REACTORES NUCLEARES

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 “REACTORES NUCLEARES” I. DEFINICIÓN Un reactor nuclear es un dispositivo en donde se produce una reacción nuclear contr olada. El Reac tor Nuclear es un sistema que utiliza la fisi ón nuclear en cadena del uranio-235 de manera regulada y auto sostenida para obtener un fl uj o neut ni co ut il iz able en estudi os de caracterizacn de materi al es (neutrografía, geocronología, entre otros). Se puede utilizar para la obtención de energía en las denominadas centrales nucleares, la producción de mat eri ales fis ionabl es, como el plu tonio, par a ser usa dos en armamento nuclear, la propulsión de buques o de satélites artificiales o la investigación. Una central nuclear puede tener varios reactores. Actualmente solo producen energía de forma comercial los reactores nucleares de fisió n, aunque existen reactores nucleares de fusión experimentales. La potencia de un reactor de fisión puede variar desde unos pocos kW térmicos a unos 4500 MW térmicos (1500 MW "eléctricos"). Deben ser instalados en zonas cercanas al agua, como cua lqu ier centra l tér mica, par a ref rig erar el circuito, y se emplazan en zonas sísmicamente estables para evitar accidentes. Poseen gr ande s medi da s de seguri da d. No emit en ga ses que da ñen la atmós fera pero produ cen residuos radiactivos que duran decenas de miles de años, y que deben ser almacenados para su posterior uso en react ores avanzados y así reducir su tiempo de vida a unos cuantos cientos de años. II. ELEMENTOS DE UN REACTOR NUCLEAR a) El Combustible Material fisionable utilizado en cantidades específicas y dispuestas en forma tal, que permite extraer con rapidez y facilidad la energía generada. El combustible en un reactor se encuentra en forma sólida, siendo el más utilizado el Uranio bajo su forma isotópica de U-235. Sin embargo, hay elementos igualmente fisionables, como por ejemplo el Plutonio que es un subproducto de la fisión del Uranio. En la naturaleza existe poca cantidad de Uranio fisionable, es alrededor del 0,7%, por lo que en la mayoría de los reactores se emplea combustible "enriquecido", es decir, combustible donde se aumenta la cantidad de Uranio 235.

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“REACTORES NUCLEARES”

I. DEFINICIÓN

Un reactor nuclear es un dispositivo en donde se produce una reacción nuclear controlada. El Reactor Nuclear es un sistema que utiliza la fisión nuclear encadena del uranio-235 de manera regulada y auto sostenida para obtener unflujo neutrónico utilizable en estudios de caracterización de materiales(neutrografía, geocronología, entre otros). Se puede utilizar para la obtenciónde energía en las denominadas centrales nucleares, la producción demateriales fisionables, como el plutonio, para ser usados en armamentonuclear, la propulsión de buques o de satélites artificiales o la investigación.Una central nuclear puede tener varios reactores. Actualmente solo producenenergía de forma comercial los reactores nucleares de fisión, aunque existenreactores nucleares de fusión experimentales.

La potencia de un reactor de fisión puede variar desde unos pocos kW térmicosa unos 4500 MW térmicos (1500 MW "eléctricos"). Deben ser instalados enzonas cercanas al agua, como cualquier central térmica, para refrigerar elcircuito, y se emplazan en zonas sísmicamente estables para evitar accidentes.Poseen grandes medidas de seguridad. No emiten gases que dañen laatmósfera pero producen residuos radiactivos que duran decenas de miles deaños, y que deben ser almacenados para su posterior uso en reactoresavanzados y así reducir su tiempo de vida a unos cuantos cientos de años.

II. ELEMENTOS DE UN REACTOR NUCLEAR

a) El CombustibleMaterial fisionable utilizado en cantidades específicas y dispuestas en

forma tal, que permite extraer con rapidez y facilidad la energía

generada. El combustible en un reactor se encuentra en forma sólida,

siendo el más utilizado el Uranio bajo su forma isotópica de U-235. Sin

embargo, hay elementos igualmente fisionables, como por ejemplo el

Plutonio que es un subproducto de la fisión del Uranio.

