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EL FUTURO DE LOS REACTORES NUCLEARES

Por: Diego Hernadez Hernadez Herrera Mat: 1062983 FIME

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GLOSARIO
ITRODUCCIÓ………………………………………………….. 03
¿QUE ES UA CETRAL UCLEAR? ………………………….05
¿COMO FUCIOA UA CETRAL UCLEAR………………………………….……………….…….…..06
SEGURIDAD E UA CETRAL UCLEAR……….…………..07 .
ELEMETOS COMBUSTIBLES……………………….…………..08
RECIPIETE DE U REACTOR……………………….………….10
DESECHOS RADIACTIVOS…………………………….………….13
TIPOS DE REACTORES UCLEARES……………….…………..16
CETRALES UCLEARES E EL MUDO………….……...…..24
LOS REACTORES DEL FUTURO…………………….……………. 32
LA EERGIA UCLEAR A LARGO PLAZO……………………………………………………..…………..45
LA FUSIO UCLEAR…………………………………….………….48
ACTUALIDAD Y FUTURO DE LA EERGIA UCLEAR……….………………………………………..……….….52
LISTA GLOBAL DE TODOS LOS REACTORES UCLEARES DEL MUDO………….…………………………………………………... 66
ACCIDETES UCLEARES………….…………………………………………….101
COCLUSIOES…………………………………………………..105
BIBLIOGRAFÍAS…………………………………………………..112 2

Introducción: “Dadme un punto de apoyo y moveré el mundo” dijo Arquímedes en el siglo II a.c. Pero el pensador olvidó mencionar que para hacerlo necesitaba energía. La energía de sus brazos sobre la barra. En todas o casi todas las actividades diarias encontramos la necesidad de energía. Desde las que lleva a cabo un ser humano, como caminar, comer, hablar, hasta el funcionamiento de una fábrica o el lanzamiento de un cohete al espacio. Energía es casi un sinónimo de movimiento, de vida y, más aún, de calidad de vida. La energía nuclear ha alcanzado un gran nivel de desarrollo y madurez desde 1940 para su uso en reactores con fines civiles. Además, ha tenido también un gran éxito económico en algunos países como Francia, Corea, Japón o Finlandia, llegando a generar la tercera parte de toda la energía eléctrica producida en la Unión Europea antes del comienzo de las moratorias nucleares decretadas en varios países desde los accidentes de Harrisburg (1979) y Chernobyl (1986). Además de los accidentes, aparecen otros factores sociales que justifican la moratoria: • La oposición político-social debida a la seguridad y posibilidad de liberación al medio de productos radiactivos y al problema de la gestión de residuos muy radiactivos y de vida muy larga. • La opción política dominante y las dificultades para licenciar nuevas instalaciones. Al margen de estos, hay aspectos positivos para la energía nuclear: • El Libro Verde de la Unión Europea la califica de indeseable pero alaba su potencialidad tecnológica y económica. • La nueva iniciativa “Generación 4” de los EE UU con intención de promover los reactores del futuro a medio y largo plazo. • La madurez tecnológica. • La abundancia y disponibilidad de combustible. • La capacitación de los equipos humanos. • La no emisión directa de CO2.

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Según un Eurobarómetro de 2002 se identifico la falta de información al público como uno de los factores que motivan la oposición nuclear. En este Eurobarómetro fueron los españoles los que manifestaron tener un menor nivel de información de toda la población europea, señalando que el 80% de la población no estaba suficientemente informada y manifestándose así mismo que el público no cree que haya información fiable sobre temas nucleares, especialmente en la parte de residuos. No todas las actividades requieren el mismo tipo de energía ni la misma cantidad por eso podemos identificar distintas fuentes de energía que satisfacen distintas necesidades. La energía solar es importante para hacer germinar las semillas y cubrir los campos de verde, pero no se ha logrado concentrarla lo suficiente como para lograr mover una fábrica –se necesita de un panel fotovoltaico de aprox. 1 metro cuadrado para producir un Kw. De potencia. Por lo tanto puede satisfacer los requerimientos básicos de una vivienda, o el funcionamiento de un equipo de bajo consumo, pero es inapropiada, por ahora, para el uso industrial masivo. La energías eólica, mareomotriz, geotérmica, o por fusión se disputan el dominio del siglo próximo con resultados masivos aun inciertos, ya que en la actualidad, o están en etapas de desarrollo o todavía no se ha logrado explotarlas comercialmente... Entonces, cómo se mueve un país, su industria, su transporte?. Cómo se producen grandes cantidades de energía eléctrica? . Actualmente la llamada ‘energía de base’ es producida principalmente por tres fuentes: -La energía hidráulica: producida por el aprovechamiento de las caídas de agua. Es limpia y renovable, pero como el caudal de los ríos, de los que se nutre, depende del régimen de precipitaciones, un país no puede depender totalmente de ella. Además las represas modifican el ciclo del agua, alteran el ecosistema y son geográfico-dependientes. -La energía térmica: producida al quemar combustibles fósiles, es insustituible actualmente para mover vehículos y es la energía por excelencia desde que se inventó la máquina de vapor hace casi dos siglos, pero tiene grandes desventajas: es altamente contaminante, contribuye al efecto invernadero y consume recursos no renovables: es decir que su combustible petróleo, carbón, gas- se agotará en un plazo predecible. -La energía nuclear: producida por la energía liberada durante la fisión del átomo, es limpia, confiable en el suministro, no contaminante, pero con una

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desventaja que los ecologistas levantan como bandera: produce residuos que tardan muchos años en perder su actividad.

¿Qué es una Central uclear? Al igual que los otros dos tipos de energía de base, el principio de producción de Electricidad de una central nuclear es el movimiento de turbinas a partir de una fuerza externa. Tanto en el caso de los reactores nucleares como en el de las plantas de energía térmica Convencionales, la fuerza del vapor es la que mueve esas turbinas, en las del tipo hidroeléctrica es la fuerza de las aguas la que lo hace. La forma de generar el vapor es la principal diferencia entre los reactores nucleares y las centrales térmicas convencionales. Mientras que éstas últimas utilizan carbón, fuel-oil, gas o petróleo para calentar las enormes calderas de agua que producen el vapor, los primeros se valen de la fisión nuclear generada en el ‘núcleo’ del reactor para calentar el agua que pasa por un circuito secundario independiente, lo cual permite su posterior recuperación.

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¿Cómo funciona una central nuclear? Una central de este tipo utiliza combustible “nuclear”, esto es, material que contiene núcleos fisionables (es decir que se pueden ‘partir’); en lugar del combustible “convencional”. El Uranio 235 es un material fisionable, como así también el plutonio, pero del uranio natural que se extrae de las canteras sólo una parte en 140 es uranio 235, el resto es inutilizable. Un reactor puede funcionar tanto con uranio natural (escaso material fisionable) como con uranio enriquecido, -al cual se lo ha tratado especialmente para aumentar su rendimiento (mayor proporción de U.235) El calor para generar vapor proviene del proceso de fisión. La fisión comienza cuando un neutrón a gran velocidad choca contra un núcleo, el núcleo no puede albergar el neutrón extra y se parte formando dos núcleos más pequeños. Al mismo tiempo se liberan varios neutrones que van a chocar contra otros núcleos, que a su vez se rompen y liberan más neutrones, y así sucesivamente. Dado que el primer neutrón desencadena una serie de fisiones, este procedimiento se denomina reacción en cadena. Así, se puede generar una enorme cantidad de energía y de calor en una fracción de segundo.(Ver figura)

Este proceso se lleva a cabo en el núcleo del reactor, formado por los ‘elementos combustibles’. El núcleo del reactor se encuentra rodeado de una sustancia llamada moderador que se utiliza para frenar la velocidad de los neutrones hasta 6

llevarlos a la energía térmica (una velocidad aprox. 3.700 m/s, a una temperatura de 290 grados C) y aumentar la probabilidad de choque con otros núcleos. En los reactores que utilizan uranio enriquecido como elemento combustible se utiliza agua común o grafito como moderador, en cambio en los reactores que utilizan uranio natural, (menos cantidad de núcleos fisionables) se utiliza agua pesada, tal es el caso de las centrales nucleares argentinas de Atucha y Embalse. El agua pesada esta formada por dos átomos de deuterio y uno de oxígeno (el deuterio es un isótopo del hidrógeno que posee un neutrón más en su núcleo, por lo tanto es más denso). Los neutrones provenientes de la fisión tienen una gran velocidad, con la cual es más difícil hacerlos chocar contra otros núcleos, por lo tanto es necesario frenarlos mediante choques con otras sustancias capaces de extraerles energía sin absorberlos. Esta función es, en parte, cumplida por el agua pesada que es aproximadamente 100 veces mas absorbente que el agua normal, por eso se la emplea con uranio natural, deficiente en uranio-235. En cambio, con uranio enriquecido, con el cual se generan más neutrones, se puede usar agua común. El uso del agua como moderador, en lugar del grafito utilizado en algunos modelos de reactores soviéticos como el de Chernobyl, reduce el riesgo de incendio. Dentro del núcleo se insertan, con el fin de controlar la potencia de la fisión, las denominadas ‘barras de control’. Estas barras son generalmente de cadmio, un material que absorbe los neutrones que chocan contra ellas durante el proceso de fisión evitando que progrese la reacción en cadena. El núcleo del reactor de Atucha I, por ejemplo, cuenta con 29 barras de control y son necesarias solo 3 para detener el proceso en el acto. En caso de producirse un recalentamiento, y de ser necesario detener el reactor en forma inmediata, también se puede introducir dentro del núcleo ácido bórico que actúa de una forma similar a las barras de control.

Seguridad Un principio básico en el diseño de centrales nucleares es su seguridad redundante. Para disminuir la probabilidad de que la radioactividad de los productos de fisión se libere al medio ambiente y llegue al público, se aplica el concepto de barreras múltiples. El material radioactivo (pastillas de dióxido de uranio) se encuentra aislado del medio ambiente por 3 barreras: (Ver Figura)

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1. Las vainas de zircaloy que componen los elementos combustibles. (Fuel cladding) 2. El recipiente del reactor. (Reactor pressure vessel) 3. El edificio de contención. (Containment)

Elementos combustibles: Están formados por tubos de zircaloy que contienen en su interior pastillas de dióxido de uranio. Estas pastillas, de alrededor de un centímetro de alto y uno de diámetro, se depositan dentro de los tubos sellados herméticamente para impedir que el uranio produzca reacciones químicas indeseables al ponerse en contacto con el agua y para impedir escapes del material fisionable al exterior. Los tubos de zircaloy están unidos en forma de manojo por otros elementos estructurales fabricados con una aleación de circonio, material que no interfiere - al igual que el antes mencionado zircaloy- en el proceso de fisión. (Ver figura). Este manojo constituye el llamado “elemento combustible”. Para optimizar el consumo de elementos combustibles, las centrales nucleares tienen organizado un complejo sistema de rotación de los mismos, que garantiza una producción de calor y un quemado parejos.

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Los elementos combustibles poseen distintas formas, dependiendo del tipo de reactor. En las fotos superiores vemos a la izquierda un combustible de reactor BWR y a la derecha combustibles de la Central Nuclear Embalse fabricados en el país en las plantas que la CNEA posee en el Centro Atómico Ezeiza

El recipiente del reactor: Este recipiente construido en aceros especiales de alta resistencia a la radiación y a las grandes presiones, contiene dentro de si los elementos combustibles, el moderador, el refrigerante y la estructura de soporte en la cual se insertan los elementos combustibles. La forma y tamaño, varia según el tipo de reactor, como se ve en la figura para distintas centrales nucleares de Argentina (CNA1 y CNA2) y de Alemania.

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Edificio de contención: Un principio básico en la construcción de una central nuclear es su alta seguridad, para reducir las probabilidades de una liberación del producto de fisión al medio ambiente, el reactor, los generadores de vapor y el resto de los circuitos primarios, se encuentran contenidos dentro de un edificio de contención. El edificio de contención es una gran estructura de acero estanca, normalmente esférica o cilíndrica con una cúpula semiesférica. Por lo general este edificio no se encuentra a la vista, sino que a su vez está contenido dentro de un edificio de hormigón que provee una barrera de seguridad adicional. El edificio de contención puede soportar altas presiones internas que pueden llegar a las 100 libras por pulgada cuadrada Dentro del edificio existen sistemas de ventilación y refrigeración para disminuir la temperatura del reactor en condiciones normales de operación y ante la eventualidad de un accidente. En este caso las cañerías instaladas en la parte superior del edificio permiten rociar todos los elementos internos con agua borada para reducir la presión y temperatura interna del edificio, en la parte inferior del edificio hay sumideros que recolectan estos líquidos permitiendo así, su posterior reutilización.

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Circuitos de operación: Un reactor nuclear cuenta con varios circuitos de agua que funcionan en forma simultánea: -En el circuito primario la bomba principal impulsa el refrigerante (agua pesada en el caso de Atucha I) hacia el núcleo del reactor, en donde se calienta aproximadamente a 300 grados, luego pasa por el generador de vapor calentando la tubería en su interior para después volver al circuito principal. -Al generador de vapor entra agua por otro circuito que al ponerse en contacto con las tuberías calientes, que se encuentran dentro de él, entra en ebullición produciendo una enorme cantidad de vapor que posteriormente pasará a impulsar los álabes de las turbinas haciéndolas girar. Este movimiento, a su vez, produce la rotación del “generador eléctrico” produciéndose de esta forma la corriente eléctrica. -Para lograr una renovación constante del agua que debe ingresar al generador de vapor, a la salida de las turbinas se encuentran los condensadores que enfrían el vapor y lo vuelven a la fase liquida. Esta agua, con la ayuda de una bomba, es reingresada al generador de vapor para un nuevo comienzo del ciclo. Los condensadores son enfriados con agua natural, extraída de algún río o lago cercano a la central, (en el caso de no haberlos se utilizan grandes torres de refrigeración) que luego de cumplir su función es enviada de vuelta a su fuente de origen sin sufrir ningún tipo de alteración para el medio ambiente. (Ver figura).

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Desechos radioactivos Como todo proceso industrial, la generación eléctrica produce residuos. En el caso de las centrales nucleares estos se dividen en dos grandes categorías según la actividad que posean y el tiempo que tarde esta en decaer: 1. Residuos de actividad media y baja: Estos se producen mayoritariamente como consecuencia de procesos de limpieza internos de la central, filtros de aire descartables, líquidos utilizados en distintas partes de la planta, y resinas empleadas en procesos de purificación química. La evacuación de estos desechos se produce mediante un proceso de compactado y cementación en barriles de 200 litros. Estos son almacenados en Circuitos de operación en reactores PWR repositorios o depósitos especialmente diseñados hasta que la actividad de los mismos disminuya a un nivel que permita su liberación como residuos convencionales. 2. Residuos de alta actividad: Son, principalmente, los resultantes del procesamiento de los elementos combustibles quemados en el núcleo del reactor. Después de permanecer de 2 a 5 años (dependiendo del tipo de central nuclear) en el reactor, los elementos combustibles se extraen del mismo mediante un sistema de telemanipulación remota y son colocados en piletas de almacenamiento donde se enfrían y pierden parte de su radioactividad. Estas piletas llenas de agua contienen en el fondo soportes especiales donde se colocan los elementos combustibles, que quedan almacenados bajo agua por un periodo no menor de 10 años. El agua cumple 2 propósitos: sirve como blindaje para reducir los niveles de radiación a la cual podrían estar expuestos los operarios de la central y para refrigerar los elementos combustibles que continúan produciendo calor por algún tiempo luego de su extracción del núcleo. Las piletas tienen generalmente una profundidad de 15 a 20 metros. Aunque son necesarios solo 2 metros y medio de agua para blindar la radiación hasta niveles aceptables para el publico, se deja un margen extra de casi 8 metros por encima de los elementos combustibles para permitir las maniobras de reacomodamiento de los mismos dentro de la pileta, además permite su observación, control y registro ante los tratados internacionales de salvaguardia. Para enfriar y recuperar el agua perdida, se utilizan sistemas de filtrado, intercambiadores de calor, y bombas de recirculación. La temperatura del agua 13

es monitoreada constantemente para mantenerla entre los 30 y 45 grados C aprox.

