Fisica Fundamentos de Ingeniería Nuclear - Apuntes ETSII UNED

Fundamentos de Ingeniería Nuclear1

Miguel Moro Vallina2

1Apuntes preparados a partir del material mimeografiado elaborado por el equipodocente de la asignatura, Javier Sanz Gozalo, Mireia Piera Carreté, Patrick

Sauvan, Francisco Ogando Serrano, Mercedes Alonso Ramos y Miguel Em-

bid Segura: Fundamentos de Ingeniería Nuclear. Madrid, 2005. Los apuntes corres-ponden a la asignatura homónima del Plan de Estudios de 2001 de Ingeniería Industrialde la uned.

2Correo: [email protected]. Web: http://narodnaia.googlepages.com

This work is licensed under the Creative CommonsAttribution-NonCommercial-ShareAlike 2.5 Spain License.To view a copy of this license, visithttp://creativecommons.org/licenses/by-nc-sa/2.5/es/

or send a letter to Creative Commons, 543 Howard Street, 5th Floor, San Francisco,California, 94105, USA.

La composición de este documento se ha realizado mediante LATEX.

Capítulo 1

Estructura de la materia y

formas de energía

1.1. Introducción: materia y energía

La materia se encuentra en varios estados: sólido, líquido y gaseoso, a loque se añade el estado de plasma o gas ionizado, muy infrecuente en la Tierrapero el más extendido en el Universo.

Su estructura u organización viene determinada por las fuerzas internas,i.e., por las fuerzas entre los constituyentes del sistema. Directamente asociada aéstas, se define la energía del sistema. Los componentes estructurales del sistemay los tipos de interacción que se establecen entre ellos determinan el valor de suenergía.

1.2. La energía: concepto y propiedades

¿Qué es la energía? La energía de un objeto o sistema es la cantidad detrabajo que el objeto o sistema puede hacer sobre algún otro objeto o sistema.

Las propiedades de la energía Aunque la definición de energía es operativa,es importante poner de manifiesto que, en la Física actual, no se sabe a cienciacierta qué es la energía. Sabemos que hay una cierta magnitud física, llamadaenergía, que no cambia de valor en los múltiples cambios que ocurren en lanaturaleza. También sabemos que hay fórmulas para calcular cierta cantidadnumérica —una fórmula para cada forma de energía—, y que cuando las jun-tamos todas resulta siempre el mismo número. Aparte de esto, la energía tieneotras propiedades bien probadas que la caracterizan:

– La energía siempre se conserva, i.e., nunca se crea ni se destruye.

4 1.3. Formas de energía

– La energía se manifiesta en diversas formas. Las formas fundamentalesson: energía cinética, potencial, térmica, química, nuclear y radiación elec-tromagnética. Además de estas, la propia masa se puede concebir comouna forma de energía, idea propuesta por Einstein a comienzos del si-glo xx y que constituye el elemento fundamental para el estudio de laenergética de las reacciones nucleares.

– Cualquiera de las formas en que la energía puede manifestarse tiene queestar definida por una fórmula matemática específica que permita su cuan-tificación. La energía total se puede cuantificar como la suma de todas lasfórmulas correspondientes a las distintas formas de energía.

– La energía se puede convertir de una cualquiera de sus formas en otra.

– La energía se puede transportar y transferir desde un objeto o sistema aotro cuando se establece una interacción entre ellos.

1.3. Formas de energía

Energía térmica La energía térmica de una sustancia es una medida de la ener-gía cinética —asociada a la agitación— y potencial —asociada a la atracción—del total de sus moléculas. El movimiento de dichas moléculas, independiente-mente de su velocidad, posee la característica esencial de ser un movimientodesordenado.

Energía química La energía química es una forma de energía potencial mi-croscópica que existe debido a las fuerzas de atracción electromagnéticas que seejercen entre los constituyentes (átomos) de cada molécula. Se supone que laenergía química consta de dos partes: una es energía cinética, correspondienteal movimiento de los electrones en el interior de los átomos; la otra es energíapotencial eléctrica, consecuencia de la interacción entre las cargas eléctricas delos neutrones y protones.

Las reacciones químicas son los procesos en los que tiene lugar la transfor-mación de la energía química en otra forma de energía, procesos en los que losátomos de un sistema cambian de compañeros.

Energía nuclear La energía nuclear es la energía involucrada en la interacción yconsiguiente organización de las partículas dentro del núcleo. Tenemos fórmulaspar computar dicha energía, aunque no tenemos las leyes fundamentales delas fuerzas de interacción. Sabemos, no obstante, que estas fuerzas no son nigravitacionales ni electromagnéticas. Los cambios en el contenido de esta formade energía en los sistemas vienen ligados a cambios en la estructura de los núcleosde los átomos constituyentes del sistema o, en otras palabras, a la ocurrencia dereacciones nucleares.

Al igual que la energía química, la energía nuclear consta de dos partes: ener-gía cinética de los nucleones —término empleado para designar indistintamente

1. Estructura de la materia y formas de energía 5

a uno cualquiera de los dos tipos de partículas constituyentes estructurales delnúcleo— en el interior del núcleo de los átomos; y energía potencial de interac-ción de los protones y neutrones —interacción dominada fundamentalmente porla fuerza nuclear fuerte, aunque también está presente la interacción elástica en-tre protones—. En una reacción nuclear la energía nuclear del sistema cambia,transformándose y liberándose normalmente en forma de energía cinética de losproductos resultantes.

1.4. Radiación electromagnética

La radiación se ha venido concibiendo de dos formas diferentes: como onday como partícula. La utilidad de una u otra concepción depende del proceso quese estudie. La interpretación como partícula es especialmente útil en el análisisde los procesos de interacción de la radiación con la materia, mientras que lanecesidad de una teoría ondulatoria de la radiación se puso de manifiesto altratar de entender los fenómenos de interferencia y difracción.

De acuerdo con el modelo ondulatorio, la radiación se concibe como unacombinación de vibraciones eléctricas y magnéticas oscilantes que se propagana través del espacio, y viene regida por las leyes de la teoría electromagnética deMaxwell. En 1886 y 1887, Heinrich Hertz llevó a cabo experimentos queconfirmaron por primera vez la existencia de las ondas electromagnéticas y lateoría electromagnética de propagación de la luz. En la teoría electromagnéticaclásica, toda radiación, independientemente de su origen, se puede caracterizarpor su frecuencia, que está ligada a su velocidad y a su longitud de onda. Lavelocidad de propagación de todo tipo de radiación electromagnética en el vacíoes igual a la de la velocidad con que se propaga la luz en el mismo, c = 3 · 108

m/s. Para una radiación con longitud de onda λ y frecuencia ν, se tiene quec = λ · ν.

La primera teoría sobre la naturaleza corpuscular de la luz fue propuestapor Einstein en 1905. Einstein propuso que la energía radiante existía enpaquetes concentrados de energía, cuantos o corpúsculos.1 La energía E de unsolo fotón está dada por la expresión E = hν, donde ν es la frecuencia de laradiación y h la constante de Planck, h = 6,62618 · 1034 J · s.

En esta teoría, el fotón se define de la manera siguiente: (1) el fotón estáasociado a la radiación de frecuencia ν; (2) tiene una velocidad igual a c, y (3)su energía es igual a hν. Al concebir al fotón como corpúsculo, se deduce queéste debe también tener una cantidad de movimiento p, y, tal como se verá másadelante, los fotones deben satisfacer la relación p = E

c .

Se define el concepto de intensidad de energía I de un haz de radiación defrecuencia ν como el número de fotones de dicha frecuencia que atraviesan enun segundo una superficie de área unidad, perpendicularmente a la direcciónde propagación, multiplicada por la energía de cada fotón. Así, se tiene que

1En su artículo de 1905 titulado «On a heuristic point of view concerning the creation andconversion of light», Einstein usó la expresión cuanto de luz (quantum of light). La palabrafotón (photon) la introdujo más tarde (en 1926) G.N. Lewis para referirse al mismo concepto.

6 1.5. Introducción a la mecánica relativista

I(ν) = N(ν) · hν. Si la energía de un fotón es muy pequeña —como es el caso,por ejemplo, de los fotones asociados a las ondas de radio— el número N(ν)debe ser muy grande para que I(ν) sea detectable. En estas condiciones, lapropagación de la energía parece realizarse de una manera continua . Cuando,por el contrario, la energía de un fotón es grande con respecto a la energía puestaen juego por un fenómeno particular, se puede descubrir la presencia de cadafotón en tal proceso. Entonces aparece la discontinuidad den la estructura de laradiación.

La doble manifestación de la estructura de la luz, corpuscular y ondulato-ria se refleja en las mismas expresiones E = hν y p = h

λ , donde se combinanlas características ondulatorias (ν y λ) y las de partícula (E y p). Esta duali-dad onda-corpúsculo no pudo ser explicada hasta 1929 por la electrodinámicacuántica.

1.5. Introducción a la mecánica relativista

1.5.1. Dinámica de una partícula material

Sea una partícula material sobre la que no actúan fuerzas, i.e., una partículalibre. La mecánica relativista asocia a esta partícula dos magnitudes fundamen-tales: la cantidad de movimiento y la energía total. Para ser consistente con losdos postulados de partida de la teoría especial de la relatividad,2 y preservar lasleyes de conservación de la cantidad de movimiento y de la energía, Einsteindemostró que estas magnitudes han de adoptar una forma algo diferentes a ladefinición clásica.

Cantidad de movimiento Sea una partícula que se mueve con velocidad v. Lacantidad de movimiento de la partícula se define como p = m · v, donde m esla denominada masa relativista, que matemáticamente se expresa como:

m(v) =1√

1 − v2c2· m0, (1.1)

en donde m0 denota una propiedad intrínseca de la partícula llamada masa enreposo. Con esta definición de p, la ecuación del movimiento de la partículapuede adoptar una forma equivalente a la dada originalmente por Newton,que establece que la fuerza es igual a la variación de la cantidad de movimiento:F = dp

dt .

La variación de la masa (relativista) de la partícula en función de la velo-cidad se ha comprobado experimentalmente; este efecto es fundamental en el

2Los postulados de la teoría especial de la relatividad son los siguientes: (1) las leyes de lafísica son iguales en todos los sistemas inerciales; no existe ningún sistema inercial preferido(principio de relatividad); (2) la velocidad de la luz en el espacio libre (vacío) tiene el mismovalor c en todos los sistemas inerciales (principio de constancia de la velocidad de la luz). Nose ha encontrado aún ninguna objeción experimental a la teoría especial de la relatividad deEinstein.


diseño de aceleradores. En efecto, el campo de fuerzas a aplicar para aceleraruna partícula una cantidad dada tiene que ser mucho más intenso si la partículaposee una velocidad grande que si posee una velocidad pequeña. Así, en estadosde alta velocidad, la intensidad del campo a aplicar tiene que se mucho mayorde la que cabría esperar basándose en las leyes de Newton.

Energía total Para ser consistente con las distintas hipótesis de partida, Eins-tein obtuvo que la expresión para la energía total de una partícula material quese mueve con velocidad v debía ser de la forma E = mc2; esta expresión, aten-diendo a la ecuación (1.1), puede reescribirse de esta manera:

mc2 = m0c2 + m0c

2

[1√

1 − v2c2− 1

]

. (1.2)

En el segundo miembro de esta ecuación se distinguen dos términos. El de laderecha representa la energía cinética EC del objeto, i.e., la energía que poseeen virtud solamente de su movimiento. Einstein interpretó el término m0c

2,el otro de los componentes de la energía total del cuerpo, como una energíaintrínseca del mismo, que denominó energía de reposo, E0. E0 se define como laenergía relativista de la partícula en reposo. El concepto de energía de reposo fueexplícitamente considerado por Einstein como la consecuencia más importantede toda su teoría especial de la relatividad. Dentro del campo concreto de lafísica y la tecnología nuclear, representa el concepto base para explicar todaslas transformaciones energéticas.

Si se considera la energía cinética de un cuerpo como una forma de energíaexterna, la energía de la masa en reposo podría considerarse como la energíaintrínseca o interna del cuerpo. Einstein propuso la hipótesis de que las con-clusiones obtenidas en el estudio de la dinámica de una partícula referidas asu energía total y energía en reposo eran aplicables universalmente a cualquiersistema de partículas.

La expresión (1.2) puede también escribirse como E = m0c2 + EC , y por

tanto EC puede escribirse como:

EC = m0c2

[1√

1 − v2c2− 1

]

.

Otra expresión muy conveniente para la energía cinética es: EC = m0c2(γ − 1),

donde γ, un parámetro muy empleado en todos los desarrollos y cálculos de lamecánica relativista, es un parámetro adimensional que caracteriza el estado demovimiento de la partícula y que se expresa como:

γ = γ(v) =1

√

1 − v2

c2

.

El desarrollo en serie de potencias de γ(v) es:

γ = 1 +1

2

(v

c

)2

+3

8

(v

c

)4

+5

16

(v

c

)6

+ · · ·


Puede comprobarse que, si vc � 1, el desarrollo en serie de potencias se reduce

al primer término y la expresión resultante para EC es EC = 12m0v

2, quecoincide con la expresión de la mecánica clásica para la energía cinética. Aefectos prácticos, esta expresión es suficientemente exacta para la mayoría delas aplicaciones siempre y cuando v < 0,2 ·c, o equivalentemente, EC = 0,02 ·E0.

Otra diferencia significativa entre la mecánica clásica y la mecánica relati-vista es la siguiente: en mecánica clásica una partícula libre, si no está sometidaa ninguna fuerza, está situada en un campo de potencial constante de valor ar-bitrario. Si la partícula se encuentra en reposo su valor de energía es arbitrario.En mecánica relativista, por el contrario, la energía de la partícula libre quese encuentra en reposo tiene un valor concreto y claramente identificable, suenergía en reposo.

Por último, merece señalarse una expresión adicional que relaciona explíci-tamente la energía total con la cantidad de movimiento y la energía en reposo:

E2 = p2c2 + m20c

4.

1.5.2. Unidades de masa y energía y equivalencia entre ellas

La fórmula E = mc2 de la dinámica relativista nos lleva a aceptar la exis-tencia de la magnitud física masa-energía. En la física clásica no se reconocía elque julios y kilogramos pudieran ser dos unidades que realmente correspondíana la misma clase de magnitud física, la masa-energía. Hoy se puede aceptar elconsiderarlas como dos unidades diferentes para la misma magnitud física, y c2

se puede interpretar como el factor de conversión para pasar de unas unidadesa otras.

A escala atómica, las energías se expresan habitualmente en electronvoltios(eV). Un electronvoltio es la energía cinética que adquiere un electrón en elvacío sometido a un campo eléctrico creado por una diferencia de potencial deun voltio. Puede comprobarse que 1 eV = 1, 602177 · 10−19 J. Como unidad demasa atómica se emplea la llamada unidad de masa atómica unificada (uma).Se comprueba que 1 uma = 1, 660540 · 10−24 g= 931, 49 MeV.

1.5.3. Dinámica de una partícula sin masa

Las expresiones que se han establecido anteriormente para calcular la ener-gía cinética de una partícula no pueden aplicarse a partículas con masa en re-poso nula. Para tales partículas —de las que el ejemplo más significativo son losfotones— no es físicamente apropiado hablar de energía cinética. Puede compro-barse, obviamente, que v = c ⇐⇒ m0 = 0 sin más que operar con la expresiónE = m0c2√

1−v2/c2. En cualquier caso, el térmico «masa en reposo cero» es un tanto

engañoso, puesto que es imposible encontrar un sistema de referencia en el cuallos fotones (o cualquier partícula que viaje a la velocidad de la luz) estén enreposo.