En la naturaleza existe poca cantidad de Uranio fisionable, es alrededordel 0,7%, por lo que en la mayoría de los reactores se emplea

combustible "enriquecido", es decir, combustible donde se aumenta la

cantidad de Uranio 235.

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b) Barras de Combustible:Son el lugar físico donde se confina el Combustible Nuclear. Algunas

Barras de Combustible contienen el Uranio mezclado en Aluminio bajo la

forma de láminas planas separadas por una cierta distancia que permite

la circulación de fluido para disipar el calor generado. Las láminas se

ubican en una especie de caja que les sirve de soporte.

c) Núcleo del Reactor:Está constituido por las Barras de Combustible. El núcleo posee una

forma geométrica que le es característica, refrigerado por un fluido,

generalmente agua. En algunos reactores el núcleo se ubica en el

interior de una piscina con agua, a unos 10 a 12 metros de profundidad,

o bien al interior de una vasija de presión construida en acero.

d) Barra de Control: Todo reactor posee un sistema que permite iniciar o detener las fisionesnucleares en cadena. Este sistema lo constituyen las Barras de Control,capaces de capturar los neutrones que se encuentran en el mediocircundante. La captura neutrónica evita que se produzcan nuevas

fisiones de núcleos atómicos del Uranio. Generalmente, las Barras deControl se fabrican de Cadmio o Boro.

e) ModeradorLos neutrones obtenidos de la fisión nuclear emergen con velocidades

muy altas (neutrones rápidos). Para asegurar continuidad de la reacción

en cadena, es decir, procurar que los "nuevos neutrones" sigan

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colisionando con los núcleos atómicos del combustible, es necesario

disminuir la velocidad de estas partículas (neutrones lentos). Se

disminuye la energía cinética de los neutrones rápidos mediante

choques con átomos de otro material adecuado, llamado Moderador.

Se utiliza como Moderador el agua natural (agua ligera), el agua pesada

(deuterada), el Carbono (grafito), etc.

f) RefrigeranteEl calor generado por las fisiones se debe extraer del núcleo del reactor.

Para lograr este proceso se utilizan fluidos en los cuales se sumerge el

núcleo. El fluido no debe ser corrosivo, debe poseer gran poder de

absorción calorífico y tener pocas impurezas. Se puede utilizar de

refrigerante el agua ligera, el agua pesada, el anhídrido carbónico, etc.

g) Blindaje:En un reactor se produce gran cantidad de todo tipo de Radiaciones, las

cuales se distribuyen en todas direcciones. Para evitar que los operarios

del reactor y el medio externo sean sometidos indebidamente a tales

radiaciones, se utiliza un adecuado "Blindaje Biológico" que rodea al

reactor. Los materiales más usados en la construcción de blindajes para

un reactor son el agua, el plomo y el hormigón de alta densidad, con a

los menos 1,5 metros de espesor.

III. TIPOS DE REACTORES NUCLEARES

a) Los Reactores de Investigación.

Utilizan los neutrones generados en la fisión para producir radioisótopos o bienpara realizar diversos estudios en materiales. Los reactores de investigacióntienen lo que se llaman facilidades de irradiación donde se colocan lasmuestras a irradiar. Algunas de estas facilidades son posiciones libres dentrodel núcleo donde puedo colocar el experimento. Otras facilidades son

conductos, ya sea lleno de aire o algún material específico, que conducen losneutrones hacia el lugar o sala de experimentación.

¿Para qué sirve?

La función principal es proveer neutrones para:· Conocer más acerca de la interacción de la radiación con los materiales· Investigar acerca del comportamiento de los neutrones en un reactornuclear

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· Analizar materiales por técnicas no destructivas· Producir radioisótopos de uso medicinal e industrial.· Investigar fenómenos físicos a nivel del átomo y sus núcleos· Desarrollar criterios de seguridad y radioprotección· Aprender sobre el manejo de reactores· Docencia en el área de la Ingeniería Nuclear y la Física

· Conocer mejor el comportamiento de los reactores en general

Hay reactores de investigación que sirven para muchos propósitos (Reactor RA-6, Bariloche) y otros que solo se utilizan para alguno de los propósitosmencionados (Reactor RA-8, Pilcaniyeu).