Luego de 10 o mas años de permanecer en las piletas, y en caso de que las mismas agoten su capacidad de almacenamiento, los elementos combustibles pueden ser almacenados en seco dentro de silos de hormigón reforzado o contenedores de acero especialmente construidos. Estos contenedores almacenan de 20 a 80 elementos combustibles (dependiendo del tipo de central), y están herméticamente sellados para asegurar que no se libere material radioactivo al medio ambiente. (Ver figura). Si bien una solución para la disposición final de los combustibles aun no ha sido tomada en ningún país del mundo, los estudios mas avanzados realizados en USA, Francia, Alemania, Finlandia, etc. se inclinan por el almacenamiento directo en formaciones geológicas profundas, donde los combustibles quedaran aislados del medio ambiente en contenedores especiales, o bien por

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el procesamiento de los mismos y posterior almacenamiento profundo de los residuos de alta actividad resultantes.

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Distintos tipos de Reactores ucleares Si bien el principio de funcionamiento de una Central nuclear que se explico anteriormente es valido en general, existen algunas diferencias de una a otra planta según el tipo de Reactor que posean. Los reactores se clasifican de acuerdo a la sustancia que utilicen como moderador y refrigerante, los más comunes son: -PWR (Pressurized Water Reactor) reactores con agua liviana a presión como refrigerante y moderador. -PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) reactores con agua pesada a presión como refrigerante y moderador -BWR (Boiling Water Reactor) reactores de agua liviana en ebullición como refrigerante y moderado -GCR (Gas Cooled Reactor) reactores refrigerados por gas y moderados con grafito. -LWGR (Light Water Graphite Reactor) reactor refrigerado con agua liviana y moderado con grafito. De las 441 centrales nucleares en operación (datos de 2002), en los 32 países del mundo que utilizan la tecnología nuclear para generar electricidad, 213 son del tipo PWR, 90 BWR, 35 PHWR y el resto funcionan con otros tipos de reactores (Ver tabla).

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Describiremos a continuación las principales características de estos tres modelos y luego presentaremos algunos datos particulares de las centrales Argentinas de Atucha y Embalse que son del tipo PHWR. Reactores PWR Estos reactores fueron diseñados originalmente por la empresa Westinghouse (USA) y hoy en día, con pequeñas variaciones en el diseño, son también fabricados por las empresas Framatome (Francia) y Mitsubishi (Japón) entre las más importantes. Un modelo similar, fabricado por la empresa rusa Atomstroyexport, con tecnología soviética se conoce como VVER.

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Los reactores PWR tienen tres sistemas separados de refrigeración de los cuales solo uno, llamado Circuito de Refrigeración Primario, contiene radioactividad. El Circuito de Refrigeración Primario ubicado dentro del edificio de contención, consiste en dos, tres o cuatro circuitos (“loops”) conectados al Reactor, cada uno conteniendo una Bomba de Circulación Principal y un Generador de Vapor. El reactor calienta el agua que entra a aprox. 250 ºC y atraviesa de abajo hacia arriba los elementos combustibles saliendo del reactor por las Toberas Principales a una temperatura aproximada de 300 ºC. En este tipo de reactor el agua no hierve pues trabaja a una presión interna de 2250 PSI. Esta presión se mantiene mediante un dispositivo llamado Presurizador conectado al Circuito Primario. El agua que sale del Reactor se bombea a los Generadores de Vapor y pasa por unos tubos en forma de “U” en el interior de los mismos, volviendo luego a ingresar al Reactor. En el Circuito de Refrigeración Secundario se bombea agua de refrigeración desde el Sistema de Alimentación de Agua, la que pasa por el exterior de los tubos del Generador de Vapor y es calentada hasta convertirse en vapor. El vapor así generado pasa a través de la Cañería Principal de Vapor a la Turbina que, accionada por el mismo, gira el Generador Eléctrico. El valor al salir de la Turbina se condensa en un condensador y luego de pasar por sistemas intermedios de filtrado y secado, vuelve a los Generadores de Vapor impulsados por las Bombas del Circuito Secundario. El Condensador es refrigerado mediante agua que se toma de la fuente fría mas cercana a la Central como ser un lago, un río o mar. En caso de no existir estos, se anexa a la Central una Torre de enfriamiento refrigerada por aire para cumplir con este propósito. (Ver figuras)

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Reactores PHWR Los reactores PHWR se diferencian de los anteriores en que por utilizar uranio natural como combustible tienen que ser moderados con Agua Pesada. Esto requiere ciertas modificaciones en el reactor para separar el moderador del refrigerante y un circuito adicional para circular y refrigerar el agua pesada del moderador. Una descripción más detallada de este tipo de central lo veremos en el capítulo dedicado a las plantas de Atucha y Embalse que tiene este tipo de reactor Reactores BWR Este tipo de reactores, originalmente diseñado por las empresas General Electric y Allis-Chambers de USA. es construido hoy en día también por Hitachi (Japón). Existen modelos de este reactor funcionando en diversos países como: Finlandia, Japón, México, España, Taiwán, Suiza, Holanda, entre otros. A diferencia de los PWR, en este tipo de reactor, el agua en su interior esta en ebullición a una temperatura de aproximadamente 298 ºC produciendo vapor a una presión de alrededor de 1000 psi. El agua circula a través del núcleo del reactor extrayendo el calor a medida que atraviesa los elementos combustibles. Esta agua convertida en vapor sube hasta la parte superior del reactor donde se encuentran los Separadores de Vapor que separan la fase liquida de la fase gaseosa. El vapor circula entonces a través de las tuberías principales de vapor hacia el conjunto Turbina Generador. El vapor entra primero a una pequeña Turbina, llamada Turbina de Alta Presión, de allí pasa a un Separador de Humedad y luego por dos o tres Turbinas más grandes denominadas Turbinas de Baja Presión. Las Turbinas están conectadas unas a otra y al Generador a través de un largo eje. El Generador produce electricidad, generalmente a 20.000 Volts CA. Esta potencia es distribuida a un transformador de Generador que aumenta el voltaje hasta valores de 230 o 345 KW y es luego distribuido a través de la red general de alta tensión del país. El vapor que sale de las Turbinas pasa a través de un Circuito de Condensadores y Bombas similar al descripto para los PWR. (Ver figura).

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Otra característica única de los BWR es que las barras de control, utilizadas para detener y controlar la potencia del Reactor son insertadas desde abajo por un sistema de alta presión operado hidráulicamente. Este tipo de Reactor tiene también una cañería en forma de anillo en la parte inferior utilizada para enfriar el Reactor en el caso que se produzca un exceso de vapor en el mismo.

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Centrales ucleares en el mundo Un total de 441 centrales nucleares estaban en operación alrededor del mundo a febrero del 2003 y otras 33 se encontraban en construcción. Esto representa una capacidad aproximada de 400.000 MW de generación eléctrica. En el gráfico siguiente se muestra la distribución por país.

A fines de 2002 en diez países la generación de electricidad por medio de centrales nucleares representaba más del 40% del total producido en el país: Lituania 80%, Francia 77%, Bélgica 58%, Suecia 44%, Eslovaquia 53%, Suiza 36%, Ucrania 46%, Bulgaria 42%, Hungría 40%, Corea 40%. En Argentina, en el 2002, la proporción era la siguiente: Hidráulica 48%, Térmica 43%, Nuclear 8%, otro 1%. En el siguiente gráfico se muestran los porcentajes de generación nuclear en los 32 países que utilizan esta fuente de energía.

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Centrales nucleares en Argentina Actualmente la Argentina cuenta con dos centrales nucleares en funcionamiento: Atucha 1 (CNA 1) y Embalse (CNE) que proporcionan el 8% de la energía distribuida por el sistema interconectado nacional. Una tercera central nuclear, situada junto a CNA 1, Atucha 2 (CNA 2), se encuentra en etapa de construcción con un avance de obra del 80% pero detenida desde fines de 1994 a la espera de una decisión gubernamental sobre su conclusión. Central nuclear Atucha I La central nuclear Atucha 1 esta ubicada sobre la margen derecha del río Paraná de las palmas, en el partido de Zárate, 100 Km. al noreste de la capital. Fue conectada al sistema interconectado nacional de distribución eléctrica, en la red de 220 Kv., en el año 1974.

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Su reactor es del tipo PHWR, cuyo combustible es uranio natural y es refrigerado y moderado por agua pesada, la potencia térmica es de 1179 Mwt, obteniéndose una potencia eléctrica de 370 Mw. Cuenta con dos piletas de almacenamiento de elementos combustibles quemados ubicadas en un edificio contiguo.

Descripción: La instalación del reactor de agua a presión se compone de: el reactor propiamente dicho, dos circuitos de refrigeración principales del mismo tipo en paralelo, sistema de mantenimiento de la presión, sistema del moderador, y de algunas instalaciones auxiliares y secundarias. Reactor: El núcleo del reactor se encuentra dentro del recipiente de presión cerrado por una tapa desmontable. El moderador y refrigerante - ambos agua pesada - se separan entre si mediante un segundo recipiente, el tanque del moderador, este se encuentra atravesado por los 253 canales de refrigeración que conducen al exterior del recipiente de presión y están provistos de un cierre de alta presión. Dentro de estos canales se encuentran suspendidos los elementos combustibles.

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Cada uno de sus 253 elementos combustibles mide 5,25 metros de largo, pesa cerca de 200 kg y esta compuestos por un manojo de 37 barras de zircaloy de 0,5 mm de espesor con una barra de sujeción en el centro. El peso total del uranio es de 38,6 toneladas. Una característica particular de este tipo de reactor es que, a través de los citados cierres por medio de la maquina de carga, pueden recambiarse los elementos combustibles sin que por ello sea necesario interrumpir el servicio de la central como sucede en las plantas con reactores del tipo PWR o BWR. Las 29 barras de control alojadas en tubos que atraviesan diagonalmente el núcleo del reactor, tienen como objetivo regular la potencia y detener el reactor. Dichas barras se accionan mediante un mecanismo electromagnético que actúa a través de las paredes de los tubos de metal resistentes a la presión. (Ver foto de tapa).

Circuito refrigerante: El refrigerante fluye a través de 2 circuitos principales dispuestos simétricamente con respecto al recipiente, ingresando por 2 bocas de entrada al recipiente y circulando axialmente, en sentido descendente, dentro del recinto anular existente entre la pared del recipiente de presión y el recipiente del moderador. Cada uno de los circuitos de refrigeración del reactor consta de: un generador de vapor, una bomba de recirculación y de las tuberías de unión. A uno de los dos circuitos de refrigeración va unido el sistema de control de presión, Con 27

este se compensan las variaciones de presión y el volumen que se producen durante el servicio normal y en caso de fallas. Los generadores de vapor están diseñados a modo de intercambiadores de calor, en disposición vertical, provistos de haces de tubos en forma de U. Todas las partes en contacto con el refrigerante del reactor se han fabricado o revestido con un material resistente a la corrosión. Sus condensadores están enfriados con el agua extraída del río Paraná

Circuito moderador: El sistema del moderador esta vinculado hidráulicamente al circuito primario, aunque manteniendo distintas temperaturas, operándose por dos circuitos independientes. El calor extraído de los mismos por los respectivos intercambiadores es aprovechado para precalentar el circuito secundario. El elemento principal dentro del recipiente de presión es el tanque del moderador, atravesado por los 253 canales de refrigeración y conteniendo además los tubos de guía de: las 29 barras de control, mediciones de temperatura, nivel, flujo neutrónico, cañerías para la inyección de ácido deutero bórico, el sistema de muestreo y detección de elementos combustibles 28

con fallas, y determinación de los parámetros de su propio circuito de refrigeración. En condiciones de operación normal la circulación del fluido en el interior del tanque se establece de abajo hacia arriba. Central nuclear Embalse Se levanta en la costa sur del Embalse de Río Tercero, Provincia de Córdoba. Entro en servicio el 20 de enero de 1984 y genera una potencia de 600 Mw eléctricos. Posee un reactor tipo PHWR, de desarrollo canadiense, denominado CANDU (Canadian Deuterium Uranium), siglas que se refieren al uso de uranio natural como combustible y agua pesada como refrigerante.

Descripción: El reactor esta formado por un tanque cilíndrico horizontal de acero inoxidable (denominado Calandria), atravesado horizontalmente por 380

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canales, (llamados tubos de presión), dentro de cada uno de los cuales hay 12 elementos combustibles y por los cuales circula el agua pesada que actúa como refrigerante. Entre los tubos de presión y la calandria circula el moderador, también agua pesada. Las barras de control atraviesan al reactor verticalmente y se introducen por la parte superior. Al igual que en los reactores PWR, las bombas principales circulan el refrigerante por el circuito principal hacia los generadores de vapor y de allí a la turbina. El agua pesada que actúa como moderador circula por un circuito independiente con su propio intercambiador de calor para refrigeración. El resto de los sistemas son similares a los ya descriptos para los reactores PWR.

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Los elementos combustibles, de 50 cm de largo cada uno, están formados por 37 vainas de zircaloy conteniendo las pastillas de dióxido de uranio, tal como ya se explicó anteriormente. El recambio de los mismos se realiza con la central en funcionamiento por medio de una maquina de carga que actúa horizontalmente en el frente de la Calandria.

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Centrales nucleares del futuro Los nuevos diseños de centrales avanzadas, algunas de ellas ya licenciadas, harían posible su comercialización más rápida. Por ahora este tipo de centrales sólo han sido construidas en el Lejano Oriente.