1.5.4. Sistema aislado de partículas

Sea un sistema aislado de partículas, i.e., un sistema sobre el que no actúanfuerzas externas. La evolución del sistema vendrá regida exclusivamente por lasinteracciones que se establecen entre sus partículas constituyentes. Existen unaserie de leyes que limitan y encuadran el número de posibilidades de dicha evo-lución. Más concretamente, existen una serie de magnitudes físico-matemáticasque se conservan, permanecen constantes.

La mecánica relativista permite proponer dos leyes de conservación, quese aceptan como válidas para toda clase de fenómenos experimentados por unsistema aislado, cualquiera que sea su tamaño y los valores de las velocidadesimplicadas. La ley de conservación de la cantidad de movimiento del sistemaafirma que la cantidad de movimiento, que denotamos por P =

∑Ni=1 pi, per-

manece constante a lo largo del tiempo.

Veamos la ley de conservación de la energía total del sistema. Sea un sistemaen el que las N partículas libres que lo constituyen no interactúan entre sí (i.e.,se trata de un sistema de partículas libres). Sea Ei la energía de la partícula demasa mi en un cierto instante, verificándose que Ei = E0i +ECi . La mencionadaley afirma que se cumple que E =

∑Ni=1 Ei =

∑Ni=1 E0i +

∑Ni=0 ECi .

La ley de conservación de la energía total estable, por tanto, que la energíadel sistema en dos instantes cualesquiera debe ser idéntica. Obviamente, si lasuma de la energía/masa en reposo de cada una de las partículas constituyen-tes decrece, la suma de la energía cinética de las partículas del sistema habráaumentado; se habrá producido una conversión de masa en reposo en energíacinética. Y viceversa.

1.5.5. Energía de enlace de un sistema

El contenido de la energía intrínseca o energía en reposo de cualquier sistemamaterial se debe a varios tipos de contribuciones. Estas contribuciones se puedenclasificar en dos categorías: por una parte, las debidas al movimiento y la energíapotencial correspondiente a la interacción entre los constituyentes y, por otra, laenergía de la masa en reposo de dichos constituyentes. La primera contribuciónrecibe el nombre de energía interna del sistema.

¿Cuáles son las posibles contribuciones a esta energía interna? Una de ellasestará asociada a la energía traslacional de las moléculas y a la energía potencialintermolecular. Otra es la energía asociada a los estados de vibración y rotacióny energía potencial de interacción interatómica de los núcleos dentro de las mo-léculas. Los estados de movimiento de traslación (Et), rotación (Er) y vibración(Ev) pueden cambiar cuando el cuerpo absorbe o desprende energía calorífica.Otra contribución a la energía interna es la asociada al movimiento y energíapotencial entre electrones y núcleo, i.e., la asociada a las distintas estructuraselectrónicas que pueden acontecer. Esta energía (que llamaremos energía elec-trónica, Ee o química) cambia bien cuando suceden reacciones químicas, biencuando un átomo se excita o desexcita absorbiendo o emitiendo radiación. La


energía interna puede también asumir la forma de energía asociada al movimien-to e interacción de los componentes del núcleo. Esta energí, que denominanosenergía nuclear, En, está asociada a las reacciones nucleares y cambia cuandoéstas acontecen. En todo caso, y como es obvio, la contribución mayor a la ener-gía de reposo del sistema se debe a la suma de la energía de masa en reposo delas partículas constituyentes del cuerpo, la cual se considera la fuente primariade la energía interna. Esta también puede cambiar, como sucede por ejemplo enla creación y aniquilación de electrones y positrones. La masa en reposo de uncuerpo no es, por tanto y en general, una cantidad constante.

Así resulta que la energía de reposo de un cuerpo o sistema determinadoviene dada por la siguiente expresión:

E0sist= Et + Er + Ev + Ee + En +

∑

E0i .

Por otra parte, la energía interna del sistema sería:

Eint = Et + Er + Ev︸︷︷︸

EC

+ Ee + En︸︷︷︸

EP

,

siendo EC la energía cinética del sistema y EP su energía potencial. Emplean-do la relación entre masa en reposo y energía de reposo, la expresión anteriorreferida a la energía de reposo del sistema se puede escribir como:

M0sist· c2 = Et + Er + Ev + Ee + En +

∑

M0i · c2.

Si comparáramos la masa M0sistde cualquier sistema integrado por un deter-

minado número de partículas ligadas (sistema ligado) con la suma de las masas∑

M0i de sus partículas constituyentes cuando éstas se encuentran dispersasen estado libre (sistema disperso), se obtendría lo siguiente: la diferencia entrela masa total del sistema y la suma de la masa de sus partes es un númeronegativo. Su valor absoluto se conoce con el nombre de defecto de masa, Mdef.Esto es:

M0sist=

∑

M0i − Mdef.

De acuerdo con la ecuación de equivalencia masa-energía expresada por la rela-ción de Einstein, el defecto de masa tiene asociado una energía —denominadaenergía de enlace del sistema— de valor Eenlace = Mdef ·c2. La energía de enlacerepresenta la cantidad total de energía que se debe suministrar al sistema si sele quiere disgregar en cada uno de sus componentes constituyentes. Tambiénrepresenta la energía que se emitiría —en forma de fotones— si las partículasconstituyentes se unieran para formar el sistema ligado. La energía de enlace,en definitiva, es una medida de la estabilidad del sistema, de la ligazón entresus partes.

Capítulo 2

La naturaleza atómica y

nuclear de la materia

2.1. Composición de átomos y núcleos: propieda-

des generales

En un átomo se pueden distinguir dos zonas. Existe una región central, elnúcleo, donde se hallan concentradas las cargas positivas y prácticamente todala masa del átomo. Está formada por dos clases de partículas o nucleones : losprotones (mp = 1,6742929 · 10−27 kg y qp = 1,602177 · 10−19 C) y los neutrones(mn = 1,67495 · 10−27 kg y qn = 0). El número total de protones en el núcleose denomina número atómico (Z). El número total de nucleones de un núcleose designa por la letra A y se conoce como número másico.

Rodeando al núcleo hay una nube de electrones que se mueven en torno a éla gran distancia. Se tiene que me = 9,10954 · 10−31 kg y qe = −1,602177 · 10−19

C.

El diámetro asociado a la nube eletrónica del átomo es del orden de 10−10

metros. El núcleo, sin embargo, ocupa una región cuyo diámetro es del orden de10−15 metros. La masa de los nucleones es unas dos mil veces mayor que la delelectrón, lo que hace que en el núcleo se concentre prácticamente toda la masadel átomo y que la materia en el núcleo sea aproximadamente 1014 veces másdensa que la materia macroscópica ordinaria. Para hacer una primera estimaciónde la masa de un núcleo, es suficiente conocer el número de nucleones y saberque la masa de un nucleón es alrededor de 1,67 ·10−27 kilogramos. Mediante unasimple suma de la masa de todos ellos se puede calcular la masa aproximada deun átomo. Sin embargo, este resultado no es más que una estimación, pues enél se hace abstracción del defecto de masa correspondiente a la ligazón entre losdistintos componentes del átomo.

En su estado normal, los átomos se encuentran en estado eléctricamenteneutro. Bajo ciertas condiciones químicas, el átomo puede ganar o perder uno ovarios electrones, y quedar entonces cargado positiva o negativamente. Cuandoesto ocurre se dice que el átomo se ha ionizado, y pasa a recibir el nombre deion.

12 2.2. Los elementos químicos y los isótopos

2.2. Los elementos químicos y los isótopos

Un elemento químico es una sustancia que está formada por átomos que tie-nen el mismo número atómico, i.e., el mismo número de protones. Los átomosque existen en estado natural en la Tierra pertenecen a 90 elementos quími-cos con números atómicos comprendidos entre 1 y 92. Los elementos químicostecnecio (43 protones) y promecio (61 protones) no existen en estado natural.Sin embargo, se pueden crear de forma artificial, al igual que otros elementosque contengan un número de protones superior a 92, tales como el plutonio (94protones). Actualmente se conocen 109 elementos distintos.

Las distintas especies atómicas cuyos núcleos se caracterizan por tener unnúmero particular de protones y neutrones se denominan nucleidos. Para indicarun nucleido se escribe el símbolo químico del elemento con un superíndice en laparte izquierda que indica el número másico, AX, donde X es el símbolo químicodel elemento correspondiente. A veces, se incluye como subíndice a la izquierdael número atómico del nucleido, A

ZX.

Los átomos de un mismo elemento químico que tienen distinto número deneutrones se denominan isótopos de dicho elemento. Las propiedades químicasde un átomo dependen solamente de la disposición de los electrones en su nube,la cual se presenta en todos los isótopos de un elemento con idéntica estructura.Así pues, todos los isótopos de un mismo elemento tienen las mismas propie-dades químicas, y entonces son difíciles de separar entre ellos. Sin embargo, laligera diferencia de masa entre sus núcleos hace que sus propiedades físicas sediferencien un poco.

La mayoría de los elementos presentes en la Tierra están constituidos poruna mezcla de isótopos. La proporción en que cada uno de ellos está presenteen la mezcla isotópica natural de un elemento varía de un elemento a otro, yviene dada por la llamada abundancia isotópica natural.

2.3. Peso atómico, mol y densidad atómica

La base para asignar masas atómicas es comparar las masas de los átomoscon la masa de un átomo específico que se toma como referencia. Actualmentese toma como referencia el átomo 12C, que es el isótopo más abundante delcarbono.

El peso atómico de un átomo se define como la masa de un átomo relativaa la masa del átomo 12C en una escala en la que el peso atómico del 12C setoma igual a 12. Por tanto, el peso atómico no tiene unidades y se expresasimplemente como un número. El peso atómico de un elemento se define comoel peso atómico de la mezcla de isótopos,

∑

i γiMi, siendo γi la abundanciarelativa de cada isótopo expresada en tanto por uno.

La masa total de una molécula relativa a la masa de un átomo de 12C sedenomina peso molecular. El peso molecular de una molécula formada por un

2. La naturaleza atómica y nuclear de la materia 13

determinado número de átomos es igual, lógicamente, a la suma de los pesosatómicos de los átomos constituyentes.

Es necesario introducir otra magnitud, la cantidad de materia, cuya unidades el mol. Un mol es la cantidad de materia de un sistema que contiene tantasentidades elementales como átomos hay en 0,012 kilogramos de 12C. Se defineel número de Avogadro como la cantidad de átomos de 12C que hay en unamasa de 0,012 kilogramos. Su valor es: NA = 6,0221367 · 1023 mol−1.

La masa de un mol de átomos, moléculas, etc., se denomina masa molar.La masa molar se expresa en g/mol y su símbolo recomendado es M . A la masamolar atómica se la suele denominar peso atómico gramo y a la molecular pesomolecular gramo. La masa de un mol de átomos de una determinada especieatómica coincide con un número de gramos igual a su peso atómico o masaatómica relativa.

En vez de expresar la masa de los distintos átomos con las unidades habi-tuales macroscópicas, se emplea una unidad que resulta mucho más natural. Setrata de la unidad de masa atómica unificada, cuyo símbolo es u, y que, no obs-tante, suele expresarse en la bibliografía como uma; se define como la doceavaparte de la masa del átomo de 12C.

En los problemas de ingeniería nuclear, a menudo se hace necesario calcu-lar el número de átomos contenidos en un centímetro cúbico de una sustanciacorrespondientes a cada una de las distintas especies atómicas que componendicha sustancia. En esta operación, así pues, se calcula la llamada densidad ató-mica (átomos por centímetro cúbico) de cada una de las especies. La densidadatómica de un elemento es N = ρNA

M . Para sustancias compuestas de moléculasindividuales, la fórmula a utilizar para calcular la densidad atómica de cadaespecie es Ni = ni

ρiNA

M , donde M es la masa de un mol de moléculas y ni

es el número de átomos de cada una de las especies presentes en la molécula.La fórmula para obtener la densidad atómica de un isótopo particular i en unelemento es Ni = γiρNA

M .

2.4. Energía del átomo y del núcleo: estados ex-

citados y radiación

La energía de enlace de un sistema o energía del sistema, se define como laenergía necesaria para separar el sistema en sus constituyentes hasta distanciaslo suficientemente lejanas para que no haya interacción entre ellos. En ese su-puesto estado, la energía de las partículas —que denominamos Elibre es igual ala suma de las masas de las partículas.

A su vez, la energía correspondiente al estado de las partículas en que éstasse encuentran formando un sistema ligado —energía que representaremos porEligado— es igual a la masa en reposo del sistema ligado en que se han integrado.

La teoría física actual de la Mecánica Cuántica plantea que la energía deun sistema puede únicamente tomar ciertos valores de energía —i.e., está cuan-

14 2.5. Energía de enlace del núcleo y del átomo

tizada—. Cuando tal sistema intercambia energía con sus alrededores, lo hacesólo en cantidades discretas. La idea de la cuantización de la energía, que con-tradice la teoría clásica de la física newtoniana, ha sido confirmada por toda laexperimentación realizada hasta la fecha.

El estado de menor energía en el que el sistema se encuentra normamentese denomina estado fundamental. Cuando el sistema posee más energía que lacorrespondiente a la de su estado de energía fundamental, se dice que está enun estado excitado o un nivel de energía excitado. El estado fundamental y losdiversos estados excitados se pueden representar convenientemente mediante undiagrama de energías de nivel.

Cuando acontece una transición que hace pasar al sistema de un estadoa otro de energía menor, el sistema emite un fotón con una energía igual a ladiferencia entre las energías de los dos estados entre los que se produce la tran-sición. En definitiva, la diferencia de energía entre los estados se emite en formade radiación electromagnética. Ésta, dependiendo de la estructura de niveles delsistema emisor, tendrá una distribución (o espectro) de energía determinada,i.e., pertenecerá a una u otra zona del espectro electromagnético, con mayor omenor intensidad.

El núcleo puede considerarse como un sistema formado a partir de sus cons-tituyentes, los nucleones. Éstos, al igual que los electrones del átomo, no puedenestructurarse en niveles de energía arbitraria, sino que sólo se pueden organi-zar en estados discretos con determinados valores de energía bien definidos. Lasenergías de los estados del núcleo y las diferencias energéticas entre los estadosson considerablemente mayores para el caso de los núcleos que para el de losátomos. Esto se debe al hecho de que las fuerzas nuleares que actúan entre losnucleones son mucho más intensas que las fuerzas electrostáticas que actúanentre los electrones y el núcleo.

Los núcleos en estados excitados pueden decaer a un estado de menor ener-gía emitiendo un fotón con una energía igual a la diferencia entre las energíasde los estados inicial y final. La energía de los fotones emitidos en estas transi-ciones del núcleo son, por regla general, mucho mayores que las energías de losfotones que se originan en las transiciones electrónicas del átomo; a tales fotonesse los denomina rayos γ. Un núcleo en estado excitado puede también perdersu energía de excitación por un proceso denominado conversión interna, que seestudiará posteriormente.