¿Cómo funcionan?

Están conformados por un combustible nuclear (Generalmente Uranio), unmoderador (Agua, Agua pesada, Grafito), barras controladoras o de control, unreflector de neutrones (Agua, Berilio, Grafito, etc) y materiales estructuralesque soportan y contienen el conjunto. La zona donde se aloja el combustible esla denominada "Núcleo del Reactor"

La incidencia de un neutrón en un núcleo de un átomo de combustible puedeen determinadas condiciones producir la fisión del núcleo, la cual libera calor ydos o tres neutrones. Estos neutrones podrán producir más fisiones, escaparse,o absorberse en algún material.

· Para que la reacción se mantenga estable es necesario que por cadafisión quede un solo neutrón. Para regular esta cantidad se utilizan lasbarras controladoras o de control construidas de material apto paraabsorber neutrones.

· Para que se produzca una fisión se requiere, en la mayoría de losreactores, que el neutrón que sale a gran velocidad de la fisión se frene.Esa es la función del moderador. El Hidrógeno (presente en el agua) , elDeuterio (Isótopo del Hidrógeno, presente en el agua pesada) o elCarbono (presente en el grafito), por ejemplo, son elementos aptos paraesta función dado que el tamaño de sus núcleos, no muy distintos al delneutrón, permiten que estos se frenen por choques.

· El calor que genera la fisión debe ser evacuado. Esta es la función delrefrigerante que se lleva el calor del núcleo y se va enfriando encontacto con otros circuitos mas fríos.

· Par que neutrones que escapan de la zona del núcleo retornen seutilizan materiales reflectores de neutrones que al igual que elmoderador permiten mediante choques el retorno de neutrones alnúcleo

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b) Los Reactores de Potencia.

Estos reactores utilizan el calor generado en la fisión para producir

energía eléctrica, desalinización de agua de mar, calefacción, o bien

para sistemas de propulsión.

Hay dos tipos de reactores de potencia de mayor uso en el mundo: el

Reactor de Agua en Ebullición y el Reactor de Agua a Presión:

1. Reactor de Agua en Ebullición (BWR).

Ha sido desarrollado principalmente en Estados Unidos, Suecia y

Alemania. Utiliza agua natural purificada como moderador y refrigerante.

Como combustible dispone de Uranio-238 enriquecido con Uranio-235, el

cual como se sabe, facilita la generación de fisiones nucleares. El calor

generado por las reacciones en cadena se utiliza para hacer hervir el

agua. El vapor producido se introduce en una turbina que acciona un

generador eléctrico. El vapor que sale de la turbina pasa por un

condensador, donde es transformado nuevamente en agua líquida.

Posteriormente vuelve al reactor al ser impulsada por una bomba

adecuada.

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2. Reactor de Agua a Presión (PWR).

Es ampliamente utilizado en Estados Unidos, Alemania, Francia y Japón.

El refrigerante es agua a gran presión. El moderador puede ser agua o

bien grafito. Su combustible también es Uranio-238 enriquecido con

Uranio-235. El reactor se basa en el principio de que el agua sometida a

grandes presiones puede evaporarse sin llegar al punto de ebullición, es

decir, a temperaturas mayores de 100 °C. El vapor se produce a unos

600 °C, el cual pasa a un intercambiador de calor donde es enfriado y

condensado para volver en forma líquida al reactor. En el intercambio

hay traspaso de calor a un circuito secundario de agua.

El agua del circuito secundario, producto del calor, produce vapor, que

se introduce en una turbina que acciona un generador eléctrico.

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IV. SEGURIDAD EN LOS REACTORES NUCLEARES

a) Sistemas de Control.

Básicamente está constituido por las barras de control y por diversa

instrumentación de monitoreo.

Las barras de control son accionadas por una serie de sistemas

mecánicos, eléctricos u electrónicos, de tal manera de asegurar con

rapidez la extinción de las reacciones nucleares.

