quemado es GWdía/tU, energía entregada (GWdía) por masa de uranio en el reactor (tU), una medida clara de cuánto se aprovecha del combustible ingresado. Un quemado típico en un combustible PWR es del orden de los 40 GWdía/tU, mientras que en un PHWR está en 8 GWdía/tU. La relación es clara: a mayor enriquecimiento de uranio, se necesitan menos toneladas para entregar una cantidad de energía.
Esta relación se observa claramente en el caso de Atucha I, donde a mediados de los ’90 se cambió el grado de enriquecimiento de los combustibles, pasando de natural a levemente enriquecido (ULE, al 0,85% en U-235). Las consecuencias directas fueron que el quemado promedio pasó de 6 a 10,5 GWdía/tU, con ahorros de más del 15% en el costo de los combustibles.
Los elementos combustibles están sometidos a altas temperaturas, un ambiente corrosivo e intensas radiaciones, por lo que se deben desarrollar de manera tal que su integridad esté asegurada. La relación entre el quemado y lo que debe resistir un elemento combustible es directa, a mayores quemados, mayores serán los requerimientos de resistencia. Es por eso que los elementos combustibles del tipo PWR utilizan aleaciones de circonio de mejor performance para estos requerimientos. Por otro lado, intuitivamente se puede suponer que la potencia entregada por un combustible nuclear en el núcleo estará en relación con el contenido de U-235. Un elemento combustible nuevo contiene un 4% en U-235, mientras que al final de su ciclo contiene 0,9-1%. Para que no existan grandes picos de potencia, a los combustibles se les agregan los “venenos” neutrónicos, que no son otra cosa que elementos que tienen gran capacidad de absorción de neutrones; Estos venenos permiten equiparar las potencias a lo largo del ciclo de operación del reactor.
Además de la cuestión económica en la eficiencia del recurso, hay una reducción en la cantidad de combustibles que se utilizan, lo que redunda luego en menos residuos que tratar. La relación es la siguiente (en términos aproximados); si en un PHWR ingresan 100 tU como combustible, en un PWR de potencia equivalente ingresarían unas 20 tU. Claro está que no contienen la misma proporción de U-235, ni que a la salida los combustibles gastados tienen las mismas proporciones de productos de fisión. Pero de entrada, se reduce por 5 la cantidad de combustibles gastados que se deben guardar, almacenar o reutilizar, como bien se puede hacer.
Un tema que es relevante en el mundo es la cuestión de la no proliferación. Es un issue político donde los países centrales presionan para mantener su hegemonía, y en ese sentido pueden utilizar cualquier argumento para conseguir sus fines, con el claro ejemplo del desarrollo nuclear Argentino en los ‘60 y ‘70 que fue promocionado desde los centros de poder, como la búsqueda de la bomba atómica, algo totalmente desmentido por los hechos. Por eso no se puede despreciar, ya que condiciona cualquier intento de desarrollo autónomo que se proyecte.
En el caso de las centrales de uranio natural, las cuestiones de no proliferación se centraron en la supuesta falla en la seguridad debido a la recarga continua de los elementos combustibles. Esto significa que permanentemente entran combustibles frescos, y salen combustibles gastados. Desviando estos últimos de manera oculta, y sacando el plutonio contenido en ellos fue como India consiguió su dispositivo nuclear que hizo estallar en 1974 y complicó todo el proceso de negociación por Embalse con Canadá. Para demostrar al mundo que Argentina sólo tiene intenciones pacíficas en el uso de los combustibles, siempre mantuvo bajo vigilancia a los elementos combustibles gastados, y en una manifiesta política pacífica, desde 1992 forma parte con Brasil de la ABACC, que es un ejemplo de pares que colaboran de manera transparente por los usos pacíficos de la energía nuclear.
En cambio, las centrales tipo PWR mantienen un menor inventario de combustibles gastados y realizan el recambio de combustibles en forma completa. Esto tiene ventajas también para los preocupados por la “noproliferación” (que casualmente son los proliferantes), debido a que el control que se realiza es puntual y la cantidad de combustibles es menor. Sin embargo, un punto no menor en estas cuestiones es el tema del enriquecimiento.