Estas centrales suponen uno de los mejores ejemplos de la potencialidad de la energía nuclear. En los reactores actuales, sólo se fisionan del orden del 4% de los nucleidos inicialmente cargados, y ese es el porcentaje de enriquecimiento en U-235 que se realiza para fabricar el combustible fresco. En la naturaleza el uranio presenta un enriquecimiento del 0,7% en U-235, por lo tanto se ha de enriquecer el combustible en plantas de separación isotópica, de las cuales sólo se obtiene una pequeña porción enriquecida y una gran porción empobrecida, pero que aun posee un enorme contenido energético (ver Figura arriba). Con el fin de alcanzar un porcentaje más alto de consumo del combustible se ha de reciclar el combustible y aprovechar una serie de reacciones que sufren el U-238 y el Th-232 con objeto de transformarlos en nucleidos fácilmente

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fisionables, en concreto en Pu-239 y en U-233, para esto es necesario construir los llamados reactores reproductores, estos se llaman así por tener una razón de conversión superior a 1. En estos momentos el contenido energético obtenible de las reservas conocidas de uranio natural es de 1,5x1017 btu. Si se pudiera explotar esa misma reserva de uranio en reactores reproductores y con reciclado de combustible la energía extraíble sería del orden de 120x1017 btu. En la actualidad están cobrando protagonismo los reactores de tercera generación. Estos se han desarrollado a partir de los reactores tipo LWR ya comercializados, orientando su diseño a mantener la integridad del núcleo asegurando la refrigeración por elementos esencialmente pasivos. El primer diseño de 3ª generación ha sido de centrales de tipo ABWR, que han sido las primeras en cumplir con los criterios de la NRC sobre accidentes severos. La respuesta ante ellos no requiere de acción de los operadores, por lo cual puede calificarse de avanzadas. El segundo diseño avanzado ya licenciado es el AP-600, reactor nuclear de agua a presión que usa tecnologías pasivas de seguridad cumpliendo con lo establecido por la NRC. Concretamente se identifican tres sistemas pasivos: • La refrigeración del núcleo en emergencia. • La extracción del calor residual. • La refrigeración de la contención. Los primeros se orientan a mantener la integridad del combustible en situaciones de emergencia o frente a transitorios. El sistema de refrigeración de la contención proporciona un sumidero final de calor por convección natural ayudada por evaporación en caso necesario. El tercer modelo de reactor avanzado es el reactor europeo de agua a presión (EPR). Este reactor es el resultado de la evolución de la tecnología de los reactores franceses de agua a presión. La filosofía de seguridad del diseño del EPR se ha basado en las dos cuestiones fundamentales de la teoría del riesgo: la probabilidad de accidente y la gravedad de dicho accidente. La primera teniendo en cuenta diversas medidas para reducir la probabilidad de accidente.

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Además se han tomado medidas de diseño para mitigar los efectos de los accidentes, asegurando el confinamiento y la refrigeración del núcleo, aún en el caso de encontrarse este absolutamente fundido (ver Figura).

El EPR tiene cuatro redundancias para la refrigeración en emergencia para asegurar la integridad de la contención. Cuando hay fusión del núcleo el aumento de su superficie por unidad de masa asegura su subcriticidad. Se realizó un análisis exhaustivo del diseño del EPR, incluyendo l doble contención, que permite la evacuación del calor generado en el interior del mismo y la recombinación del hidrógeno que se produce por oxidación de las vainas del combustible en su interacción química con el vapor de agua a alta temperatura (ver Figura ).

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Los reactores del futuro En la actualidad, la OIEA, con participación de gran numero de países, está analizando los reactores del futuro enfocados a la mejora de la seguridad y del mejor aprovechamiento del combustible. Rusia está en el proyecto y, dentro de los productos en análisis, están los reactores reproductores de los que tiene mucha experiencia, aunque no hay un único producto en análisis. Por otra parte, los Estados Unidos dedican un gran esfuerzo económico a los reactores del futuro de la cuarta generación. En este momento participan en el proyecto la mayoría de los países occidentales. España está analizando su posible participación en el mismo. El proyecto está en la fase de definición de sus objetivos y su plan estratégico para tener disponibles nuevos diseños en la segunda década del siglo XXI. La tecnología necesaria para alcanzar las temperaturas y presiones del estado plasma y poder confinarla mediante campos magnéticos está todavía en desarrollo y, hoy por hoy, no es muy fiable. Ésta es la idea esencial que se

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necesitaría para la fabricación de un reactor nuclear de fusión, que por el momento, ayudaría mucho a solventar nuestro problema energético (el hidrógeno es muy abundante en nuestro planeta y con un gramo del combustible podríamos generar 175.000 kW/h) y que hasta hace poco no era más que ciencia ficción. Reactor uclear de Fusión Un grupo de científicos chinos está trabajando en el primer reactor de fusión, el Tokamak (en la foto). En este reactor con forma de toro (es decir, con forma de dónut) se acelera el plasma y se contiene con electroimanes. De todas formas, este reactor, que será totalmente funcional, no es más que un prototipo del que, más que nada, se esperan datos de seguridad y rendimiento para la futura construcción de centrales de fusión.

El reactor nuclear portátil tiene el tamaño de un jacuzzi. Tiene la forma de una taza de sake, rellena con un núcleo de hidruro de uranio rodeado de una atmósfera de hidrógeno. Encapsúlalo en un arcón de hormigón, transpórtalo hasta su emplazamiento, entiérralo a buena profundidad, conéctalo a una turbina de vapor se conseguirá suficiente electricidad como para satisfacer el consumo de una comunidad de 25.000 hogares durante al menos cinco años. El mes pasado se creó la compañía Hyperion Power Generation para desarrollar el reactor de fisión nuclear ideado en el Laboratorio Nacional de Los Álamos, tras lo cual llegará al sector privado. Si todo va según lo 36

planeado, Hyperion podría contar con una fábrica en Nuevo México para finales del 2012, fecha en que comenzaría la producción de 4.000 de estos reactores. Aunque produciría 27 megavatios válidos de energía térmica, a Hyperion no le gusta pensar en su producto como un reactor. Es autocontenido, no incluye partes móviles y por ello, no necesita la presencia de un operador humano. De hecho, al ser tan seguro, Hyperion prefiere llamarlo unidad, batería, o módulo, tal y como nos indica Deborah Blackwell, portavoz de la compañía. Al igual que una pila AA normal, que nunca se abre para ver sus compuestos químicos internos - sino que simplemente se instala - nunca tendrás que abrirla o manejarla. Otis Peterson, científico del LANL, cubrió la patente del reactor nuclear de fisión en 2003. En teoría, el reactor emplea cristales de uranio e isótopos de hidrógeno para crear un equilibro interno auto-regulado. Al tratarse de un concepto tan nuevo, los activistas anti-nucleares aún no están muy seguros de como reaccionar. Pero la palabra “escéptico” tal vez peque de demasiado generosa para las primeras reacciones, ante la afirmación de Hyperion, de que se trata de una fuente de energía limpia. Todo el concepto es una locura y no merece la pena que le prestemos atención, comenta el director ejecutivo del grupo de estudios de Los Álamos, Greg Mello. Por supuesto, teniendo en cuenta el alto nivel de amiguismo, corrupción, ignorancia y entusiasmo oficial, es posible que los peces gordos hagan algo de dinero con esto durante las fases iniciales, antes de que los cuervos vuelvan a posarse en sus perchas. ¿Una nueva generación de reactores nucleares? Actualmente el uso de la energía Nuclear en los reactores de fisión nuclear está de capa caída, ya que aunque actualmente nos provee de mucha de la electricidad que consumimos, tiene muchas desventajas como para ser una energía de futuro. Los principales inconvenientes están en el riesgo de las centrales nucleares ( caso Chernobyl) y también en que los restos del combustible nuclear quedan activos durante millones de años produciendo un peligro para el medioambiente. De los dos problemas que he comentado el primero tan sólo tiene la solución de que la técnica y el hombre ponga los recursos suficientes para garantizar que el proceso es seguro. Sobre todo a la hora de mantener las centrales nucleares que llevan muchos años funcionando y empiezan a deteriorarse. En cuanto a la duración de los restos del combustible nuclear es un problema 37

de difícil solución que lo único que hacemos es dejar deshechos nucleares para todos nuestros descendientes durante millones de años. Para este problema hay una nueva idea que consiste en el electrorefinamiento de los deshechos nucleares para reaprovechar el combustible. Esto no eliminaría los deshechos pero los reduciría en una cantidad suficientemente importante como para que fuese más manejable (según la fuente). Además se podrían reciclar los deshechos actuales con este método disminuyendo la basura radioactiva. Otro detalle que comenta es que no utilizaría Plutonio, por tanto no sería peligroso que este fuese robado por terroristas para la creación de bombas nucleares. Adjunto un enlace a este artículo A !ew breed of !uclear Reactors? (Bastante técnico) que se puede saber más sobre este nuevo concepto. En ningún momento defiendo este tipo de energía ya que creo que su principal inconveniente es que depende de que el hombre sea responsable y eso es demasiado complicado. Pero si que debemos reflexionar que con las energías renovables y las derivadas del petróleo va a ser complicado o muy caro también medioambientalmente sustituir completamente la energía Nuclear. En otras palabras, el petróleo algún día se acabará y tendremos que llenar toda España de aerogeneradores para llegar a un porcentaje alto de esta energía destrozando todo el paisaje. Y está claro que no podemos depender de si llueve o no llueve para poder utilizar la energía Hidráulica que producen los ríos. Otra alternativa que aún no es técnica viablemente es la fusión nuclear que producirá mucho menos residuos nucleares y menos peligrosos. Una central que se califica como más segura y eficiente Enel, RWE, Endesa, Electrabel y British Energy son algunas de las eléctricas europeas que han sido invitadas a participar en la construcción y explotación de la futura central nuclear equipada con un reactor EPR que, aunque funcionará comercialmente, servirá de modelo para renovar el parque nuclear galo compuesto por 58 reactores. Iberdrola también quiere sumarse y EDF ha recibido bien la sugerencia. Según la sociedad que ha desarrollado el EPR, Framatome Advanced Nuclear Power (NP), 'se trata de un proyecto evolucionado de los reactores de agua a presión existentes en Francia y Alemania y cumple los requisitos de la industria nuclear europea'. Entre las ventajas que aporta sobre los reactores convencionales se encuentra su mayor rendimiento (hasta un 38% superior) y su mayor seguridad, 'pues estos sistemas son cuatro veces redundantes', según Framatome, quien añade que resulta más barato pues el periodo de construcción se reduce de 10 a 5 años, genera menos residuos y aprovecha mejor el combustible. 38

El Gobierno francés quiere poner en marcha la construcción de la central, que se ubicará en un lugar no decidido de la costa atlántica, el próximo año para que entre en funcionamiento hacia 2011.

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La energía nuclear a mayor plazo. El área de fisión La potencialidad de la fisión nuclear para la generación eléctrica a largo plazo se ve favorecida por sus características de alta intensidad energética y disponibilidad del combustible, sin estar sometido a ningún tipo de restricción geopolítica. Contemplando el tema con una perspectiva de muy largo plazo, el primer punto que hay que abordar es el uso eficiente de la materia prima disponible que se puede cuantificar en unas tres millones de toneladas de uranio natural y unos ocho millones toneladas de torio. Esto supone en contenido energético 2,6x1023 J y 6,9x1023 J procedentes del uranio natural y del torio, respectivamente. La producción bruta de energía térmica en las centrales nucleares hoy día es de 2,7x1019 J/año. Esto supone en términos de consumo 35.000 años de energía. Estas reservas no son explotables a día de hoy puesto que sólo se dispone de LWR, con esta tecnología el horizonte de estas reservas se reduce hasta los 200 años. Por esto se impone hacer un esfuerzo muy importante en el desarrollo de reactores para aprovechar mejor las materias primas, tanto en

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nuevos reactores como en el ciclo de combustible, que debería constar de elaboración y reciclado. Durante muchos años, el mayor esfuerzo económico por parte de EE UU en investigación nuclear fue dirigido a los reactores reproductores, sin embargo, tras la llegada del presidente Carter esto se paralizó, dejando a Francia y los países del Lejano Oriente al frente del desarrollo de reactores rápidos reproductores y de las plantas de reelaboración. En esto último también fue significativa la apuesta del Reino Unido por el enriquecimiento y la reelaboración, creándose en los años 80 la compañía BNFL, que actualmente tiene sin duda un liderazgo importantísimo en todo lo referente al ciclo nuclear. En el campo de los reactores rápidos los mayores éxitos han sido por par te de los franceses con los Phenix y Superphenix. Sin embargo, la línea LMFBR, basada en sodio fundido, ha sido detenida coincidiendo con el funcionamiento del reactor Superphenix por los problemas de mantenimiento y riesgos de difícil valoración. Los reactores rápidos se ven hoy desde otra óptica, basada fundamentalmente en el uso de gas para la refrigeración. Antes de abordar el tema del uso eficiente de los recursos, hay que avanzar en la seguridad, no sólo de los reactores sino también del resto del ciclo del combustible. En este sentido ya hay algunas iniciativas, la más importante es la llamada “Generación 4”. Este programa consta de cuatro líneas programáticas fundamentales. • Resistencia a la proliferación, y por tanto dificultar la sustracción de material sensible o de tecnología utilizable para fines no civiles. • Seguridad intrínseca de los reactores y su ciclo de combustible asociado. • Competitividad económica. • Minimización en la generación de residuos. En los temas específicos de seguridad, los dos puntos básicos son: • El mantenimiento de la subcriticidad incondicional del reactor cuando se detecte una avería o cuando se deba poner al reactor en situación segura por previsión de un accidente o por haber acaecido este. • La garantía de refrigeración del núcleo del reactor para extracción de la potencia residual generada por las desintegraciones radiactivas. Además de esto se ha de abordar la problemática de los residuos, incluyendo su posibilidad de transmutación con vistas a eliminar los actínidos generados. Ante la imposibilidad de eliminar todos los actínidos en el propio reactor se abre la posibilidad de un tratamiento post-reactor.