La instrumentación de monitoreo se ubica en el interior o en el exterior

del núcleo del reactor y su finalidad es mantener constante vigilancia de

aquellos parámetros necesarios para la seguridad: presión, temperatura,

nivel de radiación, etc.

b) Sistemas de Contención

Constituido por una serie de barreras múltiples que impiden el escape de

la radiación y de los productos radiactivos.

La primera barrera, en cierto tipo de reactores, es un material cerámico

que recubre el Uranio utilizado como elemento combustible.

La segunda barrera es la estructura que contiene al Uranio, es decir, se

trata de las barras de combustible.

La tercera barrera es la vasija que contiene el núcleo del reactor. En los

reactores de potencia se denomina vasija de presión y se construye deun acero especial con un revestimiento interior de acero inoxidable.

La cuarta barrera lo constituye el edificio que alberga al reactor en su

conjunto. Se conoce con el nombre de "Edificio de Contención" y se

construye de hormigón armado de, a lo menos, 90 cm. de espesor. Se

utiliza para prevenir posibles escapes de productos radiactivos al

exterior, resistir fuertes impactos internos o externos, soportar grandes

variaciones de presión, soportar grandes terremotos y mantener una

ligera depresión en su interior que asegure una entrada constante de

aire desde el exterior, de tal forma de evitar cualquier escape de

material activado.

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c) Concepto de Seguridad a Ultranza.

 Toda central nuclear se diseña y construye bajo el concepto de

Seguridad a Ultranza, es decir, se privilegia ante todo la seguridad de

toda instalación. Se busca reducir al mínimo posible toda exposición a

las radiaciones, no sólo en caso de accidente, sino durante lasoperaciones normales de su personal.

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V. CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR

La producción de combustible nuclear, su utilización en el reactor y la

recuperación de materiales fisibles y fértiles en el combustible gastado

constituyen el ciclo del combustible. El combustible puede ser uranio

metálico, óxido o carburo de uranio, o bien una sal soluble en agua comoel sulfato de uranilo.

El Ciclo del Combustible consta de las siguientes etapas:

a) Primera etapa de Minería y Concentración delUranio

En esta etapa se extrae el mineral y se separa el Uranio que contiene.

Posteriormente se eliminan las impurezas que aún contiene el mineral

de Uranio obtenido en el proceso de separación inicial. La concentración

del mineral consiste en utilizar procesos físico-químicos para aumentar

los contenidos de Uranio a valores superiores al 70%. En todo el procesose utiliza Uranio natural cuya composición isotópica es de

aproximadamente: 99% de Uranio-238, 0,7% de Uranio-235 y 0,006% de

Uranio-234.

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Actualmente los únicos isótopos utilizados como combustible nuclear son

Uranio U235  , Uranio U238  y Plutonio Pu239  , a pesar de las ventajas que

tiene el propuesto ciclo del torio como combustible. Algunos reactores

modernos, con modificaciones menores, podrían utilizar torio, que es

más completo que el uranio.

Los reactores de agua pesada y los regulados por grafito pueden utilizaruranio tal como es obtenido y refinado, pero la inmensa mayoría de los

reactores en el mundo requieren que la proporción entre Uranio-235

(U235) y Uranio-238 (U238) esté incrementada. En los reactores civiles el

enriquecimiento se incrementa hasta un 5% de U235 y un 95% de U238,

pero en los reactores navales se alcanza hasta el 93% de U235.

El término combustible nuclear no se utiliza normalmente con respecto a

la energía de fusión, que funde isótopos de hidrógeno en helio para

liberar energía.

El mineral de uranio puede obtenerse en excavaciones a cielo abierto o subterráneas, con métodos similares en la minería de otros metales.

