I. INTRODUCCIN A LAS CENTRALES NUCLEARES

La energa nuclear es aquella que se libera como resultado de una reaccin nuclear. Se puede obtener por elprocesode Fisin Nuclear (divisin de ncleos atmicos pesados) o bien porFusinNuclear (unin de ncleos atmicos muy livianos). En las reacciones nucleares se libera una gran cantidad de energa debido a que parte de la masa de las partculas involucradas en el proceso, se transforma directamente en energa. Lo anterior se puede explicar basndose en la relacin Masa-Energaproductode la genialidad del gran fsico Albert Einstein.

Para conocer que es la energa nuclear primero debemos conocer que es, como se transforma, y obtiene la energa, y los diferentes tipos de energa. De igual forma se debe tener unconocimientoclaro de los conceptos bsicos utilizados en lafsicanuclear.

Los primeros pasos que dioel hombrepara la obtencin y transformacin de estaclasede energa, data de los aos 1930-1945, cuando se obtuvo en forma artificial y controlada esta forma de energa, para laconstruccinde la primera bomba atmica. Desde entonces se han realizado adelantos he investigacionesen este campo para su aplicacin para el beneficio de la humanidad.

Todos los fenmenos nucleares involucran un intercambio y/o liberacin de energa. Las centrales nucleares renen las tecnologas que permiten utilizar la enorme energa almacenada en los ncleos atmicos para usarla a gran escala. Usualmente es llamada energa atmica, pero tambin se la denomina energa nuclear, que hace referencia ms precisa a su origen fsico. Frecuentemente la expresin central nuclear tiene una connotacin negativa La generacin de energa a partir de centrales nucleares suele asociarse a la posibilidad de accidentes importantes, con grandes daos ambientales y a la salud. Por otra parte, es necesario un gran esfuerzo para administrar en forma segura los residuos que se generan. A pesar de este contexto, gran cantidad de pases han optado por la energa nuclear para llegar al nivel de consumo energtico que necesitan, el cual les permite tanto el desarrollo econmico como el acceso a modalidades de consumo que estn muy difundidas.

Por otra parte, no todos los reactores nucleares se destinan a la produccin de electricidad. Existen reactores de poca capacidad de generacin de energa cuya finalidad principal es la investigacin en diversas reas cientficas y tecnolgicas y la produccin de radioistopos, los cuales se emplean en medicina con grandes beneficios. La investigacin llevada a cabo en pequeos reactores ha permitido desarrollar tecnologas de gran aplicacin en nuevos materiales, biologa, medicina y medio ambiente, entre otros. El primer reactor nuclear fue desarrollado en el Proyecto Manhattan durante la segunda guerra mundial, como parte de la carrera armamentista que permiti a Estados Unidos disponer de armas nucleares antes que Alemania y sus aliados. El fsico italoamericano Enrico Fermi fue quien descubri nuevos elementos radioactivos obtenidos a partir del bombardeo de ncleos pesados con neutrones; fue asimismo el creador de este reactor que usaba uranio natural como combustible.

Figura 1 Enrico Fermi (1901-1954),Premio Nobel de Fsica 1938

La produccin de energa elctrica en una central nuclear es muy similar a la produccin de electricidad en una central trmica de carbn o de gas. Ambas se basan en obtener energa a partir de un combustible que genera calor, el cual es utilizado para producir vapor de agua, que a su vez se encargar de mover las turbinas generadoras de la electricidad. La principal diferencia radica en el tipo de combustible a partir del cual se obtiene el calor, que en el caso de una central nuclear son materiales con ncleos fisionables, mientras que en una central convencional son combustibles fsiles. Esto implica el uso de complejas tecnologas relacionadas con los fenmenos nucleares y prcticas cuidadosas de seguridad y para la proteccin del personal, la poblacin y el medio ambiente. En las centrales nucleares el combustible que se utiliza es en general xido de uranio, con uranio natural a veces enriquecido con uranio 235 hasta el 5%. El enriquecimiento de uranio natural es un proceso que implica el uso de tecnologas muy avanzadas (y secretas!), de difcil acceso para la mayora de los pases. Otra posibilidad de combustible nuclear es el plutonio 239. Estos combustibles tienen la propiedad de contener ncleos que fisionan en condiciones adecuadas.

Existen 442 reactores en 29 pases. Con mayor nmero son los EE UU 104, Francia 58. Japn 54. La planta nipona de Fukushima, cerca de Tokio, donde 3 de 6 reactores resultaron daados despus del terremoto y es una de 25 ms grandes del mundo. Los combustibles slidos (carbn, petrleo y gas) aportan el 63% de la produccin elctrica, la hidroelctrica representa 19%, la nuclear 17% y la geotrmica, solar, elica y biomasa apenas el 1,1%. Este dficit mundial explica el entusiasmo por la energa nuclear como fuente generadora de electricidad masiva.

Tabla 1 29 Pases disponen de centrales nucleares para generacin de energa.Actualmente operan 442y hay 65 ms en construccin.

Algunos expertos creen que lo sucedido en el pas asitico, debera afectar la industria nuclear. Pero, las industrias fabricantes no comparten este criterio. Han declarado: Es demasiado pronto para calcular las prdidas, seal Jeffrey Immelt, el presidente de General Electric, agregando que es necesario realizar una investigacin y analizar las causas de la tragedia. Conociendo cmo funciona el sistema capitalista mundial, donde lo importante no es el ser humano, sino el capital, pienso que continuaremos amenazados por los accidentes atmicos en una planta nuclear, o por una guerra nuclear. Por cierto, ocurri un incendio en la central nuclear de Indian Point, en Nueva York, causando un derrame en el rio Hudson el 10/05/2015. Es la central nuclear ms cercana a una ciudad densamente poblada, similar al caso de Fukushima. Es urgente crear conciencia sobre estas amenazas potenciales contra la humanidad. Socialismo o Barbarie como seal Rosa Luxemburgo.

El terremoto y posterior tsunami puso a Japn y al mundo, al borde de una catstrofe nuclear en Fukushima, (11/11/2011) y a su vez hizo reflexionar a los pases, sobre las normas de seguridad en centrales nucleares. El capitalismo mundial piensa que para elevar el nivel de vida de 7mil millones de personas, solo existe el empleo de la fisin nuclear para general la energa suficiente. Seran necesarias 6.000 plantas nucleares para el 2050. Los lderes en la produccin de energa nuclear son EE. UU, Francia, Japn, Rusia y Alemania.

En Sudamrica, solo algunos pases tienen tecnologa de reactores nucleares de investigacin y uno de ellos es Per. Ubicada a una hora del Centro Histrico de Lima, en el distrito deCarabayllo, la central nuclear scar Mir Quesada de la Guerra (Racso), conocida como El Huarangal cuenta con ms de 21 aos de funcionamiento.

El principal objetivo de estas instalaciones es la investigacin y el desarrollo de nuevas tecnologas; para ello cuenta con laboratorios modernos que pueden ser modificados y ampliados rpidamente para abarcar los diversos campos de la ciencia. Asimismo estos laboratorios estn disponibles para actividades de investigacin a nivel internacional, y realizar trabajos conjuntos con centros de investigacin de otros pases.

El Centro Nuclear se encuentra localizado en el Departamento y Provincia de Lima, Distrito de Carabayllo a 42 Km de la Ciudad de Lima, a una altura de 400 m sobre el nivel del mar y cuenta con un rea de 125 hectreas.

Figura 2 Central Nuclear II. CONCEPTOS BASICOS1. 2. 2.1. ESTRUCTURA ATMICA NUCLEAR

Se define tomo como la partcula ms pequea en que puede dividirse un elemento sin perder las propiedades qumicas que le caracterizan. Est compuesto por una parte central con carga positiva donde se encuentra concentrada casi toda la masa, constituyendo el ncleo atmico, y por un cierto nmero de partculas cargadas negativamente, los electrones, que forman la corteza. El ncleo atmico est constituido por protones y neutrones, denominados por ello nucleones, con carga elctrica positiva igual a la carga negativa de los electrones, de modo que la carga elctrica total del tomo sea neutra. (Los protones tienen carga positiva y los neutrones no tienen carga elctrica).

Tabla 2 Partculas elementales constituyentes del tomo

2.2. ESTABILIDAD NUCLEAR

Las energas que mantienen unidos los protones y neutrones en el ncleo varan, como se muestra (ver Figura 3) e, siendo mayor en los elementos intermedios y menor en los ms ligeros, menor Z, y en los ms pesados, mayor Z. Esto comporta una mayor estabilidad en los elementos intermedios. Por tanto, el fraccionamiento (fisin) de un ncleo de Uranio en dos o tres elementos intermedios o la unin (fusin) de ncleos muy ligeros, como hidrgeno y sus istopos dara lugar a una nueva configuracin ms estable.

Figura 3 Energa de enlace o de ligadura por nuclen2.3. ENERGIA NUCLEAR

La energa nuclear o energa atmica es la energa que se libera espontnea o artificialmente en las reacciones nucleares. Sin embargo, este trmino engloba otro significado, el aprovechamiento de dicha energa para otros fines, tales como la obtencin de energa elctrica, trmica y mecnica a partir de reacciones atmicas, y su aplicacin, bien sea con fines pacficos o blicos. As, es comn referirse a la energa nuclear no solo como el resultado de una reaccin sino como un concepto ms amplio que incluye los conocimientos y tcnicas que permiten la utilizacin de esta energa por parte del ser humano.

Estas reacciones se dan en los ncleos de algunos istopos de ciertos elementos qumicos, siendo la ms conocida la fisin del uranio-235 ( 235U), con la que funcionan los reactores nucleares, y la ms habitual en la naturaleza, en el interior de las estrellas, la fusin del par deuterio-tritio ( 2H-3H). Sin embargo, para producir este tipo de energa aprovechando reacciones nucleares pueden ser utilizados muchos otros istopos de varios elementos qumicos, como el torio-232, el plutonio-239, el estroncio-90 o el polonio-210 ( 232Th, 239Pu, 90Sr, 210Po; respectivamente).

La divisin del tomo la provoca un neutrn, que bombardea a alta velocidad el ncleo y lo divide en varios fragmentos, liberando, adems de una gran cantidad de energa y rayos , (gamma), otros neutrones que bombardearn otros ncleos atmicos, (provocando una reaccin en cadena). Para hacernos una idea, vemos cuanta energa generara la fisin de un kg de uranio, segn la frmula de Einstein.