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Por lo que corresponde a reactores críticos, existen algunos conceptos de la iniciativa “Generación 4” que podrían resultar en propuestas importantes a finales del decenio. Como modelos propuestos se pueden mencionar varios: • El proyecto IRIS (International Reactor, Innovate and Secure). La iniciativa IRIS plantea un reactor de características sustancialmente distintas a las que han venido imperando en el despliegue de las primeras fases de la energía nuclear. En vez de buscar economías de escala y valores muy altos en la potencia nominal, el reactor IRIS presenta la ventaja de ser modular y de gran sencillez, al menos en el plano teórico en la construcción y operación. Asimismo se prestaría a un proceso de fabricación en serie a bajo coste por unidad, cuya viabilidad no obstante requeriría un mercado global importante. El reactor IRIS se basa en un reactor de agua ligera de pequeña potencia con un sistema primario totalmente integrado en la vasija, por lo cual los accidentes graves de pérdida de refrigerante no son posibles. Por otra parte, la disposición de los elementos dentro de la vasija hace que la circulación natural sea estimulada en el caso de que fallen las bombas. • De manera similar, atendiendo a las simplificaciones de diseño y a la mejora de la seguridad por medio de estas simplificaciones, en Europa se están ensayando otras alternativas como la del SWR-1000, también con sistemas pasivos de seguridad, pero empleando agua ligera en ebullición para la refrigeración. • Asimismo, se están planteando otros reactores de características mucho más novedosas, sobre todo en el campo de los reactores de alta temperatura. En estos cabe distinguir dos familias: aquellos en los cuales el combustible quedaría constituido por bloques prismáticos refrigerables por el He o CO2, o los reactores constituidos por lechos de bolas, siendo cada una de estas bolas un elemento de combustible con sus propios revestimientos que hacen de vaina y confinan los productos radiactivos en su seno. Los reactores de lecho de bolas ciertamente permiten algunas características específicas que les harían prácticamente invulnerables a los accidentes, sobre todo en aquellos casos en que tuvieran potencias relativamente pequeñas, y por tanto dimensiones pequeñas, que permiten la evacuación del calor residual por medio de mecanismos naturales. De manera alternativa a las iniciativas que existen en el campo de los reactores críticos, se encuentran propuestas de construir reactores subcríticos o

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híbridos, para cuyo funcionamiento haría falta una fuente externa de alta intensidad neutrónica activada por un acelerador de partículas. Una ventaja sustancial de los reactores subcríticos es el hecho de que su subcriticidad da un grado de libertad adicional en materia de seguridad y en materia de economía, sobre todo por lo que afecta a su razón de reproducción que en los reactores híbridos puede ser muy superior a la unidad. Además, el hecho de ser reactores subcríticos implica que no podrán sufrir accidentes de reactividad, tipo Chernobyl. Lógicamente, a estos reactores se les exigirían los mismos principios de seguridad y funcionamiento que a los críticos, y además que no alcanzasen la criticidad en ningún caso. Adicionalmente, tendrían que satisfacer los criterios de refrigeración de emergencia para asegurar la integridad del combustible mediante sistemas pasivos. En definitiva, el área de fisión a largo plazo presenta muchas posibilidades de estudio, en las cuales España debe estar presente, bien a través de la Unión Europea o incluso de forma más amplia. La fusión nuclear Puede decirse sin eufemismo que la fusión nuclear es la energía de las estrellas, pues gracias a reacciones de fusión las estrellas generan una enorme cantidad de energía que irradian al universo. Desde el punto de vista de los mecanismos energéticos, podría decirse que las estrellas son gigantescos reactores de fusión confinada gravitatoriamente. Precisamente la gran masa de las estrellas es lo que permite las grandes fuerzas de compresión que calientan la materia hasta el estado de plasma, con separación de las especies iónicas y electrónicas, pudiendo los iones, que son fundamentalmente protones, reaccionar entre sí con intervención de la llamada fuerza fuerte ligando los nucleones de manera tal que adquieren mayor estabilidad con su correspondiente defecto de masa, siendo esa masa que desaparece la causante de la gran cantidad de energía que se irradia desde las estrellas, y que lógicamente corresponde a la famosa ecuación relativista de Einstein E = m•c2. La reacción más asequible para ser explotada en un reactor de fusión es la que sufren entre sí un núcleo de deuterio y otro de tritio, generando un núcleo de He más un neutrón. El defecto de masa asociado a esta reacción es aproximadamente 0,35%, lo cual le confiere una intensidad energética como no cabe encontrar en otras formas energéticas.

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Haciendo un resumen sobre las diversas reacciones de fusión que se pueden explotar a partir de los nucleidos fusionables que hay en la tierra, se puede considerar que existe una cantidad de energía potencialmente liberable superior a 1.030 J. Así pues, la perspectiva de la fusión en cuanto a cantidad total de energía generable es espectacular, pues lleva a cantidades extraordinarias de energía, extraíbles básicamente del agua (ver Figura 4).

Los problemas básicos de la fusión nuclear Aunque las características de las reacciones nucleares de fusión suficientemente identificadas, su explotación en un reactor es complicada. La dificultad proviene de que la materia tiene que encontrarse en estado de plasma, lo cual exige temperaturas muy elevadas. Las dificultades de la fusión nuclear desde el punto de vista de su preparación pueden resumirse en calentamiento y confinamiento. Por otra par te hay dificultades de tipo tecnológico, sobre todo las relacionadas con los materiales que se han de usar para conformar un reactor capaz de absorber la energía que se libera de las reacciones de fusión y hacerlo de tal manera que los materiales aguanten por tiempo suficiente y con sus prestaciones estables durante su funcionamiento. Se distinguen básicamente dos opciones: la del confinamiento magnético y la del confinamiento inercial. Por diversas razones, incluyendo algunas de tipo geopolítico, la mayor atención de investigación la ha recibido la fusión termonuclear por confinamiento magnético, a la cual corresponde la iniciativa ITER.

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El confinamiento magnético En los años 70 del siglo XX se identificó el Tokamak como la configuración de mayores posibilidades de éxito en el campo del confinamiento magnético. Hoy el JET que responde a esta configuración, construido en el Reino Unido ha cumplido más de 20 años de operación totalmente satisfactoria desde el punto de vista de los objetivos científicos. La proyección de los resultados obtenidos con el JET condujeron a la propuesta ITER (International Tokamak Experimental Reactor), que en principio fue concebido como una iniciativa cuatripartita entre EE UU, Rusia, Japón y Europa. La retirada de EEUU del proyecto provocó una importante reducción presupuestaria. Esto llevó a una redefinición profunda del proyecto, al que incluso momentáneamente se le modificó el nombre. El nuevo ITER funcionaría esencialmente como un amplificador de energía, de tal manera que requiriera de manera continua energía suplementaria para su funcionamiento, pero la energía generada sería unas 20 veces superior. En el año 2001 se ha puesto en marcha en la UE la iniciativa denominada Fast Track Fusion (fusión por la vía rápida) que se propone que además de ahondar en los temas del ITER, se investiguen los materiales y su tecnología, de tal modo que se reduzcan las expectativas temporales de poder disponer de la fusión, que en este momento, desde el punto de vista comercial, estarían situadas en el año 2050, de manera realista. Hay que señalar la diferencia radiológica que la fusión tiene respecto de la fisión, sobre todo en inventario en el reactor y la problemática de residuos a largo plazo. La fenomenología y peligrosidad asociada a los productos de fisión y a los actínidos no aparece en los reactores de fusión. Sin embargo, sus materiales se activan radiológicamente de manera significativa, sin que por lo general aparezcan nucleidos susceptibles de fácil difusión atmosférica salvo el tritio generado en el litio y que se necesita en una central para ser usado como combustible. Aunque la fusión sea radiológicamente muchísimo más limpia que la fisión en cuanto al inventario radiológico, el campo de radiación ionizante que llegará a 50

existir en un reactor comercial de fusión hace que sea imposible su acceso para tareas de mantenimiento. Todo él tendrá que estar confiado a sistemas robotizados y a movimientos mecánicos controlables remotamente. El campo de radiación ionizante asociado con la fuerte radiación neutrónica y los productos de activación de ellos derivados, más las altas temperaturas del plasma y las bajas temperaturas asociadas a los circuitos de generación de los campos magnéticos constituyen algo muy complejo que tecnológicamente habrá que resolver. Los desarrollos tecnológicos que se han hecho en áreas como la aeronáutica o la astronáutica permiten suponer que puedan darse resultados positivos, pues no se exigen grandes reducciones de volumen ni precisiones enormemente exigentes, sino mejoras en materiales y en ingeniería mecánica y robotización, para disponer de las prestaciones adecuadas para estos reactores. El confinamiento inercial El confinamiento inercial se basa en la compresión y el calentamiento de pequeñas cantidades encapsuladas de material fusionable, del orden del miligramo de deuterio-tritio para producir en dicho estado ultracomprimido un número muy alto de reacciones de fusión, que provocarán la microexplosión de dicha pastilla, liberando fundamentalmente los propios productos de las fusiones más la disgregación del material encapsulado residual, que también tendrá una energía no despreciable, aunque la mayor parte de ella estará en forma de radiación neutrónica. Lo significativo para la fusión es lógicamente el núcleo central de la cápsula, que hay que hacer implosionar de manera eficiente. Para lograr una buena compresión esférica toda la interacción del haz externo confinante con la cápsula debe ser también muy uniforme, lo cual resulta en unas exigencias importantes para los haces confinantes. Estos pueden ser de diversa naturaleza, fundamentalmente láseres y haces de partículas, aunque la irradiación más uniforme se obtiene embebiendo la cápsula en un campo de radiación térmica de muy alta temperatura, centenares de miles de grados Kelvin, en cuyo seno la cápsula sufre una súbita evaporación de su par te superficial que provoca exactamente los mismos efectos que la ablación mencionada. El confinamiento inercial presenta algunas ventajas intrínsecas, que hacen que la complejidad tecnológica del combustible sea menor y al mismo tiempo disminuya la radiotoxicidad ligada al tritio necesario. La UE mantiene contacto con los grupos de investigación de otros países europeos en los cuales se lleva a cabo alguna investigación en este campo, en particular Francia, que goza de unos laboratorios con láseres y otros agentes 51

confinantes que tienen características y prestaciones muy señaladas para su uso para la investigación experimental en confinamiento inercial. En el caso norteamericano sí que existe una Oficina de Fusión Inercial desde hace más de una decena de años, en el seno del Departamento de Energía (DOE). En ese contexto se definió la denominada National Ignition Facility (NIF) ubicada en el Laboratorio Lawrence Livermore de California, en la cual se espera conseguir la fusión con cápsulas de deuterio o deuterio-tritio mediante el uso de un láser de muy alta potencia y de pulso de duración de aproximadamente unos 10 nanosegundos. La tecnología a desarrollar alrededor de estos sistemas es también compleja, incluso más multidisciplinar que la necesaria para el confinamiento magnético, aunque la relación económica entre investigación y resultados, en el caso del confinamiento inercial ha obtenido, en algunos casos particulares, y sobre todo en el Laboratorio Nacional de Sandia en EE UU, resultados ciertamente alentadores. Actualidad y Futuro de la Energía uclear En el Mundo ¿En dónde estamos? • El primer reactor nuclear inició operación comercial en la década de 1950 más de 12,000 años-reactor de experiencia. • 438 reactores nucleares comerciales en 30 diferentes países, con una capacidad instalada de 371,258 MW y que produjeron 2658 TWh en 2006. • Actualmente hay 32 nuevos reactores en construcción con una capacidad adicional de 25,073 MW. • Además, 56 países operan un total de 284 reactores de investigación y 220 barcos y submarinos nucleares.

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¿En dónde estamos?

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¿En dónde estamos? Evolución del Factor de Capacidad

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Estrategias de Optimización de Uso • Aumentos de Potencia – En USA se han aprobado (desde 1997) 110 aumentos de potencia Totalizando 4,700 MWe, algunos de ellos hasta de un 20% – En Suiza sus 5 reactores aumentaron su potencia en un 12.3% – España planea aumentar 13% la potencia de sus 8 reactores – Finlandia ha aumentado 11% la potencia de sus reactores – México aumentó 5% la potencia y la incrementará hasta un 20% • Extensión de Vida Útil – Rusia extendió la licencia de operación de 12 reactores de 30 años hasta 45 años – Estados unidos ha aprobado la extensión de 40 a 60 años de 48 reactores, 7 están en revisión y se esperan 28 solicitudes más entre 2007 y 2013 – Japón prevé una extensión de vida hasta 70 años

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Energía Nuclear en el Mundo Occidental • El reactor EPR en construcción en Finlandia iniciará operación comercial en 2011 y se está considerando la construcción de otros 2 reactores más. • USA tiene considerado la construcción de al menos 30 nuevos reactores. • Francia tiene aprobado el inicio de la construcción en 2007 en Flamanville de su primer reactor EPR que entrará en operación en 2012. • El grupo G8 anunció que la energía nuclear debe ser parte de los planes de expansión eléctrica y como un medio de respuesta al calentamiento global. El combustible nuclear • El uranio, materia prima del combustible nuclear, se encuentra en abundancia en varios países del mundo: Australia, Kazakhstan, Canadá, etc. (200 años al ritmo de explotación actual de reservas convencionales). • El uso del torio fomenta el uso racional de los recursos naturales nucleares (3 veces más abundante que el uranio). • El desarrollo de los reactores rápidos de cría (300 años reactor) convertirá a la energía nuclear en una fuente prácticamente inagotable de energía (mejora la utilización del uranio por un factor de 50).

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Mejoras de la Industria uclear • Costo de capital y financiamiento: ALWR $1,500/kWe $1,000/kWe G-IV construcción en 3 años Diseño estandarizado para mejorar: Proceso de licenciamiento y reducir tiempos de construcción. • Seguridad avanzada: disminuir la posibilidad de daño significativo durante accidentes minimizar las consecuencias potenciales sistemas inherentemente seguros. • Disposición de los residuos nucleares

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Ciclo directo utiliza sólo 1% de la energía del uranio altos volúmenes de combustible gastado reciclado: mejora la utilización del combustible y reduce la producción de residuos nucleares. • Asegurar la no-proliferación Nuevos ciclos de combustible: Ciclos de torio Transmutación (reactores rápidos) Sistemas accionados por aceleradores (ADS)

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Durante 2006, la generación de 2658 TWh por medios nucleares evitaron la emisión de al menos 2,500 millones de toneladas de CO2

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Propuesta para México – Un reactor (1300-1400 MWe) para el 2015 – Un segundo reactor 2 o 3 años después – Seis reactores más al 2026, 8 reactores: 10,800 MWe al 2026 (12% de la capacidad)*

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Lista global de todos los reactores nucleares del mundo, ordenados por país. Excluye los reactores de propulsión nuclear marina, con excepción de los que se encuentran en instalaciones terrestres Potencia Potencia Puesta en neta bruta producción en MW en MW (planeada)

Tipo de reactor Nombre

Bloque

Biblis

A

Biblis

B

Brokdorf

–

Brunsbüttel

–

Emsland

–

Grafenrheinfeld

–

Greifswald

1

Greifswald

2

Greifswald

3

Greifswald

4

Greifswald

5

Grohnde

–

Großwelzheim

–

Gundremmingen

A

Clausura (planeada)

Energía producida en GWh

Estado Reactor de agua a presión Reactor de agua a presión Reactor de agua a presión Reactor de agua en ebullición Reactor de agua a presión Reactor de agua a presión WWER440/230 WWER440/230 WWER440/230 WWER440/230 WWER440/213 Reactor de agua a presión Reactor de agua en ebullición y vapor caliente Reactor de agua en

En servicio

1.167

1.225

En servicio

1.240

1.300

En servicio

1.370

1.440

En servicio

771

806

En servicio

1.329

1.400

En servicio

1.275

1.345

Clausurado

408

440

Clausurado

408

440

Clausurado

408

440

Clausurado

408

440

Clausurado

408

440

En servicio

1.360

1.430

Clausurado

23

25

Clausurado

237

250

25/08/1974 (Anfang 2009)

06/04/1976 (Anfang 2013)

14/10/1986

13/07/1976

19/04/1988

21/12/1981 17/12/1973 23/12/1974 24/10/1977 03/09/1979 24/04/1989 04/09/1984

14/10/1969

01/12/1966

216.665

223.308

(22/12/2018) 208.603

(09/02/2009) 117.883

(20/06/2020) 198.829

(17/06/2014) 235.027 18/12/1990

35.452

14/02/1990

36.569

28/02/1990

33.271

02/06/1990

28.920

24/11/1989

0

(01/02/2017) 235.649

20/04/1971

6

13/01/1977

13.790

66

Gundremmingen

B

Gundremmingen

C

THTR-300

–

Isar

1

Isar

2

Jülich

–

Kahl

–

Karlsruhe

–

Karlsruhe (MZFR)

–

Krümmel

–

Lingen

–

Mülheim-Kärlich

–

Neckarwestheim

1

Neckarwestheim

2

–

Niederaichbach

ebullición Reactor de agua en ebullición Reactor de agua en ebullición Reactor de alta temperatura Reactor de agua en ebullición Reactor de agua a presión Reactor de alta temperatura Reactor de agua en ebullición Fast Breeder Reactor Reactor de agua a presión Reactor de agua en ebullición Reactor de agua en ebullición Reactor de agua a presión Reactor de agua a presión

