El 2 de diciembre de 1942, debajo de la tribuna de un estadio de tenis abandonado del campus de la Universidad de Chicago, el físico italiano Enrico Fermi puso en marcha Chicago Pile-1 o CP-1, el primer reactor nuclear construido por el hombre. Desarrollado como parte del proyecto Manhattan, que culminó con la fabricación de la primera bomba atómica, el reactor estaba formado por una pila de uranio, bloques de grafito y varas de cadmio para controlar la reacción. El CP-1 fue la piedra basal (de uranio en este caso) a partir del cual se desarrollarían las siguientes generaciones de reactores nucleares, tanto para uso civil como militar.

Los reactores nucleares son dispositivos en donde tienen lugar reacciones atómicas controladas. Pueden utilizarse para múltiples fines pacíficos, como la generación de energía eléctrica en centrales nucleares, la creación de radioisótopos útiles para la medicina o la industria, la investigación y desarrollo de tecnología nuclear o incluso para la fabricación de motores de propulsión marítima.

En la actualidad, tras setenta años de investigaciones en donde una parte importante de los proyectos nucleares se destinó a la fabricación de dichos dispositivos para la producción de energía eléctrica, se encuentra en pleno desarrollo la cuarta generación de reactores nucleares.

¿Qué ventajas presentan estos ejemplares frente a los anteriores?

–Los reactores de cuarta generación presentan mejoras respecto de los actuales en aspectos vinculados con la seguridad, con la utilización de los recursos naturales, como el uranio y el torio, con la economía y con la proliferación –detalla Carla Notari, decana del Instituto de Tecnología Nuclear Dan Beninson—. Y también, junto con la generación eléctrica se menciona su aptitud para producción de hidrógeno y calor de proceso –agrega.

Recambio generacional

En las centrales nucleares, los reactores actúan como calderas en donde la energía térmica es producida por la fisión del combustible nuclear formado por un compuesto de uranio. En ellas el combustible, protegido por varias barreras físicas, está dentro de una vasija herméticamente cerrada, junto con un sistema de control de la reacción nuclear y un fluido refrigerante. El calor producido por el reactor se usa para producir vapor de agua, que mueve la turbina que genera la energía eléctrica.

Durante la década del 50 se desarrollaron en Inglaterra, EE.UU. y Rusia los primeros reactores destinados a producir energía eléctrica. A estos reactores se los conoce como de primera generación, ya que fueron los prototipos experimentales que demostraron que la producción de electricidad a partir de la fisión nuclear era factible a escala comercial.

Durante los años 60 entró en funcionamiento la segunda generación de reactores destinados a equipar plantas nucleoeléctricas. El uso de esta tecnología se mantuvo en vigencia hasta principios de la década del 90, y a lo largo de casi treinta años se construyeron más de 400 reactores de ese tipo, de los cuales la gran mayoría se encuentra en operaciones. Entre estas plantas se encuentran las centrales de nuestro país, Embalse y Atucha I y II.

Tras el accidente de la central de Three Mille Island en 1979 y el desastre de Chernobyl en 1986, la industria nuclear sufrió un golpe muy importante y la instalación de plantas de segunda generación se paralizó a fines de la década del 80. Sin embargo, el comienzo de este declive coincidió con la concientización mundial acerca de los problemas que trae la generación de energía eléctrica a partir del uso de los combustibles fósiles, especialmente el calentamiento global producido por la emisión a la atmósfera de los gases de efecto invernadero, principalmente el dióxido de carbono.

Por ello, junto con el desarrollo de fuentes de energía alternativas y renovables, como la eólica o la solar –a nivel mundial– comenzó a tenerse nuevamente en cuenta el uso de la energía nuclear. Si bien presenta el problema de la disposición de los residuos radiactivos, potencialmente dañinos durante miles de años, la energía nucleoeléctrica tiene la ventaja de no producir gases de efecto invernadero.

La tercera generación de reactores incluyó modificaciones tendientes a alargar su vida útil, a mejorar los estándares de seguridad, a reducir el volumen de residuos radiactivos y a disminuir los costos y los plazos de construcción. El reactor Carem, diseñado por la Comisión Nacional de Energía Atómica (CNEA), se ubica dentro de este grupo.

Sin embargo, las limitaciones propias de los sistemas de tercera generación que imponen un límite infranqueable a su mejoramiento en ciertos aspectos de funcionamiento llevaron a la creación en enero del año 2000 del proyecto GIF (Generation IV Internacional Forum), con el propósito de desarrollar la cuarta generación de reactores.

GIF

El proyecto GIF fue creado por nueve países: Argentina, Brasil, Canadá, Francia, Japón, Corea, Sudáfrica, Reino Unido y EE.UU., aunque actualmente Argentina, Brasil y Reino Unido sólo participan como miembros no activos. Años más tarde se unieron al grupo fundador Suiza, Euratom (Comunidad Europea de Energía Atómica), China y Rusia.