2.5. Energía de enlace del núcleo y del átomo

Se ha encontrado experimentalmente que la masa de un núcleo es menor quela suma de las masas de sus constituyentes, los nucleones, en aproximadamenteun uno por ciento. Un núcleo que contenga Z protones y N neutrones tiene unamasa M ′ que puede escribirse así:

M ′ = Zmp + Nmn − M ′d,


donde mp y mn son las masas en reposo del protón libre y del neutrón libre,respectivamente, y M ′

p es el defecto de masa del núcleo caracterizado por losnúmeros A y Z. Aplicando la relación de Einstein al defecto de masa se llegaa la expresión:

EL(A, Z) = [Zmp + Nmn − M ′(A, Z)] c2, (2.1)

donde EL representa la energía de enlace o energía de ligadura del núcleo.1 Porotra parte, la relación entre la masa atómica M y la masa nuclear M ′ de unnucleido dado (A, Z) es:

M = M ′ + Zme − EL,e(A, Z),

donde EL,e(A, Z) es la energía de enlace total de todos los electrones en elátomo cuyo núcleo tiene una masa M ′(A, Z). Finalmente, se puede deducir laexpresión:

M ′d = ZMH + Nmn − M(A, Z)

︸︷︷︸

EL(A,Z)

+EL,e(A, Z) − ZEL,e (2.2)

donde EL,e es la energía de enlace entre un átomo de 1H y su núcleo. Los dosúltimos términos de la ecuación (2.2) se pueden despreciar. El error que se in-troduce haciendo esto es insignificante debido a que los ZEL,e y EL,e(A, Z)son menores que unos pocos keV y tienden a cancelarse entre sí, mientras queEL(A, Z) es del orden de los MeV. La expresión simplificada de dicha ecuaciónpermite calcular fácilmente la energía de enlace de cualquier núcleo. Se com-prueba que EL aumenta con el número másico, aunque dicho aumento no tienelugar a una tasa constante.

Una magnitud más interesante que la energía de enlace del núcleo es laenergía de enlace media por nucleón, que se define, como es natural, como EL

A .El interés de esta magnitud radica en que está mucho más directamente re-lacionada con la estabilidad del núcleo que la energía de enlace. Físicamenterepresenta la energía media que debería comunicarse a cada uno de los nucleo-nes para separarlos completamente unos de otros, i.e., para separar el núcleoen sus constituyentes. Un núcleo será tanto más estable cuando mayor sea suenergía de enlace por nucleón. A los núcleos con un valor alto de esta magnituddeberá conferirseles una cantidad de energía comparativamente grande para queestos sistemas puedan disgregarse; inversamente, cuando se formen a partir desus constituyentes, se liberará una cantidad grande de energía.

A partir del estudio de cómo varía la energía de enlace media por nucleónen función del número másico, se pueden extraer las siguientes conclusiones:

– La energía de enlace EL no aumenta con el número másico a una tasaconstante.

1El factor c2, que multiplica la masa para transformarla en energía, se omitirá a partir deahora en esta sección, y se tomará como expresión equivalente a la (2.1) la siguiente:

EL(A,Z) = Zmp + Nmn − M ′(A, Z).

16 2.5. Energía de enlace del núcleo y del átomo

– Hay algunas desviaciones importantes en los datos respecto a la curva deajuste para valores bajos de A, mientras que por encima de A = 50 lacurva presenta una variación suave.

– Los valores de EL

A varían de una manera irregular para núcleos ligerosA < 20, pudiéndose destacar dos hechos: el primero es el bajo valor (1,113MeV) por nucleón para el deuterio (2H); el segundo es que se observa unrápido aumento de de EL

A , existiendo un máximo significativo para A = 4,correspondiente al 4He, de 7, 07 MeV por nucleón, y otros máximos paraA = 4n, que corresponden a los nucleidos 8Be, 12C, 16O, 20Ne.

– Para A > 20, EL

A permanece en una franja bastante estrecha de energía,entre 7,3 MeV y 8,7 MeV. A partir de A = 20, aumenta hasta llegar a unmáximo de 8,7 MeV por nucleón alrededor de A = 60 y después disminuyelentamente hasta un valor de 7,6 MeV por nucleón para A = 240. Estedecrecimiento es más acusado para A > 150. Puesto que la masa de unneutrón o protón, medida en unidades de energía, es de unos 931 MeV, enuna primera aproximación, se puede decir que el defecto de masa de losnucleidos en la región de A < 20 es del orden de 9

931 , i.e., alrededor deluno por ciento.

El comportamiento de la curva permite determinar los procesos mediante losque es posible obtener energía de origen nuclear. Se liberará energía siempre queuno o más núcleos se transformen y pasen a una configuración más estable, i.e.,con una mayor energía de enlace por nucleón. La citada curva sugiere claramentedos tipos de procesos: por un lado, procesos basados en unir dos núcleos ligerospara formar, al menos, un núcleo más pesado y estable (reacciones de fusión);por otro, procesos basados en dividir un núcleo muy pesado en dos núcleos másligeros y más estables (reacciones de fisión). Veamos qué energía se liberaría encada proceso.

En el caso de la fusión, supóngase que dos núcleos de deuterio 2H se unenpara formar un núcleo de helio-4, 4He. Considerando las energías de enlacepor nucleón del 2H (1,113 MeV) y del 4He (7,07 MeV), se tiene que hay unaganancia de energía de enlace del sistema —o sea, una liberación de energíaen el proceso— de 5,96 MeV por nucleón. Puesto que en el proceso intervienencuatro nucleones, la energía liberada es aproximadamente 24 MeV.

Para el caso de la fisión, considérese un núcleo de uranio-235 que se fisionaen dos fragmentos de aproximadamente igual masa, por ejemplo A = 117 yA = 118. Hay una ganancia de energía de enlace del sistema de 0, 9 MeV pornucleón. Puesto que en el proceso intervienen 235 nucleones, la energía liberadaes aproximadamente 211 MeV.

Introduzcamos ahora un nuevo concepto, que hay que distinguir claramentedel de energía de enlace por nucleón. Ésta se refiere a un promedio sobre todoslos nucleones de el núcleo, y no a ninguno de los nucleones en concreto. Pero aveces, es preciso conocer la energía de enlace de un nucleón particular contenidoen el núcleo —i.e., la cantidad de energía necesaria para extraer al nucleón delnúcleo—. A esta energía de enlace se la denomina energía de separación (ES), yes enteramente análoga a la energía de ionización del electrón en el átomo. Por


ejemplo, la ES del neutrón menos ligado del núcleo —llamado último neutrón—se calcularía como:

ES =[Mn + M · A−1

ZX − M · AZX

]· 931 MeV/u.

La energía ES es la justa necesaria para expulsar el neutrón del núcleo sinsuministrarle nada de energía cinética. A su vez, si el proceso se reinvierte y unneutrón sin energía cinética es absorbido por un núcleo A−1

ZX, la energía que selibera es igual a ES .

Aparte del concepto de energía de separación del último neutrón —o, co-mo comúnmente se denomina, energía de separación del neutrón—, en FísicaNuclear también son de interés los conceptos de energía de separación de unprotón, de una partícula alfa, etc. y, en definitiva, el concepto de la energía deseparación de una partícula de un núcleo. El concepto de energía de separacióndel neutrón es el más importante de ellos dentro de la Tecnología de Reactores.

2.6. Fuerzas en la Naturaleza y fuerzas entre nu-

cleones

Las distintas formas de energía potencial contenida en los sistemas de par-tículas que existen en la Naturaleza están asociadas a distintos tipos de fuerzas.En la Naturaleza existen cuatro tipos de fuerzas entre los cuerpos físicos, a par-tir de las cuales se sistematiza nuestro conocimiento actual de los fenómenosfísicos. Estas cuatro fuerzas son: gravitacional, electromagnética, fuerte y débil.Todas las otras fuerzas que podrían parecer necesarias para explicar un fenóme-no nado —como, por ejemplo, la fuerza de rozamiento actuando sobre un objetoen movimiento en el seno de un fluido— son realmente formas simplificadas dedescribir fenómenos demasiado difíciles de describir directamente en términosde las interacciones básicas, y representan la manifestación macroscópica de lasfuerzas básicas que actúan a nivel microscópico entre las partículas de los siste-mas. Las cuatro fuerzas se describen en términos de su campo asociado, y hande considerarse como fuerzas que actúan a distancia.

Antes del nacimiento de la Física Nuclear, las dos fuerzas conocidas eranla gravitacional y la electromagnética. Sin embargo, las propiedades conocidasde los núcleos no se podían explicar basándose en esos dos tipos de fuerzas.Incluso la propiedad más simple y aparente es inexplicable en función de ellas.Todo núcleo contiene protones que se repelen entre sí electrostáticamente. Estasfuerzas repulsivas se deben contrarrestar por una fuerza atractiva: si esto noocurriera, los núcleos no podrían existir como entidades estables. Obviamente,dicha fuerza no puede ser la fuerza gravitacional, pues para un par de protoneses aproximadamente 36 órdenes de magnitud más débil que la electrostática.

Es la interacción fuerte —o fuerza nuclear fuerte— la que asegura la cohe-sión del núcleo ejerciendo una atracción muy intensa entre los nucleones. Estasfuerzas fuertes son las que compensan la repulsión coulombiana de los protonesen el núcleo. Sólo se ejerce a distancias muy cortas, del orden de unos pocosdiámetros de núcleo; es decir, su radio de acción es de unos pocos fermios. La

18 2.6. Fuerzas en la Naturaleza y fuerzas entre nucleones

fuerza nuclear fuerte es mucho más intensa que la fuerza coulombiana. Así, paraseparaciones del orden de un fermio, la fuerza nuclear entre dos protones es delorden de cincuenta veces más intensa que la repulsión coulombiana. A distan-cias de cuatro fermios, las fuerzas fuerte y coulombiana son aproximadamenteiguales, mientras que a 25 fermios, la fuerza fuerte es ya seis órdenes de magni-tud inferior a la coulombiana. Por otra parte, la fuerte repulsión que aparece adistancias muy pequeñas evita el colapso total de la materia nuclear.

La interacción débil —o fuerza nuclear débil— es responsable de que ocu-rran ciertos fenómenos radiactivos, como por ejemplo la desintegración beta—.Su existencia fue postulada por Enrico Fermi en 1930 en el desarrollo de unateoría cuantitativa de la desintegración beta. Su radio de acción es extremada-mente corto —de algunas centésimas el tamaño de un nucleón— y es alrededorde cien mil veces más débil que la interacción fuerte. Sin embargo, es la principalresponsable de las reacciones termonucleares que permiten al Sol y las estrellasemitir energía al exterior.

En la evolución de todo sistema aislado de partículas, independientementedel tipo de fuerza que actúe entre las mismas, hay ciertas magnitudes físicasque se conservan, que no cambian con el tiempo. Dos de las leyes generales deconservación son la conservación de la cantidad de movimiento y la conserva-ción de la masa-energía. La conservación de la carga también se verifica en laevolución de todo tipo de sistemas aislados.

En el caso concreto de los procesos regidos por la interacción nuclear, apartede las tres leyes de conservación mencionadas, también se verifica la conservacióndel número de nucleones. Además de éstas, existen otras leyes de conservacióncomo las de la paridad, momento angular e isoespín total. En los procesos nu-cleares en los que la fuerza responsable es la interacción débil, la paridad y elisoespín, en general, no se conservan.

Las leyes de conservación son de enorme importancia, pues limitan el núme-ro de posibilidades y fijan los cauces por los que ha de discurrir un proceso. Enel campo particular de los procesos nucleares, esto se traduce en que, medianteellas, es fácil predecir si un determinado nucleido puede o no experimentar untipo concreto de desintegración, o si es posible que una determinada reacciónnuclear pueda producirse, etc., todas ellas cuestiones, lógicamente, de enormeimportancia.

Capítulo 3

Radiactividad y reacciones

nucleares

3.1. Estabilidad nuclear y desintegración radiac-

tiva

Los nucleidos que se encuentran en la naturaleza pueden ser estables e ines-tables. Los nucleidos inestables se caracterizan por experimentar el fenómeno dedesintegración radiactiva o radiactividad : un nucleido se desintegra de maneraespontánea, emitiendo radiación —partículas de distinto tipo o rayos γ— y setransforma en un nucleido diferente, que a su vez puede ser estable o inesta-ble. Si el nucleido producido es inestable se repite el proceso hasta que al final,después de una cadena de procesos radiactivos, se obtiene un nucleido estable.A los nucleidos inestables también se les denomina nucleidos radiactivos, radio-nucleidos o, más impropiamente, radioisótopos —término ya prácticamente endesuso—.

En este epígrafe, se abordará el problema de la estabilidad de forma se-miempírica, tratando de ver si los núcleos estables presentan algún tipo de sis-temática. Para ello, es útil dibujar el diagrama Z-N , también denominado tablade nucleidos o carta de Segré. En estos diagramas, los isótopos estarán sobrerectas paralelas al eje de ordenadas; los nucleidos con igual número de neutro-nes —denominados isótonos— estarán sobre rectas paralelas al eje de abscisas ylos nucleidos con igual número másico —denominados isóbaros— estarán sobrerectas perpendiculares a la recta N = Z. El análisis del gráfico permite extraerlas siguientes conclusiones:

– Los nucleidos estables están situados dentro de una franja relativamenteestrecha, conocida como franja de estabilidad—, comprobándose cómo alcrecer Z para que el átomo sea estable, debe crecer simultáneamente larelación N

Z .

– Para los nucleidos ligeros, A < 20, los nucleidos estables se agrupan entorno a la recta N = Z. Para valores mayores de A, los nucleidos esta-

20 3.1. Estabilidad nuclear y desintegración radiactiva

bles presentan un número de neutrones N superior al de protones Z. Eneste caso, la relación N

Z es mayor que uno y para A > 50 tiende aproxi-madamente a 1,6. Estos neutrones extra necesarios para estabilizar a losnucleidos más pesados actúan como si fueran pegamento nuclear, que man-tiene el núcleo cohesionado compensando las fuerzas eléctricas repulsivasentre los protones cargados positivamente.

– Las configuraciones de nucleones pares son más estables.

– Fijémonos en el número de isótopos que encontramos según sea el valor deZ y en el número de isótonos según sea el valor de N . El número de ellosvaría significativamente al variar Z en el caso de los isótopos, y N en el delos isótonos. En particular, se observa que por lo general hay más isótopossi Z es igual a 8, 20, 28, 50, 82 o 126, y más isótonos si N tiene los mismosvalores. Los nucleidos para los que N o Z tienen alguno de estos valoresse llaman nucleidos mágicos y a los citados números, números mágicos.Algunos nucleidos tienen ambos números N y Z mágicos, y son por endeexcepcionalmente estables.

Las razones de la estabilidad e inestabilidad de los nucleidos se explican enbase a la naturaleza y propiedades de las fuerzas nucleares. La conclusión másrelevante es que solamente ciertas combinaciones de neutrones y protones danlugar a núcleos estables. Éstos se encuentran dentro de la denominada franjade estabilidad, y los nucleidos situados por encima y por debajo de las curvasque delimitan dicha franja son radiactivos. Éstos, a su vez, se desintegran, deforma que —mediante un único proceso o mediante una cadena de ellos— seconvierten finalmente en un nucleido estable situado, por tanto, dentro de lafranja de estabilidad.

3.1.1. Procesos de desintegración radiactiva

Desintegración β+ Los nucleidos con defecto de neutrones experimentan ladesintegración β+. Este proceso consiste en la emisión de un positrón (e+) y unneutrino (ν) por el núcleo padre A

ZX, que se transforma en un núcleo hijo AZ−1X.