Dnde:E = energa producida o liberada en la reaccin nuclear (en julios) m= Masa del ncleo que se ha transformado en energa (en kg) c= velocidad de la luz en m/s = 3108 m/s Ejemplo:

Existen varias disciplinas y tcnicas que usan de base la energa nuclear y van desde la generacin de electricidad en las centrales nucleares hasta las tcnicas de anlisis de datacin arqueolgica (arqueometra nuclear), la medicina nuclear usada en los hospitales, etc.

Los dos sistemas ms investigados y trabajados para la obtencin de energa aprovechable a partir de la energa nuclear de forma masiva son la fisin nuclear y la fusin nuclear. La energa nuclear puede transformarse de forma descontrolada, dando lugar al armamento nuclear; o controlada en reactores nucleares en los que se produce energa elctrica, energa mecnica o energa trmica. Tanto los materiales usados como el diseo de las instalaciones son completamente diferentes en cada caso.

2.3.1. FISION NUCLEAR

Las reacciones de fisin nuclear consisten en la divisin del ncleo de un tomo de alto peso atmico (por ejemplo, uranio-235) en otros ms ligeros (llamados productos de fisin), por medio de bombardeo con partculas subatmicas, por ejemplo con neutrones, liberando en el proceso una cantidad de energa y dos o tres neutrones ms.

Estos neutrones a su vez pueden dividir otros tomos y generar una reaccin en cadena. Cuando este proceso de fisin nuclear est controlado y la energa es liberada lentamente en un reactor nuclear, puede transformarse en energa elctrica.

Si la reaccin en cadena no es controlada, la energa puede ser tambin liberada instantneamente, con una tremenda y violenta explosin, en una arma nuclear. En ambos casos, la energa nuclear siempre proviene del uranio y sus subproductos.

Los elementos que tienen esa capacidad de fisionarse se denominan materiales fisibles. Adems del uranio-235 (U-235), el plutonio-239 (Pu-239) y el uranio-233 (U- 233) son otros materiales fisibles.

La mayora de las centrales nucleares actualmente existentes funcionan a base de reacciones de fisin nuclear que tienen lugar en un combustible de uranio compuesto de entre un 3,5% y un 4,5% de U-235 y el resto de U-238 (es lo que se llama combustible de uranio ligeramente enriquecido).

En el ncleo del reactor, que es donde se alberga el combustible nuclear, tienen lugar, por un lado, las reacciones de fisin nuclear, que provocan la ruptura de los tomos de U-235 en los productos de fisin y generando energa. En los productos de fisin se han identificado cerca de 200 nucledos estables y radiactivos de ms de 34 elementos distintos, como el cesio-137, el estroncio-90, el iodo-131..... Los productos de fisin contienen una fraccin muy importante de la radiactividad que contiene el combustible nuclear gastado, tras su paso por el reactor nuclear.

Figura 4 Fisin De Uranio Por cada gramo de uranio fisin obtener hasta 820.000 kJ de energa (la energa obtenida al quemar una bombona de butano de unos 13,5 kg, ronda los 670.000 kJ).

2.3.2. FUSIN NUCLEAR

Las reacciones de fusin nuclear son inversas a las de fisin. En una reaccin de fusin, dos ncleos ligeros colisionan entre s y se unen para formar otro ms pesado, liberando simultneamente una cierta cantidad de energa. La ms sencilla de estas reacciones, es aquella en la que interaccionan los ncleos de dos istopos del hidrgeno (el deuterio y el tritio) dando lugar a un ncleo de helio y un neutrn, adems de energa. Tanto el deuterio como el tritio son istopos radiactivos del hidrgeno.

Para que este tipo de reacciones tenga lugar se necesita un enorme aporte de energa que finalmente permita que los ncleos ligeros venzan la fuerza de repulsin que existe entre ellos (ambos estn cargados positivamente). Debido a las altas temperaturas que se alcanzan en este proceso, los tomos se desprenden de los electrones y la materia pasa a un estado especial, denominado plasma, una especie de gas compuesto de electrones e iones. Debido a sus caractersticas, el plasma no puede ser confinado de ninguna manera excepto por medio de enormes campos magnticos o potentsimos rayos lser.

De cara a la obtencin de electricidad, el mismo esquema de funcionamiento descrito antes para las centrales de fisin nuclear sera vlido para una hipottica central nuclear basada en la fusin.

Figura 5 Fusin De tomos De Hidrogeno en Helio

2.4. RADIACTIVIDAD

El descubrimiento de la radiactividad en 1986 por Henry Becquerel, y el posterior estudio emprendido por l mismo y por el matrimonio Curie, puso de manifiesto que los elementos de mayor masa emiten continuamente un tipo de radiacin.El estudio de los componentes de esta radiacin, de las leyes de la desintegracin, de la constitucin del ncleo atmico y de las reacciones nucleares, constituye el cuerpo de conocimientos de la Fsica Nuclear.

Como hemos mencionado en la seccin anterior, un mismo elemento qumico tiene varios istopos (puede tener hasta varias decenas), sin embargo nicamente dos o tres de ellos, en general, son estables. El resto son inestables y se convierten en istopos estables mediante varios procesos radiactivos. En la naturaleza existen aproximadamente unos 300 ncleos atmicos estables y, hasta el momento, hemos podido originar en el laboratorio, de diversas formas, ms de 2000 ncleos inestables.

Todo en la naturaleza tiende hacia un estado de mnima energa, u en fsica nuclear, eso significa que los ncleos inestables (que tienen un exceso de energa) tratan a toda costa de convertirse en ncleos estables mediante procesos radiactivos. Existen, bsicamente, cuatro procesos radiactivos en la naturaleza: la radiacin alfa, la radiacin beta, la radiacin gamma y la fisin.

La radiacin puede tomar diferentes formas:

2.4.1. Radiacin alfa: si un ncleo es radioactivo "alfa" va a decaer por la expulsin de una "partcula alfa" compuesta por dos neutrones y dos protones. Como resultado de la prdida de dos protones el tomo cambiar a un elemento diferente que tiene un nmero atmico dos valores hacia abajo. La radiacin alfa tiene lugar normalmente en los elementos pesados.

2.4.2. Radiacin beta: en el decaimiento "beta", un neutrn se convierte en un protn (o viceversa) y una partcula beta es expulsada para mantener el balance de cargas elctricas y liberar el exceso de energa. El tomo se convierte en un elemento un nmero ms alto o ms bajo en la serie progresiva. Por ejemplo, el uranio-239 (92 protones y 147 neutrones) decae mediante la emisin de una partcula beta para convertirse en neptuno-239 (93 protones y 146 neutrones).

2.4.3. Radiacin gamma: la emisin de partculas alfa y beta no siempre dejan al ncleo en su estado ms estable y el exceso de energa remanente puede ser liberada como rayos gamma (en forma de radiacin electromagntica, como lo son los rayos X o las microondas) Estos diferentes tipos de radiacin reaccionan con la materia de diferentes maneras y algunas son ms penetrantes que otras.

Figura 6 Penetracin de los distintos tipos de radiacinIII. PARTES DE LAS CENTRALES NUCLEARES

IV. REACTORES NUCLEARES

4.1. EVOLUCION DE LOS REACTORES NUCLEARES

Figura 7 Evolucin De Los ReactoresA. Reactores nucleares de I GENERACION

Son las primeras plantas construidas en las dcadas de 1940 y 1950, en general prototipos. Como ejemplos se mencionan a: Shippingport, Dresden y Fermi. La mayor parte de estas instalaciones han dejado ya de funcionar.

B. Reactores nucleares de II GENERACION

Son los que se disearon y construyeron en las dcadas de 1960 y 1970. Corresponden a la mayora de los reactores en funcionamiento en la actualidad. Normalmente son plantas de generacin de electricidad. Suelen ser conocidos por sus siglas en ingls: LWR, PWR, BWR, CANDU, RBMK, etc.

C. Reactores nucleares de III GENERACION

Unreactor nuclear de III generacines un desarrollo de cualquierreactor nuclearde diseo desegunda generacinque incorpore mejoras evolucionaras en el diseo desarrollado durante elciclo de vidade los diseos de reactores nucleares de II generacin. Estas incluyentecnologa de combustiblemejorada, superioreficiencia termal, sistemas deseguridad pasivaydiseo estandarizadopara costos reducidos de mantenimiento y capital.

Las mejoras en la tecnologa de los reactores nucleares resulta en unavida operacionalms larga (60 aos de operacin, extendible a 120 aos de operacin previo a revisin completa y un reemplazo delrecipiente de presin del reactor) comparado con los actualmente usados reactores de II generacin (diseados para 40 aos de operacin, extensibles a +80 aos de operacin previo a una completa revisin y reemplazo del contenedor de presin del reactor)

Reactor de agua en ebullicin avanzado(en ingls: Advanced Boiling Water Reactor, ABWR) Un diseo deGeneral Electricque empez a funcionar por primera vez en Japn en el ao 1996. Reactor de agua a presin avanzado(oMitsubishi APWR) (Advanced Pressurized Water Reactor, APWR) desarrollado porMitsubishi Heavy Industries. CANDUmejorado 6 (EC6) desarrollado porAtomic Energy of Canada Limited. VVER-1000/392 (PWR) en varias modificaciones en elAES-91yAES-92

C.1. Reactores nucleares de III+ generacin

Los diseos de III+ generacin ofrecen mejoras significativas en seguridad y economa por sobre los diseos de reactores avanzado de III generacin certificados por la NRC en la dcada de 1990.

Reactor CANDU Avanzado(ACR-1000) AP1000 basado en elAP600con una produccin de energa incrementada Reactor europeo presurizado(EPR) un descendiente evolucionario de los reactoresFramatomeN4 ySiemens Power Generation DivisionKONVOI. Reactor nuclear econmico simplificado de agua en ebullicin(en ingls: Economic Simplified Boiling Water Reactor, ESBWR) basado en elABWR APR-1400 un avanzado diseo PWR evolucionado a partir del System 80+ estadounidense, que es la base para el Reactor de la Siguiente Generacin Coreano (Korean Next Generation Reactor, KNGR)6 VVER-1200/392M (PWR) basado en el diseo delAES-2006con principalmente caractersticas de seguridad pasiva VVER-1200/491 (PWR) basado en el diseo delAES-2006con principalmente caractersticas de seguridad activas, comercializado internacionalmente como el MIR.1200 EU-ABWR basado en elABWRcon produccin de energa incrementada y cumpliendo con los estndares de seguridad de laUnin Europea PWR Avanzado (APWR) Es unPWRde 4. generacin deMitsubishi Heavy Industries

D. REACTORES DE IV GENERACION

Losreactores nucleares de IV generacin(Gen IV) son un conjunto de diseos tericos dereactores nuclearesactualmente bajo investigacin. Para la mayor parte de estos diseos no se espera que estn disponibles para su construccin comercial antes del ao 2030, con la excepcin de una versin del Reactor de Temperatura Muy Alta (Very High Temperature Reactor, VHTR) llamada laPlanta Nuclear de la Siguiente Generacin(Next Generation Nuclear Plant, NGNP). La NGNP tiene que ser completada hacia el ao 2021. Los actuales reactores en operacin alrededor del mundo son generalmente considerados sistemas de segunda o tercera generacin, con la mayor parte de los sistemas de primera generacin habiendo sido retirados algn tiempo atrs. La investigacin en estos tipos de reactores fue iniciada oficialmente por elForo Internacional de la IV Generacin(Generation IV International Forum, GIF) basado en ocho metastecnolgicas, incluyendo la mejora de laseguridad nuclear, mejorar la resistencia a laproliferacin, minimizar losdesechosy la utilizacin de recursos naturales, y disminuir el costo de construir y operar tales plantas.

