El fundador de Greenpeace que se hizo pronuclear


El ecólogo canadiense Patrick Moore ha visitado Madrid para defender la prórroga de Garoña

Una vieja broma canadiense dice que en cualquier tugurio de Vancouver hay algún parroquiano que reivindica haber sido uno de los fundadores de Greenpeace. En el caso de Patrick Moore (Winter Harbour, 1947), es cierto. En 1970, un pequeño grupo de hombres y mujeres hippies se embarcaron en el buque Phyllis Cormack y se hicieron a la mar, hacia la isla de Amchitka, en la costa de Alaska, para intentar boicotear los ensayos de bombas atómicas llevados a cabo por el Gobierno de EEUU. Moore era uno de aquellos jóvenes desaliñados que enarbolaban la bandera de la paz contra la Armada estadounidense y llegó a ser uno de los directores internacionales de la ONG, pero ahora es repudiado por sus ex camaradas. Su principal pecado es haberse convertido en partidario de la energía nuclear, aunque asegura que no abandonó la organización ecologista por esta razón.

“Dejé la ONG en 1986 porque querían prohibir el uso del cloro””Dejé Greenpeace en 1986 porque éramos cinco directores internacionales y los otros cuatro querían iniciar una campaña para conseguir la prohibición del uso del cloro en la industria”, explica Moore. “Sólo yo tenía formación científica; el resto tenían estudios relacionados con la política o la sociología. Les dije que prohibir el cloro era una locura, porque es uno de los elementos más importantes para la salud humana. Incluso la sal con la que sazonamos la comida tiene cloro. Pero no logré convencerles”, añade. En aquella época, todavía era antinuclear, pero pronto cambió el paso.

“Un día crítico”

Moore estuvo este jueves en Madrid, invitado por el Foro Nuclear, el lobby del sector atómico en España, para dar una conferencia sobre las ventajas de la fisión frente a otras fuentes de energía. La presidenta de la organización, María Teresa Domínguez, saludó su presencia “en uno de los días más críticos para la energía nuclear en España” y el canadiense, doctor en ecología por la Universidad de Columbia Británica, no le decepcionó. Pidió la prórroga de la central de Garoña y predijo que, si el Gobierno de Zapatero persiste en su política antinuclear, aumentará el número de parados y la electricidad alcanzará un precio que la industria no podrá pagar.

“Algunas ONG ecologistas juegan con el miedo de la gente”Para Moore, su viraje intelectual es, simplemente, una cuestión de sensatez. “Pensaba que la energía nuclear es, quizá, el mayor avance científico de la historia, pero me aterraba la radiactividad. El miedo es irracional, y algunas organizaciones ecologistas juegan con el miedo de la gente. Debemos perder nuestro temor a la energía atómica, porque sabemos que en medicina se utilizan materiales radiactivos para diagnosticar y tratar a millones de personas cada año, y no pasa nada. La radiación puede ser peligrosa, pero también beneficiosa”, razona el ecólogo.

En 1991, cinco años después de su espantada de Greenpeace, Moore fundó Greenspirit Strategies, una consultora con sede en Vancouver especializada en temas medioambientales. Pero, desde el movimiento ecologista, se le acusa de estar a sueldo de las empresas eléctricas y de no ser más que una boca agradecida. “Sí, trabajo para la industria nuclear en temas de educación pública e información, aunque no en tareas de lobby. Y lo hago porque lo he elegido, porque creo en lo que hacen, aunque Greenpeace diga que el sector atómico me ha abducido”, se defiende.

Moore, que vive en una cabaña de madera en la costa cercana a Vancouver, no reniega por completo de sus antiguos correligionarios. “Me hace feliz ver que Greenpeace sigue con sus campañas contra la caza de ballenas orquestada por la flota japonesa en la Antártida. Y también les apoyo en su oposición a las centrales térmicas de carbón, pero no hay que caer en fanatismos”, advierte. A su juicio, la organización que ayudó a fundar no quiere ni presas hidroeléctricas, ni combustibles fósiles ni energía nuclear. “¡Y estas tres fuentes de energía producen el 98% de la energía mundial!”, exclama…[]

Fuente www.publico.es

La central nuclear Santa María de Garoña es una central nuclear de generación eléctrica del tipo BWR que tiene una potencia instalada de 460 MW. Es la central nuclear en activo más antigua de España. Situada en Santa María de Garoña (Burgos, España) fue inaugurada en 1970 y está previsto que funcione hasta 2009.