En servicio

1.284

1.344

En servicio

1.288

1.344

Clausurado

296

308

En servicio

878

912

En servicio

1.400

1.475

Clausurado

13

15

Clausurado

15

16

Clausurado

17

21

Clausurado

52

57

En servicio

1.346

1.402

Clausurado

250

268

Clausurado

1.219

1.302

En servicio

785

840

Reactor de agua a presión

En servicio

1.305

1.395

Reactor moderado con agua pesada

Clausurado

100

106

16/03/1984

02/11/1984

16/11/1985

03/12/1977

22/01/1988

17/12/1967

17/06/1961

09/04/1978

09/03/1966

28/09/1983

01/07/1968

14/03/1986

03/06/1976

03/01/1989

01/01/1973

(19/07/2016) 206.094

(18/01/2017) 196.998

29/04/1988

2.756

(21/03/2011) 169.287

(09/04/2020) 199.236

31/12/1988

1.506

25/11/1985

2.046

23/08/1991

323

03/05/1984

4.787

(28/03/2016) 195.922

05/01/1979

9.136

09/09/1988

10.291

(01/12/2008) 170.675

(15/04/2021) 184.104

31/07/1974

67

15

Obrigheim

–

Reactor de agua a presión

Clausurado

340

357

Philippsburg

1

Reactor de agua en ebullición

En servicio

890

926

Philippsburg

2

Reactor de agua a presión

En servicio

1.392

1.458

Rheinsberg

–

62

70

Stade

–

Reactor de agua a presión

Clausurado

640

672

Unterweser

–

Reactor de agua a presión

En servicio

1.345

1.410

Würgassen

–

Reactor de agua en ebullición

Clausurado

640

670

WWER-210 Clausurado

29/10/1968

07/05/1979

17/12/1984

06/05/1966

29/01/1972

29/09/1978

18/12/1971

11/05/2005

86.821

(26/03/2011) 159.990

(18/04/2017) 225.434

01/06/1990

15.000

14/11/2003 145.896

(06/09/2011) 248.279

26/08/1994

Argelia asalam fi al alam Nur Antártida Planta de McMurdo - PM-3A NNPU "Nukey Poo" reactor de energía de la marina USA (operacional en 1962, cerrada en 1972, desmantelada completamente en 1979) Argentina Reactores para generación eléctrica Atucha

68

72.922

Atucha-1 Atucha-2 (En construcción) Embalse, una unidad simple PHWR Reactores de investigación RA-0 RA-1 Enrico Fermi RA-2 (desactivado) RA-3 RA-4 (ex SUR-100) RA-6 RA-8 (desactivado) Armenia Central Nuclear Metsamor Armenia-1 (cerrado) Armenia-2 Australia HIFAR, Lucas Heights, New South Wales MOATA, fuera de servicio. OPAL, en construcción, Lucas Heights, New South Wales Austria Seibersdorf - 10 kW ASTRA reactor para investigación (en funcionamiento 19601999) Viena - 250 kW TRIGA reactor para investigación Mark II (en funcionamiento desde 1962) Zwentendorf (fue completado en 1978 pero nunca se puso en marcha) Bangladesh Dhaka - TRIGA Mark II, Establecimiento para investigación de la energía (instalado en 1986) Bélgica

69

Mol(BR-3) - Reactor de PWR (cerrado) Doel - 2 reactores PWR de 412 MW cada uno; 1 reactor PWR de 1,056 MW; 1 reactor PWR de 1,041 MW Tihange - 1 reactor PWR de 870 MW; 2 reactores PWR de 930 MW cada uno. Bielorrusia Sosny, Minsk Reactor de investigación IRT (cerrado en 1988) "Pamir" - prueba de reactor móvil de energía nuclear (cerrado en 1986) Brasil Central nuclear de Angra dos Reis, Angra dos Reis, Río de Janeiro - 2 unidades PWR. Belo Horizonte - TRIGA Mark I, Universidad de Minas Gerais (instalado en 1960) Bulgaria Kozloduy - La Central nuclear de Kozloduy utiliza reactores WWER-440 y -1000 (construidos a partir de 1969 con el soporte de la URSS) Sofia - IRT reactor de investigación (cerrado en 1987) Canadá Plantas de energía nuclear (18) Central nuclear Bruce (Tiverton, Ontario) Pickering Nuclear Generating Station (Pickering, Ontario) Darlington Nuclear Generating Station (Bowmanville, Ontario) Gentilly Nuclear Generating Station (Bécancour, Quebec) Point Lepreau Nuclear Generating Station (Lepreau, New Brunswick) Nuclear Power Demonstrator (Rolphton, Ontario) Douglas Point (Tiverton, Ontario) Reactores para investigación Chalk River Laboratories MMIR-1 - MAPLE reactor para la producción de isotopos para medicina MMIR-2 - MAPLE reactor para la producción de isotopos para medicina

70

NRU - reactor de 135 MW NRX reactor - (1947-???) ?? - SLOWPOKE-1 prototipo, trasladado a la Universidad de Toronto, posteriormente actualizado para [SLOWPOKE]]-2 PTR - Reactor de pruebas pool. ZED-2 - Reactor de energía cero. ZEEP El primer reactor nuclear en Canadá, y el primero fuera de Estados Unidos. Whiteshell Laboratories WR-1 - Reactor del tipo de enfriamiento orgánico - CANDU SDR - Reactor de demostración deSlowpoke - reactor de tipoSLOWPOKE-3 Universidad de Dalhousie, Halifax, Nova Scotia - reactor de tipo SLOWPOKE-2 Kanata - Reactor de tipoSLOWPOKE-2 (cerrado) Tunney's Pasture - Ottawa-Ontario - Prototipo del reactor de tipoSLOWPOKE-2, trasladado a Kanata? (cerrado) Escuela Politécnica de Montréal, Montréal-Québec- reactor de tipoSLOWPOKE-2 Universidad McMaster - Reactor del tipo 5 MW MTR Royal Military College, Kingston, Ontario - reactor del tipoSLOWPOKE-2 Saskatchewan Research Council, Saskatoon, Saskatchewan Universidad de Alberta, Edmonton-Alberta - reactor del tipoSLOWPOKE-2 Universidad de Toronto - reactor del tipoSLOWPOKE-2 (cerrado) Chile RECH 1 - 5 MWt MTR - CCHEN - Comisión Chilena de Energía Nuclear Santiago RECH 2 - 10 MWt MTR - CCHEN - Comisión Chilena de Energía Nuclear Santiago

China Nombre

Daya Bay 1 (Guangdong 1)

Tipo

PWR

Capacidad (MW), neta/bruta

944/984

Estado

Conectado a la red el 31 de Agosto de 1993

71

Daya Bay 2 (Guangdong 2)

PWR

944/984

Conectado a la red el 2 de Febrero de 1994

Ling’ao 1 (Lingao A)

PWR

938/990

Conectado a la red el 26 de Febrero de 2002

Ling’ao 2 (Lingao B)

PWR

938/990

Conectado a la red el 15 de Diciembre de 2002

Qinshan 1 (anteriormente, Qinshan) PWR

279/300

Conectado a la red el 15 de Diciembre de 1991

Qinshan 2-A (anteriormente, Qinshan 2, o Qinshan 2-A)

PWR

610/642

Conectado a la red el 2 de Febrero de 2002

Qinshan 2-B (anteriormente, Qinshan 3)

PWR

610/642

Conectado a la red el 4 de Marzo de 2004

Qinshan 3-A

PHWR 665/728

Conectado a la red en Abril de 2003

Qinshan 3-B

PHWR 665/728

Conectado a la red en Julio 2003

Capacidad Total

6,593/6,988

Unidades en vías de Construcción

Tianwan-1 (Lianyungang)

VVER 1,000/1,060

En construcción

Tianwan-2 (Lianyungang)

VVER 1,000/1,060

En construcción

Capacidad Total

2,000/2,120

72

Plantas de energía nuclear en China.

Colombia Bogotá - TRIGA, Instituto de Ciencia Nuclear (desinstalado en 1997- Y puesto nuevamente en funcionamiento en el 2008) Corea del Norte Plantas de reactores para energía Yongbyon Yongbyon 2 – reactor Magnox de 50 MW (construcción suspendida en 1994) Taechon (a 20 km de Yongbyon) Taechon 1 – reactor de 200 MW (construcción suspendida en 1994) Kumho (a 30 km al norte de Sinpo), ver KEDO Kumho 1 - PWR 1000 MW (construcción suspendida en 2003) Kumho 2 - PWR 1000 MW (construcción suspendida en 2003) Corea del Sur 73

Plantas de reactores para energía Kori - 4 PWR reactores Ulchin - 4 PWR reactores Wolseong - 4 PHWR reactores Yonggwang - 4 PWR reactores Reactores para investigación Aerojet General Nucleonics Reactor para investigación Modelo 201 HANARO, reactor tipo MAPLE TRIGA General Atomics Mark II Reactor para investigación tipo (TRIGA-Mark II) Reactores para investigación Yongbyon IRT-2000 – reactor para investigación de agua pesada moderada de 8 MW (2MW 1965-1974, 4MW 1974-1986) (suministrado por URSS, 1965) Yongbyon 1 – reactor Magnox de 5 MW, proporciona energía y calefacción para el distrito (activo 1987-1994, reactivado 2003) Cuba Juragua, Cienfuegos - la construcción de dos reactores 417 MW VVER-440 V213 se suspendió en 1992 como consecuencia del colapso de la Unión Soviética. Dinamarca Risø - Reactor del tipo DR-3 DIDO(cerrado) Egipto Inshas Centro de Investigación Nuclear. ETTR-1 - reactor LWR de 2 MW (suministrados por la URSS, en 1958) ETTR-2 - 22 MW reactor (supplied by Argentina, 1998) Eslovenia Krško - Central nuclear de Krško - 670 MWe PWR Ljubljana – reactor para investigación TRIGA Mark II , Jožef Stefan Institute (suministrado en 1966 por US)

74

Eslovaquia Bohunice - 4 408 MW VVER (también conocido como WWER), Bohunice A-1 - 1 388 MW WWER (cerrado) Mochovce - 2 388 MW WWER España Plantas de reactores para energía En funcionamiento Central nuclear de Almaraz (Cáceres) Almaraz I - 1032 MW Almaraz II - 1027 MW Central nuclear de Ascó (Tarragona) Ascó I - 930 MW Ascó II - 930 MW Central nuclear de Cofrentes (Valencia) - 1103 MW Central nuclear Santa María de Garoña (Burgos) - 460 MW Central nuclear de Trillo (Guadalajara) - 1.066 MW Central nuclear de Vandellós GCR (Tarragona) Vandellós II - 992 MW Clausuradas Central nuclear de Vandellós GCR (Tarragona) Vandellós I (cerrado tras un incendio en 1989) Central nuclear José Cabrera, Almonacid de Zorita (Guadalajara) - 160 MW (cerrada en abril de 2006) Abandonadas antes de su inauguración Central nuclear de Lemóniz (Vizcaya) Lemóniz I - 930 MW Lemóniz II - 930 MW Central nuclear de Valdecaballeros (Badajoz) Reactores para investigación

75

Argos reactor Argonaut de 10 kW - Escola Tècnica Superior d'Enginyeria Industrial de Barcelona, Universidad Politécnica, Barcelona (cerrado en 1992, destruido en 2005) CORAL-I reactor Estados Unidos de América Plantas de reactores para energía RC Region Uno (ordeste) Beaver Valley, Pensilvania Calvert Cliffs, Maryland Connecticut Yankee, Connecticut (Desactivada) FitzPatrick, New York Ginna, New York Hope Creek, New Jersey Indian Point, New York Limerick, Pensilvania Maine Yankee, Maine (Desactivada) Millstone, Connecticut Nine Mile Point, New York Oyster Creek, New Jersey Peach Bottom, Pensilvania Pilgrim, Massachusetts Salem, New Jersey Saxton, Pensilvania (Desactivada) Seabrook, New Hampshire Shippingport, Pensilvania (Desactivada) Shoreham, New York (Desactivada) Susquehanna, Pensilvania Three Mile Island, Pensilvania Vermont Yankee, Vermont Yankee Rowe, Massachusetts (Desactivada) RC Region Dos (Sur) Bellefonte, Alabama (Inacabada) Browns Ferry, Alabama 76

Brunswick, Carolina del Norte Carolinas-Virginia Tube Reactor, Carolina del Sur (desactivada) Catawba, Carolina del Sur Crystal River 3, Florida Farley (Joseph M. Farley), Alabama Hatch (Edwin I. Hatch), Georgia McGuire, Carolina del Norte North Anna, Virginia Oconee, Carolina del Sur H.B. Robinson, Carolina del Sur Sequoyah, Tennessee Shearon Harris, Carolina del Norte St. Lucie, Florida Surry, Virginia Turkey Point, Florida (arrasada por el Huracán Andrew) Virgil C. Summer (Summer), Carolina del Sur Vogtle, Georgia Watts Bar, Tennessee RC Región Tres (Medio Oeste) Big Rock Point, Michigan (Desactivada) Braidwood, Illinois Byron, Illinois Clinton, Illinois Davis-Besse, Ohio Donald C. Cook, Michigan Dresden, Illinois Duane Arnold, Iowa Elk River, Minnesota (Desactivada) Enrico Fermi, Michigan Kewaunee, Wisconsin LaCrosse, Wisconsin (Desactivada) LaSalle County, Illinois Monticello, Minnesota 77

Palisades, Michigan Perry, Ohio Piqua, Ohio (Desactivada) Point Beach, Wisconsin Prairie Island, Minnesota Quad Cities, Illinois Zion, Illinois (Desactivada) RC Region Cuatro (Oeste) Arkansas Nuclear One, Arkansas Callaway, Missouri Columbia, Washington - anteriormente WNP-2 Comanche Peak, Texas Cooper, Nebraska Diablo Canyon, California Fort Calhoun, Nebraska Fort Saint Vrain, Colorado (Desactivada) Grand Gulf, Misisipi Hallam, Nebraska (Decommissioned) Hanford N Reactor, Washington (Jubilada – ver más abajo Reactores productores de Plutonio) Humboldt Bay, California (Desactivada) Palo Verde, Arizona Pathfinder, Dakota del Sur (Decommissioned) Rancho Seco, California (Desactivada) River Bend, Louisiana San Onofre, California South Texas, Texas Trojan, Rainier, Oregon (Desactivada) Vallecitos, California (centro de investigación en espera) Waterford, Louisiana Wolf Creek, Kansas Reactores productores de Plutonio

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Hanford Site, Washington B-Reactor (Pile) – Conservado como Museo F-Reactor (Pile) - Enclaustrada D-Reactor (Pile) - Enclaustrada H-Reactor (Pile) – En proceso de enclaustramiento DR-Reactor (Pile) - Enclaustrada C-Reactor (Pile) - Enclaustrada KE-Reactor (Pile) – En proceso de enclaustramiento KW-Reactor (Pile) – En proceso de enclaustramiento N-Reactor – En proceso de enclaustramiento Savannah River Site, Carolina del Sur R-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode P-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode L-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode K-Reactor (Heavy Water) - S&M Mode C-Reactor (Agua Pesada) - S&M Mode Programa de Energía uclear de la Armada