En su hoja de ruta pueden leerse algunos de sus objetivos: generar energía de forma sustentable, promover la disponibilidad de combustible nuclear a largo plazo, minimizar los residuos nucleares y los problemas de almacenamiento, sobresalir en seguridad y confiabilidad, tener un ciclo de costo menor a otras fuentes de energía y ser una ruta muy poco atractiva para la obtención de material utilizable en armamentos nucleares.

El primer paso dado por el GIF fue seleccionar entre alrededor de cien diseños aquellos más prometedores de cara a cumplimentar los objetivos planteados en la hoja de ruta. La elección, a cargo de un centenar de expertos internacionales, recayó en seis sistemas de “reactores avanzados”, los cuales se prevé que estén en condiciones de entrar en funcionamiento con fines comerciales a partir del año 2030. “La penetración de los reactores de Generación IV será gradual y el reemplazo completo del parque nucleoeléctrico actual dará lugar a un largo período de transición. Esto da un interesante espacio de mejora y de innovación aplicable a los reactores actuales”, advierte Notari.

Si bien la constitución de un grupo formal como el GIF, con el objetivo de trabajar colaborativamente a nivel internacional data del año 2000, casi todos los sistemas analizados registran antecedentes muy antiguos. Lo que se busca con esta iniciativa es lograr que estos diseños sean desarrollados y mejorados hasta lograr altos niveles de seguridad y que sean económicamente rentables frente a otras fuentes de energía.

Los seis diseños seleccionados son el GFR (reactor rápido enfriado por gas), el SFR (reactor rápido enfriado por sodio), el LSR (reactor rápido enfriado por plomo), el MSR (reactor enfriado por sal fundida), el VHTR (reactor de muy alta temperatura) y el SCWR (reactor supercrítico enfriado por agua).

Más allá de sus diferencias, las ventajas que presentan estos modelos se basan, según el caso, en la ejecución de un ciclo cerrado de combustible, esto es, el reprocesamiento de los residuos nucleares y su posterior reutilización, en la posibilidad de implementar sistemas de seguridad pasivos y en la obtención de temperaturas de funcionamiento mayores que las de los reactores actuales. Además, realizan de manera más eficiente el ciclo térmico y posibilitan la producción de hidrógeno y calor de proceso.

Reactores rápidos

Entre los proyectos seleccionados se destacan los reactores conocidos como rápidos o convertidores. “Estos reactores se denominan así porque el promedio de la población de neutrones libres que se encuentran en su núcleo tiene una energía mayor que en los reactores de la actual generación”, detalla Notari.

Las reacciones nucleares en cadena se pueden mantener en el tiempo porque la fisión de un átomo fisible (como el uranio o el plutonio) producida por un neutrón libera a su vez más neutrones que producen nuevos procesos de fisión, siempre y cuando exista material combustible en el núcleo. En este aspecto, la gran ventaja que presentan los reactores rápidos frente a los otros diseños escogidos por el GIF es que permiten un mejor aprovechamiento del uranio.

“Todos los reactores en funcionamiento consumen combustible (típicamente el isótopo U235 del uranio natural) pero al mismo tiempo producen algo de combustible nuevo, por ejemplo plutonio, derivado de la captura de neutrones por parte del U238, que es el otro isótopo (mayoritario) que contiene el uranio natural”, señala Notari.

En este marco, “la característica de los reactores rápidos es que pueden producir tanto combustible como el que consumen y aún más. Esto significa que en estos reactores el combustible gastado, adecuadamente procesado, puede usarse para alimentar al mismo reactor rápido o a otros reactores. Este esquema tiene la potencialidad de disminuir enormemente el material residual de todo el proceso, no sólo por la vía de la disposición final de menor cantidad de residuo de alta actividad proveniente de los combustibles gastados, sino porque disminuye drásticamente las necesidades de uranio de la mina”, agrega.

Los primeros reactores rápidos experimentales comenzaron a construirse en las décadas del 50 y del 60. Francia es el país que lidera claramente el desarrollo de este tipo de reactores y mantuvo en operaciones dos centrales con esas características, Phenix (1973-2009) y Super Phenix (1986-1997). En la actualidad están diseñando el prototipo Astrid como parte del GIF. Rusia también operó dos centrales rápidas, la BN-350 y la BN-600 y tiene la BN-800 en construcción. Por su parte en el año 2011 el primer reactor de neutrones rápidos experimental de China comenzó –por primera vez– a generar electricidad para la red eléctrica.

“Si bien cada uno de los seis diseños muestra ventajas específicas, presumo que los reactores rápidos, tanto por el grado de desarrollo alcanzado como por la potencialidad para resolver el talón de Aquiles de la generación nuclear, que es la disposición final de los residuos de alta actividad, terminarán imponiéndose”, concluye Notari.

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