Si observas te das cuenta que al menos esta central , aunque en españa son casi todas , tiene casi 40 años.
Su construccion es de las de 1º generación antiquisima e insegura , las probabilidades de fallos , bueno ya ves 9 este año , si el gobierno no la cierra ya mismo , es que en serio manda huevos …
Y no se puede decir mas , solo darlo a conocer con un unico fin , que no nos engañen.
Tuvo en concreto un fallo en la refrigeración que si por algun motivo las barras de grafito que se encargan de neutralizar y controlar el bombardeo de neutrones que son la base de la reaccion controlada, la hubieran descontrolado e imposibilitado su parada de emergencia , algo similar a lo ocurrido en Chernobil…
El problema de las centrales es siempre el mismo , calentamiento del nucleo por fallo en los sistemas de refrigeración y posible fallo en los sistemas de parada de emergencia , eso seria una catastrofe.
Si a esto le sumamos fallos de menor importancia..relativa como continuas fugas por rotura dado que todo o casi todo esta viejo y absoleto .. bueno solo decir que en esa central es una loteria y si sigue en marcha , el riesgo que genera es altisimo…etc etc etc

Su diseño corresponde al de centrales de primera generación, anteriores al accidente nuclear de Three Mile Island. El reactor, del tipo BWR-3 (BWR corresponde a Boiling Water Reactor -reactor de agua en ebullición-) utiliza uranio enriquecido para la generación de calor. Este calor eleva la temperatura del agua, que hierve, se vaporiza y mueve las tres turbinas generadoras de electricidad. Este reactor fue diseñado y suministrado por la empresa estadounidense General Electric

Al igual que en el reactor de agua a presión, el núcleo de los reactores BWR continua generando calor debido a la radiactividad después de que las reacciones de fisión hayan parado, haciendo posible la fusión del núcleo en el caso de que todos los sistemas de seguridad fallaran y el núcleo no recibiera refrigerante. Como el PWR, el reactor de agua en ebullición posee un coeficiente de vacío (o de huecos) negativo, esto es, la potencia generada disminuye a medida que la proporción de vapor con respecto a la de agua en el núcleo del reactor aumenta. No obstante, al contrario que el PWR que no posee una fase de vapor en el núcleo del reactor, un incremento en la presión del vapor (causada, por ejemplo, por la obstrucción de la circulación de vapor desde el reactor) tendrá como resultado una disminución súbita de proporción de vapor con respecto al agua en el interior del reactor. Este aumento de agua llevará a una mayor moderación de neutrones y, en consecuencia, a un aumento de la potencia de salida del reactor. A causa de este efecto en los BWRs, los componentes de trabajo y sistemas de seguridad están diseñados para ningún posible fallo pueda causar un aumento de presión y potencia más allá de la capacidad de los sistemas de seguridad para parar el reactor antes de que se puedan provocar daños al combustible o a los componentes que contienen el refrigerante.

Las barras de control se han de introducir desde abajo, y por tanto no podrían caer dentro del reactor por su propio peso en caso de una pérdida total de la potencia (en la mayoría de los demás tipos de reactores las barras de control están suspendidas por electroimanes, de tal manera que si hay una pérdida total de potencia estas caerían por su propio peso).

Centrales nucleares.

Las centrales nucleares constan principalmente de cuatro partes:

El reactor nuclear, donde se produce la reacción nuclear.
El generador de vapor de agua (sólo en las centrales de tipo PWR).
La turbina, que mueve un generador eléctrico para producir electricidad con la expansión del vapor.
El condensador, un intercambiador de calor que enfría el vapor transformándolo nuevamente en líquido.
El reactor nuclear es el encargado de realizar la fisión o fusión de los átomos del combustible nuclear, como uranio o plutonio, liberando una gran cantidad de energía calorífica por unidad de masa de combustible.

