Centrales nucleares en México y el mundo como recurso de producción de energía eléctrica.

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Central núclear
Central núclear

En temas sobre recursos energéticos y de demanda existente a nivel mundial, la energía eléctrica se encuentra en la cima dentro de los vastos parámetros mesurados cuando nos referirnos a la calidad de vida de la población; muy especialmente en aquellas naciones dentro de un esquema económico en desarrollo y en aquellos países que denominamos potencias.

En México, ya para el año 2004 se albergaban alrededor de 230 centrales en operación dentro del perfil de recursos energéticos, cuya capacidad instalada proviene mayoritariamente de la quema de hidrocarburos (70% aproximadamente) y destacando como industria sustentable aquella basada principalmente en la utilización de energía solar, la energía eólica, la biomasa, la energía mareomotriz y la geotérmica. 

Sin embargo, a pesar de la vasta riqueza de fuentes energéticas en el territorio mexicano, las centrales de ciclo combinado lideran el sector, y la inversión sobre éstas se ha señalado como punta de lanza para el desarrollo nacional. Basado su marco teórico en la producción de energía eléctrica con un generador accionado por una turbina de combustión de gas natural: electricidad que posteriormente será distribuida a la población para actividades de uso final, residencial, particular o destinada a proyectos de infraestructura o proyectos públicos, comerciales e industriales.

Otro medio empleado para la obtención de electricidad, son las centrales de energía nuclear, que aunque bien no es un sistema de tecnologías emergentes, en México si pudieran catalogarse como terreno débilmente explotado, igualmente se encuentra contemplado en el Programa de Desarrollo del Sistema Eléctrico Nacional 2019-2023, por conducto de dependencias institucionales como la Secretaría de Energía (SENER) y la secretaría de Medio Ambiente y Recursos Naturales (SEMARNAT). Que de acuerdo a la última actualización del inventario nacional de energías limpias en diciembre de 2016, sabemos que contamos con 2 unidades nucleoeléctricas ubicadas en la localidad de Punta Limón, municipio de Alto Lucero de Gutiérrez Barrios en el estado de Veracruz, bajo el nombre de “Central Nucleoeléctrica Laguna Verde (CNLV)” y que cuenta con una capacidad instalada de 1.634,00 (MW) y genera aproximadamente 10,866 GWh (gigavatio-hora o giga watt-hora) anualmente, el cual representa el 4.67% de la producción total del Sistema Eléctrico Nacional (SEN).

En éste tema, vale la pena abrir un paréntesis para explicar el funcionamiento de una central nuclear; abordando para éste artículo la genialidad del principio científico que entraña, así como sus inicios; ya que el ojo curioso pudiera juzgarle igualmente de original e interesante.

Primeramente, entenderemos como energía nuclear, aquella que resulta de reacciones entre núcleos atómicos, modificando su estructura interna y liberando así, enormes cantidades de energía calórica. Estas reacciones, en éste caso intencionales, se llevan a cabo dentro de un contenedor altamente controlado y bajo un rigoroso sistema de supervisión y monitoreo para mantenerlo estable. En su conjunto, esto es lo que llamamos “reactor nuclear”. 

Existen dos tipos de reactores, de acuerdo al proceso de reacción que subtiende, ya sea por fisión atómica o en su defecto, por fusión nuclear; utilizando como materia prima, isótopos de elementos como el uranio (U) o el hidrógeno (H) respectivamente. Materia relativamente novedosa y altamente robusta en el campo de la física contemporánea.

Se ha convertido en un hecho indiscutible, que muchos de los grandes avances tecnológico-científicos se han visto germinando en proyectos de escala militar, y claro, los trabajos experimentales sobre reacciones nucleares no fueron la excepción. Durante la etapa de la Primera y Segunda Guerra Mundial, varios grupos de investigadores comenzarían a develar el mecanismo de reacción en cadena por el cual los átomos de uranio o de plutonio, al ser bombardeados por neutrones (recientemente descubiertos), daba lugar a la absorción de ésta partícula por el material para después separarse o “fisionarse” en elementos secundarios de número y masa atómica intermedia o reducida, liberando en el proceso la energía contenida en los enlaces atómicos del combustible primario. El objetivo inicial era precisamente el desarrollo y construcción de la bomba atómica; aunque afortunadamente gracias a fuertes iniciativas pacifistas y documentos de cese, incluyendo el Tratado de Prohibición de Armas Nucleares en Latinoamérica de 1967 firmado en México fue que comenzaron a dirigirse éstos proyectos para el bien y el provecho del hombre; y así fue como surgieron las primeras centrales nucleares para generar energía eléctrica que abasteciese y cubriese las necesidades de la población mundial.