La ecuación del proceso es:AZX −→ A

Z−1X + e+ + ν.

Este proceso puede explicarse suponiendo que existe un mecanismo por el queuno de los protones en el núcleo se transforma en un neutrón, un positrón y unneutrino. La ecuación representativa, por tanto, puede escribirse de forma máscondensada: p −→ n + e+ + ν.

El protón libre es estable y la transformación anterior puede ocurrir enel interior de un núcleo atómico gracias a que un protón puede recibir de losrestantes nucleones la energía necesaria para realizarla. El neutrino, por su parte,es una partícula con masa en reposo prácticamente nula, sin carga eléctrica yque apenas interacciona con la materia. En cuanto al nucleido producido en ladesintegración β+, se observa que es un isóbaro del inicial. En el proceso hay uncambio en la identidad de uno de los nucleones, reduciéndose en uno el númerode protones para que de esta forma el núcleo resultante sea más estable.

3. Radiactividad y reacciones nucleares 21

Desintegración β− Los nucleidos con un exceso de neutrones experimentanel proceso de desintegración β−, emitiendo un electrón y un neutrino:

AZX −→ A

Z−1X + e− + ν.

En esta transformación se transforma en un protón y el número atómico delproducto resultante aumenta en una unidad. La ecuación del proceso puedeexpresarse como: p −→ n + e− + ν.

El proceso que acontece en el núcleo del átomo de conversión de un neutrónen un protón, un electrón y un neutrino, también se realiza cuando se tratade un neutrón libre. Si bien los neutrones en el interior de un núcleo atómicoestable son, a su vez, estables, no lo son en estado libre, y con un período dedesintegración de unos catorce minutos experimentan la transformación men-cionada.

Características comunes a ambas desintegraciones β Un nucleido que expe-rimente desintegración β da origen a electrones (o positrones) que se emiten conun espectro de energía continua, i.e., pueden tener cualquier energía compren-dida entre 0 y una energía máxima Emáx. Las energías máximas de los espectrospueden variar entre, aproximadamente, 18 keV para el 3H hasta 13 MeV parael 12B, pero en general no suelen superar los 5 MeV. Frecuentemente, el núcleohijo resultante de la desintegración β es también inestable y experimenta otradesintegración β. Esto conduce a una cadena de desintegración.

Captura electrónica Un núcleo con defecto de neutrones puede también au-mentar su número de neutrones por captura electrónica. En este proceso, elnúcleo captura uno de los electrones atómicos —generalmente pertenecientes alas capas más internas y ligadas—, el cual se une a un protón, convirtiéndoseen un neutrón y emitiendo un neutrino:

AZX + e− −→ A

Z−1X + ν.

El vacío producido en la nube electrónica es llenado posteriormente por otroelectrón de un nivel energético superior, con la consiguiente emisión de radiaciónγ, característica del elemento hijo.

Desintegración α Este proceso consiste en la emisión de una partícula α porel núcleo padre A

ZX, que se transforma en un núcleo hijo A−4Z−2X. La partícula α

es el núcleo del nucleido 42He y tiene la propiedad de ser muy estable. El proceso

se representa mediante la ecuación:

AZX −→ A−4

Z−2X + α.

La desintegración por emisión de partícula α es comparativamente muy infre-cuente en nucleidos más ligeros que los del plomo, pero es común a los nucleidosmás pesados. Las partículas α se emiten con un espectro de energías discreto,cualitativamente similar al espectro energético de los fotones emitido por losátomos excitados.


Desintegración γ, conversión interna y transiciones isoméricas El núcleoformado como resultado de una desintegración β (β+ o β−), captura electrónicay desintegración α, queda habitualmente en un estado excitado. El núcleo hijoexcitado normalmente se desexcita y desintegra muy rápidamente —en menosde un nanosegundo— mediante emisión de radiación γ y también mediante eldenominado proceso de conversión interna.

Un núcleo excitado por desintegración γ puede alcanzar directamente elestado fundamental mediante emisión de un fotón γ, o bien lo puede hacer pa-sando sucesivamente por diferentes estados excitados de decreciente energía, conla correspondiente emisión sucesiva de fotones γ. El proceso se puede representarcomo:

AZX∗ −→ A

ZX + γ.

Un núcleo en estado excitado puede también perder su energía de excitaciónpor conversión interna. En este proceso, la energía de excitación del núcleo setransmite directamente a un electrón orbital del átomo, el cual es emitido conuna energía cinética Ee igual a la diferencia entre la energía de excitación y laenergía de enlace del electrón emitido. El proceso puede representarse así:

Ee = Ei − Ef − EL,e,

siendo Ei y Ef las energías de los estados inicial y final del núcleo y ELe laenergía de enlace del electrón emitido.

En general, la mayoría de los núcleos en estados excitados permanecen endicho estado —desde el instante en que se forman hasta que se desintegranpor emisión de rayos γ o por conversión interna— un espacio de tiempo muypequeño, comprendido entre 10−14 y 10−11 segundos. Sin embargo, debido alas peculiaridades de su estructura interna, ciertos estados excitados puedensobrevivir durante un largo tiempo. Estos estados de vida larga se denominanestados isoméricos o metaestables. Un núcleo en estado isomérico se desintegranormalmente al estado fundamental siguiendo un proceso denominado transi-ción interna o isomérica —emisión de rayos γ o conversión interna—, aunquetambién puede experimentar la desintegración α o β.

Como conclusión general de lo expuesto, se puede decir que un núcleo sinel número necesario de protones y neutrones para ser estable se desintegra poremisión de rayos α o rayos β o por captura electrónica, procesos que suelen iracompañados de la subsiguiente emisión de rayos γ. Finalmente, es necesariohacer hincapié en que las transiciones radiactivas que puede experimentar unnúcleo atómico no son arbitrarias, sino que están sujetas a una serie de leyes deconservación que, obviamente, también rigen para las reacciones nucleares.

3.1.2. Ley fundamental de la desintegración radiactiva: cál-culos de radiactividad

Hay una sola ley que gobierna todos los procesos de desintegración, sean deltipo que sean. Esta ley establece que la probabilidad de que un núcleo dado sedesintegre en la unidad de tiempo es una constante independiente del instante


de vida considerado, i.e., independiente de la edad del núcleo. Esta constantese denomina constante de desintegración y se representa por λ. Así, se cumple:

−dN

dt= λN(t), y por tanto N(t) = N0e

−λt. (3.1)

Otra magnitud muy útil para caracterizar la velocidad de desintegración es elllamado período de semidesintegración o simplemente período (half-life), quese define como el tiempo que ha de transcurrir para que el número de átomosradiactivos se reduzca a la mitad y se suele simbolizar por T o T1/2. Se tieneque T = ln 2

λ . Cuanto mayor sea la constante de semidesintegración de un ra-dionucleido, más rápidamente se desintegrará y menor será su período. De estadefinición, se tiene que la ecuación (3.1) puede expresarse como:

N(t) = N0e−0,693tT . (3.2)

En general, esta ecuación resulta más atinada que la (3.1), dado que las tablasde datos nucleares recogen usualmente la información relativa a los períodos delos radionucleidos, y no de las constantes de semidesintegración.

Otro parámetro de cierto interés que también se utiliza para caracterizarla evolución temporal de una sustancia radiactiva es la vida media (mean life),τ , que se define como el valor medio de la vida de un átomo radiactivo. Sedemuestra que τ y λ son magnitudes inversamente proporcionales, y por tantoque T = 0, 693τ .

Se define la actividad de una muestra o sustancia radiactiva como el númerode átomos que se desintegran en la unidad de tiempo. Sea una muestra radiactivacon N(t) núcleos en el instante t, cada uno de ellos con la misma constante dedesintegración, λ; la actividad de la muestra en el instante t vendrá dada por:

A(t) = λN(t).

La unidad de actividad en el Sistema Internacional es el becquerel (Bq), siendo1 Bq = 1 desintegración por segundo; sin embargo, la unidad de actividad quemás se usa en la práctica es el curie (Ci), siendo 1 Ci = 3,7 ·1010 Bq. Se utilizanvarios múltiplos y submúltiplos: kilocurie, milicurie y microcurie.

El concepto actividad específica (Aesp) se introduce para dar cuenta de lamasa o del volumen del material radiactivo en el que se producen las transfor-maciones radiactivas. Se mide en becquerel por kilogramo o por metro cúbico,bien en curie por gramo o por centímetro cúbico.

Muchos radionucleidos se desintegran siguiendo un único proceso, pero tam-bién hay un número importante de ellos que pueden desintegrarse por dos oincluso por tres modos diferentes. A este proceso se le denomina ramificación.Para los casos en los que un radionucleido se desintegre por vía múltiple, pode-mos definir la constante de desintegración total como la suma de las constantesde desintegración parciales: λ =

∑λi.

La probabilidad de que la desintegración del nucleido acontezca median-te un modo determinado se denomina fracción de ramificación para el procesoparticular Ri, y se define como el cociente entre la constante de desintegración


del proceso particular y la constante de desintegración total: Ri = λi

λtot. En las

tablas de datos nucleares la información que suele aparecer para cada radio-nucleido es su período y las fracciones de ramificación correspondientes a cadauno de los procesos de desintegración que el nucleido puede experimentar. En elcaso de que alguno de los nucleidos experimente una cadena de desintegraciónradiactiva del tipo:

AλA−−→ B

λB−−→ CλC−−→ · · ·

El sistema de ecuaciones diferenciales que rige la evolución temporal del númerode átomos de los distintos nucleidos A, B, C, etc., se puede obtener fácilmentemediante simples ecuaciones de balance, del tipo:

dNi

dt= Fuentes − Sumideros.

La ecuación general que da el número de isótopos del nucleido i en el instantet en función de las constantes de desintegración de todos los otros nucleidos dela serie fue obtenida por Bateman en 1910. Si N1(0) es el número de átomosdel primer nucleido de la serie en el instante t = 0 y Ni(0) = 0 para i > 1, laecuación de Bateman adopta la forma:

Ni(t) = λ1λ2 · · ·λi−1

i∑

j=1

e−λjt

i∏

k=1k 6=j

(λk − λj)

(3.3)

3.1.3. Radiactividad natural y artificial

Se conocen con el nombre de nucleidos radiactivos naturales o fuentes natu-rales de radiación aquellos nucleidos emisores de radiación presentes en la Tierraque no han sido originados a causa de la actividad humana. La radiactividadnatural proviene bien de los radionucleidos presentes en la corteza terrestre (nu-cleidos primigenios) o bien de los nucleidos producidos por la interacción de losrayos cósmicos con la atmósfera (nucleidos cosmogénicos).

Los nucleidos radiactivos artificiales (nucleidos antropogénicos) o fuentesartificiales de radiación son aquellos que han sido producidos como resultadode alguna actividad humana.

La división entre ambas clases de radiactividad, aunque carece de sentidofísico —las leyes que gobiernan ambas son, obviamente, las mismas— posee unvalor histórico, puesto que la radiactividad fue descubierta por Becquerel en1895, merced a la existencia en la naturaleza de nucleidos radiactivos, concre-tamente el uranio (que veló las célebres placas fotográficas de Becquerel). Encambio, la radiactividad artificial fue descubierta mucho después, en 1934, cuan-do Curie y Joliot comprobaron que podían fabricarse artificialmente átomosradiactivos por medio de reacciones nucleares.


3.2. Reacciones nucleares: introducción

Una reacción nuclear es un proceso de interacción entre dos partículas, enel que la fuerza operativa es la fuerza nuclear fuerte. Normalmente, una de laspartículas posee mucha mayor velocidad que la otra. A la partícula rápida sela denomina proyectil, mientras que a la más lenta se la llama blanco. Para lasenergías de las partículas proyectil presentes en las instalaciones nucleares deinterés (E < 20 MeV), las reacciones nucleares producen habitualmente dosproductos finales.

La reacción nuclear es un caso particular de lo que en física se denominacolisión; a este respecto, su tratamiento es idéntico al de cualquier otro tipo decolisión. En general, uno de los productos de la reacción es ligero y el otro pesado.No obstante, en algunos casos ambos productos tienen masas comparables, eincluso idénticas.

3.2.1. Cinemática de una reacción nuclear

Por cinemática de una colisión se entiende el análisis de la interacción basa-do solamente en las leyes generales de conservación, que son independientes deltipo de fuerzas entre las partículas. Para el propósito de este texto, es suficienteconsiderar cuatro de las leyes fundamentales que gobiernan todos los procesosnucleares, ya sean reacciones o desintegraciones: la conservación de los nucleo-nes, la conservación de la carga, la conservación de la energía y la conservaciónde la cantidad de movimiento.

El principio de conservación de la energía, entre otras aplicaciones, se puedeusar para predecir si cierta reacción es energéticamente posible. Si se trata deuna reacción del tipo a + b −→ c + d, el principio de conservación de la energíapermite formular la siguiente ecuación:

Ec + Ed︸︷︷︸

ECf

−Ea + Eb︸︷︷︸

ECi

= [(Ma + Mb) − (Mc + Md)] c2

︸︷︷︸

Q

, (3.4)

donde ECi y ECfson las energías cinéticas inicial y final del sistema y Q repre-

senta la energía correspondiente a la diferencia entre las masas en reposo de laspartículas iniciales y finales. En todos los cálculos y tabulaciones, Q se expresasiempre en MeV. Si Q > 0, la reacción es exoenergética. En estas reacciones hayuna cierta ganancia de energía cinética, que se traduce en una pérdida en lamasa nuclear de las partículas. Obviamente, que el proceso sea exoenergéticosignifica que las reacciones pueden ocurrir sin aportación de energía externa, noque realmente ocurran de manera espontánea. Pueden existir barreras de poten-cial que impidan la ocurrencia espontánea del proceso, el cual sólo se producirási se comunica al sistema inicial una cierta cantidad de energía que sirva paraactivar el proceso, que una vez iniciado se desarrollará liberando una cantidadneta positiva de energía.

Si Q < 0, hay una disminución en la energía cinética de las partículas, ypor tanto un aumento de la masa en reposo. A este tipo de reacciones se las

26 3.2. Reacciones nucleares: introducción

denomina endoenergéticas. Una propiedad importante de estas reacciones es ladenominada energía umbral de la reacción. Si el proyectil es una partícula conmasa, la energía umbral se define como la mínima energía cinética que ha deposeer para que la reacción se pueda producir. Si el proyectil es un rayo γ, sedefine de forma análoga, como la mínima energía que el rayo ha de poseer paraque se pueda producir. Las reacciones exoenergéticas no presentan umbral real,aunque sí pueden presentar un umbral práctico o aparente ligado a la existenciade barreras de potencial.

En el caso de reacciones del tipo a+b −→ c+d, suponiendo que la partículab está en reposo y la a es el proyectil, se puede demostrar que la expresión parala energía umbral, Eau , es la siguiente:

Eau = −QMa + Mb

Mb.