Nuclear_

El generador de vapor es un intercambiador de calor que transmite calor del circuito primario, por el que circula el agua que se calienta en reactor, al circuito secundario, transformándo el agua en vapor de agua que posteriormente se expande en las turbinas, produciendo el movimiento de éstas que a la vez hacen girar los generadores, produciendo la energía eléctrica. Mediante un transformador se aumenta la tensión eléctrica a la de la red de transporte de energía eléctrica.

Después de la expansión en la turbina el vapor es condensado en el condensador, donde cede calor al agua fría refrigerante, que en las centrales PWR procede de las torres de refrigeración. Una vez condensado, vuelve al reactor nuclear para empezar el proceso de nuevo.

Las centrales nucleares siempre están cercanas a un suministro de agua fría, como un río, un lago o el mar, para el circuito de refrigeración, ya sea utilizando torres de refrigeración o no.

Centrales nucleares en España:

Instalaciones nucleares en EspañaSanta María de Garoña. Situada en Garoña (Burgos). Construida entre 1966 y 1970. Inaugurada en 1970. Tipo BWR. Potencia 466 MWe. Su refrigeración es abierta al río Ebro [cita requerida].
Almaraz I. Situada en Almaraz (Cáceres). Inaugurada en 1980. Tipo PWR. Potencia 980 MWe. Su refrigeración es abierta al embalse artificial (creado para ese fin) de Arrocampo.
Almaraz II. Situada en Almaraz (Cáceres). Inaugurada en 1983. Tipo PWR. Potencia 984 MWe. Su refrigeración es abierta al embalse artificial (creado para ese fin) de Arrocampo.
Ascó I. Situada en Ascó (Tarragona). Inaugurada en 1982. Tipo PWR. Potencia 1.032,5 MWe.
Ascó II. Situada en Ascó (Tarragona). Inaugurada en 1985. Tipo PWR. Potencia 1.027,2 MWe.
Cofrentes. Situada en Cofrentes (Valencia). Inaugurada en 1984. Tipo BWR. Potencia 1.097 MWe.
Vandellós II. Situada en Vandellós (Tarragona). Inaugurada en 1987. Tipo PWR. Potencia 1.087,1 MWe.
Trillo. Situada en Trillo (Guadalajara). Inaugurada en 1987. Tipo PWR. Potencia 1.066 MWe.
Proyectos paralizados en la moratoria nuclear:

Lemóniz I y II. Provincia de Vizcaya.
Valdecaballeros I y II. Provincia de Badajoz.
Trillo II. Provincia de Guadalajara.
Escatrón I y II. Provincia de Zaragoza.
Santillán. Provincia de Cantabria.
Regodola. Provincia de Lugo.
Sayago. Provincia de Zamora.

Reactor de agua a presión

Un reactor de agua a presión (por sus siglas en inglés PWR: Pressurized Water Reactor), es un tipo de reactor nuclear que usa agua como refrigerante y moderador de neutrones.

reactor-pwr

En un PWR, el circuito primario de refrigeración está presurizado con el fin de evitar que el agua alcance su punto de ebullición, de aquí el nombre de este tipo de reactores. El PWR es uno de los tipos de reactores más utilizados a nivel mundial. Hay más de 230 reactores tipo PWR en uso para la generación de energía eléctrica (los PWR producen típicamente entre 900 y 1500 MWe), y varios cientos más que se usan para propulsión naval. El PWR fue diseñado originalmente por el Bettis Atomic Power Laboratory para ser utilizado como planta de energía en un submarino nuclear. También, alguos PWR pequeños han sido utilizados para calefacción en regiones polares