I. 4.2. CENTRALES DE III GENERACIN

Actualmente hay 442 reactores nucleares en operacin en el mundo generando alrededor del 20% de la capacidad elctrica mundial. Estos reactores pertenecen a las generaciones I a III.

Aun as, slo 15 de los 442 reactores nucleares en funcionamiento por todo el mundo se consideran reactores de tercera generacin, es decir, diseos que han comenzado a integrar sistemas de seguridad pasivos o inherentes. Japn y Corea tienen cuatro cada uno; Canad, China y Rumana cuentan con dos por pas; Argentina tiene uno). Se estn construyendo otros 14 reactores de tercera generacin en Japn, China, Taiwn, Corea, Finlandia, Francia y Rusia. Adems, dado que los reactores de tercera generacin que estn en funcionamiento en la actualidad datan de fechas entre 1982 y 2007, segn una lista proporcionada por el NEI, no son precisamente lo ltimo en tecnologa nuclear.

La gravedad, la conveccin natural, y la conduccin, en lugar de una electricidad dependiente del suministro de luz, producida a base de diesel, o con bateras de emergencia, se encuentran entre las estrategias clave que han surgido para abordar el problema de la constante necesidad de refrigeracin que tienen las centrales nucleares. En vez de depender del correcto funcionamiento de componentes artificiales, de energas auxiliares y del control de los operarios, los sistemas pasivos dependen slo de fenmenos fsicos, explica la Asociacin Nuclear Mundial.

"Estos diseos tienen sistemas de seguridad pasivos plenamente funcionales que tienen la capacidad de funcionar durante al menos 72 horas sin corriente alterna, energa elctrica o agua del exterior para refrigerar, aclara Heymer.

Las cuatro primeras unidades de tercera generacin plus del mundo se estn construyendo en la actualidad en China, con la expectativa de que el reactor de la central nuclear de Sanmen, en la provincia de Zhejiang, en el este de China, comience a funcionar en 2013. Hay otros cuatro reactores de tercera generacin plus que se encuentran en la fase previa a la construccin en los Estados Unidos: dos unidades en la central de Vogtle, de la empresa Southern Company, en Waynesboro, Georgia, y otras dos en la central de Virgil C. Summer, de la empresa South Carolina Electric and Gas, cerca de Jenkinsville, Carolina del Sur.

Estos ocho primeros reactores de tercera generacin plus tendran el diseo AP1000 de Westinghouse, que hace circular aire fro del exterior alrededor de un recipiente de contencin de acero, y extrae el agua de un depsito situado por encima del recipiente usando la gravedad. El sistema puede proporcionar refrigeracin durante 72 horas, segn Scott Shaw, portavoz de Westinghouse.

Una vez transcurrido este tiempo, un pequeo generador a diesel debe proporcionar la energa necesaria para bombear agua desde un depsito situado en el mismo lugar hasta el ncleo del reactor y el depsito de combustible usado a una velocidad de unos 380 litros por minuto durante 4 das. Segn Shaw, con el AP1000, Westington ha pasado directamente de un diseo de segunda generacin a uno de tercera generacin plus.

4.3. CENTRALES DE IV GENERACIN

En particular, los criterios de diseo que deben cumplir los reactores de generacin IV son: Costo competitivo de la electricidad generada Riesgo aceptable para el capital invertido Tiempos limitados de proyecto y construccin Baja probabilidad de dao al ncleo Demostracin de no ocurrencia de daos severos al ncleo No-necesidad de respuesta fuera del sitio Exposicin a la radiacin ALARA As Low As Reasonably Achievable (Tan baja como razonablemente sea posible) Tolerante a errores humanos Solucin a todas las causas de desechos Aceptacin del pblico de las soluciones de los desechos Desechos mnimos Mnima atraccin a la proliferacin potencial de armamento nuclear Resistencia intrnseca y extrnseca a la proliferacin Evaluacin de la resistencia a la proliferacinV. Tipos de ReactoresMuchos tipos de reactores fueron considerados inicialmente; sin embargo, la lista fue achicada para enfocarse en las tecnologas ms prometedoras y en aquellas que ms probablemente podran alcanzar las metas de la iniciativa de la IV Generacin. Tres sistemas son nominalmente reactores termales y tres son reactores rpidos. El VHTR tambin est siendo investigado para potencialmente proveer calor de proceso de alta calidad para la produccin de hidrgeno. Los reactores rpidos ofrecen la posibilidad de quemar actnidos para reducir an ms los desechos y ser capaces de generar ms combustible del que ellos consumen. Estos sistemas ofrecen significativos avances en sustentabilidad, seguridad y confiabilidad, economa, resistencia a la proliferacin y proteccin fsica.

I. Reactores termales

5.1.1. Reactor de Temperatura Muy Alta

El concepto delReactor de Temperatura Muy Alta(Very-High-Temperature Reactor, VHTR) usa un ncleo moderado porgrafitocon un ciclo de combustible deuraniode una sola pasada, usandohelioosal fundidacomo elrefrigerante. Este diseo de reactor prev una temperatura de salida de 1.000 C. El ncleo del reactor puede ser ya sea un bloque prismtico o un diseo dereactor de lecho de bolas. Las altas temperaturas permiten aplicaciones tales comocalor de procesoo produccin de hidrgeno va el proceso termoqumico deazufre-yodo. Tambin seraseguro pasivamente.

Reactor de Temperatura Muy Alta (Very-High-Temperature Reactor, VHTR).

5.1.2. Reactor Enfriado por Agua Supercrtica

Elreactor de agua supercrtica(Supercritical-Water-Cooled Reactor, SCWR)es un concepto que usaagua supercrticacomo el fluido de operacin. Los SCWR son bsicamentereactores de agua ligera(en ingls: Light Water Reactor, LWR) operando a mayores presiones y temperaturas con un ciclo directo de una sola pasada. Como se concibe ms comnmente, operara en un ciclo directo, muy parecido a un Reactor de Agua en Ebullicin (Boiling Water Reactor,BWR), pero dado que usa agua supercrtica (no confundir conmasa crtica) como el fluido de operacin, slo tendra una fase presente, tal como el Reactor de Agua Presurizada (Pressurized Water Reactor,PWR). Podra operar a temperaturas mucho ms altas de los actuales PWR y BWR.

Los reactores enfriados por agua supercrtica son sistemas nucleares avanzados muy prometedores debido a su altaeficiencia termal (aproximadamente 45% contra los aproximadamente 33% de eficiencia para los actuales LWR) y considerable simplificacin de la planta.

La principal misin del SCWR es la generacin deelectricidada bajo costo. Est basado en dos tecnologas probadas, los LWR, que son los reactores de generacin de energa ms comnmente desplegados en el mundo, y lascalderasalimentadas porcombustible fsilsupercrticas, un gran nmero de las cuales tambin usadas alrededor del mundo. El concepto del SCWR est siendo investigado por 32 organizaciones en 13 pases.

5.1.3. Reactor de Sal Fundida

Unreactor de sal fundida(Molten-Salt Reactor, MSR) es un tipo dereactor nucleardonde elrefrigerantees una sal fundida. Han existido muchos diseos que han usado este concepto y se han construido unos pocos prototipos. Los primeros conceptos y muchos de los actuales se basan en uncombustible nucleardisuelto en un sal defluorurofundida tal como el tetrafluoruro deuranio(UF4) otetrafluoruro de torio(ThF4), el fluido alcanzaracriticidadal fluir en un ncleo degrafitoque tambin servira como elmoderador. Muchos de los actuales conceptos se basan en un combustible que est disperso en una matriz de grafito donde la sal fundida proporciona enfriamiento de baja presin y alta temperatura.

5.2. Reactores rpidos

5.2.1. Reactor Rpido Enfriado por Gas

El sistema de unreactor rpido enfriado por gas(Gas-cooled Fast Reactor, GFR)se caracteriza por tener un espectro deneutrones rpidosy unciclo de combustiblecerrado para una eficiente conversin deuranio frtily la administracin de losactnido. El reactor es refrigerado porhelio, con una temperatura de salida de 850 C y usando unturbina de gasdeciclo Braytondirecto para una alta eficiencia termal. Varias formas de combustible estn siendo consideradas por su potencial para operar a temperaturas muy altas y para asegurar una excelente retencin de los productos de lafisin: combustible decermicacompuesta, partculas de combustible avanzadas, o elementos de revestimiento cermico de compuestos actnidos. Las configuraciones del ncleo que estn siendo consideradas estn basadas en ensambles de combustible basados en pin- o placas o bloques prismticos.

5.2.2. Reactor rpido enfriado por sodio

Elreactor rpido enfriado por sodioes un proyecto que se apoya en otros dos proyectos existentes estrechamente relacionados, elreactor reproductor rpido(Liquid Metal Fast Breeder Reactor, LMFBR) y elReactor rpido integral.

Las metas son incrementar la eficiencia del uso del uranio alreproducirplutonio y eliminando la necesidad de que losistopostransurnicosdejen el sitio de operacin. El diseo del reactor usa un ncleo no moderado corriendo enneutrones rpidos, diseado para permitir que cualquier istopo transurnico sea consumido (y en algunos casos ser usado como combustible). Adems a los beneficios de remover los transurnicos de largavida mediadel ciclo de los desechos, el combustible SFR se expande cuando el reactor se sobrecalienta, haciendo que lareaccin en cadena automticamente disminuya. De esta forma, es pasivamente seguro.

