La energía liberada en las reacciones de fisión nuclear se aprovecha en la generación eléctrica.
La fisión completa de 1 gramo de uranio 235 entrega una cantidad de energía tal que, si pudiese ser convertida totalmente en electricidad, mantendría encendidas durante 1 hora a 300000 lámparas de 75 watt cada una. Esta energía proviene de la desaparición de 0,9 miligramos de materia.
La producción de energía eléctrica en una central nuclear se realiza en forma similar a la de las centrales térmicas convencionales, calentando agua y transformándola en vapor.
Se diferencian en que la fuente de calor es un reactor nuclear en lugar del quemador de una caldera.
El reactor es una instalación en donde se producen reacciones en forma de calor se emplea para producir vapor, que mueve a la turbina acoplada al generador de electricidad de la misma forma que la rueda de la bicicleta mueve la dínamo que alimenta eléctricamente el farol.
Su puesta en marcha es de 5 a 7 días y su regulación es muy lenta a partir del
50% de su potencia nominal. Estas centrales se ocupan del consumo de base.
Existe gran variedad de sistemas de control modeladores y refrigeradores, pero en cuanto al combustible se divide en dos, uno es el uranio enriquecido, en el que puede utilizarse agua común para su refrigeración, por lo tanto se puede producir vapor en forma directa para el accionar de las turbinas.
El segundo combustible es el uranio natural en el que debe utilizarse agua pesada para su refrigeración y moderación de la emisión de los neutrones. Se establece un circuito intermedio que calienta agua común para el vapor que acciona las turbinas.
Existe una gran variedad de reactores nucleares. Algunos emplean como combustible nuclear uranio natural y otros uranio enriquecido.
Como existe riesgo de emisiones radioactivas; el conjunto, reactor, bombas de refrigeración, generadores de vapor, equipos de control y seguridad, deben estar contenidos en un edificio esférico o cilíndrico de hormigón armado y acero a prueba de presiones.
La composición del uranio es la siguiente,
- uranio 234....... 0,005%
- uranio 235....... 0,720%
- uranio 238...... 99,275%
El uranio 235 se fisiona fácilmente con neutrones térmicos, cuyas velocidades son del orden de los 2000 millones de metros por segundo.
El uranio 238 prácticamente no se fisiona con neutrones térmicos y sí lo hace con los neutrones rápidos, aunque con un rendimiento muy bajo.
En la mayor parte de los reactores nucleares, las reacciones de fisión son producidas por neutrones térmicos. Los neutrones producidos en la fisión son rápidos y para transformarlos en térmicos se los hace chocar contra núcleos de átomos de hidrógeno 1, hidrógeno 2 o carbono, presente en el agua ordinaria, agua pesada o grafito.
A las sustancias que se emplean para transformar a los neutrones rápidos en térmicos se los denomina moderadores.
El agua común es un excelente moderador, ya que los núcleos de los átomos del hidrógeno 1 que contiene, son los que poseen mayor eficiencia para reducir la velocidad de los neutrones térmicos. El inconveniente del agua como moderador se origina en la facilidad con que el núcleo del átomo de hidrógeno 1 captura a un neutrón térmico y se transforma en hidrógeno 2, con emisión de radiación gamma.
Un espesor de 1 metro de agua absorbe prácticamente el 50% de los neutrones térmicos incidentes.
Si se emplea como combustible nuclear uranio natural, que posee un bajo contenido de uranio 235, y como moderador agua común, la cantidad de neutrones disponibles para producir fisiones se ve reducida porque son absorbidos por los núcleos de los átomos de hidrógeno 1 y por los de uranio 238. El uranio 238 se transforma en neptunio 239, el cuál por emisión de una radiación beta negativa se convierte en plutonio 239.
Por esta razón el agua común no es adecuada como moderador en los reactores nucleares que utilizan uranio natural como combustible. En este tipo de reactores se emplea como moderador agua pesada. La molécula de agua pesada contiene un átomo de oxígeno y dos átomos de hidrógeno 2. El hidrógeno 2 contenido en el agua pesada prácticamente no absorbe neutrones térmicos.
Existen reactores, denominados reproductores, que están destinados a producir plutonio a partir del uranio 238, que luego es empleado como combustible en reactores de centrales nucleares.
Sometiendo al uranio natural a una serie de tratamientos, al conjunto de los cuales se denomina enriquecimiento, se logra aumentar el porcentaje de uranio 235. El uranio así obtenido se denomina enriquecido.