Esta tecnología, utilizada para obtener las proporciones de U-235 que requieren los combustibles, está vista como altamente proliferante por los países avanzados, por lo que su desarrollo requiere mucha cautela y transparencia para que no aparezcan presiones.
Históricamente hubo más trabas políticas y tecnológicas para enriquecer uranio que agua pesada. Esa fue una de las razones por las que, en 1965, Argentina definió que la línea de centrales nucleares para desarrollar su plan nuclear serían las de uranio natural y agua pesada.
Aun así, en el estudio de preinversión de la central Atucha I, se establecía que la central más económica era la de uranio enriquecido y agua liviana. Pero claro, la economía está supeditada a la política (aunque algunos nos quieran hacer creer que no es cierto) y en aquel momento en Argentina el camino del uranio natural era más sencillo.
Pasaron casi cincuenta años de aquella decisión pragmática que consideró, antes que nada, el interés nacional por el desarrollo y la calidad de la industria. Fue una decisión inteligente que sentó las bases de este presente que renace con fuerzas y tiene en vista un futuro venturoso con los anuncios sobre la cuarta y la quinta central.
Dicho anuncio da a entender que la cuarta sería del tipo PHWR, mientras que la quinta podría ser del tipo PWR, es decir, con uranio enriquecido. Y surge la pregunta obligada por las razones que llevan a estos cambios.
Uno de los factores principales es el contexto geopolítico. Ya no existe el mundo bipolar de la segunda mitad del siglo XX. Donde antes había un monopolio en la provisión de uranio enriquecido ahora existen por lo menos tres proveedores. Por otro lado, los compromisos asumidos por Argentina y la verificación mundial de que es un país (y una región) líder en los usos exclusivamente pacíficos de la energía nuclear permiten que se puedan desarrollar proyectos propios sin presiones externas; Dicho de otra forma, Argentina no es Corea del Norte, por más que algunos pretendan convencernos de que nos caímos del mundo.
Esta transición también viene apoyada por el propio desarrollo de Argentina, el rector CAREM. Esta central nuclear, de baja potencia, es uno de los proyectos más avanzados que tiene el país, utiliza como combustible uranio enriquecido y es un PWH evolucionado. Al margen de la quinta central, esperamos que con este reactor se de paso a una flota de diseño e industria nacional.
Finalmente, en un parque nuclear diversificado puede hacerse un mejor uso de los recursos, a través de la reutilización de combustibles. La cantidad de U-235 que contiene un combustible gastado del tipo PWR es del orden del uranio natural, lo que, con la debida tecnología, posibilitaría el reciclado de los combustibles, reduciendo aún más el consumo del recurso y la cantidad de residuos.
Aun cambiando la línea histórica de los reactores, lo que no debe cambiar son las premisas que guiaron esos planes: maximizar la participación de la industria local y fabricación de los elementos combustibles en el país. Porque se trata no solamente de generar energía, sino tecnología y trabajo para el desarrollo argentino.
Algunas definiciones
Los elementos combustibles están constituidos por material combustible nuclear, generalmente pastillas cerámicas de dióxido de uranio —UO2—. Este se encuentra contenido en “racimos“ de vainas de Zircaloy-4, una aleación de circonio. Las vainas aíslan el combustible nuclear del medio exterior y le dan integridad estructural.
El moderador es un material que se coloca dentro del núcleo con el objetivo de reducir o moderar la velocidad de los neutrones hasta un nivel de energía más conveniente, de manera que sea mayor la probabilidad de que se produzca la fisión nuclear. Los más comunes son agua liviana (H2O), agua pesada (D2O) y grafito.
El refrigerante es el fluido (líquido o gaseoso) que extrae el calor generado en los elementos combustibles, pudiendo o no actuar también como moderador. Los más usados son agua liviana, pesada y dióxido de carbono.