Reactores para investigación Arkansas SEFOR - Cerrado Idaho National Environmental and Engineering Laboratory, Idaho ARMF-I - Cerrado AMRF-II - Cerrado ATR - En funcionamiento ATRC - Cerrado AFSR - Cerrado BORAX-I - Cerrado BORAX-II - Cerrado BORAX-III - Cerrado BORAX-IV - Cerrado

79

BORAX-V - Cerrado CRCE - Cerrado CFRMF - Cerrado CET - Cerrado ETR - Cerrado ETRC - Cerrado EBOR – Nunca funcionó EBR-I - Cerrado EBR-II – Nunca funcionó ECOR – Nunca funcionó 710 - Cerrado GCRE - Cerrado HTRE-1 - Cerrado HTRE-2 - Cerrado HTRE-3 - Cerrado 603-A - Cerrado HOTCE - Cerrado A1W-A - Cerrado A1W-B - Cerrado LOFT - Cerrado MTR - Cerrado ML-1 - Cerrado S5G - Cerrado NRAD - En funcionamiento FRAN - Cerrado OMRE - Cerrado PBF - Cerrado RMF - Cerrado SUSIE - En funcionamiento SPERT-I - Cerrado SPERT-II - Cerrado SPERT-III - Cerrado SPERT-IV - Cerrado

80

SCRCE - Cerrado SL-1/ALPR - Cerrado S1W/STR - Cerrado SNAPTRAN-1 - Cerrado SNAPTRAN-2 - Cerrado SNAPTRAN-3 - Cerrado THRITS - Cerrado TREAT - Cerrado ZPPR - Standby ZPR-III - Cerrado Nevada Test Site, Nevada BREN Tower Oak Ridge National Laboratory Reactor de Grafito X-10 - Cerrado Oak Ridge Research Reactor - Cerrado Bulk Shielding Reactor - Cerrado Tower Shielding Reactor - Cerrado Reactor de sal fundida (Molten salt reactor) - Cerrado Reactor de isótopos de alto flujo (High Flux Isotope Reactor) - En funcionamiento Reactores de prueba civiles para investigación autorizados para funcionar Aerotest Operations Inc., San Ramon, California - TRIGA Mark I Armed Forces Radiobiological Research Institute, Bethesda, Maryland - TRIGA Mark I Cornell University, Ithaca, New York - TRIGA Mark II Dow Chemical Company, Midland, Michigan - TRIGA Mark I General Electric Company, Sunol, California - "Nuclear Test" Idaho State University, Pocatello, Idaho - AGN-201 #103 Instituto Politécnico Rensselaer, Troy, New York - Critical Assembly Kansas State University, Manhattan, Kansas - TRIGA Mark I

81

Massachusetts Institute of Technology, Cambridge, Massachusetts - HWR Reflected National Institute of Standards and Technology, Gaithersburg, Maryland - TRIGA Mark I Carolina del Norte State University, Raleigh, Carolina del Norte - Pulstar Ohio State University, Columbus, Ohio - Pool (modificado por Lockheed) Oregon State University, Corvallis, Oregon - TRIGA Mark II Penn State University, University Park, Pensilvania - TRIGA Purdue University, West Lafayette, Indiana - Lockheed Reed College, Portland, OR - TRIGA Mark I Rhode Island Atomic Energy Commission, Narrangansett, Rhode Island - GE Pool Texas A&M University, College Station, TX (dos reactores) - AGN-201M #106, TRIGA Mark I University of Arizona, Tucson, AZ - TRIGA Mark I University of California-Davis, Sacramento, California - ? University of California Irvine, Irvine, California - TRIGA Mark I University of Florida, Gainesville, Florida - Argonaut University of Maryland, College Park, College Park, Maryland - TRIGA Mark I University of Massachusetts, Lowell, Massachusetts - ? University of Michigan, Ann Arbor, Michigan - Pool University of Missouri, Columbia, Missouri - General Electric tipo tanque (10 MW) University of Missouri, Rolla, Missouri - Pool University of New Mexico, Albuquerque, New Mexico - AGN-201M $112 University of Texas at Austin, Austin, Texas - TRIGA Mark II University of Utah, Salt Lake City, Utah - TRIGA Mark I University of Wisconsin, Madison, Wisconsin - TRIGA Mark I U.S. Geological Survey, Denver, Colorado - TRIGA Mark I U.S. Veterans Administration, Omaha, Nebraska - TRIGA Mark I Washington State University, Pullman, Washington - TRIGA Mark I Worcester Polytechnic Institute, Worcester, Massachusetts - GE Reactores de Investigación y Pruebas con orden de desactivación o modificaciones de autorización. (Estos reactores están autorizados para descontaminar y desmantelar sus instalaciones para prepararse para la inspección final y cancelación de la autorización.)

82

CBS Corporation, Waltz Mill, Pensilvania General Atomics, San Diego, California (dos reactores) Georgia Institute of Technology, Atlanta, Georgia Iowa State University, Ames, Iowa Manhattan College, Riverdale, New York National Aeronautics and Space Administration, Sandusky, Ohio (dos reactores) Saxton Nuclear Experimental Corporation, Saxton, Pensilvania (un reactor de energía) University of Illinois, Urbana, Illinois University of Washington, Seattle, Washington University of Virginia, Charlottesville, Virginia (dos reactores) Reactores para Pruebas e Investigación con autorización únicamente para poseer material. (Estos reactores no están autorizados a funcionar, únicamente a disponer de material nuclear, Están permanentemente cerrados.) Cornell University Zero Power Reactor, Ithaca, New York General Electric Company, Sunol, California (dos reactores de investigación, uno para energía) Nuclear Ship Savannah, James River Reserve Fleet, Virginia (un reactor para energía) Universidad de Buffalo Estonia Paldiski - 2 reactores PWR para instrucción naval (desmantelados). Finlandia Loviisa Olkiluoto Olkiluoto-1 Olkiluoto-2 Olkiluoto-3 - Colocación el 12 de Septiembre de 2005, de la primera piedra del EPR.

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Helsinki - TRIGA Mark II, Instituto Nacional para Investigación Técnica (instalado el 1962). Filipinas Quezon City - TRIGA reactor, Philippine Atomic Energy Commission (instalado en 1988) Bataan Nuclear Power Plant - 620 MWe, mothballed Francia

Operativos: Belleville - 2 reactores de 1310 MW cada uno Bugey - 4 reactores Cattenom - 4 reactores de 1300 MW cada uno, cerca de las fronteras de Luxemburgo y Alemania. Chinon - 4 reactores. Chooz-B - 2 reactores de 1455 MW cada uno. Civaux - 2 reactores de 1455 MW cada uno. Cruas - 4 reactores Dampierre - 4 reactores de 890 MW cada uno. Fessenheim - 2 reactores de 880 MW cada uno - los más viejos reactores PWR en Francia todavía operativos comercialmente. Flamanville - 2 reactores de 1330 MW cada uno. Golfech - 2 reactores Gravelines - 6 reactores de 910 MW cada uno. Le Blayais - 4 reactores Nogent-sur-Seine - 2 reactores Paluel - 4 reactores de 1330 MW cada uno. Penly - 2 reactores Phénix - 1 reactor de 233 MW Saint Alban - 2 reactores Saint Laurent des Eaux - 2 reactores Tricastin - 4 reactores 84

total 59 reactores operativos. Proyectados EDF prevé construir el primer EPR en Flamanville en Francia. Ya no operativos: Bugey - 1 reactor Chinon - 3 reactores Chooz-A - 1 reactor - 310 MW - primer reactor PWR en Europa (1967), gestionado por SENA (Société d’énergie nucléaire franco-belge des Ardennes). Marcoule - 3 reactores Monts d'Arrée - 1 reactor - 70 MW - EL-49, reactor de agua pesada, único de su clase en Francia, en Brennilis, Bretaña Saint Laurent des Eaux - 2 reactores Superphénix, Creys-Malville - 1 reactor Cancelados: Le Carnet Plogoff Reactores para investigación Rhapsodie Zoe, primer reactor francés (1948) Grecia GRR-1 - Reactor para investigación de 5 MW en Demokritos Centro Nacional para la Investigación Científica, Atenas Hungría Paks - 4 reactores VVER de 430 MW Budapest Universidad Técnica de Budapest (BME) Instituto de Técnicas Nucleares - Reactor para Investigación de la Universidad KFKI Instituto para la Investigación de la Energía Atómica (Reactor para investigación de 10 MW de Budapest) Debrecen

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Instituto para la Investigación Nuclear de la Academia Húngara de Ciencias (ciclotrón de 20 MV y un acelerador Van de Gras de 5 MV) India Plantas de reactores de energía Planta de Energía Atómica de Kaiga - 2 PHWR, y 2 PHWR en construcción. Planta de Energía Atómica de Kakrapar (KAPS) - 2 PHWR Kudankulam Tamilnadu - 2 VVER PWR en construcción. Planta de Energía Atómica de Madras (MAPS) - 2 PHWR en Kalpakkam Planta de Energía Atómica de Narora (NAPS) - 2 PHWR Planta de Energía Atómica de Rajasthan (RAPS) - 2 PHWR, 2 PHWR en construcción. Planta de Energía Atómica de Tarapur (TAPS) - 2 BWR, 1 PHWR + 1 PHWR en construcción. Reactores para investigación Kalpakkam - IGCAR FBTR (Fast Breeder Test Reactor)(Reactor de pruebas de rápida alimentación). reactor KAMINI reactor CIRUS Prototipo de 500 MW de Fast Breeder Reactor (en construcción) Indonesia Bandung - TRIGA Mark II (250 kW instalado en 1965, 2MW instalado en 1997) Yogyakarta - TRIGA Mark II (100 kW instalado en 1979) Serpong - SIWABESSY Reactor multipropósitos de 30MW (instalado en 1987) Irán Plantas de reactores para energía Bushehr Bushehr-1 435MWe

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Bushehr-2 435MWe Ractores para investigación Isfahan, Centro de Tecnología Nuclear (principalmente suministrado por China). MNSR 27 kW Reactor en miniatura de fuente de neutrones (MNSR) Reactor subcrítico de Agua Ligera (LWSCR) Reactor de Agua Pesada de Energía Cero (HWZPR) Reactor Subcrítico de grafito (GSCR) Teherán - TRIGA reactor en el Centro de Investigación Nuclear de Teherán (suministrado por Estados Unidos en 1967) Arak - IR-40 Reactor de Agua Pesada (en construcción) Iraq Osiraq / "Tammuz 1" (destruido por raid aéreoIsraelí el7 de junio de 1981) Italia Plantas de reactores para energía Latina - Magnox, 1 unidad de 160 MW, 1963-1987, cerrado como consecuencia del referéndum italiano sobre energía nuclear Caorso - BWR cerrado como consecuencia del referéndum italiano sobre energía nuclear. Trino Vercellese - cerrado como consecuencia del referéndum italiano sobre energía nuclear. Alto Lazio - cerrado como consecuencia del referéndum italiano sobre energía nuclear. Reactores para investigación Pavía - TRIGA Mark II, Universidad de Pavia Mark II (instalado en 1965) Roma - TRIGA Mark II, Centro de Investigación de ENEA Casaccia (instalado 1960) Israel Dimona Reactor de investigación EL-102 de uranio/agua pesada, originalmente 24 MW (suministrado por Francia, operativo desde 1962) 87

Jamaica Kingston, Jamaica 2 reactores tipo SLOWPOKE-2 Japón Plantas de reactores para energía Fukushima Daiichi (6 reactores BWR) Fukushima Daini (4 reactores BWR) Genkai (4 reactores PWR) Hamaoka (4 BWR reactores + 1 ABWR( BWR avanzado)) Ikata (3 reactores PWR) Ikata-1 Ikata-2 Ikata-3 Kashiwazaki Kariwa (5 reactores BWR + 2 ABWR) Mihama (3 reactores PWR) Mihama-1 Mihama-2 Mihama-3 Ohi (4 reactores PWR) Ohi-1 Ohi-2 Ohi-3 Ohi-4 Onagawa (3 reactores BWR) Onagawa-1 Onagawa-2 Onagawa-3 Sendai (2 reactores PWR) Sendai-1 Sendai-2 Shika (BWR) Shika-1

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Shimane (2 reactores BWR) Shimane-1 Shimane-2 Takahama (4 reactores PWR) Takahama-1 Takahama-2 Takahama-3 Takahama-4 Tokai (Magnox GCR 166 MW, 1966-1998) Tokai Daini (BWR 1100 MW, conectado a la red en 1978) Tomari (2 reactores PWR) Tomari-1 Tomari-2 Tsuruga Tsuruga-1 (BWR) Tsuruga-2 (PWR) Reactores para investigación JAERI(Japan Atomic Energy Research Institute) Reactores Tokai JRR-1(Japan Research Reactor No.1, cerrado) Tokai JRR-2 (cerrado) Tokai JRR-3 Tokai JRR-4 Tokai JPDR (Reactor de Demostración, cerrado) Oarai HTTR(High-Temp engineering Test Reactor) (Reactor de pruebas a altas temperaturas). Oarai JMTR(Japan Materials Testing Reactor)(Reactor de Prueba de Materiales). Naka JT-60 reactor de fusión. JNC(Japan Nuclear Cycle Development Institute) Reactores Fugen (ATR(Advanced Thermal Reactor) (Reactor térmico avanzado, cerrado) Jyouyou (FBR) Monju (FBR)

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Kazakhstan Plantas de reactores para energía Aktau (Corporación Nacional de Kazakhstan para la Industria y Energía Atómicas) BN-350 reactor de 135 MW (cerrado en 1999) Reactores de investigación Alatau, Instituto de Física Nuclear del Centro Nacional Nuclear. Reactor VVR-K 10MW Kurchatov, Centro Nacional Nuclear, Centro de pruebas de Semipalatinsk IVG-1M 60 MW RA - reactor de zirconio moderadamente hidrido (desmantelado) IGR (Reactor de Impulso de Grafito) 50 MW Letonia Salaspils, Centro de Investigación Nuclear Reactor de investigación de 5MW (cerrado) Libia Centro de Investigación Nuclear de Tajura, reactor para investigación de 10MW (suministrador por URSS) Lituania Central Nuclear de Ignalina Ignalina-1, RBMK, cerrada el 31 de Diciembre de 2004, a petición de la UE Ignalina-2, RBMK, previsto cerrar el 2009 Malasia Kuala Lumpur - TRIGA Mark II, Instituto Malasio para Tecnología Nuclear (instalado en 1982) México

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Laguna Verde - 2 BWRactualmente se cree de una posible expansion para la construccion de un 3 reactor.Pero lo que se esta lle vando acabo es el aumento de capacidad de los 2 reactores en un 25% mas asi generando un total de 1.778MW México D.F. - TRIGA Mark III, Instituto Nacional para la Investigación Nuclear Zeta Corporación Division Ciencias !ucleares (Reactor Avanzado Pruheba de Materiales RAPM)Dirección http://www.zetacorporation.mx.kz/Zeta Corp Marruecos Rabat - TRIGA (en construcción) Noruega Reactores para investigación Reactores Kjeller NORA (activado en 1961, cerrado en 1967) JEEP I (activado en 1951, cerrado en 1967) JEEP II (activado en 1966) Reactor Halden HBWR – Reactor Halden de agua hirviendo (activado en 1959) Países Bajos Plantas de reactores para energía Borssele - 452 MW PWR Dodewaard - 55 MW BWR (cerrada en 1997) Reactores para investigación Delft Reactor Nuclear de Petten en Petten Pakistan Chasnupp - 300 MW PWR Kanupp - 125 MW PHWR