Elreactor rpido integral(Integral Fast Reactor, IFR) es un diseo para un reactor nuclear con unciclo del combustible nuclear especializado. Un prototipo del reactor fue construido, pero el proyecto fue cancelado antes de que pudiera ser copiado en otra parte.

El concepto del reactor SFR es refrigerado porsodiolquido y alimentado por un combustible de unaaleacinmetlica deuranioyplutonio. El combustible est contenido enacerorevestido con sodio lquido rellenando el espacio entre los elementos de revestimiento que componente la estructura de ensamblado del combustible. Uno de los desafos del diseo de un SFR es controlar los riesgos de manejar sodio, que reacciona en forma explosiva cuando se pone en contacto con el agua. Sin embargo, el uso de metal lquido en vez de agua como refrigerante le permite al sistema trabajar apresin atmosfrica, reduciendo el riesgo de fugas.

5.2.3. Reactor Rpido Enfriado por Plomo

Elreactor rpido enfriado por plomo(Lead-cooled Fast Reactor, LFR) se caracteriza por usar un reactor enfriado por metal lquido de espectro de neutrones rpidos de plomo oplomo/bismutoeutctico(LBE) con unciclo de combustiblecerrado. Las opciones incluyen un rango de capacidades de planta, incluyendo unabaterade entre 50 a 100MWde electricidad que tienen un muy grande intervalo de recarga de combustible, un sistema modular con capacidad de entre 300 a 400 MW, y una opcin de una gran planta monoltica de 1.200 MW. El trminobaterase refiere al ncleo de fbrica de larga vida, y sin ninguna estructura para la conversin de energa electroqumica. El combustible esuranio frtilbasado en metal o un metal o nitruro y en transurnicos. El LFR es refrigerado porconveccinnatural con una temperatura de salida del reactor del refrigerante de 550C, posiblemente alcanzando hasta 800C con materiales avanzados. La temperatura ms alta permite la produccin de hidrgeno por procesos termoqumicos.

Las especificaciones objetivo de la planta son las siguientes: Potencia de salida mxima 120 Mwe por mdulo Rango de potencia estable 0-100% Rampa de rapidez 10%/min Rechazo de carga sin disparo 100% Costo de construccin en el sitio US 1000/kWe Tiempo de construccin 24 meses Parada fuera de lnea de 30 das en 6 aos Zona de emergencia planeada < 400 m Vida til de la planta 40 aosAdems el reactor tiene una seguridad inherente debido a la remocin de calor por radiacin, conduccin y conveccin, independientemente del sistema de enfriamiento de Helio, con un coeficiente negativo de reactividad por temperatura en todos los rangos de potencia y una alta razn de superficie a volumen para la remocin de calor.

Por otra parte, se estima que el costo de construccin sera de US$1000 por KWe, comparado con US$900 por KWe de una planta de nueva tecnologa de carbn, lo que lo hace sumamente competitivo desde el punto de vista econmico, adems de tener gran adaptabilidad para conectarse a las redes elctricas dada su versatilidad en la variacin de potencia elctrica debido a su concepto modular.

VI. REACTORES REFRIGERADOS POR GAS AVANZADO (AGR)

Unreactor refrigerado por gas avanzado(AGR, Advanced Gas cooled Reactor), es un reactor que utiliza generalmenteuranio enriquecidocomo combustible, unmoderadorslido (como por ejemplo lostomosdecarbonocontenidos en elgrafito), y como refrigerante un gas, por ejemploCO2ohelio.

Los reactores refrigerados por gas de primera generacin dieron paso a los AGR (reactores de segunda generacin).

6.1. Elreactor avanzado de gas (AGR)

Ha sido desarrollado en el Reino Unido como sucesor del uranio natural-grafito-gas. Las principales diferencias introducidas son que el combustible, en forma de xido de uranio enriquecido, est introducido en tubos de acero inoxidable y que la vasija, de hormign pretensado, contiene en su interior los cambiadores de calor.

El refrigerante dixido de carbono circula a travs del ncleo, llegando a 640C y una presin de alrededor de 40 bar

El AGR fue diseado para tener una alta eficiencia trmica de alrededor de 41%, que es mejor que modernos reactores de agua a presin que tienen una eficiencia trmica tpica de 34%.

Esto es debido a la temperatura de salida del refrigerante ms alta de alrededor de 640 C prcticos con enfriamiento del gas, en comparacin con aproximadamente 325 C para PWR.

6.1.1. Central nuclear Hunterston B

LaCentral nuclear de Hunterston B(Hunterston B nuclear power station) es una central nuclear en North Ayrshire,Escocia, Reino Unido. Se encuentra a unas 6 millas (9 km) al sur de Largs y cerca a 2,5 millas (4 km) al noroeste de West Kilbride. Se ha generado electricidad desde 1976 y actualmente est operado por EDF Energy. En la actualidad genera hasta 1.000 MW (desde diciembre de2012) y se tiene previsto que opere hasta2023.

La construccin de Hunterston B se llev a cabo por un consorcio conocido como El Grupo de Energa Nuclear (TNPG). Los dos reactores refrigerados por gas avanzado (AGR) fueron suministrados por TNPG y las turbinas son de CA Parsons & Co. Hunterston B comenz a generar electricidad el 6 de febrero de1976.

6.1.2. Central nuclear de Hartlepool

LaCentral nuclear de Hartlepool(Hartlepool nuclear power station) es una central nuclear situada en la orilla norte de la desembocadura del ro Tees, 2,5 millas (4,0 km) al sur de Hartlepool en el condado de Durham, al noreste deInglaterra,Reino Unido. La estacin tiene una potencia elctrica neta de 1.190 megavatios, que es el 2% de la demanda elctrica pico de Gran Bretaa de 60 GW. La electricidad se produce mediante el uso de dos reactores refrigerados por gas avanzado (AGR). Hartlepool fue slo la tercera estacin de energa nuclear en el Reino Unido en utilizar la tecnologa AGR. La estacin de energa Hartlepool fue tambin la primera estacin de energa que se construy lo ms cercano a una zona urbana importante.

En julio de 2008, a continuacin, el operador de la planta de British Energy, sugiri que el sitio sera una buena ubicacin para una central nuclear reemplazo. A continuacin, un ao despus, en julio de 2009, el gobierno del Reino Unido llamado Hartlepool en una lista de once sitios Inglaterra y Gales, donde las nuevas centrales nucleares podran construirse. El 9 de noviembre de 2009, el gobierno anunci que diez de estos sitios, entre ellos Hartlepool, se haba dado el visto bueno para la construccin de nuevos reactores. Si se construye, la estacin utilizara reactores capaces de generar 1.800 MW cada una. Es costara entre 5000 millones y 6000 millones para construir, sera emplear hasta 3.000 trabajadores de la construccin para el posible perodo de construccin de ocho aos, as como proporcionar 600 empleos a tiempo completos, una vez completado. La nueva estacin tiene una vida til prevista de 60 aos.

Los planes se oponen por grupos ambientalistas como Amigos de la Tierra y de la parada de Nueva nuclear. La central se encuentra 1.65 millas (2.66 km) desde el complejo local de Seaton Carew.6.1.3. Reactor refrigerado por gas a temperatura elevada (HTGCR)

Este reactor representa la siguiente etapa en la serie de reactores refrigerados por gas. Se viene desarrollando en Alemania, Reino Unido y Estados Unidos. Difiere del anterior en tres aspectos principales: utilizacin del helio como refrigerante, en lugar del anhdrido carbnico, combustible cermico, en vez de metlico, y temperaturas del gas mucho ms elevadas.

Los diseos del ncleo HTGR implican una unin ntima de combustible y moderador, xido o carburo de uranio altamente enriquecido hasta un 93% de uranio-235, y forma pequeas esferas. Las esferas estn revestidas con una o dos capas de carbn refractario y una de carburo de slice, y embutidas en grafito.

6.2. Reactores Trmicos

Los reactores nucleares trmicos son los ms comunes y se clasifican de acuerdo al tipo de moderador empleado, en reactores de agua ligera, agua pesada y grafito. Algunos de estos tipos de reactores en operacin son:LWR - Light Water Reactor (Reactor de agua ligera), que utiliza agua ligera como refrigerante y moderador y U enriquecido como combustible. Los ms utilizados son: - BWR (Boiling Water Reactor o reactor de agua en ebullicin). - PWR (Pressure Water Reactor o reactor de agua a presin)-PHWR - (Pressure Heavy Water Reactor o reactor de agua pesada a presin), es del tipo PWR, pero utiliza agua pesada como refrigerante y moderador y U natural o ligeramente enriquecido como combustible. Uno de estos reactores es el CANDU (Canada Deuterium Uranium).AGR - Advanced Gas-cooled Reactor (reactor avanzado refrigerado por gas), que utiliza U como combustible, CO2 como refrigerante y grafito como moderador.LWGR-RBMK - Reactor Bolshoy Moshchnosty Kanalny (reactor de canales de alta potencia), es un reactor en ebullicin. Su principal funcin es la produccin de plutonio y como subproducto la generacin de energa elctrica. Utiliza grafito como moderador, agua como refrigerante y U enriquecido como combustible. Puede recargarse en marcha. Tiene un coeficiente de reactividad positivo. El reactor de Chernbyl era de este tipo.

6.2.1. Reactor de Agua en Ebullicin (BWR-Boiling Water Reactor)

Fue la empresa General Electric la que desarroll los reactores de agua ligera tipo BWR. Es un reactor muy usado ( 15% de todos los reactores). Emplea UO2 enriquecido como combustible y agua ligera como moderador, refrigerante y fluido de trabajo. Consta de dos circuitos (Figura 18): el primario (lnea verde y roja con puntos) y el de refrigeracin para condensar vapor de agua (lnea azul).

A. Circuito primario: La fisin del U contenido en el interior de la vasija crea un foco de calor, cuya energa es recogida y transportada por el refrigerante que fluye por el sistema de tuberas de este circuito impulsado por una bomba. El refrigerante del reactor no trabaja a gran presin ( 75 atm, la mitad de un PWR) por lo que alcanza la temperatura de ebullicin ( 280 C) al pasar por el ncleo del reactor y parte del lquido se transforma en vapor, al que luego de separarlo y reducirle su contenido de humedad, se conduce el vapor seco directamente hacia la turbina de vapor.

B. Circuito de refrigeracin para condensar vapor de agua: Para conseguir laCondensacin del vapor a la salida de la turbina, se necesita un circuito con agua que al fluir por el interior del condensador logre la extraccin del calor del vapor. Para mantener la temperatura de esta agua a los niveles deseados, se utiliza un sistema de ciclo abierto (torres de tiro natural), cuya fuente de agua es un ro o una represa. Esta agua es impulsada por bombas al condensador, retornando luego nuevamente al ro.