Los métodos de lixiviación in situ también son utilizados en Estados

Unidos. En esta tecnología, el uranio es lavado desde el lugar donde se

encuentra el mineral, mediante fuentes de agua espaciadas con

regularidad, y recuperado de la solución lixiviada en una planta en

superficie. Las minas uranio en los Estados Unidos contienen

normalmente de un 0,05 a un 0.3% de óxido de uranio (U 3O8). Algunos

depósitos de uranio explotados en otros países son de mayor porcentaje

y también más grandes que los de Estados Unidos. El uranio también

está presente en un reducidas proporciones (de 50 a 200 ppm) en

algunos depósitos que contienen fosfatos de origen marino. Puesto que

la minería del fosfato mueve muy grandes cantidades en el procesohúmedo de producción de ácido fosfórico utilizado en fertilizantes y otros

productos químicos, en algunas plantas al procesar el fosfato también

procesan el uranio que, aunque en pequeñas proporciones, puede ser

recuperado de forma económica del proceso.

b) Segunda etapa de Conversión y Enriquecimiento

El Uranio concentrado se purifica por medio de sucesivos tratamientos

en disoluciones y precipitaciones hasta que se convierte en un elemento

llamado Hexafloruro de Uranio.

Posteriormente el Hexafloruro de Uranio se enriquece, es decir, se

aumenta la proporción de átomos de Uranio-235 con respecto al Uranio-

238. Para ello se realiza una separación selectiva a nivel atómico,

utilizando procesos de difusión gaseosa, ultracentrifugación, procesos

aerodinámicos, intercambio químico o métodos de separación por láser.

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c) Tercera etapa de Fabricación de ElementosCombustibles

El Uranio enriquecido se somete a presión y altas temperaturas para

transformarlo en pequeños cuerpos cerámicos. Las pastillas cerámicas

se colocan en el interior de unas varillas rellenadas con un gas inerte.Las varillas se apilan en un tubo fabricado de una aleación de circonio,

dando forma al llamado Elemento Combustible.

d) Cuarta etapa de Uso del Combustible en unreactorEl transporte es una parte integrada en el ciclo del combustible nuclear.

Hay reactores de energía nuclear en funcionamiento de varios países

pero la minería del uranio solo es viable en unas pocas áreas. Además,

en el curso de más de cuarenta años de funcionamiento de la industria

nuclear, se han creado un número de establecimientos específicos envarias partes del mundo para prestar servicios relacionados con el ciclo

de combustible nuclear y se ha creado la necesidad de transportar los

materiales nucleares a y desde estos establecimientos. La mayoría de

los transportes tienen lugar entre las diferentes etapas del ciclo, pero en

ocasiones el material puede ser objeto de transporte entre

establecimientos similares. Con alguna excepción, los materiales del

ciclo de combustible nuclear se transportan en forma sólida, siendo la

excepción el hexafluoruro de uranio (UF6) que se considera es un gas. La

mayoría del material utilizado en el combustible nuclear es trasportado

varias veces durante el ciclo.

Los transportes son a menudo internacional, y frecuentemente degrandes distancias, siendo efectuados normalmente por compañías de

transporte especializadas.

Puesto que los materiales nucleares son radioactivos, es importante

asegurar que la exposición a la radiación sea limitada, tanto para las

personas que realizan el transporte como para la población en general a

lo largo de las vías de transporte. El embalaje del material nuclear

incluye, cuando es adecuado, la protección para reducir las potenciales

exposiciones a la radiación. En el caso de algunos materiales, tales como

los conjuntos de uranio combustible nativo, los niveles de radiación son

negligibles y no requieren protección especial. Otros materiales, talescomo el combustible usado y los residuos de alto nivel, son altamente

radioactivos y requieren un manejo especial.

Para limitar el riesgo en el transporte de materiales altamente

radioactivos, se utilizan contenedores conocidos como “cascos para el

transporte de combustible nuclear gastado” los cuales están diseñados

para mantener su integridad en condiciones de transporte normal y

también en caso de hipotéticos accidentes.

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El núcleo de un reactor, esta compuesto por unos pocos cientos de

conjuntos, formados por una serie regular de celdas, cada una de ella

formada por una barra de combustible o de control rodeada, en la

mayoría de los casos, por un regulador de neutrones y un refrigerante

(agua, en la mayoría de los reactores).