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Panamá USS Sturgis – Planta flotante nuclear para el Canal de Panamá (en funcionamiento de 1966 a 1976) Puerto Rico Mayagüez – reactor TRIGA (desmantelado) BONUS - BWR supercalentado (desactivado)

Reino Unido Plantas de reactores para energía Berkeley, Gloucestershire Bradwell, Essex (La generación cesó en 2002, retirado el combustible en Setiembre de 2005) Calder Hall, Sellafield, Cumbria (La generación cesó el 2003) Chapelcross, Dumfries and Galloway (La generación cesó en Junio del 2004) Dungeness A, Kent (Previsto que cese la generación al final del 2006) Dungeness B, Kent Hartlepool, Hartlepool Heysham 1, Lancashire Heysham 2, Lancashire Hinkley Point A, Somerset (Cesó de ser operativo el 2000, retirado el combustible en Setiembre del 2005) Hinkley Point B, Somerset Hunterston A, North Ayrshire (La generación cesó en 1989) Hunterston B, North Ayrshire Oldbury, Gloucestershire (Previsto que cese la generación a fin del 2008) Sizewell A, Suffolk (Previsto que cese la generación a fin del 2006) Sizewell B, Suffolk (Reactor de Agua Presurizada) Torness, East Lothian Trawsfynydd, Gwynedd (La generación cesó en 1991) 92

Wylfa, Anglesey (Previsto que cese la generación a fin del 2010) Reactores para investigación Aldermaston - VIPER - Atomic Weapons Establishment Ascot - reactor CONSORT, Imperial College London, Silwood Park campus Billingham – reactor TRIGA Mark I , refinería de ICI (instalado en 1971, cerrado en 1988) Culham - JET reacto de fusión Derby - Neptune - Rolls-Royce Naval Marine, Raynesway Dounreay VULCAN (Rolls-Royce Naval Marine) PWR2 (Rolls-Royce Naval Marine) DMTR Reactor rápido Dounreay - Reactor de alimentación rápida (cerrado en 1994) Prototipo de reactor rápido East Kilbride - Scottish Universities Research and Reactor Centre (desactivado en 1995, totalmente desmantelado en 2003) Harwell AERE GLEEP (cerrado 1990) BEPO (cerrado 1968) LIDO (cerrado en 1974) DIDO (cerrado en 1990) PLUTO (cerrado en 1990) Londres Greenwich - JASON reactor PWR (desmantelado en 1999) Stratford Marsh - Queen Mary, University of London (activado en 1966, desactivado en 1982, (totalmente desmantelado)) Risley - Universities Research Reactor (? desactivado) Sellafield (llamado Windscale hasta 1971) PILE 1 (cerrado en1957 después del incendio de Windscale) PILE 2 (cerrado en 1957) WAGR (cerrado en 1982)

93

Winfrith - Dorchester, Dorset 9 reactors, cerrados en 1990 República Checa Dukovany-Central Nuclear de Dukovany - 4 reactores (VVER), de 440 MW cada uno. Temelín - 2 reactores (VVER), de 1000 MW cada uno. Řež - 2 reactores para investigación (LVR-15, LR-0) Praga - reactor para investigación (VR-1) en la Universidad Técnica Checa República Democrática del Congo TRICO I - Reactor TRIGA, Universidad de Kinshasa (cerrado en 1970) TRICO II - Reactor TRIGA, Universidad de Kinshasa Rumania Plantas de reactores para energía Central Nuclear de Cernavodă Cernavodă-1 reactor PHWR CANDU de 700 MW Cernavodă-2 reactor PHWR CANDU de 700 MW (en construcción; en funcionamiento en 2006) Fábrica de combustible Fábrica de Combustible de Pitesti combustible para candu Turnu Severin- Fábrica de Agua Pesada de Halanga Investigación Instituto para Investigación Nuclear de Pitesti, a 110 km al Norte de Bucarest Modelo Triga de 13 MW. C9, box. Rusia Plantas de reactores para energía Balakovo 94

Beloyarsk / Zarechny Bilibino Kalinin / Udomlya Kola / Polyarnye Zori Kursk Leningrad / Sosnovy Bor Novovoronezhskaya Seversk / Tomsk Smolensk Volgodonsk / Rostov Reactores para investigación (Hay aproximadamente 109 reactores para investigación en Rusia.)” Reactor de fusión T-15 en el Instituto Kurchatov Siria Reactor miniatura de fuente de neutrones Suecia Plantas de reactores para energía Barsebäck Barsebäck 1 (1975 - 1999, cerrada) Barsebäck 2 (1977 - 2005, cerrada) Forsmark Forsmark 1 (1980) Forsmark 2 (1981) Forsmark 3 (1985) Oskarshamn Oskarshamn 1 (1972) Oskarshamn 2 (1975) Oskarshamn 3 (1985) Ringhals Ringhals 1 (1976) Ringhals 2 (1975) 95

Ringhals 3 (1981) Ringhals 4 (1983) Reactores para investigación KTH, Stockholm reactor para investigación R1 (1954 - 1970, desmantelado) Studsvik reactor para investigación R2 (1962, todavía activo en 2003) Farsta, Stockholm R3 - 55 MW calefacción para el distrito (1963 - 1973, cerrado) Marviken, Norrköping R4 – Investigación y producción de plutonio (nunca completado, abandonado en 1970) Suiza Plantas de reactores para energía Beznau - 2 PWRs Goesgen - 1 PWR Leibstadt - 1 BWR Muehleberg - 1 BWR Reactores para investigación Lucens - 1 GCHWR, (cerrado en 1969) Taiwan Plantas de reactores para energía Chin Shan – 2 reactores BWR Kuosheng - 2 reactores BWR Lungmen (en construcción) Maanshan - 2 reactores PWR Reactores para investigación Taipei - TRIGA, Universidad de Tsing Hua (instalado en 1977) Tailandia

96

Bangkok - TRIGA, Oficina de Átomos para la Paz (instalado en 1977) Bangkok - TRIGA MPR 10, Centro de Investigación Nuclear de Ongkharak (en construcción) Turquía Estambul - TRIGA Mark II, Universidad Técnica de Estambul (instalado en 1979) Ucrania Plantas de reactores para energía Chernobyl Chernobyl-1 RBMK-1000 LWGR (cerrada el 1996) Chernobyl-2 RBMK-1000 LWGR (cerrada el 1991) Chernobyl-3 RBMK-1000 LWGR (cerrada el 2000) Chernobyl-4 RBMK-1000 LWGR (explotó en el accidente de Chernobyl en 1986) Khmelnytskyi – 2 reactores WWER Rivno - 4 reactores WWER Ucrania del Sur, Konstantinovka – 3 reactores PWR Zaporizhzhia – 6 reactores WWER Reactores para investigación Kiev Instituto para Investigación Nuclear (cerrado) Sebastopol Instituto para Energía e Industria Nuclear (cerrado) Sudáfrica Plantas de reactores para energía Koeberg (cerca de Cape Town) Koeberg-1 920MW Koeberg-2 920MW Reactores para investigación Pelindaba - Centro de Investigación Nuclear de Pelindaba cerca de Pretoria

97

Safari-1 reactor de piscina de 20MW Safari-2 (desmantelado en 1970)

TABLA DE REACTORES, EN QUE PAÍS SE ENCUENTRA, SI OPERAN, POTENCIA DE GENERACIÓN En uso

Clausuradas

En construcción

Generació n de electricida d

País Canti dad

Potenci Potenci Potenci Potenci Potenci Potenci Canti Canti a a a a a a 2006 % neta bruta neta bruta neta bruta dad dad en MW en MW en MW en MW en MW en MW

Argentina

2

935

1.005

–

–

–

1

692

745

6,9

7

Armenia

1

376

408

1

376

408

–

–

–

2,4

42

Bélgica

7

6.092

5.801

1

11

12

–

–

–

44,3 54

Brasil

2

1.901

2.007

–

–

–

–

–

–

13,8

Bulgaria

2

1.906

2.000

4

1.632

1.760

2

1.906

2.000

18,1 44

China

11

8.587

9.078

–

–

–

5

4.220

4.534

54,8

Alemania

17

20.425

21.452

19

5.944

6.337

–

–

–

158, 26 7

Finlandia

4

2.676

2.780

–

–

–

1

1.600

1.720

22,0 20

3

2

98

Francia

59

63.363

66.130

11

3.951

4.098

1

1.600

1.650

428, 78 0

India

17

3.732

3.900

–

–

–

6

2.910

3.160

15,6

3

Irán

–

–

–

–

–

–

1

915

1.000

–

–

Italia

–

–

–

4

1.423

1.472

–

–

–

–

–

Japón

56

47.593

49.580

4

566

624

1

866

912

291, 30 5

Canada

18

12.584

13.360

–

–

–

7

3.046

3.243

92,4 16

Kazajstán

–

–

–

1

52

90

–

–

–

–

–

Litaunia

1

1.185

1.300

1

1.185

1.300

–

–

–

8,7

70

México

2

1.360

1.364

–

–

–

–

–

–

10,4

5

Holanda

1

482

515

1

55

58

–

–

–

3,3

4

Paquistán

2

425

462

–

–

–

1

300

325

2,5

3

Rumanía

2

1.310

1.412

–

–

–

–

–

–

5,2

9

Rusia

31

21.743

23.242

5

786

849

7

4.585

4.876

144, 16 3

Suecia

10

8.916

9.275

3

1.210

1.242

–

–

–

65,0 48

99

Suiza

5

3.220

3.372

–

–

–

–

–

–

26,3 37

Eslovaquia

5

2.034

2.200

2

518

584

–

–

–

16,6 57

Eslovenia

1

666

730

–

–

–

–

–

–

5,3

España

8

7.450

7.728

2

621

650

–

–

–

57,4 20

Sudafrica

2

1.800

1.888

–

–

–

–

–

–

10,1

Corea del Sur

20

16.810

17.716

–

–

–

4

3.800

4.000

141, 39 2

Taiwan

6

4.884

5.144

–

–

–

2

2.600

2.700

37,0 22

Chequia

6

3.538

3.742

–

–

–

–

–

–

24,5 32

Ucrania

15

13.107

13.835

4

3.500

3.800

2

1.900

2.000

84,8 48

Hungría

4

1.755

1.866

–

–

–

–

–

–

12,5 38

E.E.U.U.

104

99.210 105.664

28

9.764

10.296

1

1.165

1.218

787, 19 2

Reino Unid o

19

10.982

11.902

26

3.324

3.810

–

–

–

69,2 19

Mundo

440

371.047 390.858

117

34.918

37.390

42

32.105

34.083

2.66 0

40

4

–

100

Accidentes nucleares Se denominan accidentes nucleares a aquellos producidos en centrales nucleares o establecimientos que empleen este tipo de tecnología. Pueden producirse por falla técnica o humana y se caracterizan por liberar al medio producto radiactivo, en forma de materia radiactiva o radiación. Estas emisiones, independientemente de su magnitud, afectan seriamente a todo tipo de organismos, sobre todo a nivel inmunológico y genético, provocando efectos letales inmediatos o la aparición de malformaciones genéticas en las nuevas generaciones. La gravedad de los daños producidos depende del tipo de material y tiempo de exposición. Los accidentes nucleares tienen un altísimo impacto destructivo sobre todos los compartimentos del ecosistema, extendiéndose sus efectos en el tiempo. El accidente nuclear de Chernobyl (Ucrania, 26 de abril de 1986) produjo una emisión de aproximadamente 100 millones de Curies (Ci). Cerca de la mitad de esta emisión quedó dentro de los 30 km de distancia del reactor. Aparte de la exposición externa a la radiación queda el peligro de ingestión de alimentos contaminados sobre todo con Cesio-137, cuya vida media es de 30 años y el efecto contaminante durará muchas décadas más. Tal contaminación se ha producido también en países vecinos, incluyendo algunas áreas del Reino Unido. El accidente de Chernobyl es un accidente paradigmático de este tipo de episodios. - A partir de mediados de la década de los ´50 comenzaron a producirse graves accidentes en plantas nucleares de USA, ex URSS, Canadá, Gran Bretaña y Japón. La mayoría de ellos debido a fallas humanas. Afectaron seriamente a seres humanos y al ambiente. - 1957, KASLI, oeste de los Montes Urales (ex URSS). Contaminación de hasta 600 km2 y la evacuación definitiva de más de 30 aldeas.

101

1957, WINDSCALE PILE, Irlanda (Gran Bretaña). Un incendio de un reactor de plutonio liberó yodo (I) radiactivo que contaminó 500 km2 y destruyó 5,6 millones de litros de leche en los tambos de la zona. En 1983 se supo de más de 200 casos de cáncer en la glándula tiroidea, sobre todo en niños. - 1963, INDIAN POINT (USA). Un escape radiactivo de esa central nuclear puso fin a la fauna de los ríos cercanos y contaminó los productos agrícolas. 1971, MONTICELLO, Minesota (USA). Más de 190.000 litros de agua radiactiva desbordaron del depósito de desechos del reactor y se volcaron en el río Mississippi. Parte del derrame afectó al suministro de agua potable de St.Paul. 1979, HARRISBURG (USA), Pennsylvania. Fuga de vapor radiactivo en la planta nuclear de Three Mille Island, nube que cubrió 30 km2. Se evacuó 106 personas. Con el tiempo nacieron criaturas con severas malformaciones genéticas (congénitas). 1979, ERWIN, Tennessee (USA). Escape de uranio (U) altamente enriquecido contaminó aproximadamente 1.000 personas con casi 5 veces la radiación que normalmente recibían por año. 1981, JAPON. Durante una reparación en la planta de Tsurunga, 45 trabajadores quedaron expuestos a material radiactivo. La filtración contaminó el lecho de una bahía pesquera cercana. 1986, GORE, Oklahoma (USA). Estallido de un cilindro de material nuclear excesivamente cargado tras ser recalentado en la planta Kerr McGee. 1986, CHERNOBYL (Ucrania). Estallido/fusión del reactor (núcleo). 25 personas murieron en los meses siguientes, 18.000 hospitalizadas, 92.000 evacuadas. Profusión de cánceres y malformaciones. Contaminación de flora y fauna de Bielorrusia desde Kiev hasta Gornel. La nube radiactiva sobrevoló toda Europa.

102

Años 1950 Canadá, 12 de diciembre de 1952: el primer accidente nuclear serio ocurre en el reactor nuclear NRX de Chalk River, Canadá. Un fallo en los sistemas de apagado y varios errores de los operadores provocaron una reacción en cadena que aumentó la producción de energía del reactor a más del doble del nivel normal. El agua pesada del reactor, usada como moderador, fue purgada, apagando la reacción en menos de 30 segundos. Una serie subsequente de explosiones de hidrógeno dañó severamente el interior de reactor. Se liberaron los productos de fisión de unos 30 kg de uranio a través de la pila del reactor. Agua ligera (usada como refrigerante) irradiada se derramó a través del circuito de refrigeración dañado en el edificio del reactor; unos 4000 metros cúbicos de esta agua se bombearon a una zona de desecho para evitar la contaminación del río Ottawa. Los controles posteriores de las fuentes de agua en las cercanías no revelaron indicios de contaminación. No hubo muertos o heridos como resultado directo del incidente. Un estudio de seguimiento realizado en 1982 entre los trabajadores de la central expuestos en el accidente no reveló efectos a largo plazo en su salud. Jimmy Carter, por entonces un ingeniero nuclear en la armada estadounidense se encontraba entre el personal encargado de la limpieza del accidente.