En un PWR (y en la mayoría de los reactores nucleares de potencia), el combustible nuclear (C) calienta el agua del circuito primario entregando calor por conducción térmica a través de la vaina que contiene al combustible. El agua calentada por el combustible nuclear, se bombea (P1) hacia un tipo de intercambiador de calor llamado generador de vapor (B), en donde el calor del agua del circuito primario se transfiere hacia el agua del circuito secundario para convertirla en vapor. La transferencia de calor se lleva a cabo sin que el agua de los circuitos primario y el secundario se mezclen ya que el agua del circuito primario es radioactiva, mientras que es necesario que el agua del secundario no lo sea. El vapor que sale del generador de vapor se utiliza para mover una turbina (T) que a su vez mueve un generador eléctrico (G). En submarinos nucleares la electricidad se utiliza para alimentar una máquina eléctrica que se utiliza para la propulsión del submarino, mientras que en una planta de potencia el generador eléctrico está conectado a la red de distribución eléctrica. Luego de que pasa por la turbina, el vapor se enfría en un condensador (K) donde se tiene nuevamente agua líquida que es bombeada (P2) nuevamente hacia el generador de vapor. El condensador es enfriado por un tercer circuito de agua llamado circuito terciario.

PWR1

Se tienen dos características distintivas de los reactores de agua presurizada (PWR):

En un PWR, hay tres circuitos de refrigeración (primario, secundario y terciario), que utilizan agua ordinaria (también llamada agua ligera, en el ámbito de la ingeniería nuclear). En cambio, en un reactor de agua en ebullición (BWR) hay dos circuitos. También hay otros tipos de reactores, tales como los reactores rápidos que utilizan otras sustancias en lugar de agua en sus circuitos de refrigeración.
La presión en el circuito primario es típicamente de 16 MPa, que es una presión notablemente más alta que en otros reactores nucleares. Como consecuencia de esto, la temperatura de ebullición del agua se aumenta a un valor tal que se garantiza que el agua del circuito primario no se evapore durante la operación normal del reactor. En cambio, en un BWR el agua del primario no esta presurizada y se convierte en vapor. En algunos diseños este vapor es el que se utiliza directamente para mover la turbina, eliminando la necesidad de utilizar un generador de vapor.

El combustible que se utiliza en reactores PWR es un óxido de uranio, donde el uranio se encuentra enriquecido en 235U en valores que van de 2 a 4%. Luego del enriquecimiento, el dióxido de uranio (UO2) en polvo se cocina a alta temperatura en un horno de sinterizado para poder endurecer el material y permitir la fabricación de pastillas (en inglés, pellets) de dióxido de uranio enriquecido. Estos pellets se ponen en vainas fabricadas con una aleación metálica de zirconio resistente a la corrosión. Estas vainas se llenan además con helio a fin de mejorar la conducción térmica (entre el pellet y la vaina). Estas vainas de combustible así terminadas se las agrupan en elementos combustibles que son utilizados para armar el núcleo del reactor. Un elemento combustible típico de un PWR tiene entre 200 y 300 vainas cada uno y el núcleo de un reactor PWR tiene entre 150 y 250 elementos combustibles que, en total, contienen entre 80 y 100 toneladas de uranio. Generalmente, los elementos combustibles consisten de arreglos de 14 x 14 a 17 x 17 vainas. El elemento combustible tiene alrededor de 4 m de longitud.

Nuclear_combustible
Elemento Combustible de reactor PWR. Diseñado y construido por Babcock and Wilcox.

 

La potencia del reactor en PWR comerciales y militares se controla normalmente variando la concentración de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. El boro es un absorbente de neutrones muy eficaz y, por lo tanto, incrementando o reduciendo la concentración de boro en el reactor se afecta la población de neutrones en el reactor. Además el reactor utiliza barras de control que se insertan desde arriba en los elementos combustibles y se utilizan normalmente solo para las operaciones de arranque y apagado del reactor. En contraste, los reactores tipo BWR no usan boro disuelto en el refrigerante primario para el control de la potencia del reactor sino que se realiza regulando el caudal de refrigerante. Esta es una ventaja de los BWR en relación a otros reactores ya que el ácido bórico es muy corrosivo y además no se requiere de un sistema que se encargue de regular la concentración de este absorbente.

Reactorvessel

Sin embargo, la mayoría de los reactores BWR comerciales incluyen un sistema de apagado de emergencia basado en la inyección de ácido bórico en el refrigerante del circuito primario. Por su parte, los reactores tipo CANDU también utilizan ácido bórico como sistema redundante para el apagado del reactor. En el caso de reactores navales, la potencia se regula por medio de barras de control.

Otros tipos de reactor nuclear.