Debido al proceso de fisión que consume los combustibles las barras decombustible viejas deben ser cambiadas periódicamente por nuevas (al

período se le llama un ciclo). No obstante, sólo una parte de los

conjuntos (normalmente una cuarta parte) son retirados ya que el

agotamiento del combustible no es uniforme espacialmente. Además, no

sería una buena política, por razones de eficiencia, poner los nuevos

conjuntos exactamente en la localización de los retirados.

Incluso manojos de la misma antigüedad tienen distintos niveles de

ignición, lo que depende de sus posiciones previas en el núcleo. De este

modo, los manojos disponibles son colocados en la manera en que se

maximice el rendimiento, siempre que se cumplan las limitaciones de

seguridad y las restricciones de funcionamiento. En consecuencia, los

operadores de reactores se enfrentan con el llamado problema derecarga de combustible óptima, que consiste en optimizar el

realineamiento de todos los conjuntos, los viejos y los nuevos, de modo

que se optimice la reactividad del núcleo del redactor. Esto produce una

reducción de los costes del ciclo de combustible debido al mejor

quemado del combustible.

Este problema es de hecho un problema de discreta optimización,

imposible de solventar con los métodos combinatorios actuales, debido

al enorme número de permutaciones y a la complejidad de cada cálculo.

Se han propuesto muchos métodos numéricos para resolverlo, y se hanescrito muchas aplicaciones de “software” para ayudar en la gestión del

combustible. Este es un tema todavía en progresión sin que se haya

conseguido todavía una solución, por lo que los operadores utilizan una

combinación de técnicas de cálculo y empíricas para gestionar el

problema.

Algunos diseños de reactores, tales como CANDU o RBMK , pueden ser

realimentados sin tener que desconectarlos. Esto se consigue mediante

el uso de muchos pequeños tubos de presión que contienen el

combustible y el refrigerante, de modo opuesto a un recipiente de gran

presión como sucede en los diseños de reactores de agua presurizada oBWR.

Cada tubo puede ser aislado individualmente realimentado mediante

una máquina controlada por un operador, habitualmente a una cadencia

de hasta 8 canales por día (de un total aproximado de 400) en los

reactores CANDU. La realimentación sobre la marcha permite que se

trate de un modo continuado el problema de recarga de combustibleóptima, lo que conduce a un más eficiente uso del combustible. Este

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incremento de eficiencia es parcialmente contrarrestado por la

complejidad añadida de requerir cientos de tubos de presión y las

máquinas de alimentación que los atienden.

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e) Quinta etapa de Reelaboración

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Se sabe que en el combustible gastado se ha consumido sólo una

pequeña fracción del Uranio que contiene. Se procede entonces a la

reelaboración del combustible con el objeto de separar el Uranio que aún

es utilizable. En el proceso de reelaboración también se pueden aislar

ciertas cantidades de Plutonio u otros productos de fisión, los cuales son

de utilidad en el funcionamiento de algunos tipos de reactores. Lareelaboración es compleja y demanda fuertes inversiones en plantas

industriales de alta tecnología. Después de su ciclo de funcionamiento,

el reactor es desconectado para su realimentación. El combustible

descargado en ese momento (combustible gastado) es almacenado bien

en el propio emplazamiento del reactor, normalmente en un bloque de

combustible gastado, o bien, potencialmente en un establecimiento

común lejos de los emplazamientos de los reactores. Si la capacidad del

bloque de almacenaje in situ queda saturada, será deseable almacenar

el ahora combustible gastado frío en un lugar de almacenaje modular

seco conocido como Instalaciones Independientes para el Almacenaje de

Combustible Gastado (en inglés: (ISFSI)), bien sea en el emplazamiento

del reactor o en otro lugar alejado de él.

 

Las barras de combustible gastado normalmente se almacenan en

agua, que proporciona a la vez refrigeración (el combustible gastado

sigue generando calor como resultado de la radioactividad residual) y

protección (para proteger el entorno de radiación residual ionizante), a

pesar de que después de un período de enfriamiento pueden ser

trasladadas a un almacenaje de casco seco.

