sábado, 6 de febrero de 2021

Algunas pinceladas sobre ingeniería nuclear (II)

En mi última publicación me atrevía a iniciar una breve serie de escritos sobre energía nuclear, recordando aquellos apuntes realizados hace un buen lustro. Dejando claro desde un inicio que esta tecnología no es mi especialidad ni mucho menos mi campo de trabajo actual, en esta entrada trataré de explicar algunas nociones muy sencillas sobre cómo funciona un reactor basado en fisión nuclear.

El principio básico es la generación de electricidad mediante una turbina impulsada con vapor. Una central nuclear convencional está conformada por la turbina propiamente dicha, por un condensador, una estación de bombeo y un núcleo. A simple vista, podría ser muy parecida a una central termoeléctrica, pero hay una diferencia sustancial. La caldera utilizada para quemar combustible es sustituida por el núcleo, casi nada.

 
Con este esquema queda todo muy claro ¿no?

En el centro de la cuestión.

En esencia, un reactor nuclear necesita de cuatro componentes fundamentales. El refrigerante para transportar calor, el combustible necesario para la producción de energía, el moderador que ayuda a mantener la reacción de fisión y el control que permite regular la producción de energía.

El combustible, como el uranio 235, tiene una gran carga de neutrones lo cual lo convierte en un elemento inestable. Con el fin de regular la reacción en cadena de fisión y el flujo de neutrones, el moderador hace que las diferentes reacciones se mantengan estables. En general, el moderador se compone de materiales con un pequeño número másico (A, en la entrada anterior), como por ejemplo helio, sodio o carbono. Este último es uno de los más usados y es abundante en el grafito. En suma, el moderador es como aquel señor vestido de traje y corbata que se encarga de intermediar en un debate entre candidatos presidenciales.

 
¿Y ahora quién modera en este lío?

Durante esa reacción en cadena de fisión se produce un exceso de neutrones que no pueden seguir siendo fisionados. El control permite absorber dicho exceso a través de materiales con gran capacidad de captura de neutrones, como lo son por ejemplo el cadmio y el boro. Lo cual me recuerda a aquella escena de la serie de Chernobyl donde se explica una de las medidas de contención: arrojar mediante helicópteros arena y boro sobre el reactor en corazón abierto. Estremecedor.


PWR: ¿Qué es?

Un reactor de agua a presión PWR (Pressurized Water Reactor) es el más común de los reactores de fisión y se caracteriza por utilizar agua como refrigerante.

Ampliación de la primera figura de esta publicación. Un detalle más amplio de un reactor PWR

El agua que se emplea como refrigerante se encuentra presurizada en un circuito primario, lo cual permite que el agua alcance temperaturas de hasta más de 300 ºC manteniéndose en fase líquida (recordemos que la temperatura de ebullición del agua es de 100 ºC al nivel del mar). Para ello el circuito primario normalmente se encuentra sometido a presiones del orden de 150 atm.

El agua de este circuito primario se usa para calentar el agua contenida en un circuito secundario de forma tal que se convierta en el vapor saturado que hará mover la turbina y, por tanto, generar electricidad. En este circutio secundario la presión es menor (entre 50 y 65 atm), pero lo suficientemente alta como para mantener la temperatura del vapor en más de 200 ºC.

Vuelvo otra vez a la serie Chernobyl, estas mismas aguas son en las que se metieron los tres buzos para liberar el caudal retenido. De no hacerlo, el agua almacenada se vaporizaría a consecuencia del uranio fundido y originaría una explosión térmica que pudo haber destrozado los otros reactores de la central.


Comentarios finales (II).

Seguiré en una próxima entrada, pero, abusando por tercera vez de la serie de HBO que inspira estas publicaciones, dejo este último vídeo donde se resume con bastante claridad la mayoría de lo aquí escrito.


Saludos cordiales.

Referencias.

[1] Batet, L. Apunts de tecnologìa energètica. Edicions UPC. 2002.

[2] Sesonke, S. Ingeniería de reactores nucleares. Ediciones Reverte. 1990.

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