Reactor CANDU

El reactor CANDU es un reactor de agua pesada presurizada (PHWR sus siglas en inglés) diseñado a finales de los años 1950 y en los años 1960 por una asociación entre Atomic Energy of Canada Limited (AECL) y la Hydro-Electric Power Commission of Ontario (conocida como Ontario Power Generation), así como varios participantes de la industria privada. El acrónimo “CANDU” es una marca registrada de Atomic Energy of Canada Limited, de la expresión “CANadá Deuterio Uranio”, en referencia a su moderador de neutrones de óxido de deuterio (agua pesada) y su utilización de uranio natural como combustible. Todos los reactores de energía actuales del Canadá son del tipo CANDU, y Canadá comercializa este producto en el extranjero.

Los reactores CANDU tienen algunas características únicas de diseño, que les proporcionan ventajas sobre otros diseños de reactores:

CANDU_reactor_nuclear

CANDU utiliza como combustible óxido de uranio natural no enriquecido (0,7% de U-235); en consecuencia, necesita un moderador de neutrones más eficiente que la mayoría de otros reactores – en este caso el agua pesada (D2O), óxido de deuterio. Esto significa que puede funcionar sin necesidad de costosas instalaciones para el enriquecimiento de uranio. La mayoría de países menos desarrollados consideran que esto es atractivo porque no pueden permitirse instalaciones de enriquecimiento, y no pueden asegurarse el acceso al uranio enriquecido. El Tratado de no proliferación nuclear, que implementa un régimen de salvaguarda bajo los auspicios de la Agencia Internacional de la Energía Atómica, regula el acceso a materiales nucleares tales como el uranio enriquecido.
El moderador es un gran depósito, llamado calandria, atravesado por varios cientos de tubos de presión horizontales, que constituyen los canales para el combustible, refrigerados por un flujo de agua pesada a gran presión en el circuito de refrigeración primario, alcanzando los 290 °C. La alta presión dentro del depósito evita la ebullición del agua pesada. En el reactor de agua presurizada el refrigerante primario genera en el circuito secundario una corriente que mueve las turbinas. El diseño del tubo de presión permite que el reactor se pueda repostar continuamente sin necesidad de apagarlo, puesto que los canales de combustible están controlados individualmente.
El CANDU está diseñado de modo que no requiere grandes recipientes de presión, puesto que los utilizados habitualmente en los reactores de agua ligera son extremadamente caros, y requieren una industria pesada de la que carecen muchos países. En su momento, Canadá tampoco disponía de ella, y diseñó el reactor para no necesitarla. En su lugar, el reactor presuriza sólo pequeños tubos que contienen el combustible. Estos tubos están construidos de una aleación de circonio (Zircaloy), que es relativamente transparente a los neutrones.
Un ensamblaje de combustible CANDU lo compone un haz de 37 barras de combustible de medio metro de largo (grageas cerámicas (pellets) en tubos de zircaloy) más una estructura de soporte, con 12 haces discurriendo de punta a punta en un canal de combustible. Las barras de control penetran en la calandria verticalmente, y un sistema secundario de apagado consiste en inyectar una solución de nitrato de gadolinio en el moderador. El moderador de agua pesada que circula a través del cuerpo de la calandria, también produce algún calor residual.
Puesto que el conjunto moderador del reactor se mantiene a temperatura y presión relativamente bajas, el equipo para controlar y actuar en el núcleo es bastante menos complejo. Sólo tiene que afrontar la alta radiación y el alto flujo de neutrones. En especial, las barras de control y el equipo de emergencia son más sencillos y más fiables que en otros tipos de reactores.
El reactor tiene el tiempo más bajo de apagado que cualquier otro tipo conocido. Esto parcialmente se debe en gran parte a que el reactor funciona a temperaturas y presión bajas. También se debe al sistema único de manejo del combustible. Los tubos de presión que contienen sus barras pueden abrirse individualmente, y cambiar las barras de combustible sin hacer que el reactor deje de funcionar.
Otra ventaja es que el combustible utilizado es el más eficiente de los conocidos. Esto se debe al uso del agua pesada como regulador. La eficiencia también es mayor debido al mecanismo que permite repostar mientras sigue funcionando, pudiéndose situar los conjuntos de combustible en las partes más convenientes del núcleo del reactor, de acuerdo con sus cambios de reactividad. La mayoría de otros diseños de reactores necesitan insertar venenos degradables a fin de rebajar la alta reactividad que se produce a la carga inicial de nuevo combustible. Esto no es necesario en un CANDU.
Otra ventaja del sistema de gestión de combustible es que los reactores pueden funcionar como si fueran de cultivo (breeder) de baja temperatura. CANDU funciona con mucha eficiencia debido a su buena economía de neutrones. Pueden generar combustible a partir de torio natural, cuando no se dispone de uranio. CANDU incluso es capaz de funcionar para “quemar” material previamente utilizado en armas nucleares (ciclo del combustible MOX), haciéndolo menos reactivo, inútil para armas. Al mismo tiempo, convierte el material de graduación para armamento, de manejo relativamente fácil, en un residuo altamente radiactivo. Pruebas del ciclo del combustible también han incluido el ciclo de combustible “DUPIC”, acrónimo de “direct use of spent PWR fuel in CANDU” (uso directo de combustible gastado de PWR en CANDU), en el que el combustible gastado de un reactor PWR es empaquetado en un haz de combustible CANDU con sólo un reprocesado físico (corte en trozos), pero sin reprocesado químico. En los casos en que los diseños de BWR requieren la reactividad asociada con combustible enriquecido el ciclo de combustible DUPIC es posible en un CANDU debido a la economía de neutrones que permite la baja reactividad del uranio natural y del combustible enriquecido gastado.
Después de que el diseño del CANDU clásico fue homologado, se desarrolló un reactor experimental que utilizable petróleo como refrigerante primario. El petróleo atravesaba un intercambiador de calor para calentar el vapor. Este reactor funcionó con éxito durante muchos años, y podía ser menos caro, más fiable e incluso más seguro que el reactor CANDU clásico debido a que el petróleo circulaba a presiones mucho más bajas que el vapor, y era menos corrosivo. Este fue el ahora cerrado Reactor 1 de Whiteshell o WR-1. Gentilly-1 también fue una versión experimental de CANDU utilizando agua en ebullición pero no obtuvo el éxito esperado.
Los CANDU tiene un pequeño coeficiente nulo positivo que está gestionado por sistemas de control rápidos. Esta característica complicó su licenciamiento en EE.UU., por lo cual Canadá no consigue aún vender una máquina CANDU a sus vecinos.