C. Algunas Caractersticas: Las barras de control se introducen por la parte inferior de la vasija, dado que el acceso al ncleo del reactor desde la parte superior de la vasija es imposible, debido a la presencia de los separadores y secadores de vapor. Los principales constituyentes del reactor, as como el camino que sigue el fluido de trabajo, pueden observarse en la Figura.

El cido brico no se usa para el control continuo, siendo esto una ventaja, ya que el cido es muy corrosivo y adems se evita el sistema que se encarga de regular la concentracin de este absorbente de neut. Sin embargo, la mayora de los reactores BWR comerciales incluye un sistema de apagado de emergencia basado en la inyeccin de cido brico en el refrigerante del circuito primario.

D. Control de potencia del reactor: Se puede realizar por medio del movimiento de las barras de control, combinado con la regulacin del caudal del refrigerante que pasa por el reactor. Cuando se opera con las barras totalmente extradas, la potencia puede variarse entre un 30% y un 100% de la potencia nominal cambiando el flujo de agua.

Cuando se incrementa el flujo, las burbujas de vapor de agua son removidas ms rpidamente del reactor aumentando la cantidad de agua lquida que circula por el mismo, por lo que se moderan ms neut, hay ms fisiones y el reactor aumenta su potencia. Esta caracterstica de autorregulacin es muy importante para la seguridad nuclear de los BWR: si existe un aumento incontrolado de la potencia del reactor -> aumenta la ebullicin de agua -> mayor produccin de burbujas -> menor moderacin de neut -> menor n de fisiones -> disminuye la potencia del reactor

E. Sistema de supresin de presin:El BWR posee un toroide o anillo interno de supresin de presin (torus), parcialmente lleno de agua a temperatura ambiente, que rodea a la vasija del reactor por su parte inferior. Si un evento ocurre, por ejemplo

una elevacin de la presin del vapor de agua que se est generando en el reactor, se abre la vlvula de seguridad de la vasija y se enva parte del vapor al torus para que se condense y as reducir la presin del circuito primario (Figura 20). De esta manera se alivia la presin y se extrae calor del reactor. Cuando la temp. en el torus alcanza unos 100 C el sistema se vuelve ineficiente.

Entorno fsico donde se encuentra el Reactor BWR (Central de Fukushima)

F. Proteccin Biolgica:Est basada en hormigones especiales y plomo, materiales necesarios en todos los reactores nucleares, pero que aqu debe ser extendida a todo el circuito de vapor de la turbina y al agua del condensador, bomba centrfuga y tubera correspondiente. Las piletas de almacenaje del combustible ya usado, se encuentran en general por arriba del reactor (ver figurra? La mayor parte de la radiactividad en el agua es de muy corta duracin(Principalmente N a la 16, con una vida media de 7 segundos), por lo que se puede acceder a la sala de turbinas inmediatamente despus que el reactor se apag. El reactor BWR tiene una eficiencia trmica de 33%.

VII. Reactor de Agua a Presin (PWR-Presurized Water Reactor)

Fue la empresa Westinghouse la que desarroll los reactores de agua ligera tipo PWR.

Es el ms empleado en el mundo ( 64% de todos los reactores). Emplea UO enriquecido como combustible (2 al 4%) y agua ligera como moderador y refrigerante.

El refrigerante circula a una presin tal que el agua no alcanza la ebullicin, extrayendo el calor del reactor, pasando luego por un intercambiador de calor, donde se genera el vapor que alimenta a la turbina. Consta de tres circuitos independientes: primario, secundario y de refrigeracin para condensar vapor de agua

7.1. Circuito primario:

La fisin del combustible nuclear calienta el refrigerante del circuito primario, entregando calor por conduccin trmica a travs de la vaina que contiene al combustible. Esta energa es recogida y transportada por el refrigerante que circula por el sistema de tuberas de este circuito impulsado por una bomba centrfuga de alto flujo, que adems de transportar calor, controla la temperatura del reactor. En un PWR, el circuito primario est presurizado a unas 150 atm por medio de un presurizador, con el fin de evitar que el agua alcance su punto de ebullicin (de aqu el nombre de este tipo de reactores), obteniendo as una temperatura 310 C. Este es un recipiente cilndrico vertical a presin, que contiene agua y vapor en equilibrio, manteniendo por medio de un sistema de calentadores elctricos y atomizadores, una presin controlada del recipiente y del circuito primario. En su parte inferior se insertan resistencias elctricas de calefaccin, mientras que en la parte superior se encuentran unas boquillas de aspersin de agua fra a presin. Durante la operacin, cuando la presin desciende por debajo de cierto nivel, de manera instantnea se conectan las resistencias elctricas, vaporizando una cantidad de agua que restituye la presin al valor adecuado. Si la presin es elevada por encima de un nivel prefijado, se genera un rociado de vapor con agua fra que ingresa por las boquillas de aspersin, generando una condensacin de una porcin del vapor que se encuentra en el presurizador, de esta forma, se produce un descenso de la presin.

El refrigerante fluye a travs de unos haces de tubos metlicos (generador de vapor) que estn baados exteriormente por un flujo de agua liviana (circuito secundario) que absorbe el calor que cede el refrigerante, de forma tal que el agua del circuito secundario que est a una presin menor, pasa del estado lquido al estado de vapor.

7.2. Circuito Secundario: Est presente en una central tipo PWR. En el circuito secundario el vapor producido por el generador de vapor se conduce a una turbina donde transforma su energa trmica en mecnica. El vapor que sale de la turbina es transformado a su vez en agua mediante la intervencin de un foco fro, que es el condensador, y sta es devuelta al generador de vapor para reiniciar el ciclo.

Cabe hacer notar, que el agua del circuito secundario nunca se mezcla con el agua del circuito primario (agua radiactiva). En la mayora de los diseos la presin del secundario es de 60 atm y la temperatura del vapor es de 275 C. Como el circuito primario y secundario son independientes, la turbina puede quedar fuera de la proteccin biolgica.

7.3. Circuito de refrigeracin para condensar vapor de agua: dem al BWR

7.4. Control de la Potencia: La potencia del reactor en PWR se controla normalmente variando la concentracin de cido brico en el refrigerante del circuito primario. El boro es un absorbente de neut muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo la concentracin de boro en el reactor se afecta la poblacin de neut en el reactor. Adems el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba (diferente al BWR) entre los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las operaciones de arranque y parada del reactor. 7.5. Recarga de combustible

Al final de cada ciclo de operacin (entre 12 y24 meses) se detiene el reactor y tiene lugar la recarga del reactor, momento en el que se extraen los elementos combustibles ms gastados y se insertan los elementos nuevos o frescos ( 1/3 del total). Por ello, al comienzo de un ciclo nuevo en un PWR, el exceso de reactividad es considerable. El elemento combustible irradiado se deposita en una pileta de enfriamiento hasta que descienda lo suficiente su radiactividad como para permitir que sea reprocesado. En funcin de la potencia de la central, es el tamao del recipiente del reactor. El dimetro interior puede variar de 3.3m para una central de 500 o 600 MW hasta 4.4m para 1000 o 1100 MW, al igual que el espesor, el cual vara entre 10 y 130 mm. La altura total es de unos 13 m. Un reactor PWR tiene una eficiencia trmica de 33%.

VIII. VENTAJAS Y DESVENTAJAS DEL USO DE ENERGA NUCLEAREn los ltimos aos el planeta ha venido sufriendo distintos cambios, muchos de ellos graves, entre ellos el cambio climtico. Este problema, a pesar de ser ocasionado por la actividad humana, est afectando la vida no slo de las personas, sino tambin de ecosistemas, plantas, animales, y poniendo en grave riesgo la biodiversidad. Como causante principal de ste fenmeno, el ser humano debe responsabilizarse y encontrar alternativas ms sustentables para la realizacin de sus diferentes actividades. Como es sabido, los gases de efecto invernadero, principalmente el CO2 como residuo de los combustibles fsiles utilizados para actividades humanas, es uno de los principales contribuyentes al cambio climtico. Debido a esto, se ha planteado la necesidad de la creacin y utilizacin de formas de energa ms limpias y ms sustentables. Una de ellas es la energa nuclear, que a pesar de ser considerada una fuente alternativa, est en medio de un debate debido a las connotaciones negativas que se le dan debido a su uso como arma de destruccin masiva tras las bombas en Hiroshima y Nagasaki, y a su relacin con enfermedades como el cncer.El tema nuclear es bastante polmico, pues es considerado un instrumento de avance, tecnologa y bienestar, pero al mismo tiempo es considerado un potente destructor. El debate sobre el uso de la energa nuclear gira en torno a su alta inseguridad con respecto al medio ambiente por la radiacin y los desechos radiactivos de alta actividad (Castejn, 2004), as como a los posibles daos a la salud relacionados a partir del accidente nuclear en la planta de Chernbil). Otro punto de debate importante gira en torno a la necesidad de uranio para su produccin. El uranio es un elemento natural que se extrae en la tierra, lo que posiciona a la energa nuclear como una alternativa dependiente y no sustentable, pues el uranio no es un recurso ilimitado como el sol o el viento, lo que plantea un lmite a su utilizacin. Los argumentos a favor de la energa nuclear El sistema energtico mundial est actualmente en crisis. El suministro de energa se basa mayoritariamente en fuentes no renovables y se consume a un ritmo insostenible. Nuestra civilizacin est basada en el uso de combustibles fsiles como el carbn, el petrleo, y el gas natural, por lo que la transicin hacia el uso de tecnologas limpias y renovables implica grandes cambios, pero es necesaria para el futuro del planeta y de la humanidad. Este es el argumento ms fuerte a favor del uso de energa nuclear, pues la idea es que la energa nuclear tiene pocos impactos ambientales y en los casos en que se han dado, han sido superados tecnolgicamente. De acuerdo a dicha argumentacin, el uso de energa nuclear disminuye las emisiones de dixido de carbono y otros gases de efecto invernadero emitidos como residuo del uso de combustibles fsiles, por lo que contribuye a la lucha contra el calentamiento global. 8.1. VENTAJAS DE LA ENERGIA NUCLEAR La generacin de energa elctrica mediante energa nuclear permite reducir la cantidad de energa generada a partir de combustibles fsiles (carbn y petrleo). La reduccin del uso de los combustibles fsiles implica la reduccin de emisiones de gases contaminantes (CO2 y otros).