El combustible gastado descargado de los reactores contiene cantidades

apreciable de fisibles (U235, Pu239), del fértil (U238), y de otros materialesradioactivos, incluidos venenos nucleares (el motivo por el cual el

combustible ha tenido que retirarse). Estos materiales fisibles o fértiles

pueden ser separados químicamente y recuperarse del combustible

gastado. El uranio y el plutonio recuperados pueden, si las condiciones

institucionales y económicas lo permiten, ser reciclados para su uso

como combustible nuclear. El óxido de mezcla, o combustible MOX, es

una mezcla de uranio y plutonio recuperados y uranio agotado (DU) que

se comporta de forma similar (aunque no idéntica) a la alimentación con

uranio enriquecido para la cual fueron diseñados muchos reactores. El

combustible MOX es una alternativa al uranio de bajo enriquecimiento(LEU) utilizado en los reactores de agua ligera los cuales son

predominantes en la generación de energía nuclear.

Actualmente, las plantas en Europa están reprocesando el combustible

gastado en establecimientos en Europa y Japón. El reprocesamiento de

combustible nuclear gastado de reactores comerciales no está permitido

en Estados Unidos debido a consideraciones de no-proliferación. Sin

embargo la recientemente anunciada Global Nuclear Energy 

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Partnership (Asociación Global de Energía Nuclear) seguiría los criterios

de Estados Unidos para que una asociación internacional controlara el

reprocesamiento de combustible gastado de modo que el plutonio que

se generase fuera utilizable como combustible nuclear pero no para

armas nucleares.

f) Sexta etapa de Almacenamiento de Residuos

El almacenamiento de los residuos puede ser temporal o

definitivo. El almacenamiento temporal supone, en algunos casos,

el control y posterior reelaboración del combustible gastado. Si no

es posible llevar a cabo la reelaboración el combustible gastado se

almacena en forma definitiva.

Los residuos radiactivos se pueden clasificar según su origen, su

forma (sólidos, líquidos, gaseosos), su nivel de radiactividad, por la

vida media de los isótopos radiactivos que contienen (de vida

larga, de vida corta), por la intensidad de las radiaciones que

emiten, por su radiotoxicidad, o bien por sus necesidades de

almacenamiento.

El almacenamiento definitivo generalmente se aplica a aquellos

residuos de alta actividad y vida larga, y se puede realizar

enterrándolos a distancias relativamente cortas respecto de la

superficie terrestre (menos de 20 metros). También, se pueden

almacenar en formaciones geológicas de mediana o granprofundidad (decenas a centenares de metros).

Es importante señalar, que el volumen de residuos radiactivos

producidos por una central nuclear dependerá de las

características de orden técnico del reactor que los produce. Es así 

como, los reactores de investigación poseen un núcleo pequeño

con alta emisión de neutrones, generando cantidades de residuos

bastante menores en comparación a los reactores de potencia.

VI. CONCLUSIONES

Decir Reactor Nuclear es tan sencillo y rápido, pero hacer un reactor nuclear estodo lo contrario, ya que no es tan sencillo como parece, es todo uncomplicado sistema de procesos de obtención y protección de materiales.

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Construirlo es una tarea ardua, ya que consiste en muchos elementos quecumplen una función especifica, y que sin la falta de alguno este ya no podríaconsiderarse como tal, ya que estaría incompleto y sería demasiado arriesgadoponerlo en función sin la verificación de que cada elemento se encuentre enbuen estado y en su ubicación necesaria con todas aquellas indicaciones.

Sus usos son muy variados van desde la simple investigación científica hasta laproducción de energía eléctrica.

Un reactor cuenta con muchos mecanismos y sistemas de precaución ya quecualquier falla ocasionaría un desparrame de energía nuclear que podríaafectar a miles de personas por una simple equivocación, por eso se cuentacon los materiales adecuados tomando en consideración cada una de lasindicaciones que son necesarias para su mantenimiento.

A poco más de 60 años de su invención el reactor ha ido sufriendo una serie decambios para su mejora y un mayor desempeño evitando ahorrar hasta elmenor desperdicio.

Se debe tener mucho cuidado en su uso y cada vez la tecnología es masavanzada, estoy seguro que dentro de poco se renovará y encontraremosnuevas formas de aprovechamiento del uranio.