Un reactor convencional, con fines de producción de energía eléctrica, lo encontramos construido en tres fases descritas en lo general, de la siguiente manera:

Circuito primario.- Un reactor o edificio de contención, dentro del cual se hace fisionar una masa sustancial (masa crítica) de Uranio enriquecido, -es decir, una proporción de 92U235 entre el 3-5% de la muestra con respecto a su estado natural- en forma de óxido (UO2), acomodado en pilas dentro de varillas de un metal llamado zircaloy, el cual recibe el impacto de neutrones libres provenientes de una fuente externa de una mezcla de Americio-Berilio, de aleaciones de plutonio-berilio y de californio o de antimonio-berilio o alguna otra aleación de auto-excitación espontánea dependiendo del proceso de arranque del ciclo de operación1; y entonces el uranio experimenta la <<escisión>> del núcleo, se fractura y se liberan así más neutrones que también golpean el combustible a su paso y éste a su vez genera más neutrones que impactan con la materia restante, hasta terminar la cadena con el mayor número de impactos posibles y reduciendo el uranio a sus últimos constituyentes no fisibles2. En el inter, todos los neutrones “perdidos” golpean las paredes aislantes de un material de grafito o incluso agua que actúan como moderadores de la reacción con el fin de disminuir la velocidad de las partículas neutras y reflejarlas nuevamente hacia el sistema incrementando la eficiencia de la reacción. Más aún, también se cuenta con una serie barras de carburo de boro llamadas barras de control cuya función es absorber los neutrones incluso hasta su totalidad y en caso necesario se pueden inyectan todas estas barras o extraer el total de varillas de combustible disponibles para detener la reacción en lo requerido, ya sea por motivos de control o por motivos de seguridad en caso de emergencia.

La cantidad de energía neta de un reactor de éste tipo puede llegar a liberar hasta 120 mil Kilo calorías por kilogramo de óxido de uranio (500 GJ/Kg) y debemos considerar que un reactor opera en ciclos de alrededor de 5 años con una carga de más de 60 toneladas de combustible. Ésta reacción radiactiva da lugar dentro de un gran tanque junto con el  agua moderadora que a su vez será la encargada de transportar la energía que mantendrá la central en operación. 

Segundo.- Circuito secundario o circuito de vapor. Gracias a la enorme cantidad de calor producido durante la reacción, el agua se calienta, se presuriza y se envía por medio de una o varias bombas a través de conductos que conectan a una segunda cámara  o intercambiador de calor, entrando en contacto con un segundo circuito de agua con el propósito de reducir la temperatura, ya que una parte de ésta absorbe el calor actuando como refrigerante, se condensa y se devuelve a la primer vasija cerrando el circuito. Queda entonces una parte de agua en estado de vapor que alimenta una tobera y cuya energía contenida se encargará de producir energía mecánica de rotación de una turbina para activar la tercera fase del sistema. 

Por último, el circuito de refrigeración o condensación. El vapor así generado entra en contacto con un cuerpo de turbinas (de 1 a 4 dependiendo de la potencia del reactor) impulsando su rotor. Una vez que las turbinas comienzan a girar sus álabes, los generadores acoplados a ellas, serán los encargados de convertir el trabajo mecánico de la turbina en energía eléctrica. El vapor de salida vuelve a entrar a una tercera fase donde se le hace circular agua fría proveniente de un cuerpo de agua externo como un río o el mar, que cierra el tercer circuito.  Y el vapor ya condensado de las tuberías es devuelto al sistema para cerrar el circuito secundario.

El agua de enfriamiento al mismo tiempo se calienta por intercambio de calor y para enfriarla es necesario trasladarla a una torre de enfriamiento disminuyendo su temperatura por convección al entrar en contacto con el aire que sube por la clásica torre, muy popular en las centrales de éste tipo con forma cilíndrica que la mayoría ya identificamos o asociamos. 

Éste es a groso modo el mecanismo de funcionamiento de una central nucleoeléctrica, si nos dedicamos a la profunda observación de sus circuitos o fases principales, daremos cuenta de la complejidad en cada uno de ellos, tanto en su proporción técnica como en su principio científico, sin lugar a dudas. Ahora bien, la explicación aquí dada, corresponde a una entre otras versiones existentes. El modelo aquí esbozado se le conoce como reactor de agua a presión o PWR (Pressurized Water Reactor), ya que el vapor a presión es el elemento que impulsa las turbinas. Este modelo destaca por su  robusto diseño, es eficiente y muy seguro; seguido en popularidad solo por el modelo BWR (Boiling Water Reactor) en el cual la energía resultante de la reacción, hierve el agua y posteriormente se produce vapor que es transportado en una serie de tubos separadores y secadores, por último el vapor fluye hacia las turbinas y de ahí al generador.

Existen en realidad, muchos modelos de reactores, dependiendo del uso que tendrá, el tipo y pureza del combustible a utilizar, la potencia requerida, etcétera. De ésta forma podemos encontrar dentro de los más utilizados, los siguientes:

El reactor tipo PHWR (Pressurized Heavy Water Reactor) o Reactor de Agua Pesada Presurizada.

El tipo de agua ocupada para este reactor también suele llamarse agua pesada ya que cada hidrógeno de la molécula de agua común (H₂O) es sustituido por su isótopo más abundante llamado Deuterio, lo que hace que el peso atómico al final sea mayor, en apariencia es igual al agua convencional pero con un peso molecular diferente, su fórmula química es  ²H₂O ó D₂O y es lo que hace la función de moderador en el reactor.