Canadá, 24 de mayo de 1958: en el reactor NRU, de nuevo en Chalk River, una varilla de combustible de uranio se incendió y se partió en dos al intentar retirarla del núcleo del reactor, debido a una refrigeración inadecuada. El fuego fue extinguido, pero no antes de liberar una cantidad notable de productos de combustión radiactivos; la contaminación radiactiva afectó el interior del edificio del reactor y, en menor grado, un área alrededor del laboratorio. Más de 600 personas formaron el equipo de limpieza del accidente. Estados Unidos, 1959: un reactor refrigerado por sodio sufrió una fusión parcial del núcleo en el Laboratorio de Santa Susana Field, cerca de Simi Valley, California.

103

Años 1960 Océano Índico, 21 de abril de 1964: un satélite artificial estadounidense no consiguió alcanzar la velocidad orbital y reentró en la atmósfera a 46 km de altitud sobre el océano Índico. El generador SNAP del satélite contenía 16 kCi (590 TBq de plutonio-238, que se quemó al menos en parte durante la reentrada. Cuatro meses después del accidente se encontraron niveles elevados de 238Pu en la estratosfera. Estados Unidos, 24 de julio de 1964: en las instalaciones de Wood River Junction (Charlestown, Rhode Island), diseñadas para recuperar uranio de materiales sobrantes de la producción de combustible nuclear, un operario accidentalmente mezcló una solución de uranio concentrado a un tanque agitado que contenía carbonato sódico, lo que resultó en una reacción nuclear crítica que le costó la vida (por exposición a una dosis de radiación de 100 grays (Gy). Noventa minutos más tarde ocurrió una segunda reacción que expuso a dos miembros del equipo de limpieza a dosis de hasta 1 Gy. Estados Unidos, 5 de octubre de 1966: un fallo en el sistema de refrigeración por sodio del reactor de la Central Nuclear Enrico Fermi causó una fusión parcial del núcleo. El accidente fue atribuido a una pieza de circonio que obstruía una guía de flujo en el circuito de refrigeración de sodio. Dos de los 105 elementos de combustible se fundieron, pero no se detectó contaminación fuera de la vasija de contención. Gran Bretaña, mayo de 1967: "la unidad 2 (de tipo magnox) de la central nuclear de Chapelcross (Dumfries and Galloway, Escocia) sufrió una fusión parcial cuando una vara de combustible se incendió después de recargar el reactor con combustible nuevo. Después del accidente el reactor permaneció cerrado durante dos años para ser reparado. Suiza, 21 de enero de 1969: se produjo un fallo en la refrigeración de un reactor experimental subterráneo en Lucens, Vaud. No se produjeron heridos, pero la caverna resultó fuertemente contaminada, y fue sellada.

104

Años 1970 Checoslovaquia, 22 de febrero de 1977: la central nuclear A1 de Jaslovske Bohunice sufrió un serio accidente durante la carga de combustible. El accidente, de nivel 4 de la escala INES, produjo amplios daños en el combustible, y emisión de radioactividad en el área de la central. Como resultado la planta fue apagada y está siendo desmantelada. Estados Unidos, 28 de marzo de 1979: una combinación de fallos en los equipos de la central y de errores de operarios de la misma produjo una pérdida de refrigerante y una fusión parcial del núcleo en la central nuclear de Three Mile Island (Pensilvania). Este ha sido el peor accidente nuclear civil del país hasta la fecha. La exposición a radiación fuera de la central se mantuvo por debajo de 1 mSv (inferior a la exposición anual debida a fuentes naturales), y aproximadamente dos millones de personas sufrieron exposiciones de 10 µSv. No hubo víctimas inmediatas, aunque estudios radiológicos predicen algún caso de cáncer a largo plazo. La limpieza de la central duró más de 14 años, y sólo en el periodo de 1985 a 1995 se extrajeron casi 100 toneladas de combustible nuclear del lugar. Sin embargo el agua (contaminada) usada como refrigerante que entró en el edificio de contención se filtró entre el hormigón del edificio, dejando un residuo radiactivo imposible de eliminar. El interior del edificio de contención es peligroso y éste ha estado desde entonces permanentemente cerrado. Años 1980 Japón, 1981: más de 100 trabajadores fueron expuestos a dosis de hasta 155 milirems de radiación diaria durante las reparaciones de la central nuclear de Tsurunga, violando el límite impuesto por la propia compañía de 100 milirems (1 mSv) diarios. Estados Unidos, 25 de enero de 1982: una tubería del generador de vapor se rompió en la central nuclear de Rochester (Nueva York), derramando refrigerante radiactivo por el suelo de la central. Alrededor de 80 Ci (3 TBq) de vapor radiactivo escaparon a la atmósfera.

105

Argentina, 23 de septiembre de 1983: un operario cometió un error durante la reconfiguración de un panel de combustible, causando un accidente de criticidad, en un reactor experimental. Se produjo una excursión de 3x1017 fisiones, y el operario absorbió 2000 rads (20 Gy) de radiación gamma y 1700 rads (17 Gy) de radiación neutrónica, lo que le produjo la muerte dos días después. Otras 17 personas fuera de la sala del reactor recibieron dosis de radiación entre 1 y 35 rads (entre 0,01 y 0,35 Gy). Unión Soviética, 26 de abril de 1986: en la central nuclear de Chernobyl, cerca de Kiev (Ucrania) se produjo el peor accidente de la historia de la energía nuclear. Un experimento no autorizado y un cúmulo de errores de seguridad produjeron fuego y explosiones que liberaron cantidades enormes de material radiactivo en la atmósfera, extendiéndose por la mayor parte de Europa. Las consecuencias del accidente han sido y son enormes: miles de kilómetros cuadrados contaminados durante muchos siglos, centenares de miles de refugiados, heridos, y enfermos, y una cantidad estimada en varios miles, o decenas o centenares de miles de víctimas mortales (la mayoría de ellas pronosticadas para los próximos años), dependiendo de la fuente. Para más información véase el artículo sobre el accidente. Alemania, 4 de mayo de 1986: un reactor THTR-300 de gas a alta temperatura, localizado en Hamm-Uentrop sufrió un escape de radiación cuando una de sus esferas de combustible se atascó en la tubería utilizada para hacer llegar el combustible nuclear al reactor. Las manipulaciones de los operarios para eliminar la obstrucción de la tubería causaron daños en el combustible, liberando radiación que se pudo detectar a dos kilómetros del reactor. RDA, 1989: se produjo una fusión parcial del núcleo en la central de Greifswald. España, 19 de octubre de 1989: la central nuclear de Vandellós, cerca de Tarragona, sufrió un incendio en la zona de turbinas. No se liberó radiactividad ni se dañó el núcleo, pero los sistemas de seguridad resultaron seriamente dañados, por lo que se decidió cerrar la planta, que en la actualidad se encuentra en periodo de desmantelamiento.

106

Años 1990 Rusia, 6 de abril de 1993: en las instalaciones de reprocesado de plutonio de la Empresa Química Siberiana, en Tomsk, un aumento de presión produjo un fallo mecánico explosivo en un vaso reactor de 34 m³. El vaso, que se encontraba enterrado en un búnquer de hormigón bajo el edificio 201, contenía una mezcla de ácido nítrico concentrado, uranio (8757 kg), plutonio (449 g) y desechos radiactivos y orgánicos de un ciclo de extracción previo. La explosión desplazó la cubierta de hormigón del búnquer, y voló una amplia sección del tejado del edificio, permitiendo el escape de aproximadamente 6 GBq de 239Pu y 30 TBq de varios otros elementos radiactivos. El accidente expuso 160 trabajadores de la empresa y casi 2000 liquidadores a dosis totales de hasta 50 mSv (el límite para trabajadores de la industria radiactiva es de 100 mSv cada 5 años). La contaminación se extendió 28 kilómetros en dirección noreste. La pequeña aldea de Georgievka (pob. 200) se encontraba en el extremo de la zona contaminada, aunque no se ha informado de muertes o enfermedades relativas al incidente. Japón, 30 de septiembre de 1999: el peor accidente nuclear de Japón se produjo en la central de reprocesado de uranio en Tokai-mura, prefectura de Ibaraki, al noreste de Tokio. Un grupo de trabajadores vertía una solución de nitrato de uranilo que contenía aproximadamente 16,6 kg de uranio, excediendo la masa crítica, en un tanque de precipitado. El tanque no estaba diseñado para disolver este tipo de solución ni para prevenir un caso de criticidad como el que se dio. Tres trabajadores fueron expuestos a dosis de radiación neutrónica por encima de lo permitido, y dos de ellos murieron. Otros 116 empleados recibieron dosis de 1 mSv o más. Para más información véase el artículo de Tokai (Ibaraki). Años 2000 EE. UU., 15 de febrero de 2000: el reactor número 2 de la central nuclear de Indian Point, en Buchanan (Nueva York), descargó una pequeña cantidad de vapor radiactivo tras la rotura de una tubería del generador de vapor. No se detectó radiactividad en el exterior de la planta. La compañía operadora, Con Edison, fue amonestada por no seguir el procedimiento de 107

notificación a las autoridades. Posteriormente se le exigió reemplazar los cuatro generadores de vapor de la central. Japón, 9 de febrero de 2002: dos trabajadores fueron expuestos a una cantidad pequeña de radiación y sufrieron quemaduras leves cuando se declaró un incendio en la central nuclear de Onagawa, prefectura de Miyagi. El fuego se produjo en los cimientos del reactor número 3 durante una inspección de rutina, al ser perforado accidentalmente un pulverizador a presión, incendiando una lámina de plástico. Gran Bretaña, 19 de abril de 2005: una solución de 20 toneladas de uranio y 160 kg de plutonio en 83.000 litros de ácido nítrico estuvo sufriendo pérdidas desapercibidamente durante varios meses, a través de una tubería rota, en la planta de reprocesado de combustible nuclear THORP. El combustible perdido, parcialmente procesado, fue bombeado a tanques en el exterior de la planta. Gran Bretaña, septiembre de 2005: la central de cimentado de Dounreay fue cerrada después de un vertido (que no alcanzó el exterior) de 266 litros de residuos radiactivos de reprocesado. En octubre otro laboratorio de reprocesado fue cerrado tras encontrarse trazas radiactivas en las mucosas de ocho de sus trabajadores. Japón, 16 de julio de 2007: un terremoto de magnitud 6,8 causó daños en la mayor central atómica del mundo, la de Niigata. Las primeras informaciones anunciaban un vertido al medio ambiente más de 1200 litros de agua radiactiva, pero la compañía propietaria de la central confirmó poco después que habían sido más (sin concretar más). La planta fue cerrada días después.

108

Conclusiones • La energía nuclear es una opción confiable y factible desde el punto de vista económico y ambiental. • La inclusión de la energía nuclear en el sistema eléctrico mexicano permitirá tener una canasta de combustibles balanceada, ante la alta volatilidad de los precios del gas y la incertidumbre del suministro de los combustibles. • La energía nuclear es parte de la solución para responder al cambio climático debido a que no emite gases de efecto invernadero durante la generación eléctrica. -El reactor central es el componente principal de una planta de energía nuclear. Los sistemas complejos de enfriamiento y protección del reactor convierten la energía térmica en electricidad y filtran los efluentes. Los desastres naturales, las fallas mecánicas y los errores humanos pueden contribuir a un accidente por daño en los sistemas de seguridad o del centro mismo. Una liberación de material radiactivo, como gases nobles y yodo radiactivo, es más probablemente causada por una serie de disfunciones o errores que no por un evento único. Para prevenir las exposiciones, los ingenieros deben diseñar plantas nucleares con una reducida posibilidad de accidente. El personal de la planta debe también ser entrenado para mantener los sistemas de seguridad y responder apropiadamente si ocurre un accidente. Los efectos sobre la salud de una liberación pueden ser agudos o crónicos. Las dosis relativamente altas 109

de radiación pueden dañar la médula ósea, la mucosa intestinal y el sistema nervioso. El cáncer o los defectos genéticos inducidos por la radiación pueden no aparecer inmediatamente sino muchos años después de la exposición y pueden ser inducidos por dosis bajas. Los químicos almacenados en las instalaciones nucleares también implican riesgo durante un accidente. La exposición pública se puede evitar o reducir con planeación y respuestas apropiadas ante posibles accidentes. El público alrededor de la planta puede ser evacuado o albergado antes o durante una liberación no intencional, con el fin de prevenir la exposición externa y la inhalación de radionúclidos. Después que finaliza la liberación, los alimentos, el agua y las superficies contaminadas pueden ser fuente de exposición. El suministro de agua y alimentos frescos puede reducir la ingestión directa de radionúclidos. Sin embargo, estos también pueden acumularse en alimentos (por ejemplo, leche de vaca) y pueden requerirse diferentes estrategias para prevenir la exposición. Si ésta ocurre a pesar de las acciones protectoras, la morbilidad y la mortalidad se pueden reducir mediante el cuidado médico apropiado para los efectos agudos y, posiblemente, a través del cáncer a largo plazo. Las poblaciones y los individuos que son más sensibles a la radiación pueden estar en alto riesgo por un accidente. Los niños y los fetos son más sensibles a la radiación que los adultos y están más expuestos a través de la leche de vaca. La gente que vive cerca de una planta nuclear está en mayor riesgo de exposición durante un accidente, como también quienes trabajan fuera de casa. La gente que come vegetales y frutas de huertos locales tiene mayor probabilidad de ingerir radionúclidos. Los ancianos, los discapacitados o los 110

hospitalizados requieren asistencia especial durante una emergencia. Las acciones protectoras para reducir el riesgo que las liberaciones radiológicas implican para esas personas se deben incluir en los planes La planeación ante accidentes en las plantas nucleares se ha expandido y continúa haciéndose después de accidentes como el de Three Mile Island o el de Chernobyl. Se requieren planes estatales de emergencia y ejercicios para probar esos planes alrededor de las instalaciones nucleares. Los planes multinacionales están siendo desarrollados para las instalaciones cerca de las fronteras. En todos los planes, sin embargo, los ejercicios no exploran totalmente los problemas políticos, económicos, sociales y técnicos que se desarrollarían en una emergencia real. Además, los planes de respuesta de emergencia deben ser flexibles y las agencias de estado y federales deben mantener la opinión experta técnica y administrativa para enfrentar los asuntos de la respuesta en la emergencia.

111

Bibliografía: Para la realización de este informe se utilizaron folletos, material impreso, fotos e información de Internet de las siguientes empresas: • • • • • • • •

Comisión Nacional de Energía Atómica. Nucleoeléctrica Argentina S.A. Siemens. Atomic Energy of Canada Limited Electricite de France Westinghouse. General Electric. Joseph Gonyeau, “The virtual nuclear tourist”

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