Es interesante obtener la expresión el valor de Q en términos de las masas de losátomos neutros que contienen a esos núcleos y así poder hacer uso de las tablasde masas atómicas para evaluar dicha expresión. Partiendo de la definición deQ anteriormente mencionada, se llega a:

Q = [((Ma + Zame) + (Mb + Zbme)) − ((Mc + Zcme)

+(Md + Zdme))] · 931 MeV,(3.5)

donde me es la masa del electrón y Zi, con i = a, . . . , d, son los números atómicosde los elementos relacionados por la reacción nuclear. Dado que la diferenciaentre las energías de enlace de los electrones del primer y segundo términode la igualdad es despreciable y que las masas de los electrones en el primer ysegundo término de la igualdad (3.5) se compensan completamente, la conclusiónque se obtiene es que la definición de Q de la ecuación (3.4) es una fórmulasuficientemente válida, en la que las Mi pueden interpretarse como las masasde los átomos neutros en cuestión, aunque en la reacción nuclear los verdaderossujetos sean los núcleos atómicos.1

3.2.2. Sección eficaz microscópica. Tasas de reacción

Sea una sustancia sometida al bombardeo de determinadas partículas; co-mo consecuencia de dicho bombardeo, ocurrirán diversas reacciones nuclearesdistintas. Interesa saber, para cada tipo de reacción, el ritmo o la tasa de reac-ciones nucleares, i.e., el número de reacciones nucleares de un determinado tipoque tienen lugar por unidad de volumen y de tiempo en cada punto del reactor.

Para muchos tipos de interacciones, la tasa de reacciones de un determinadotipo se puede describir en términos de una magnitud conocida como seccióneficaz microscópica. Ésta es una magnitud escalar directamente proporcional ala tasa de producción de ese tipo de reacción.

1El que Q se pueda evaluar a partir solamente de las masas atómicas es de gran utili-dad, puesto que para las masas de la mayoría de los núcleos desnudos no se dispone de unainformación lo suficientemente exacta.


Es razonable suponer, tal como la realidad confirma, que el número de in-teracciones de un determinado tipo por unidad de volumen y tiempo (Rj) esdirectamente proporcional a la concentración de las partículas B del materialblanco, R ∝ [B] y directamente proporcional a la concentración de las partículasproyectil A, Rj ∝ [A]. El número de interacciones que ocurren en un determina-do intervalo de tiempo es proporcional al número de partículas A que atraviesanla región considerada en ese intervalo temporal; por tanto la tasa de interaccio-nes es también directamente proporcional a la velocidad de las partículas A,Rj ∝ va. Puesto que éstas son las únicas variables implicadas, se puede escribir:

Rj ∝ va[A][B].

Falta, por tanto, encontrar la constante de proporcionalidad de esta ecuación.Históricamente, se ha empleado σ para denotarla; σ no es una constante univer-sal, sino una función —de estructura extraordinariamente compleja en algunoscasos— que depende de las partículas A y B que sufren la reacción, del tipode reacción y de la energía o velocidad de la partícula proyectil A. Así, puedeescribirse:

Rj = σabj (Ea)va[A][B]. (3.6)

Debido a que las dimensiones de la constante de proporcionalidad σ son las deun área, se la denomina sección eficaz. En concreto, σabj (Ea) es la sección eficazmicroscópica de un blanco constituido por partículas B para la reacción tipo jy partículas incidentes A de energía cinética Ea.

Las secciones eficaces microscópicas para interacción entre neutrones y nú-cleos, así como para interacción de rayos γ y átomos son, por lo general, delorden de 10−24 cm2. Por ello, la unidad de sección eficaz que se utiliza habitual-mente es el barnio o barn, siendo 1 b = 10−24 cm2. Teniendo en cuenta que elproducto va[A] = Φa, siendo Φa el flujo escalar o flujo de partículas tipo A, laecuación (3.6) queda en la forma:

Rj = σabj (Ea)Φa[B].

Si se conoce la densidad de las partículas de la especie blanco y el flujo, ymedimos la tasa de un determinado tipo de reacciones, se puede determinar lasección eficaz microscópica como σabj =

Rj

[B]Φa.

Normalmente, las partículas B son núcleos o átomos que, a efectos prác-ticos, se pueden considerar en reposo en el laboratorio y, por lo general, laspartículas A en movimiento rápido (los proyectiles) son neutrones o rayos γ. Sinembargo, se ha de considerar que hay interacciones en las que ambas especiesde partículas están en movimiento. En este caso, la distinción entre partículasblanco y proyectil no tiene significado, y la ecuación generalizada para la tasade reacciones se puede escribir como:

Rj = σabj (Eab)vab[A][B],

donde vab es la velocidad relativa entre las partículas A y B. La sección eficazpara las distintas reacciones es función de esa velocidad relativa o, equivalente-mente, de la energía cinética relativa.


Las reacciones sufridas por las partículas blanco B pueden ser de distintotipo (j, k, l, . . . ). La tasa total de reacciones que sufren las partículas B consti-tuyentes de la sustancia blanco se puede expresar como:

Rtot =(σabj + σabk

+ σabl+ · · ·

)Φa[B].

Denominamos sección eficaz microscópica total, σtot, a la suma de seccioneseficaces de cada uno de los procesos que puede experimentar una partícula Bcon proyectiles A de una determinada velocidad, σtot =

∑

i σabi(Ea). De estemodo, naturalmente,

Rtot = σtot(Ea)Φa[B].

3.2.3. Sección eficaz macroscópica y recorrido libre medio

Se denomina sección eficaz macroscópica de una reacción al producto de lasección eficaz microscópica de dicha reacción y la densidad de las partícula delblanco. Del mismo modo, se puede definir la sección macroscópica total como elproducto de la sección eficaz microscópica total y la densidad de las partículasdel blanco. Históricamente se ha empleado Σ para representar la sección eficazmacroscópica cuando las partículas proyectil son neutrones; cuando son fotones,se ha empleado µ. Así:

Rj =

{Σabj Φa para neutrones,µabj Φa para fotones,

(3.7)

siendo Σabj = σabj [B] o µabj = σabj [B] según se trate de neutrones o fotones.En la ecuación (3.7) de tasa de reacciones aparecen ahora sólo dos paráme-tros: la sección eficaz macroscópica y el flujo. La primera totaliza la informaciónnecesaria sobre la especie que constituye el blanco, englobándose en dicho pa-rámetro las características nucleares del nucleido y su densidad. El flujo, a suvez, totaliza la información sobre las partículas proyectil. Las dimensiones dela sección eficaz macroscópica son la inversa de la longitud, y se utiliza comounidad convencional el cm−1.

En el caso común de tener un material compuesto por distintos nucleidos, lasección eficaz total del compuesto es la suma de las secciones eficaces macroscó-picas correspondientes a los diversos nucleidos que lo integran: Σj =

∑

i σji [Bi].

La capacidad de un medio para reaccionar con los neutrones que incidensobre él —o, lo que es equivalente, para atenuar su flujo— es función de Σ.Supongamos un cierto flujo de neutrones colimados y monoenergéticos. Estehaz tiene una intensidad de I0 n/cm2s e incide perpendicularmente sobre lasuperficie externa de un cierto material, compuesto por dos partículas B de unsolo nucleido. Consideremos en el interior del mismo dos planos infinitamentepróximos y paralelos a la superficie externa, situados a distancias x y x + dxrespectivamente. Nos interesa conocer la intensidad I(x) de los neutrones quepenetran en el material a una distancia x sin haber experimentado ningunainteracción o colisión. A esta intensidad I(x) se la denomina intensidad residualdel haz tras haber atravesado un espesor x de material. Se demuestra que:

I(x) = I0e−Σtx.


Otra cuestión importante es hallar la longitud que, como promedio, pene-trará en el material un neutrón del haz sin haber participado hasta entoncesen ninguna reacción nuclear. A este valor se le denomina recorrido libre me-dio. Para su cálculo hay que definir una probabilidad compuesta que evalúe laprobabilidad de que los neutrones atraviesen el medio sin colisionar hasta unadistancia x y además sufran una colisión en el intervalo entre x y x + dx. Ellonos dará una función de densidad con la que se podrá evaluar el recorrido li-bre medio como la esperanza matemática de dicha distribución estadística. Laprobabilidad compuesta se podría escribir como p(x)dx = p1(x)p2(x)dx, donde:

p1(x) =I(x)

I0= e−Σtx y p2(x)dx =

ΣtI(x)dx

I(x)= Σtdx,

de modo que la función de probabilidad compuesta es:

p(x)dx = Σte−Σtxdx (3.8)

y la esperanza matemática de la función de probabilidad de la ecuación (3.8) es1Σt

.

Así se concluye que el recorrido libre medio es precisamente el inverso de lasección eficaz macroscópica total del material en cuestión. En la bibliografía sesuele denotar como λt. Un determinado material con unas dimensiones dadaspuede ser «efectivamente delgado» para unos neutrones porque el recorrido libremedio de éstos sea muy largo para la velocidad que tiene; y, sin embargo, puedeser muy ancho para otros neutrones porque el recorrido libre medio de estosneutrones, con diferente velocidad, sea muy pequeño respecto de sus dimensionesfísicas. En relación con estas circunstancias, se ha introducido el concepto deespesor óptico, que se define como el cociente entre el espesor geométrico y elrecorrido libre medio.

Por último, es preciso indicar que el recorrido libre medio de una reacciónparticular j es λj = 1

Σj. Se cumple además que la suma de los inversos de

los recorridos libres medios de las distintas reacciones es igual al inverso delrecorrido libre medio total: 1

λt= 1

λj+ 1

λk+ 1

λl+ · · ·

3.2.4. Variación de la sección eficaz con la energía. Modelodel núcleo compuesto

Para referirse a la función σabj (Ea) representativa de la sección eficaz deuna reacción con la energía del proyectil se utiliza el término de función de ex-citación de una reacción. El hecho más llamativo que presentan estas funcioneses la presencia de resonancias. Se dice que aparece una resonancia cuando hayuna variación muy fuerte de la sección eficaz en un intervalo muy estrecho de laenergía cinética relativa proyectil-blanco; en otras palabras, cuando se produceuna variación súbita del valor de la sección eficaz ante pequeñas variacionesde la velocidad relativa proyectil-blanco. Los máximos o picos de las distintasresonancias se alcanzan para valores determinados de la energía cinética delproyectil. En cada una de ellas, el valor de la sección eficaz experimenta unavariación súbita, alcanzándose un máximo —situado en el centro del intervalo


energético de resonancia— en la energía resonante, y disminuyendo muy rápida-mente por las alas de la resonancia a medida que la energía cinética del proyectilse aleja de la energía resonante.

La Física Nuclear ha desarrollado una serie de modelos nucleares de reacciónpara intentar dar cuenta de todos estos fenómenos. La utilidad de estos modelosradica en que la observación experimental de las secciones eficaces —particular-mente en el caso en que se dan abundantes resonancias— es una tarea complejaque a menudo se ha de guiar a través de cálculos teóricos previos, desarrolladosprecisamente sobre la base de dichos modelos.

Uno de los modelos más sencillos, pero que a su vez ha permitido explicar lascaracterísticas de muchas reacciones —incluida la aparición de resonancias— esel modelo de reacción a través de núcleo compuesto. Para el caso de neutrones enel rango energético de interés en la tecnología de fisión y fusión, prácticamentetodas las reacciones se pueden explicar mediante este modelo, propuesto porBohr en 1936. Se supone que el proceso de una reacción se desarrolla en dosetapas. En la primera, el proyectil es absorbido por el núcleo blanco, dandolugar a la formación del denominado núcleo compuesto; en el caso, por ejemplo,de que la partícula proyectil fuera un neutrón, se tendría A

ZX + n −→ A+1ZX. En

la segunda etapa, se produce la desintegración del núcleo compuesto, que puedetener lugar en distintas formas, cada una de ellas con distinta probabilidad.2

En el caso general, según este modelo, una partícula incidente a es capturadapor el blanco X para formar un sistema compuesto, el núcleo compuesto C. Laenergía de la partícula a se reparte de manera casi inmediata entre todos losnucleones y C se forma en un estado excitado C∗. Después de un tiempo del ordende 10−14 a 10−12 segundos, se desintegra emitiendo una partícula. Durante eltiempo de vida del núcleo compuesto C∗, hay un intercambio continuo de energíaentre todos los nucleones, hasta que uno de ellos (o una agrupación de ellos)obtiene una energía superior a su energía de separación y es capaz de abandonarel núcleo, convirtiéndose en una partícula libre. De esta forma, la desintegracióndel núcleo compuesto da lugar a los productos finales de la reacción:

a + X −→ C∗ −→ b + Y .

La aparición de máximos o resonancias en los valores de la sección eficazse explican fácilmente admitiendo que la reacción transcurre vía formación delnúcleo compuesto. Sabemos que los núcleos tienen varios estados excitados quecorresponden a diferentes configuraciones de nucleones en el núcleo. Resulta queel proyectil incidente y el núcleo blanco tienen mucha mayor probabilidad decombinarse y formar un núcleo compuesto si la energía del proyectil es tal queel núcleo compuesto se produce en uno de sus estados excitados.

Se puede demostrar que, independientemente de cómo se forme el núcleocompuesto, éste tendrá una energía de excitación igual a la energía de separación,Sp, de la partícula proyectil del núcleo C, más una fracción de la energía cinéticade las partículas iniciales, Ec = Ea

Mx

Ma+Mx, donde Ea es la energía cinética del

proyectil en el sistema del laboratorio y M denota las masas de las partículas

2Nótese la analogía de esta teoría con la del complejo activado para las reacciones químicas.


que intervienen en la reacción. Sólo cuando la energía cinética Ea del proyectilconduzca a un valor de ES + Ec igual a una de las energías de los estadosexcitados de C, se tendrá una resonancia en la sección eficaz. Se observa que enel caso de que la partícula proyectil sea un neutrón y el blanco sea un núcleopesado en reposo, Ec es prácticamente coincidente con la energía cinética delneutrón incidente.

Capítulo 4

Interacción de la radiación

con la materia

Una de las diferentes formas en que los distintos tipos de radiación se puedenagrupar es en función de su poder de ionización; así, hablaremos de radiaciónionizante y no ionizante.

El tipo de radiación no ionizante es la radiación electromagnética con lon-gitudes de onda λ de aproximadamente 1,0 nanómetros o mayores. A esta partedel espectro electromagnético corresponden las ondas de radio, microondas, luzvisible (λ = 770–390 nm) y luz ultravioleta (λ = 1–390 nm).

La radiación ionizante incluye el resto del espectro electromagnético (rayosX, λ ≈ 1,0–0,005 nm) y rayos γ, que son aquellos con longitudes de onda me-nores que las de los rayos X. También incluye todas las partículas atómicas ysubatómicas, tates como electrones, positrones, protones, alfas, neutrones, ionespesados y mesones.

Una partícula cargada, al moverse a través de la materia, interacciona —mediante fuerzas de Coulomb— con los electrones (negativos) y el núcleo (po-sitivo) que constituye los átomos del material. Como resultado de estas interac-ciones, la partícula cargada pierde su energía de forma continua y, finalmente, sedetiene tras viajar una distancia finita denominada alcance. El alcance dependedel tipo y energía de la partícula y del material en el que se mueve. La probabi-lidad de que una partícula cargada pueda atravesar una lámina de material sininteracciones es prácticamente cero.

Los neutrones y los gammas no tienen carga. Estos tipos de radiación in-teractúan con la materia en diferentes formas, pero hay una probabilidad finitadistinta de cero de que un neutrón o un rayo γ pueda atravesar cualquier espesorde material sin experimentar ninguna interacción. Como resultado, no se puededefinir un alcance finito para neutrones y gammas. Para describir la interaccióny deposición de energía de estos dos tipos de radiación de la materia, el conceptomás adecuado es el de sección eficaz de colisión.