Gas Cooled Reactor (GCR). Reactor de uranio natural, gas y grafito. Ocupa gas de anhídrido carbónico como refrigerante y éste reactor tiene una variante más avanzada que utiliza uranio en su forma enriquecida.

HTGR (High-Temperature Gas-cooled Reactor). Reactor refrigerado por gas a temperatura elevada. Muy similar al anterior salvo que en lugar de anhídrido carbónico usa Helio como elemento refrigerante.

FNR (Fast Neutron Reactor). Es un modelo novedoso pero de alto costo. Intervienen los neutrones rápidos de la reacción sin ningún sistema de frenado o moderador. Utiliza un porcentaje de enriquecimiento de uranio mucho más alto con la ventaja de que reduce sustancialmente la cantidad y la vida media de los desechos radiotóxicos.

En el caso de la planta nucleoeléctrica de Chernóbil, Ucrania en 1979, el diseño del reactor era de tipo RBMK, Reactor de Condensador de Alta Potencia (traducción del acrónimo en ruso). Éste diseño era similar al tipo BWR pero ocupaba una combinación entre combustible-moderador-refrigerante, bastante inestable, que aunque no fue la causa del accidente directamente, no era el sistema apropiado para sobrellevar los experimentos de prueba que intentaron llevar a cabo en el tercer circuito del reactor, lo que desencadenó la catastrófica falla por el que es conocido.

En México, como ya se mencionó, contamos con un par de reactores atómicos los cuales fueron construidos bajo el modelo BWR-5, ambos con 665.5 MW de capacidad instalada y comenzando su operación comercial conjunta en abril de 1995, casi 30 años después de las primeras propuestas para su establecimiento.

En febrero de 2007 comenzó un proyecto de Aumento de potencia y modernización a cargo de la Comisión Federal de Electricidad (CFE) firmando licitación con Iberdrola Ingeniería y Consultoría de México, S.A. de C.V./Iberdrola Ingeniería, y Construcción, S.A., General Electric y, Sociedad Unipersonal/Alstom Mexicana, S.A. de C.V. (Anteriormente Mitsubishi Electric).

Se realizaron modificaciones en las turbinas, condensadores, reemplazo del generador de vapor principal y  recarga de combustible, dando como resultado una planta con dos reactores con potencia extendida correspondiente a 820 Megavatios cada uno, que proveen del 3 al 4% de la capacidad del país, incrementando su eficiencia en un 20%, un factor de Disponibilidad Equivalente Garantizado del 90% y una vida operativa extendida por alrededor de 40 años; el proyecto culminó casi 6 años después aunque, obedeciendo a la creciente demanda tras la reforma energética de 2016.

En cuanto a seguridad, laguna verde realiza sus funciones bajo los sistemas de seguridad regulados a través de la Comisión Nacional de Seguridad Nuclear y Salvaguardias (CNSNS), de los cuales es mencionado el uso de barras cruciformes de carburo de boro, además, se revisan las diferentes fuentes de radiación en todo el proceso, se hace observación del impacto ecológico, medidas de seguridad, manejo de desechos tóxicos, proceso de enfriamiento, mantenimiento y moderación de reactores para mantener la fisión dentro de los límites deseados y medidas de contingencia en caso de siniestro. En concordancia con lo citado en el último informe de gestión por parte de la CFE, “la Central Nucleoeléctrica Laguna Verde cumple con las más estrictas normas internacionales de seguridad y su operación es certificada y supervisada directamente por los organismos reguladores nacionales e internacionales para la aplicación de la energía nuclear”, y aunque argumenta que la central opera dentro de los criterios del Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) y de la Asociación Mundial de Operadores Nucleares (WANO), recientes trabajos de investigación en materia de seguridad han apuntado a un posible caso de alerta el cual debe poner de manifiesta su observancia ante dados focos rojos. 

Para concluir, tengamos en mente, que a medida que avanza la tecnología y el conocimiento técnico e ingenieril sobre éstos tópicos, las medidas e innovación en el campo es cada vez más especializada, con la finalidad de competir mejor en el mercado así como salvaguardar la integridad tanto de la población como del medio ambiente.

Tan solo, en el programa 2010 del Departamento de Energía de Estados Unidos (DOE), se están considerando 30 solicitudes en proceso de autorización, además de las 55 unidades que ya están en construcción en países como Francia, China, India, Japón, Bulgaria, Rusia, Corea del Sur, y el controvertido caso de Olkiluoto, Finlandia.

Inclusive, en México, la Secretaría de Energía considera a esta modalidad de generación de energía como “clave para la sustentabilidad ambiental del país” y se encuentra estudiando, dentro de sus escenarios de desarrollo, la posibilidad de añadir 2 reactores más en años venideros. ¡Crucemos dedos!

  1. El Proceso de arranque puede variar en función de la clase del reactor, ya que el Uranio suele comenzar la reacción una vez alcanzada la masa crítica, un proceso común cuando el reactor ya está en operación y solo se requiere recargarlo.
  2. El combustible gastado y descargado de los reactores, contiene cantidades apreciables de elementos fisibles (U235, Pu239), el elemento fértil (U238), y de otros materiales radioactivos, incluidos venenos nucleares.

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