Actualmente se consumen ms combustibles fsiles de los que se producen de modo que en un futuro no muy lejano estos recursos se agotaran o el precio subira tanto que seran inaccesibles para la mayora de la poblacin.

Otra ventaja est en la cantidad de combustible necesario; con poca cantidad de combustible se obtienen grandes cantidades de energa. Esto supone un ahorro en materia prima pero tambin en transportes, extraccin y manipulacin del combustible nuclear. El coste del combustible nuclear (generalmente uranio) supone el 20% del coste de la energa generada.

La produccin de energa elctrica es continua. Una central nuclear est generando energa elctrica durante prcticamente un 90% de las horas del ao. Esto reduce la volatilidad en los precios que hay en otros combustibles como el petrleo.

Esta continuidad favorece a la planificacin elctrica. La energa nuclear no depende de aspectos naturales. Con esto se solventa la gran desventaja de las energas renovables, como en los casos de la energa solar o la energa elica, en que los horas de sol o de viento no siempre coinciden con las horas de ms demanda energtica.

Al ser una alternativa a los combustibles fsiles no se necesita consumir tanta cantidad de combustibles como el carbn o el petrleo. La reduccin del consumo de carbn y petrleo ayuda a reducir el problema del calentamiento global del cambio climtico del planeta. Al reducir el consumo de combustibles fsiles tambin mejorara la calidad del aire que respiramos con lo que ello implicara en el descenso de enfermedades y calidad de vida.

8.2. DESVENTAJAS DE LA ENERGIA NUCLEAR

Anteriormente hemos comentado la ventaja que supone la utilizacin de la energa nuclear para la reduccin del consumo de combustibles fsiles. Se trata de un argumento muy utilizado por las organizaciones a favor de la energa nuclear pero es una verdad a medias. Hay que tener en cuenta que la gran parte del consumo de combustibles fsiles proviene del transporte por carretera, de su uso en los motores trmicos (automviles de gasoil, gasolina etc.). El ahorro en combustibles fsiles en la generacin de energa elctrica es proporcionalmente muy bajo.

Inconvenientes energa nuclear A pesar del alto nivel de sofisticacin de los sistemas de seguridad de las centrales nucleares el componente humano siempre tiene cierta repercusin. Ante un imprevisto o en la gestin de un accidente nuclear no se puede garantizar que las decisiones tomadas por los responsables sean siempre las ms apropiadas. Tenemos dos buenos ejemplos en Chernobyl y en Fukushima.

El accidente nuclear de Chernobyl es, por el momento, el peor accidente nuclear de la historia. Una sucesin de decisiones equivocadas por el personal que gestionaba la central acab causando una fuerte explosin nuclear.

En el caso del accidente nuclear de Fukushima, una vez producido el accidente, la actuacin del personal encargado de gestionarlo fue muy cuestionada. Despus del accidente de Chernobyl, el accidente nuclear de Fukushima fue el segundo peor de la historia.

Una desventaja importante es la difcil gestin de los residuos nucleares generados. Los residuos nucleares tardan muchsimos aos en perder su radioactividad y peligrosidad.

Los reactores nucleares, una vez construidos, tienen fecha de caducidad. Pasada esta fecha deben desmantelarse, de modo que en los principales pases de produccin de energa nuclear para mantener constante el nmero de reactores operativos deberan construirse aproximadamente 80 nuevos reactores nucleares en los prximos diez aos.

Debido precisamente a que las centrales nucleares tienen una vida limitada. La inversin para la construccin de una planta nuclear es muy elevada y hay que recuperarla en muy poco tiempo, de modo que esto hace subir el coste de la energa elctrica generada. En otras palabras, la energa generada es barata comparada con los costes del combustible, pero el tener que amortizar la construccin de la planta nuclear la encarece sensiblemente.

Las centrales nucleares son objetivo para las organizaciones terroristas.

Genera dependencia del exterior. Poco pases disponen de minas de uranio y no todos los pases disponen de tecnologa nuclear, por lo que tienen que contratar ambas cosas en el extranjero.

Los reactores nucleares actuales funcionan mediante reacciones nucleares por fisin. Estas reacciones se producen en cadena de modo que si los sistemas de control fallasen cada vez se produciran ms y ms reacciones hasta provocar una explosin radioactiva que sera prcticamente imposible de contener.

Probablemente la desventaja ms alarmante sea el uso que se le puede dar a la energa nuclear en la industria militar. El primer uso que se le di a la energa nuclear fue para construir dos bombas nucleares que se lanzaron sobre Japn durante la Segunda Guerra Mundial. Esta fue la primera y tima vez que se utiliz la energa nuclear en un ataque militar. Ms tarde, varios paises firmaron el Tratado de No Proliferacin Nuclear, pero el riesgo que en el futuro se vuelvan a utilizar armas nucleares siempre existir.

En resumen se tendr las siguientes desventajas:

Produce desechos radioactivos de muy difcil eliminacin. Los accidentes, aunque raros, son muy, muy peligrosos. Dificulta el control de las armas nucleares Aumenta la dependencia de los productores de Uranio y de los fabricantes de Uranio enriquecido. Las centrales nucleares demandan un alto costo de construccin y mantenimiento Muy elevada inversin. Mantenimiento de planta elevado.

*Disp: disponibilidad**IDC: Intereses durante la construccinPrecios de los combustible

Gcal: Giga caloras MBTU: Milln de British Thermal Units. BOE: Barrel of Oil Equivalent.De todas formas y por el momento el equipo ms competitivo desde el punto de vista econmico es la turbina de gas a ciclo combinado que utiliza gas natural como combustible.8.3. RIESGOS E IMPACTO EN SALUD Y MEDIO AMBIENTE.

8.4. Costo de operacin y mantenimiento.

8.5. Comparacin de uso de suelo .

8.6. Tendencia de los combustibles

IX. CENTRALES NUCLEARES EN EL PERUEn nuestro pas solo contamos con un reactor nuclear, El Centro Nuclear OSCAR MIROQUESADA DE LA GUERRA (RACSO), fue inaugurado en 1989.

Comprende las siguientes instalaciones:

A. REACTOR NUCLEAR DE INVESTIGACIN RP-10

El Reactor Nuclear de Potencia 10 (RP-10) es del tipo piscina y tiene 10 MW de potencia trmica. El RP-10 es una instalacin nuclear donde se controla la fisin nuclear, que consiste en la ruptura del ncleo atmico del Uranio-235 (U-235) con una gran liberacin de energa, neutrones y emisin de radiaciones. Los neutrones producidos de esta manera son utilizados para la investigacin y produccin de radioistopos.

El RP-10 es operado desde la sala de control donde se encuentra instalada toda la instrumentacin necesaria para que los operadores puedan verificar las condiciones en las cuales se encuentra funcionando el reactor y realizar el seguimiento de las condiciones de seguridad. El reactor se encuentra diseado para que en caso de que se produzca alguna anormalidad, el reactor se apague automticamente. La operacin del reactor se realiza a travs del movimiento de barras de control de cadmio que controla las reacciones de fisin

El RP-10 tiene: un Edificio Principal, Edificio Secundario y Edificio de Laboratorios Auxiliares. En el Edificio Principal, se encuentra la sala de control y el reactor y sus principales componentes, tales como: tanque principal, ncleo del reactor, facilidades de irradiacin, pileta auxiliar, sistema de refrigeracin primario, etc. En el Edifico Secundario se encuentran las bombas del sistema de refrigeracin secundaria, y sistemas auxiliares.En el Edificio de Laboratorios Auxiliares se tienen los talleres de mantenimiento y laboratorios de investigacin. Fuera de estos edificios se encuentran las torres de enfriamiento del sistema de refrigeracin secundario.

B. Tanque principal del reactor RP-10

El tanque principal es de acero inoxidable y tiene forma cilndrica, con dimensiones, de 11.2m de altura y 4m de dimetro. Est rodeado externamente por una estructura de concreto que sirve de blindaje contra las radiaciones. En la parte inferior a 0.7m del nivel del fondo del tanque, se encuentra la grilla en la que se ubica el ncleo del reactor. El tanque principal del reactor esta lleno de agua liviana qumicamente pura, que cumple funciones de: refrigerante, blindaje contra las radiaciones y moderador de los neutrones.

C. Ncleo del Reactor

El ncleo del reactor est conformado por 29 elementos combustibles del tipo MTR (Material Testing Reactor), as como elementos reflectores y puede adoptar distintas configuraciones. Rodeando al conjunto de elementos combustible se tienen los elementos reflectores de grafito y berilio, que sirven para reducir la fuga de los neutrones trmicos.

D. Elemento combustibleEl elemento combustible, con forma de paraleleppedo, es un conjunto de placas combustibles separadas entre si por espacios de 3.3mm llamados canales de refrigeracin. Las barras de control esta constituidas por dos placas de Cadmio, que es un material absorbedor de neutrones trmicos y se utilizan para controlar el proceso de fisin, introducindose o extrayndose de los elementos combustibles.E. Placa combustibleEst constituida por uranio enriquecido en 20 % de U-235 y ubicada entre dos placas de aluminio.9.1. Facilidades de Irradiacin del RP-10El reactor cuenta con las siguientes facilidades de irradiacin: Siete facilidades de irradiacin dentro del ncleo (in-core), con flujo de neutrones trmicos de 1.0x1013a 2.0x1014n/cm2.s Seis facilidades de irradiacin exterior al ncleo (ex-core) constituida por un tubo tangencial y 4 tubos radiales con flujo de neutrones trmicos inferiores a 5x1011n/cm2.s Una columna trmica de grafito con cinco posiciones de irradiacin. Un sistema neumtico de envio de muestras usado para el anlisis por activacin neutrnica.En cada una de las 7 facilidades de irradiacin internas (in-core) se tienen cajas donde se pueden irradiar hasta 16 muestras o blancos, para fines de investigacin o produccin de radioistopos.