34 4.1. Partículas cargadas

4.1. Partículas cargadas

4.1.1. Mecanismo de integración: magnitudes caracterizado-ras de la pérdida de energía y la penetración de lamateria

A medida que una partícula se acerca a un átomo localizado en un pun-to cualquiera de nuestro sistema material, pueden ocurrir diferentes sucesosen competencia. La mayoría de los mismos son consecuencia de la interacciónelectromagnética entre la partícula cargada y los electrones atómicos. Estas in-teracciones se pueden interpretar como colisiones de la partícula incidente conlos electrones atómicos, y pueden ser de tipo elástico o inelástico. En el primercaso, la energía cinética total se conserva y una parte de la energía cinética de lapartícula incidente se transfiere como energía cinética al átomo. En el segundocaso, parte de la energía que pasa de la partícula cargada transferida al átomoqueda en forma de energía interna del mismo, que pasa a un estado excitado —uno o más de sus electrones se sitúan en estados excitados— o bien es ionizado—arrancándose uno o más electrones del átomo—. En el caso de la ionización,la energía que la partícula cargada transfiere al electrón es superior a su energíade enlace en el átomo, por lo que escapa y se convierte en una partícula libre. Elresultado es que se crea un par iónico: un ion negativo constituido por el electrónexpulsado y un ion positivo formado por el átomo al que le falta un electrón.El fenómeno de ionización originado por la transferencia directa de la energíade la partícula cargada incidente a los electrones atómicos recibe el nombre deionización primaria. Cuando el valor de la energía transferida de la partículacargada al electrón es menor que la energía de enlace, éste no puede abandonarel átomo, pero la energía puede ser suficiente para que el electrón pase a ocuparun nivel de energía superior. Si sucede esto, el átomo queda excitado, y el pro-ceso recibe el nombre de excitación. El átomo excitado volverá en general a suestado fundamental mediante la emisión de radiación electromagnética, dandolugar, en muchos casos, a nuevas ionizaciones. Este último tipo de ionizaciónrecibe el nombre de ionización secundaria.

También es posible que la partícula cargada penetre en la nube de electronese interactúe con el núcleo. Estas interacciones pueden ser de tipo coulombiano ode tipo nuclear. Las interacciones dominantes entre partículas cargadas y núcleoson las coulombianas, siendo las interacciones regidas por la fuerza nuclear muyinfrecuentes. En la interacción de las partículas cargadas con el núcleo, se pro-duce una dispersión elástica, en la que el núcleo sufre un mayor o menor impulsode retroceso, dependiendo de la energía y la masa de la partícula incidente. Siésta es suficientemente masiva y energética, el núcleo de retroceso puede atra-vesar su propia nube electrónica y moverse en el medio como una partículacargada. En la dispersión elástica con los núcleos atómicos se puede provocarun cambio brusco de la velocidad de la partícula incidente, lo que se traduceen una fuerte aceleración de la partícula, que origina —de acuerdo con las leyesde la electrodinámica clásica— la emisión de radiación electromagnética con laconsiguiente pérdida de energía. Esta radiación emitida como consecuencia deposeer una partícula cargada aceleración recibe el nombre de radiación de fre-nado o Bremsstrahlung. La ionización total, Itot, producida por el paso de unapartícula cargada a través de la materia, se define como el número total de iones

4. Interacción de la radiación con la materia 35

que se crean —tanto por ionización primaria como secundaria— a través de surecorrido.

Consideremos una partícula cargada con una energía cinética E0. Suponga-mos que pierda toda su energía en un material produciendo una ionización totalItot. Definimos la energía media para producir un par iónico o energía media deionización de esa partícula en ese medio como el cociente: ε = E0

Itot.

La ionización específica se define, por su parte, como el número de pares deiones, tanto primarios como secundarios, creados por la partícula incidente porunidad de recorrido de ésta en el material. Si dI es el número de pares de ionesproducidos entre los puntos x y x + dx del recorrido, la ionización específica enel punto x será: Is = dI

dx .

Las características de los procesos de interacción de las partículas cargadascon la materia hacen que la pérdida de energía de la partícula a lo largo delrecorrido se produzca de forma prácticamente continua. Para describir de formacuantitativa esta pérdida continua de la energía de la partícula incidente, sedefine el poder de frenado o pérdida lineal de energía como la energía perdida porla partícula en el material por unidad de longitud de su recorrido: T = − dE

dx . Esconveniente hacer la distinción entre el poder de frenado debido a la ionizacióno excitación de los átomos del medio y el debido a la pérdida por radiación. Lapérdida lineal de energía es la suma de ambas.

Asimismo, es importante considerar el concepto de transferencia lineal deenergía, que se define como la energía transferida por la partícula localmenteal medio por unidad de longitud de su recorrido. Esta energía transferida lo-calmente al medio será la que se pierde debido a los procesos de ionización yexcitación. Así, L = − dE

dx . Tanto el poder de frenado como la transferencia linealde energía se expresan en unidades de energía por unidad de longitud: MeV/cm.

El poder de frenado por ionización está ligado con la ionización específicaproducida por la partícula a través de la siguiente relación:

(−dE

dx

)

ion.+excit.=

Isε.

Se define el alcance R de una partícula cargada que incide normalmentesobre una superficie de un medio material como la distancia máxima de pene-tración en dicho medio. El alcance, en otras palabras, es el espesor necesariodel material considerado para absorber prácticamente toda la radiación de par-tículas cargadas. No hay que confundir el alcance con la longitud del caminorecorrido por la partícula cargada hasta que se detiene y es neutralizada. Enlas denominadas partículas pesadas, las trayectorias pueden considerarse prác-ticamente rectilíneas y, por tanto, el alcance coincidirá aproximadamente conla longitud del camino recorrido. Por el contrario, los electrones y positronessufren desviaciones notables al interactuar con los electrones y núcleos atómicosdel medio, y su trayectoria es en zigzag. Por esta razón, la longitud del caminorealmente recorrido por un electrón será muy superior a su alcance.

El alcance es una cantidad promedio, dado que las partículas del mismotipo con la misma energía cinética en el mismo medio no se detendrán despuésde haber atravesado el mismo espesor R. Los puntos de máxima penetración sedistribuyen en torno a un valor medio que es tomado como valor del alcance.

36 4.1. Partículas cargadas

Se ha comprobado que, en muchas situaciones, las magnitudes que hemosintroducido son directamente proporcionales a la densidad ρ del medio material através del cual se mueve la partícula cargada. Para eliminar esta dependencia esconveniente medir los recorridos de las partículas y los espesores de los materialesabsorbentes en unidades de masa por unidad de superficie. El espesor expresadoen estas unidades recibe el nombre de espesor másico xm. Su relación con elespesor lineal viene dado por la densidad del medio: xm = ρx.

El poder de frenado expresado en función del espesor másico se denominapoder de frenado másico y está relacionado con el poder de frenado lineal segúnla expresión siguiente

(−dE

dx

)

m= −dE/dx

ρ . Las unidades en las que se expresa

son MeV ·cm2/g. Del mismo modo, el alcance lineal R se relaciona con el alcancemásico Rm mediante la ecuación Rm = Rρ. El alcance másico es independientedel estado de la materia. Una partícula tendrá el mismo Rm tanto si se mueveen hielo, agua líquida o vapor.

4.1.2. Interacción de las partículas alfa con la materia

La inmensa mayoría de las partículas α producidas por desintegración ra-diactiva poseen energías comprendidas entre 2 y 8 MeV. Los radioisótopos másfrecuentes emiten con energía E < 6 MeV.

Cuando en su movimiento la partícula haya consumido prácticamente todasu energía cinética, terminará su vida capturando primero un electrón y despuésotro, convirtiéndose así en un átomo normal de helio. Pero antes habrá generadoun número muy considerable de iones. Por ejemplo, una partícula α de 5 MeV,al atravesar aire en condiciones normales, produce unos 144 mil pares de iones.La ionización específica para esta energía es de 2,9 · 104 pares/cm. El máximocorresponde a una energía de entre 0,8 y 1 MeV, siendo éste de 7,2·104 pares/cm.

El poder de frenado de estas partículas es muy notable (la contribución delproceso de emisión de radiación de frenado es muy despreciable) y, consecuen-temente, el alcance es muy corto. Puede observarse que para las energías másfrecuentes (E < 6 MeV), éste no llega a 5 cm en el aire en condiciones normales,y ni a una décima de milímetro en el tejido animal. En aluminio, una partículade 5 MeV tiene un recorrido de 0,022 mm. Así, el blindaje de las partículasα no presenta ningún problema, y su contribución a la irradiación externa delos organismos vivos es despreciable. No obstante, la presencia de radioisótoposemisores α no puede ignorarse en muchos problemas de ingeniería, dado queestos radionucleidos, si se ingieren o inhalan, pueden ser muy tóxicos para lasalud, debido a la gran ionización específica que las α emitidas producen en lostejidos.

4.1.3. Interacción de las partículas β con la materia

Las partículas β son partículas ligeras (electrones y positrones) cuyas ener-gías se distribuyen según un espectro continuo del cual se conoce, en general, la


energía máxima. Esta energía máxima del espectro beta, Emáx no suele sobre-pasar, para la mayoría de los emisores β, los 5 MeV.

Los electrones y positrones se comportan esencialmente igual en cuanto a losprocesos de interacción y transferencia de energía a la materia: en ambos casosvan perdiendo energía por ionización y excitación y también por radiación defrenado, siguiendo una trayectoria compuesta de segmentos en zigzag. Difierenen cómo terminan su vida. El positrón, una vez que ha perdido casi toda suenergía cinética, interactúa con alguno de los muchos electrones del medio queatraviesa y se produce la aniquilación del par electrón-positrón en una cantidadequivalente de energía, que se manifiesta como dos fotones que se desplazan ensentidos opuestos. Cada uno de estos fotones posee una energía de 0,511 MeV,la energía equivalente a la masa en reposo del electrón. En cambio el electrón,al consumir toda su energía cinética, no se aniquila, sino que por lo general escaptado por los átomos del material, convirtiéndose en uno de sus electronesorbitales.

La ionización que producen las partículas β es mucho menor que la produ-cida por las partículas pesadas tales como las partículas α. Así, para electronesde 1 MeV, se tiene una ionización específica en el aire del orden de 50 paresde iones/cm, mientras que para partículas α de la misma energía la ionizaciónespecífica es de 72000 pares de iones/cm.

Las partículas β tienen una capacidad de penetración mucho mayor quela que ofrecen las partículas α de igual energía. Así, para radiación β con unaEmáx = 3 MeV, se tiene un alcance en aire de 13 metros, mientras que el alcancede las partículas α de 3 MeV es de sólo 1,7 cm. Sin embargo, la radiación β nopenetra tanto en medios no gaseosos, y por esta razón no resulta difícil deblindar. Se ha observado experimentalmente que, en una primera aproximación,el alcance másico es independiente del absorbente y sólo depende de la energíamáxima del espectro beta. Una fórmula empírica que puede utilizarse es:

Rm =

{

0,412 · E1,265−0,0954 ln Emáx

máx si Emáx < 2,5 MeV.0,530 · Emáx − 0,106 si Emáx > 2,5 MeV.

4.1.4. Fragmentos de una reacción de fisión

La fisión de un nucleido produce, por regla general, fragmentos de masadiferente, siendo el más ligero el que presenta una mayor energía cinética. Losfragmentos de fisión, independientemente del grupo al que pertenezcan y dadosu elevado valor de A, son desde el punto de vista físico partículas cargadas muypesadas.

Los productos de fisión aparecen como átomos altamente energéticos y al-tamente ionizados que perderán su energía al interactuar con el medio. La cargamedia de los productos de fisión es de aproximadamente +20e. Debido a sumucha carga, producen una ionización específica muy alta, y consecuentementesu alcance es muy pequeño. El alcance de los fragmentos de fisión es un factorimportante en el diseño de las barras de combustible de los reactores de poten-cia. Una vaina de material de no más de 0,05 cm es una barrera que asegura

38 4.2. Interacción de los rayos X y γ con la materia

que no escapen al refrigerante.

4.2. Interacción de los rayos X y γ con la materia

El término radiación gamma se reserva normalmente a la radiación electro-magnética emitida como resultado de la transición entre los estados energéticosdel núcleo (del orden de los MeV), mientras que el término de rayos X se refie-re a la radiación emitida como consecuencia de la transición entre los estadosenergéticos de los electrones atómicos (del orden de los keV).

Los fotones, en el rango de energías mencionado, pueden interactuar con lamateria de diversas formas. Sin embargo, basta tener en cuenta sólo tres de estosprocesos para abordar la gran mayoría de los problemas de ingeniería nuclear.Éstos son el efecto fotoeléctrico, el efecto Crompton y la producción de pares.

Efecto fotoeléctrico En el proceso denominado efecto fotoeléctrico, el fotónes totalmente absorbido por el átomo con el que interactúa y su energía setransfiere íntegramente a un electrón atómico que, como consecuencia de ello,abandona el átomo. Este electrón que escapa al átomo se denomina fotoelectrón,y la energía cinética con la que escapa es igual a la diferencia entre la energíadel fotón incidente y su energía de enlace en el átomo.

El fotoelectrón puede proceder de capas atómicas de mayor o menor energía;los procesos más probables son los que dan lugar a fotoelectrones procedentesde las capas más internas de los átomos. El átomo residual será, por tanto,un ion positivo con una vacante electrónica, generalmente en una de las capasmás internas. Esto provoca una reordenación de los electrones y, por tanto, unaemisión secundaria en forma de rayos X (rayos X característicos del átomo encuestión) que, a su vez, puede provocar nuevos efectos fotoeléctricos. El efectofotoeléctrico es el proceso dominante para fotones de baja energía, siendo espe-cialmente importante cuando la interacción tiene lugar con elementos pesados.

Efecto Crompton El efecto Crompton puede interpretarse como una colisiónentre el fotón incidente y un electrón del átomo. En este proceso el fotón inci-dente pierde una parte más o menos grande de su energía en función del ángulocon que emerge el fotón resultante de la dispersión, el cual, por lo tanto, quedacon una frecuencia asociada más pequeña que la inicial. La energía que pierdeel fotón pasa al electrón en forma de energía cinética.

Como resultado del efecto Crompton queda un átomo residual ionizadoque, a diferencia de lo que ocurre en el caso del efecto fotoeléctrico, presentauna vacante electrónica en una de las capas externas (electrones con energías deenlace bajas) y, por lo tanto, la emisión de radiación electromagnética provocadapor la reordenación de los electrones será de menor intensidad y de energía másbaja que la correspondiente al efecto fotoeléctrico.

La probabilidad de que ocurra una interacción por efecto Crompton au-


menta con el número atómico del elemento con el que interactúan los fotones, ydisminuye al crecer la energía de los mismos. Es el proceso predominante paralos valores intermedios de la energía de los fotones, entre 0,5–10 MeV aproxima-damente.

Producción de pares electrón-positrón Este proceso se caracteriza porque elfotón, en su interacción con el núcleo, desaparece, creándose a su vez un parelectrón-positrón. Esta transformación de la energía fotónica en la creación departículas materiales —i.e., con masa en reposo— recibe el nombre de mate-rialización. La energía cinética del par electrón-positrón se disipa mediante losmecanismos usuales de pérdida de energía de las partículas cargadas. Finalmen-te, el positrón, cuando prácticamente haya entregado al medio toda su energíacinética, interaccionará con un electrón y se producirá su aniquilación, que esel proceso inverso a la materialización.