EPR (European Pressurized Reactor)

EPR es el acrónimo de un tipo de reactor nuclear. Su nombre viene de European Pressurized Reactor (Reactor Europeo Presurizado), aunque durante una temporada recibió el nombre de Evolutionary Power Reactor (Reactor de Potencia Evolucionado). Actualmente la constructora, Areva, prefiere llamarlo simplemente EPR y en los Estados Unidos recibe el nombre de US-EPR.

Se trata de un reactor de agua a presión de tercera generación, con una potencia de 1.600 MW.

Una estimación de la Secretaría de Energía francesa del 2003 cifraba el coste del reactor en unos 2.700 millones de euros, si bien las dos primeras unidades en construcción han experimentado problemas técnicos que han incrementado los plazos y costes (una demora de 2 años y un coste final de 4.700 millones en el caso de Olkiluoto) .

Bibliografia Wikipedia.org

A research nuclear reactor may lead the way to the power plant of the future. Irradiation studies at the nuclear core predict a safer, greener and cheaper atomic energy by the middle of the century. The first stage in research of a new generation of nuclear power plants.

Anuncios

Responder

Por favor, inicia sesión con uno de estos métodos para publicar tu comentario:

Logo de WordPress.com

Estás comentando usando tu cuenta de WordPress.com. Cerrar sesión / Cambiar )

Imagen de Twitter

Estás comentando usando tu cuenta de Twitter. Cerrar sesión / Cambiar )

Foto de Facebook

Estás comentando usando tu cuenta de Facebook. Cerrar sesión / Cambiar )

Google+ photo

Estás comentando usando tu cuenta de Google+. Cerrar sesión / Cambiar )

Conectando a %s