Las 6 facilidades de irradiacin externas pueden considerarse como caones de neutrones, que pueden ser utilizados para: neurografa, difraccin de neutrones, gammas instantneos, entre otros.9.2. USOS Y SERVICIOS DEL REACTOR RP-10Los principales usos y servicios del reactor RP-10 son: Tecnologa de reactores nucleares, produccin de radioistopos, ciencia de materiales, anlisis por activacin neutrnica, capacitacin y entrenamiento en tecnologa de reactores nucleares. Su gran versatilidad permite que simultneamente puedan realizarse estas aplicaciones.9.3. LABORATORIO DE CIENCIAPara realizar sus actividades de investigacin y desarrollo, el IPEN cuenta con personal especializado, as como con modernos laboratorios de fsica, qumica y biologa, en los que se realizan investigaciones bsicas y aplicadas, del mbito nuclear, destinadas principalmente a la solucin de problemas de impacto social directo. Para ello desarrolla nuevas tcnicas o mejora las existentes, transfirindolas finalmente a las entidades interesadas. Asimismo, durante el proceso, genera nuevos conocimientos que tambin pone a disposicin de la sociedad, mediante informes cientficos o publicaciones especializadas.Entre los principales Laboratorios de Ciencias del IPEN podemos mencionar a los siguientes: Laboratorio de Anlisis por Activacin Neutrnica Laboratorio de Fluorescencia de RX Laboratorio de Biologa Laboratorio de Caracterizacin de Materiales Laboratorio de Instrumentacin Nuclear y Desarrollo Electrnico Laboratorio de Microscopia Electrnica Facilidad de Neurografa9.4. PLANTA DE PRODUCCIN DE RADIOISTOPOSLos laboratorios de la Planta de Produccin de Radioistopos (PPRR) tiene un rea construida de 3500 m2y est conformada por una conjunto de celdas para el manejo y produccin de materiales radiactivos.El RP-10 suministra el material radiactivo que se procesa en la Planta de Produccin de Radioistopos, razn por la cual el edificio del reactor esta intercomunicado con el corredor caliente de la Planta de Produccin de Radioistopos (PPRR), por donde se transporta el material radiactivo a las celdas de produccin.La PPR ha sido diseada y construida para producir radioistopos, radiofrmacos, compuestos marcados y fuentes selladas.9.5. LABORATORIO SECUNDARIO DE CALIBRACIONES DOSIMTRICASEl Laboratorio Secundario de Calibraciones Dosimtricas (LSCD) del IPEN es el Laboratorio de Referencia Nacional en Metrologa de las Radiaciones Ionizantes, encargado de brindar apoyo para que se logre alcanzar la exactitud de la dosimetra de las radiaciones ionizantes en el campo de la radioterapia, el radiodiagnstico y la radioproteccin.El LSCD pertenece a la Red de Laboratorios Secundarios de Calibraciones Dosimtricas del Organismo Internacional de Energa Atmica (OIEA) y del Organismo Mundial de la Salud (OMS). Mantiene los patrones nacionales de las magnitudes radiolgicas y participa en programas de intercomparacin, para garantizar la trazabilidad de las mediciones entre los Laboratorios Primarios de Calibraciones Dosimtricas (LPCD) y los usuarios nacionales.El LSCD tiene la infraestructura apropiada para desarrollar las actividades de metrologa de las radiaciones ionizantes con gran exactitud y seguridad. Cuenta con los laboratorios de: Calibracin Dosimtrica de monitores de radiacin, cmaras de ionizacin y dosmetros. Dosimetra personal y ambiental en instalaciones nucleares y radiolgicas. Control de Calidad de equipos de rayos X y de medidores de dosis o activmetros.Adicionalmente, el LSCD/IPEN cuenta con electrmetros, cmaras de ionizacin, fuentes calibradas de radiacin gamma, fuentes de chequeo, lector termoluminiscente, monitores de radiacin, equipos de control de calidad y maniques.9.6. PLANTA DE TRATAMIENTO DE RESIDUOS RADIOACTIVOSLa Planta de Gestin de Residuos Radiactivos (PGRR) del Centro Nuclear RACSO est concebida como una instalacin centralizada para realizar la gestin de los residuos radiactivos, generados a nivel nacional. Su finalidad es realizar la gestin segura de los residuos resultantes de las aplicaciones nucleares en nuestro pas, de forma tal que no se ponga en riesgo la salud de la poblacin.Cuenta con las siguientes unidades de procesamiento:1. Una planta de precipitacin de efluentes lquidos2. Una unidad de cementacin para la solidificacin de lodos y lquidos3. Una prensa para compactacin de residuos slidosAdems cuenta con:La Instalacin centralizada de gestin de residuos radiactivos tiene una superficie aproximada de 15000 m2 . Dentro de esa superficie estn ubicadas:1. Edificio de tratamiento y acondicionamiento de residuos.2. Cubculo para residuos biolgicos contaminados3. Almacn para residuos slidos acondicionados4. Lecho de infiltracin para residuos lquidos5. En la parte externa y formando parte del sistema integral de residuos radiactivos del Centro Nuclear, se encuentran dos pequeas plantas de decaimiento de lquidos activos, una para el reactor y el otro para la planta de produccin de radioistopos. Desde all se bombean los lquidos a la PGRR.9.7. Tratamiento y Acondicionamiento de Residuos RadiactivosEl principio que rige el tratamiento de residuos radiactivos en una forma que garantice un confinamiento seguro, as como lograr la reduccin de su volumen hasta donde sea posible.Resinas de Intercambio InicoEstas resinas que resultan de la descontaminacin del sistema primario del reactor, luego de agotarse son inmobilizadas mezclndolas con concreto en una mquina mezcladora o adicionando porciones de resinas durante el acondicionamiento de residuos radiactivos lquidos de naturaleza orgnica o lodos resultantes en la precipitacin qumica.9.8. Fuentes Selladas AgotadasEn este caso las fuentes selladas, sin retirarlas de su blindaje original, son acondicionados con concreto de forma tal que no puedan ser removidas nunca ms. Los embalajes tendrn diferentes tamaos, dependiendo del volumen del bulto conteniendo el material radiactivo.9.10. Almacenamiento de Residuos RadiactivosExiste un almacn temporal. Su piso tiene una cubierta de material fcilmente descontaminable . Slo se almacenan en este ambiente, los residuos acondicionados en cilindros. Asimismo, sirve como un lugar de almacenamiento intermedio para permitir el decaimiento del residuo y su posterior enterramiento en un repositorio a nivel de superficie. Sus dimensiones son 8 m de largo, 6 m de ancho y 4 m de altura.Planta de Tratamiento QumicoEsta Planta permite tratar los residuos radiactivos lquidos que tienen un inters radio-sanitario. Su capacidad de tratamiento es de 100 m3 por ao. Est compuesta de:I. Tanques de almacenamientoII. Tanque de alimentacinIII. Tanque de precipitacin qumicaIV. Dosificadores de reactivos qumicosV. Tanque de lquidos clarificadosLos residuos provenientes de las plantas de decaimiento del reactor y de la planta de produccin de radio-istopos son enviados, cuando as sea necesario, a la planta de tratamiento qumico. Los lquidos son recepcionados en dos tanques de almacenamiento con capacidad de 6 m3 cada uno. De all los lquidos son alimentados, haciendo uso de una bomba, a otro tanque con capacidad de 4 m3 llamado tanque de alimentacin y de material de PVC. Luego de caracterizar el residuo y homogeneizarlo se envian los residuos al tanque de precipitacin y con capacidad aproximada de 1.5 m3. Este tanque es de vidrio a fin de facilitar la observacin y separacin de los precipitados, exteriormente. Los reactivos qumicos as como los cidos y bases que se agregan para ajustar el pH, son suministrados por la parte superior del tanque de precipitacin. Cuenta con agitadores para homogeneizar la mezcla y lograr una mejor precipitacin. Los lodos producidos son alimentados directamente a tambores de 200 litros donde son mezclados con cemento, a fin de lograr, la retencin de los contaminantes y una buena estabilidad. Los estudios a nivel de laboratorio permiten ajustar las condiciones ms adecuadas para que el producto cementado, tenga una baja lixiviacin y una buena resistencia mecnica.Los lquidos sobrenadantes del tanque de precipitacin, se envian a otro tanque de PVC, denominado tanque de clarificados, de aproximadamente 1 m3 de capacidad. All luego de analizar la actividad e identificar los contaminantes presentes, se tienen las opciones de retornarlos al tanque de precipitacin, descargarlo a un lecho de infiltracin o eliminarlo al desage comn.

X. ENERGA NUCLEAR EN EL MUNDOEl nmero de centrales nucleares operativas al finalizar el ao 2012 era de 437 unidades, con un total de 372.325 MW elctricos instalados, que aportan aproximadamente el 14% de la electricidad mundial. A estos reactores en operacin, hay que sumar las 72 unidades que se encontraban en construccin al iniciarse 2013.

As, en 2012 se pusieron en servicio las centrales de Shin-Kori 2 y Shin-Wolsong 1 en Corea del Sur, Ningde 1 en China y se reincorporaron a la red canadiense las unidades de Bruce 1 y 2. Por otra parte, en ese mismo ao se inici la construccin de nuevas centrales en Corea del Sur, Rusia, Estados Unidos, China y los Emiratos rabes Unidos.De los 72 reactores que hay en construccin, 29 se encuentran en China; 11 en Rusia, 7 en India; 4 en la Unin Europea (Francia, Finlandia y Eslovaquia); 1 en los Emiratos rabes Unidos; y 5 en Estados Unidos. De estos ltimos, uno se encuentra en Tennessee en estado muy avanzado de construccin.

Cuatro ms recibieron en 2012 licencias combinadas para la construccin y operacin: dos de ellos estn en el Estado de Georgia (Vogtle 3 y 4) y dos ms en Carolina del Sur (VC Summer 2 y 3).

Actualmente existen 441 reactores en el mundo con una capacidad instalada de 374 633 MWe.

Segn el tipo de reactores se tiene:

10.1. VISIN AL FUTUROEl mercado potencial de nuevos reactores en el mundo al 2030 es del orden de unos 228,000 MWe, segn el promedio de un escenario bajo y uno alto del OIEA, que se distribuyen geogrficamente en:

10.2. ACCIDENTES NUCLEARESLos accidentes nucleares se miden de acuerdo a la escala INES que se detalla a continuacin:10.2.1 ESCALA INTERNACIONAL DE ACCIDENTES NUCLEARES INES.ms conocida por sussiglaseningls,INES-International Nuclear Event Scale-) fue introducida por elOrganismo Internacional de Energa Atmica(OIEA) para permitir la comunicacin sin falta de informacin importante de seguridad en caso deaccidentes nuclearesy facilitar el conocimiento de los medios de comunicacin y la poblacin de su importancia en materia de seguridad.La escala pretende ser unaescala logartmica, similar a laescala de magnitud de momentoque se utiliza para describir la magnitud comparativa de losterremotos. Cada nivel representa el aumento de un accidente aproximadamente diez veces ms grave que el nivel anterior. En comparacin con los terremotos, donde la intensidad del evento puede ser evaluada cuantitativamente, el nivel de gravedad de undesastre hecho por el hombre, como un accidente nuclear, est ms sujeto a interpretacin. Debido a la dificultad de interpretacin, el nivel INES de un incidente se asigna despus de que ocurra el incidente. Por lo tanto, la escala tiene una capacidad muy limitada para ayudar en el despliegue de la ayuda por desastres.10.2.2. NIVELES DE GRAVEDAD.