La probabilidad de ocurrencia del proceso de producción de pares aumentacon el número atómico y con la energía, siendo el efecto preponderante paraenergías del orden de 10 MeV y superiores.

4.2.1. Algunas implicaciones prácticas asociadas a la feno-menología de los procesos

Desde un punto de vista práctico, el efecto Crompton es la causa de muchosproblemas encontrados en el blindaje de rayos gamma. Es el único de los tresprocesos mencionados en el que el fotón no desaparece. El fotón dispersado,que por término medio tendrá una energía del mismo orden que la energía delfotón incidente, puede interactuar de nuevo en otra parte del sistema. Por otraparte, el tratamiento de la dispersión múltiple de los rayos X es un tema claveen el diseño de blindajes y, en general, en cualquier problema de transporte deradiación, siendo uno de los problemas que requiere mayor esfuerzo.

En el campo de los efectos biológicos de la radiación electromagnética, unade las cuestiones importantes es entender el origen de su poder ionizante. Alestudiar los principales procesos de interacción de los fotones con la materia,se ha visto que en cada uno de ellos únicamente se produce un par de iones.No se puede hablar, por tanto, de una ionización primaria o directa, pues enla práctica ésta es inexistente a escala macroscópica. Sin embargo, los fotoelec-trones, los electrones Crompton y los pares electrón-positrón, al ser partículascargadas, provocan ionizaciones secundarias. Esta es la razón de que se consi-dere a la radiación electromagnética suficientemente energética como radiaciónindirectamente ionizante.

En general, llamamos radiación indirectamente ionizante (correspondientea partículas no cargadas, tales como rayos γ y los neutrones) a la que producela excitación y ionización del medio, mayoritariamente por efecto de interacciónde la radiación con la materia y no en el proceso mismo de interacción. Enla interacción de rayos γ o neutrones se produce ionización, pero esta ioniza-ción resultante del proceso primero o directo de interacción es completamente

40 4.2. Interacción de los rayos X y γ con la materia

insignificante comparada con la causada subsiguientemente por interacción delas partículas cargadas formadas. Por el contrario, se dice que las partículascargadas son radiación directamente ionizante porque directamente generan unnúmero muy significativo de iones cuando interactúan con la materia.

4.2.2. Atenuación y absorción de la radiación electromagné-tica

Se puede definir la sección eficaz por átomo para la interacción de fotonescomo la suma de las secciones eficaces correspondientes a cada uno de los pro-cesos de interacción fotónicos: fotoeléctrico, Crompton y producción de pares.También es útil definir la sección eficaz macroscópica como la obtenida de mul-tiplicar la sección eficaz microscópica por la densidad atómica. Por tradición, alas secciones eficaces microscópicas para fotones se las denomina coeficientes deatenuación (µ). El coeficiente de atenuación total es la suma de los coeficientesde atenuación correspondientes a cada uno de los tres procesos de interacción.Las unidades de µ son cm−1 y éste recibe el nombre de coeficiente de atenuaciónlineal.

El significado µ se pone de manifiesto al analizar la ley de actuación de unhaz colimado y monoenergético de radiación fotónica:

I(x) = I0e−µx. (4.1)

La ley expresada en esta ecuación se puede deducir fácilmente asignando a µel significado físico de la probabilidad de interacción por unidad de área. Espreferible escribir la ecuación (4.1) de este modo:

I(x) = I0e−

µρ ρx = I0e

−µmxm ,

donde ρ es la densidad del material absorbente. El coeficiente µm = µρ reci-

be el nombre de coeficiente másico de atenuación. Se expresa habitualmenteen cm2/g. Al producto xm = xρ se le denomina espesor másico o densidadsuperficial y suele expresarse en g/cm2.

El coeficiente de atenuación lineal depende de la energía del fotón incidentey del número atómico Z del material con el que interactúan los fotones, asícomo de la densidad del material. Los coeficientes másicos de atenuación sonindependientes de la densidad del medio y, por tanto, también de su estado físico.A efectos prácticos, el coeficiente de atenuación másico total para un compuestoo mezcla µc se calcula mediante la suma de los coeficientes de atenuación másicatotal de cada elemento µi ponderada con la fracción en peso de cada elementoen el compuesto, wi.

En el caso de radiación electromagnética, no tiene mucho significado hablarde alcance, dado que la atenuación sigue una ley de tipo exponencial. En estecaso, para comparar la penetración de un determinado haz en distintos materia-les, es útil introducir un concepto llamado espesor de semirreducción, x 1

2

, quese define como el espesor de material necesario para reducir la intensidad del


haz hasta la mitad de su valor.

x 1

2

=ln 2

µ=

0,693

µ.

La ley de atenuación (4.1) es válida bajo la hipótesis de que la intensidadI se refiera sólo a los fotones que no han sufrido interacción con el blanco,i.e., a lo que definimos como intensidad residual. Ahora bien, si quisiéramossaber cuál es la intensidad real del haz asociado a las diferentes abscisas x, hayque tener en cuenta que los fotones dispersados por efecto Crompton puedenvolver al haz residual. Por lo tanto, la intensidad real del haz para fotones decualquier energía —no sólo con la energía de los fotones del haz inicial— serámayor que la prevista por (4.1), dado que en general incorporará parte de losfotones dispersados. Para tener en cuenta este hecho se modifica dicha ley deatenuación introduciendo el llamado factor de atenuación B, que dependerá dela naturaleza del material, de su espesor y de la energía de los fotones. Estasegunda y más exacta aproximación a la solución del problema del blindaje seexpresa como:

I(x) = I0B(µx)eµx.

4.2.3. Deposición de energía

Consideremos que en un punto del medio se tiene un haz de fotones deenergía E y una intensidad o flujo de fotones Φ y se quiere calcular la energíadepositada en el mismo. Recordemos que la tasa de colisiones por unidad devolumen se puede expresar como R = Φµ, donde µ es el coeficiente de atenua-ción lineal. La expresión que permite calcular la tasa de energía depositada porunidad de volumen W en dicho punto es formalmente similar a la anterior:

W = EΦµd.

Al producto EΦ correspondiente a la intensidad o flujo de energía en este puntolo llamamos coeficiente lineal de absorción, µa. Si los fotones fueran absorbidosen cada colisión, toda su energía se comunicaría al medio. Entonces la tasa deenergía que se depositaría en el medio por unidad de volumen sería simplementeW = EΦµ. En esta expresión, el coeficiente lineal de absorción es igual alcoeficiente de atenuación lineal; el producto Φµ representa la tasa de colisionespor unidad de volumen y E es la energía de los fotones presente en el elementode volumen puntual. Pero sabemos que no en todas las colisiones se absorbenlos fotones.

Cuando un fotón sufre una interacción, sólo parte de su energía es absorbidapor el medio en el punto donde tiene lugar la interacción. En puridad, los rayosX, los fotones de dispersión Crompton y los rayos de aniquilación γ puedenescapar, pero los primeros y los últimos, al tener, en general, bastante menorenergía que los fotones de dispersión Crompton tienen una probabilidad deinteracción mayor y por lo tanto una menor probabilidad de escapar. Por ello,se supone que en los procesos de efecto fotoeléctrico y producción de pares, todala energía del fotón se transfiere al medio; es sólo en el caso del efecto Crompton

42 4.3. Interacción de los neutrones

donde una fracción importante puede escapar. En los dos primeros procesos, seacepta que toda la energía es absorbida por el medio. En realidad, en el casode la producción de pares esto no es completamente cierto: la energía cinéticaEC = E − 1,022 MeV comunicada al par electrón-positrón siempre se deposita,pero los 1,022 conferidos a la reacción de aniquilación pueden no depositarse enel medio si éste es demasiado delgado. En el caso de la interacción por efectoCrompton, la única energía depositada es la energía cinética del electrón; laenergía asociada a los fotones Crompton dispersados escapa del medio. Todasestas consideraciones se traducen en una expresión para el coeficiente lineal deabsorción de energía que toma la forma:

µa = µFE +EC

EµC + µPP , (4.2)

donde EC es la energía media del electrón Crompton. La ecuación (4.2) sepuede escribir también como µa = µFE +µC

a +µPP . µCa se denomina coeficiente

lineal de absorción Crompton, µCa = EC

E µC .

De forma análoga a como se definió el coeficiente másico de atenuación, sepuede definir el coeficiente másico de absorción como µa

ρ . La tasa de deposiciónde energía por unidad de masa se expresa como EΦµa

ρ .

4.3. Interacción de los neutrones

Los neutrones no interactúan electromagnéticamente con las partículas car-gadas, y por lo tanto, al penetrar en el medio material, no se ven afectadosni por los electrones orbitales del átomo —no pueden ionizar directamente elmaterial que atraviesan— ni por la carga positiva del núcleo. Los neutronesatraviesan la nube de electrones del átomo e interactúan directamente con sunúcleo mediante fuerzas nucleares. Dado que éstas son de corto alcance y losnúcleos atómicos sólo ocupan una fracción ínfima del volumen de la materia,los neutrones recorren distancias relativamente grandes si se compara con lascorrespondientes a otras radiaciones. En consecuencia, la radiación neutrónicaes muy penetrante, y la probabilidad de interacción nuclear es mucho mayorpara los neutrones que para las partículas cargadas.

4.3.1. Reacciones nucleares con neutrones

Dispersión elástica En la dispersión elástica, el neutrón interactúa con el nú-cleo y después de la reacción reaparece un neutrón y un núcleo de la mismanaturaleza y en el mismo estado de energía interna que el núcleo blanco inicial.

AZX + n −→ A

ZX + n.

Una característica particular de esta interacción es que la energía cinética totalde las dos partículas que colisionan se conserva. La diferencia entre la energíacinética de las partículas antes y después de la colisión no está en su valor total,


sino en su diferente distribución entre las partículas. De forma abreviada, estareacción se representa por (n, n) y su sección eficaz, por σn.

En este proceso el neutrón transfiere parte de su energía cinética al nú-cleo. Un neutrón con una energía dada irá perdiendo energía cinética —comoconsecuencia de las sucesivas dispersiones elásticas con los núcleos del medio—hasta que finalmente quede en equilibrio térmico con los átomos o moléculasdel medio. Cuando esto ocurre decimos que el neutrón, como consecuencia delproceso de moderación, se ha termalizaado, y a los neutrones que alcanzan lasenergías comprendidas dentro del rango de equilibrio térmico se les denominaneutrones térmicos. Este equilibrio depende de la temperatura del medio con elque interactúa. El logro de un proceso de moderación y termalización eficientees, como se verá más adelante, la base de la operación de los tipos de reactoresde fisión más importantes.

Dispersión inelástica En el caso de la dispersión inelástica, el núcleo productoo núcleo residual es idéntico al que sufre la colisión, excepto en que se encuentraen estado excitado:

AZX + n −→ A

ZX∗

+ n′.

La energía cinética total final es menor que la energía cinética total inicial,diferenciándose en una cantidad igual a la energía de excitación del núcleo pro-ducido. El núcleo producido en un proceso de dispersión inelástica normalmenteemite uno o más rayos γ para alcanzar su estado fundamental: A

ZX∗ −→ A

ZX+γ.En la mayoría de los casos, los rayos γ se emiten en un intervalo extremada-mente corto, menor de 10−10 segundos, tras la ocurrencia de la interacción dedispersión. En algunos casos, poco frecuentes, el núcleo producto queda en unestado metaestable, por lo que la emisión de rayos γ puede ocurrir ya con unperíodo apreciable.

La dispersión inelástica —que se denota por (n, n′), y su sección eficaz porσ′

n— es una reacción endoenergética. En el rango de energía de interés (< 20MeV) tiene lugar fundamentalmente a través del mecanismo de formación ydesintegración de un núcleo compuesto.

Captura radiactiva En la captura radiactiva, el neutrón es capturado por elnúcleo y, del mismo modo que en el caso anterior, se produce la emisión de unoo más rayos γ:

AZX + n −→ A+1

ZX + γ.

Para las energías de interés, la reacción sigue el mecanismo de formación ydesintegración de un núcleo compuesto:

AZX + n −→ A+1

ZX∗ −→ A+1

ZX + γ.

Esta interacción —que se denota por (n, γ), y su sección eficaz por σγ— esexoenergética, y resulta particularmente interesante en la tecnología de reactoresnucleares por diferentes razones:


– En relación a una población neutrónica, cada reacción (n, γ) que se pro-duce significa la eliminación de un neutrón de la misma. Las reaccionescuya ocurrencia supone una disminución neta en el número de neutronesse denominan reacciones parásitas. Precisamente la reacción (n, γ) es lamás importante de todas ellas, al ser la que puede producirse de formaapreciable en el rango de energías de la población neutrónica de un reactornuclear. Su ocurrencia es uno de los factores importantes a considerar en elestablecimiento de un balance neutrónico que posibilite el funcionamientode las reacciones en cadena.

– Los rayos γ de captura constituyen, generalmente, la fuente de calor domi-nante en los materiales de blindaje utilizados en las distintas instalacionesnucleares.

– En muchos casos, el núcleo producto de la reacción es radiactivo, desinte-grándose, por lo general, emitiendo una partícula β y rayos γ. Estos rayosγ conllevan problemas de blindaje y mantenimiento durante la operacióndel reactor. Este problema es especialmente significativo tras la paradadefinitiva del reactor, durante un intervalo temporal cuya duración puedeextenderse durante varios años.

– Gracias a estas reacciones se puede generar material con excelentes propie-dades para fisionarse partiendo de material con propiedades mucho peores.A las reacciones (n, γ) que propician este hecho se las denomina capturasfértiles. Así, por ejemplo, el 239Pu y el 233U se producen por capturasfértiles a partir del 238U y el 232Th, respectivamente.

La morfología de la sección eficaz σγ de cualquier reacción (n, γ) se carac-teriza por presentar tres regiones diferenciadas. En la región de bajas energías,que comprende el rango térmico, σγ disminuye sistemáticamente al aumentarla energía neutrónica en proporción inversa a la raíz cuadrada de la energía y,por tanto, de forma inversamente proporcional a la velocidad de los neutrones.Se dice que esta es la región 1

v dado que la sección eficaz obedece con bastanteaproximación la ley 1

v . Posteriormente, aparece la región de resonancias aisla-das. Finalmente, en el rango más energético, las resonancias desaparecen o, másexactamente, quedan indiscernibles. Es el tramo de resonancias no resueltas ode soplamiento de resonancias.

Reacciones con emisión de partículas cargadas El núcleo compuesto formadopor la captura de un neutrón puede algunas veces desintegrarse emitiendo unapartícula cargada. En este caso tendremos como productos un núcleo residual yla partícula cargada emitida.

En muchos casos, las reacciones epc son endoenergéticas. Sin embargo, algu-nas de ellas son exoenergéticas y pueden producirse con neutrones de cualquierenergía.

Como se señaló anteriormente, para que una reacción endoenergética se ve-rifique, el neutrón debe disponer de una energía cinética que, como mínimo, hade ser igual al valor de la energía umbral de la reacción. Si el neutrón incidente


tiene una energía superior al umbral, la probabilidad de ocurrencia de la reac-ción será siempre distinta de cero; ahora bien, en muchas ocasiones sucede que,para valores de energía en torno al umbral e incluso bastante superiores, la pro-babilidad es muy baja, y sólo cuando la energía del neutrón es muy superior alumbral dicha probabilidad es apreciable. En estos casos, hablamos de dos tiposde umbral, el umbral real físico y el umbral aparente o umbral práctico, que esaquel en el que la sección eficaz de la reacción tiene un valor lo suficientementeapreciable como para ya no poder ser ignorado en las aplicaciones prácticas.