El uranio enriquecido que se emplea en los reactores nucleares de potencia (las que poseen las centrales nucleoeléctricas) contiene entre un 2 y un 4% de uranio 235.
El ciclo del combustible nuclear
En la generación nucleoeléctrica, el ciclo del combustible es un conjunto de etapas que comienza con la exploración y extracción de los minerales de uranio.
Los fragmentos de rocas que contienen los minerales de uranio, se lo somete a molienda. Luego son tratados con ciertos reactivos químicos con el fin de disolver la mayor parte de ese elemento. A este proceso se lo denomina lixiviación.
Como resultado del mismo se obtiene una solución y un residuo sólido. La solución contiene disuelta en su mayor parte uranio, junto con otras impurezas, muchas de las cuales son producto de su decaimiento. Con el fin de separar al uranio de sus impurezas, se somete la solución a una serie de tratamientos que incluye la extracción con disolventes específicos del uranio y con resinas de intercambio iónico.
El producto final es una solución que contiene uranio con un bajo contenido de impurezas. A ésta solución se la trata en caliente con amoníaco y el uranio se separa en forma de diuranato de amonio, que es un sólido amarillo, poco soluble en agua.
Para fabricar el combustible nuclear que contiene uranio natural se somete al diuranato de amonio a una serie de tratamientos que dan como producto dióxido de uranio libre de elementos que poseen gran capacidad de absorción de neutrones. Se dice que este producto es de calidad nuclear. Estos elementos, aún en pequeñas proporciones, disminuye el número de neutrones disponibles en un reactor para producir fisiones nucleares.
El dióxido de uranio natural ingresa luego a la fábrica de elementos combustibles en forma de polvo. Por compactación en una prensa se obtiene en forma de pastillas, que luego son sometidas a un tratamiento térmico en un horno a unos 1750 grados Celcius en una atmósfera de hidrógeno.
Después del tratamiento las pastillas son pulidas y finalmente introducidas en vainas construidas en una solución (elemento químico que absorbe muy poco a los neutrones). La vaina recibe el nombre de elemento combustible, los cuales se agrupan en manojos y se los remiten a las centrales nucleares. Cada manojo de elemento combustible permanece un cierto tiempo en el reactor, después es reemplazado por otro nuevo.
Gestión de residuos radiactivos
Los productos de fisión provenientes del reprocesamiento de los elementos combustibles se gestionan como residuos radiactivos de alta actividad. Uno de los procedimientos que se emplea para tal fin es la vitrificación. En la misma se incorporan a los productos de fisión, en forma de óxidos, a una matriz formada por un vidrio del tipo borosilicato. El vidrio borosilicato, que lleva incluido los productos de fisión, posee una elevada resistencia al ataque del agua o lixiviación. Esta característica garantiza el aislamiento de los radionucleidos por tiempos muy prolongados.
Los residuos radiactivos se clasifican teniendo en cuenta a sus actividades y a los períodos de semidesintegración de los nucleidos que contienen.
De acuerdo con esto se dividen en residuos de baja, media y alta actividad y también de períodos de semidesintegración corto y largo.
El acondicionamiento de los residuos radiactivos es el conjunto de tratamientos a que se los somete antes de ser dispuestos en un repositorio. Incluye compactación o incineración si se trata de un residuo sólido, concentración por evaporación o precipitación de los residuos líquidos, etc. y finalmente inmovilización en una matriz sólida formada por asfalto, cemento o de vidrio.
En el año 1964 la comisión nacional de energía atómica inició el estudio de factibilidad para la que sería la primera central nuclear argentina y de Latinoamérica para generar energía eléctrica: Atucha 1
Atucha 1
Esta central utiliza uranio natural como combustible y agua pesada como moderador y refrigerante.
Tiene una potencia eléctrica de 346 MW, y desde junio de 1974 entrega al sistema interconectado nacional la energía eléctrica que produce, habiendo superado ya las 140000 horas de operación.
La participación nacional en su construcción alcanzó al 40% del total del proyecto y al 80% en las obras civiles.
Embalse
La central nuclear Embalse – la segunda en operación -, esta ubicada en la localidad del mismo nombre en la provincia de Córdoba. Tiene una potencia eléctrica neta de 600 MW, fue puesta en operación en 1983 y entrega al Sistema Interconectado Nacional la energía eléctrica que produce.
La participación de la industria nacional alcanzó en esta central al 50% del total del proyecto y al 100% de las obras civiles.