Hay definidos una serie de criterios e indicadores para asegurar una informacin coherente de acontecimientos nucleares por parte de diferentes autoridades oficiales.Hay siete niveles distintos de cero en la escala INES: Los sucesos de nivel inferior (1 a 3), sin consecuencia significativa sobre la poblacin y el medio ambiente, se califican de incidentes; los superiores (4 a 7), de accidentes. El nivel mximo corresponde a un accidente cuya gravedad es comparable al ocurrido el26 de abrilde1986en lacentralde Chernbily al ocurrido el11 de marzode2011enFukushima. Tambin hay un nivel 0 para eventos que no tengan incidencia en la seguridad.

A. NIVEL 7 INES: ACCIDENTE MAYOR

Impacto en las personas y el medio ambiente.Se produce una liberacin superior de material radiactivo que pone en riesgo la salud general y el medio ambiente y requiere la aplicacin de medidas de contraposicin.Accidentes nucleares calificados en el nivel 7- accidente mayor: 1986-Accidente de Chernbil(Unin Sovitica),fue unaccidente nuclearsucedido enla central nuclear de Chernbil(Ucrania) el26 de abrilde1986. Ha sido evaluado en el nivel 7 de la Escala Internacional de Accidentes Nucleares. Se considera uno de los mayores desastresmedioambientalesde la historia. 2011-Accidente de Fukushima(Japn). Una serie de accidentes que comenzaron el 11 de marzo de 2011. El nivel 7 fue establecido el 11 de abril de 2011 por la Agencia de Seguridad Nuclear del Gobierno de Japn.El nivel fue distinto en cada uno de los 6 reactores: en 3 de ellos fue establecido el nivel 5, en uno el nivel 3 y en el conjunto fue establecido el nivel 7.Se estableci una zona temporal de exclusin de 20km alrededor de la planta y una zona voluntaria de evacuacin de 30 km. B. NIVEL 6 INES: ACCIDENTE SERIO

Impacto sobre las personas y el medio ambiente.Se produce la liberacin de material radiactivo que requiere una probable aplicacin de medidas de contraposicin.Ejemplo:Accidente de Kyshtym(Unin Sovitica).

C. NIVEL 5 INES: ACCIDENTE CON CONSECUENCIAS AMPLIAS Impacto sobre las personas o el medioambiente.Liberacin limitada de material radiactivo que puede requerir la aplicacin de medidas de contraposicin. Varias muertes por radiacin.Ejemplos:Incendio de Windscale (Reino Unido),accidente radiolgico de Goinia(Brasil).

Daos en los obstculos radiolgicos y el control. Se producen graves daos al ncleo del reactor y se produce la liberacin de material radiactivoen una instalacin que genera riesgos de exposicin pblica que podra derivarse de un accidente crtico o el fuego.Ejemplo:Accidente de Three Mile Island(Estados Unidos).D. NIVEL 4 INES: ACCIDENTE CON CONSECUENCIAS LOCALES Impacto sobre las personas o el medio ambiente.Liberacin menor de material radiactivo que puede requerir, aunque de forma poco probable, la aplicacin de medidas de contraposicin. Al menos una muerte por radiacin.Ejemplo:Accidente en el reactor experimental SL-1(Estados Unidos). Daos en los obstculos radiolgicos y el control.Combustible fundido o daado y liberacin de cantidades significativas de radiacin con probabilidad de exposicin pblica.Ejemplos:Accidente nuclear del reactor RA-2(Argentina),Accidentes de Tokaimura(Japn).E. NIVEL 3 INES: INCIDENTE GRAVE Impacto en las personas y el medio ambiente. Exposicin de 10 o ms veces al lmite legal anual para los trabajadores y efectos no letales producidos por la radiacin. Daos en los obstculos radiolgicos y el control. Exposicin de ms de 1 Sv/h en una zona de trabajo. Impacto en la defensa en profundidadEjemplo:Incidente de la central nuclear de Vandells(Espaa).F. NIVEL 2 INES: INCIDENTE Impacto en las personas y el medio ambiente.Exposicin de un miembro del pblico a ms de 10 mSv y exposicin de un trabajador en exceso a los lmites legales anuales. Daos en los obstculos radiolgicos y el control.Nivel de radiacin en una zona operativa de ms de 50 mSv/h y contaminacin significativa dentro de la instalacin no preparada en el diseo. Impacto en la defensa en profundidad.Ejemplo:Incidente en la central nuclear de Asc(Espaa).

G. NIVEL 1 INES: ANOMALA Impacto en la defensa en profundidad. Exposicin mayor a los lmites legales anuales de un miembro del pblico, problemas menores con elementos y componentes de seguridad con la defensa en profundidad restante y robo o prdida de una fuente de radiactividad de baja intensidad.Ejemplo: Incidente en la central nuclear deGravelines(Francia).H. Nivel 0 INES: desviacin Ninguna importancia para la seguridad.Ejemplo: Problema en lacentral nuclear de Atucha, (Argentina): Parada del reactor debido al aumento de tritio en el compartimiento del reactor.I. FUERA DE ESCALACualquier evento que no cumpla con ninguna de las condiciones especificadas en alguno de los distintos niveles INES.

10.2.3. ACCIDENTES NUCLEARES MS IMPORTANTES 1952 y 1958 - Accidente nuclear en la central nuclear de Chalk River, CanadEl 12 de diciembre de 1952 en Canad se produce el primer accidente nuclear serio, en elreactor nuclearNRX de Chalk River.El 24 de mayo de 1958, tambin en Canad y en la misma central nuclear de Chalk Rriver: en el reactor NRU una varilla de combustible deuraniose incendi y se parti en dos al intentar retirarla del ncleo del reactor.

1957 - Accidente nuclear deMayak, RusiaMayak es el nombre con que se conoce un complejo con equipamientos nucleares que se encuentra entre las ciudades de Kaslo y Kyshtym, en la provincia de Cheliabinsk, Rusia.Es uno de los puntos del planeta con ms contaminacin por materiales radiactivos, aunque es poco famoso debido a que las autoridades soviticas intentaron esconder durante 30 aos las fugas nucleares que se han ido produciendo.

1957 - Accidente nuclear en Windscale Pile, Reino UnidoEn octubre de 1957, se produce un accidente nuclear en el reactor nmero uno de Windscale, Cumberland (ahora Sellafield, Cumbria). Este accidente se convirti en el peor accidente nuclear de la historia del Reino Unido clasificado en el nivel 5 de laescala INES.El incendio delreactor nuclearcondujo a la liberacin de materiales radiactivos en la zona circundante. La radiacin podra haber causado cerca de 240 casos de cncer. No se evacu a nadie de la zona afectada, pero hubo preocupacin por la posible contaminacin de la leche.Los conductos de aire de salida del reactor se sellaron y se eliminaron los cartuchos de combustible. El segundo reactor en el sitio tambin fue cerrado, aunque sin daos por el fuego.

1979 - Accidente nuclear en la central nuclear deThree Mile Island, EEUU

En marzo de 1979 la central nuclear deThree Mile Islandtuvo un grave accidente nuclear despus del primer ao de funcionamiento. La mala interpretacin de los datos provoc errores muy graves en determinadas decisiones del personal de la central. Aunque el ncleo delreactor nuclearqued fuertemente daado tuvo un escape limitado de productos radiactivos al exterior. El accidente fue clasificado como nivel 5 en laEscala Internacional de Sucesos Nucleares(INES).

1980 - Accidente nuclear en la central nuclearSaint Laurent des Eaux, FranciaEl peor accidente nuclear de Francia se produjo en la central nuclear Saint Laurent des Eaux en el ro Loire. Sucedi en marzo de 1980, un fallo en el sistema de enfriamiento caus el derretimiento de un canal de combustible en el reactor Saint Laurent A2.Se clasific el accidente nuclear como nivel 4 en laescala INES. Ningn material radiactivo fue lanzado fuera de la central.

1986 - Accidente nuclear de la central nuclear de Chernobyl, UcraniaEn abril de 1986, ocurri el accidente nuclear ms importante de la historia en la central nuclear deChernobylpor un sucesin de errores humanos en el transcurso de unas pruebas planificadas con anterioridad. Fue clasificado como nivel 7 (accidente nuclear grave) en laEscala INES.

1987 - Accidente nuclear en Goinia, BrasilEn septiembre de 1987 la ciudad de Goinia en Brasil sufri un accidente de contaminacin radiactiva. Dos hombres robaron una un aparato de teleterapia y lo manipularon. Extrajeron una cpsula de cesio de su carcasa de proteccin lo que lo convirti en una fuente radiactiva de cesio-137. ElOrganismo Internacional de Energa Atmica(OIEA) destac este accidente nuclear como uno de los peores incidentes radiolgicos en el mundo.El accidente nuclear de Goinia fue considerado de Nivel 5 en laescala INES. Se contaminaron gravemente las residencias y lugares pblicos. Cuatro personas murieron y otras 28 sufrieron quemaduras por radiacin. Varios edificios fueron demolidos y se retiraron tierras de conreo como parte de las operaciones de descontaminacin.

1999 - Accidente nuclear en la planta de tratamiento de combustible deuraniode Tokaimura, JapnEn septiembre de 1999, ocurri el accidente nuclear de la planta de tratamiento de combustible de uraniode Tokaimura, propiedad de la compaa JCO enTokaimura. Todos los indicios apuntaron a que fue debido a un fallo humano. El accidente se clasific como nivel 4 segn laEscala INES(accidente sin riesgo significativo fuera del emplazamiento), ya que las cantidades de radiacin liberadas al exterior fueron muy pequeas, y dentro de los lmites establecidos y dentro del emplazamiento. Los daos producidos en los equipos y barreras biolgicas fueron significativos, adems de la fatal exposicin de los trabajadores.

2011 - Accidente nuclear en la central nuclear deFukushima, JapnEnFukushima, el da 11 de marzo de 2011 se produjo uno de los accidentes nucleares ms graves de la historia despus delaccidente nuclear de Chernobyl. Un terremoto de 8,9 grados en la escala Richter cerca de la costa noroeste de Japn y un posterior tsunami afect gravemente la central nuclear japonesa deFukushima.