Algunas de las razones por las que las reacciones epc son de interés eningeniería nuclear son las siguientes:

– La mayoría de estas reacciones dan lugar a nucleidos radiactivos, con laconsiguiente problemática asociada, lo que acarrea la necesidad de utilizarblindajes en el circuito primario de refrigeración de los reactores de fisiónde agua a presión.

– Las reacciones epc 10B(n, α)7Li y 6Li(n, α)3H tienen secciones eficacesmuy altas a bajas energías y se pueden emplear en la detección de neu-trones de poca energía y como medio de blindaje frente a ellos.

– La reacción epc 6Li(n, α)6H representa la mayor fuente de producción detritio, el combustible necesario para los futuros reactores de fusión nuclear.

– La reacción epc 14N(n, p)14C produce el radionucleido 14C, lo que ocurresiempre que se produce una reacción nuclear en la atmósfera.

– Las reacciones (n, p) y (n, α) introducen hidrógeno y helio respectivamen-te en el material en el que se producen. La presencia de estos gases —especialmente del helio— en el seno de los materiales estructurales de unainstalación puede producir un deterioro muy peligroso en sus propiedadesmecánicas.

Reacciones que producen neutrones Las reacciones del tipo (n, 2n) y (n, 3n)son endoenergéticas, dado que uno o dos neutrones, respectivamente, se extraendel núcleo blanco. De éstas, la reacción (n, 2n) es la más probable en el rango deE < 20 MeV. Aun en este caso, las energías umbral son bastante altas, estandosituados para la mayoría de las reacciones entre 7 y 12 MeV.

Reacciones tipo cascada Se denomina reacción tipo cascada a toda reacciónen la que los productos finales constan, además del núcleo residual, de más deuna partícula masiva —i.e., una partícula con masa en reposo distinta de cero—.Además de las reacciones ya mencionadas, (n, 2n) y (n, 3n), se podrían incluirdentro de esta clase de reacciones (n, np), (n, 2α), (n, nt), etc. Sólo la reacción(n, 2n) es digna de consideración en la tecnología nuclear de las reacciones defisión. Todas ellas son reacciones endoenergéticas.

Fisión El neutrón interactúa con el núcleo y hace que éste se fragmente endos de masas de valor intermedio con respecto a la inicial. Esta reacción es la


principal fuente de energía nuclear para fines prácticos. La notación empleadapara ella es (n, f) y para la sección eficaz, σf .

4.3.2. Clasificación de reacciones y secciones eficaces

Las interacciones de los neutrones con los núcleos se pueden dividir en doscategorías:

– Dispersiones. En ellas, las partículas iniciales y finales son de la mismanaturaleza.

– Absorciones o capturas. Es toda interacción que no es de dispersión, y enla que, por tanto, la naturaleza de las partículas finales es distinta de lade las iniciales.

Es útil clasificar las reacciones en relación sus secciones eficaces, especialmentede cara a los problemas de cambio de composición isotópica de los materialessometidos a irradiación. En este contexto hablamos primeramente de seccióneficaz neutrónica total de un núcleo, σT , que se define como la suma de lassecciones eficaces individuales de todas las interacciones posibles. La seccióneficaz total se puede separa en sección eficaz de dispersión σdis y en sección eficazde remoción del núcleo blanco, σr. σdis engloba la sección eficaz correspondientea la dispersión elástica más la correspondiente a las inelásticas en las que elproducto resultante se desintegra prácticamente de forma inmediata para quedaren un estado de energía interna idéntica a la del núcleo blanco. σr, por su parte,es la suma de las secciones eficaces para todos los procesos en los que el núcleoproducido es, o bien diferente del núcleo blanco en lo que respecta a sus númerosA o Z o bien, si posee igual A y Z, está en un estado de energía interna de períodode semidesintegración significativamente diferente al del núcleo blanco.

4.3.3. Tasas de reacción con un flujo polienergético

Antes de abordar este epígrafe, es necesario definir las siguientes magni-tudes: Φ(E)dE es el flujo de neutrones con energías comprendidas entre E yE + dE; σi(E) es la sección eficaz para la reacción de tipo i inducida por neu-trones con energía cinética E; N , por último, es el número de núcleos blancopor unidad de volumen.

La tasa de reacciones por unidad de volumen se expresa por la ecuación:

R =

∫

dEΦ(E)Nσi(E), (4.3)

donde la integración se extiende sobre el rango de energías neutrónicas de interés.El flujo total es:

Φ =

∫

Φ(E)dE.


La sección eficaz media se define de forma tal que cuando se multiplique por elflujo total dé como resultado la tasa de reacción de la ecuación (4.3), i.e.,

R =

∫

dEΦ(E)Nσi(E) = ΦΣ = ΦNσi,

de donde se deduce que la expresión de definición de la sección eficaz media, σi,es:

σi =

∫dEΦ(E)Nσi(E)

∫Φ(E)dE

. (4.4)

Capítulo 5

Fisión nuclear

La reacción de fisión tiene algunas características sumamente atractivasdesde el punto de vista de su aprovechamiento, especialmente la gran cantidadde energía que se libera en ella. Tan importante como ésta o más es que, en ella,se produce un número de neutrones suficientemente elevado.

Por otra parte, la reacción de fisión también presenta características pocodeseables. Entre ellas, la fundamental es la relativa a que su ocurrencia llevaintrínsecamente asociada la generación de productos de fisión radiactivos conuna actividad muy alta y tiempos de vida significativos.

5.1. Fisión espontánea y fisión inducida

Se denomina reacción de fisión al proceso por el cual un núcleo se escindeen dos fragmentos cuyas masas, en general, no difieren mucho de la mitad de lamasa del núcleo inicial, aunque no tienen por qué se iguales. En el proceso seliberan también otras partículas —como neutrones y fotones γ— y, además, elproceso se caracteriza por ser muy exoenergético.

Identifiquemos primero los nucleidos para los que la fisión es energéticamen-te posible. En principio, para cualquier nucleido pesado (A > 50), la escisión endos da lugar a una operación más estable y constituye, por tanto, un procesoenergéticamente permitido. Se abre así la posibilidad de un proceso de fisiónespontánea que sin embargo, aunque ocurre en la naturaleza, es bastante másinfrecuente de lo que podría pensarse. De hecho, el proceso de fisión espontáneanunca se ha observado para nucleidos más ligeros que el 230Th, cuyo período esextremadamente largo. El período decrece rápidamente a medida que aumenteel número atómico, hasta que para el elemento 102 es solamente del orden desegundos. Para los isótopos del torio, el uranio y el plutonio que se manejanen las instalaciones nucleares, el período para la fisión espontánea es, en todosellos, mayor que 1010 años.

Como ya se ha mencionado anteriormente, para conocer el carácter espon-táneo o no de una reacción y, de ser espontánea, la velocidad a la que se verifica,

50 5.2. Nucleidos fisionables por neutrones

es necesario tener en cuenta la existencia de barreras de activación. Al verifi-carse un cambio —sea químico o nuclear— es necesario destruir unos enlacespara formar otros y, aunque los nuevos cuerpos sean más estables, primero hayque comunicar la energía necesaria para inestabilizar suficientemente los enlacesexistentes. Así, en el caso de la reacción de fisión, se requiere comunicar energíapara deformar el núcleo hasta un punto en el que el sistema pueda empezar aescindirse en dos. A esta energía se la denomina indistintamente energía críticade fisión, Ecr o energía de activación Ea.

Ea es la energía mínima que hay que comunicar a un núcleo para quese fisione de forma inmediata. La realidad es que si al núcleo se le comunicauna energía inferior a Ea existe siempre una cierta probabilidad de atravesarla barrera de potencial (el denominado efecto túnel) y, por tanto, de que seproduzca la fisión. No obstante, bajo estas condiciones la probabilidad de quese produzca la fisión es muy baja, o, en otras palabras, el período del núcleoinestabilizado para desintegración por fisión es muy grande y tanto mayor cuantomenor sea la energía comunicada en relación a la energía crítica necesaria parala fisión inmediata.

Cualquier método por el que se introduzca en el núcleo una energía Ea osuperior causa su fisión inmediata, y de él se dice que es un método capaz deprovocar la fisión inducida del núcleo. El más importante de todos es la absor-ción neutrónica, dando lugar al proceso que convencionalmente denominamosfisión inducida por neutrones. Cuando un neutrón es absorbido se forma un nú-cleo compuesto inestable en un estado excitado con una energía de excitación,Eex, igual a la energía cinética del neutrón incidente, EC , más la energía de se-paración del neutrón en el núcleo compuesto, Sn. Para que el núcleo compuestoformado artificialmente por la absorción de un neutrón se pueda fisionar es nece-sario y suficiente que posea una energía en exceso sobre su estado fundamentalsuperior a Ea, i.e., que si Eex > Ea, la fisión tiene lugar de forma espontánea.

En ingeniería nuclear se emplea el término nucleido fisionable para designara los núcleos que, si se bombardean con neutrones de energía menor que 18 MeV,pueden fisionarse de forma apreciable.

5.2. Nucleidos fisionables por neutrones

Cuando la energía de separación es ya por sí misma mayor que la energíacrítica para la fisión del núcleo compuesto, entonces la fisión puede ocurrir conneutrones carentes de energía cinética. Así ocurre, por ejemplo, con el 236U,formado tras la absorción de un neutrón por el núcleo de 235U. A diferencia deeste caso, existen otros nucleidos pesados para los que la energía de ligaduradel neutrón no es suficiente para comunicar al núcleo compuesto una energía deexcitación igual o superior a la energía crítica.

Los núcleos tales como el 235U, que pueden fisionarse con neutrones decualquier energía, reciben el nombre de nucleidos fisibles. A este subconjuntode los nucleidos fisionables pertenecen también, entre otros, el 233U, el 239Pu yel 241Pu. La otra clase de nucleidos fisionables estaría constituida por aquellos

5. Fisión nuclear 51

que, al igual que el 238U, requieren que el neutrón posea una determinada ener-gía cinética para que se produzca su fisión. A estos nucleidos se les denominafisionables pero no fisibles. Dentro de esta categoría cabe mencionar, aparte del238U, al 232Th. Si el núcleo blanco tiene los números A y Z de distinta paridad,será fisible por regla general, mientras que si A y Z tienen igual paridad, elnúcleo será fisionable pero no fisible.

5.3. Secciones eficaces de fisión inducida por neu-

trones

La morfología de la sección eficaz en función de la velocidad del neutrónincidente es, a nivel cualitativo, relativamente similar a la de captura radiactiva,pudiéndose observar en ambas las ya comentadas tres regiones energéticamentediferenciadas. La fisión presenta generalmente valores de la sección eficaz ma-yores que la captura, sobre todo en el rango térmico, región en la que σf tieneuna forma muy próxima a 1

v . Subsiguientemente a la región 1v aparece la región

de resonancias resueltas; y finalmente, en la región de más energía, éstas ya de-saparecen o, hablando más propiamente, quedan indiscernibles. En esta regiónla variación de σf es suave. Los valores de las secciones eficaces en la regiónde alta energía son modestos (aproximadamente un barnio), especialmente si secomparan con los grandes valores de σf en la región 1

v , superiores a aquellos enmás de dos órdenes de magnitud.

Dado que el proceso de fisión, para todos los elementos con aproximadamen-te A > 90, es un proceso exoenergético, estrictamente no hay ninguna energíaneutrónica por debajo de la cual no se pueda inducir la fisión en un elementopesado, i.e., no existiría energía umbral. Ahora bien, cuando esta energía no essuficiente como para producir una energía de excitación del núcleo compuestosuperior a Ea, la probabilidad de ocurrencia de la fisión es muy baja, y por lotanto lo mismo ocurre para su σf correspondiente. Por lo tanto, en estos ca-sos, en lugar de verdaderos umbrales teóricos, existen umbrales prácticos, que enconsecuencia admiten una definición arbitraria; aquí admitiremos que el umbralpráctico es aquel valor de la energía por debajo del cual la sección eficaz defisión es menor de 0,1 barnios.

En definitiva, siempre que la energía de separación del neutrón Sn sea su-perior a Ea, diremos que el núcleo blanco no tiene umbral. Por el contrario,cuando Ea > Sn, hay un umbral práctico.

Otro aspecto importante es el de la competencia entre reacciones. Los neu-trones que interactúan con los núcleos pueden haber sufrido distintos procesos:dispersión elástica o inelástica, ser absorbidos por captura radiactiva, etc. Noobstante, con los nucleidos fisibles a bajas energías neutrónicas sólo son posiblestres tipos de interacciones: dispersión elástica, captura radiactiva y fisión. El va-lor de σd es mucho menor que σγ y que σf ; en consecuencia, captura radiactivay fisión son, con mucho, los procesos más probables cuando los neutrones poseenenergía bajas. El cociente entre las secciones eficaces de estos dos procesos sedenomina razón captura a fisión y se indica por α.

52 5.4. Productos emitidos durante la fisión

5.4. Productos emitidos durante las distintas fa-

ses del proceso de fisión inducida por neu-

trones

En la fisión inducida por neutrones se pueden distinguir una secuencia dediferentes sucesos. Sea un núcleo A

ZX bombardeado por un neutrón. El comien-zo de la secuencia tiene lugar cuando el neutrón es absorbido por el núcleo yse forma un núcleo compuesto excitado A+1

ZX, el cual, de forma inmediata, seescinde en dos fragmentos. Estos fragmentos nacen fortísimamente excitados,siendo extraordinariamente inestables. Su energía de excitación se irá liberan-do en etapas sucesivas. En la primera, que transcurre desde el propio instantede la fisión hasta aproximadamente 10−14 segundos después de la misma, estosfragmentos de fisión tan excitados emiten neutrones y rayos γ. Son los denomi-nados neutrones y rayos γ inmediatos. Los núcleos resultantes al final de estaetapa son, en general, muy radiactivos, encontrándose sin embargo ya en estadofundamental o en estados isoméricos. Estos nucleidos reciben diferentes denomi-naciones: precursores, fragmentos o productos primarios de fisión o fragmentosdirectos de fisión. Se trata de nucleidos aún inestables, debido a que poseenuna relación N

Z superior a la correspondiente a su estabilidad. En su búsquedapor la estabilidad, estos nucleidos se constituyen en padres de cadenas o seriesradiactivas, cada una de las cuales se caracteriza por la emisión de sucesivaspartículas β negativas, que vienen normalmente acompañadas de la emisión derayos γ. Los productos de estas cadenas reciben el nombre de productos de fi-sión secundarios. Unos pocos de éstos se desintegran por emisión espontánea deneutrones. Estos neutrones se denominan neutrones retardados o diferidos.

5.4.1. Productos de fisión

La rotura del núcleo compuesto formado puede tener lugar de maneras muyvariadas, cada una de ellas con una determinada probabilidad. Por ejemplo, lafisión del 235U con un neutrón de 0,025 eV se produce en más de cuarenta formasdiferentes, originándose así más de ochenta productos de fisión primarios, quea su vez se desintegran produciéndose al final más de doscientos productos defisión diferentes.

Es muy importante conocer la cantidad de cada uno de los fragmentos defisión que se produce; en la práctica, este valor se da en tanto por ciento y recibeel nombre de rendimiento de fisión para un nucleido particular. Este parámetrose define, por tanto, como la probabilidad de que se forme un determinadonucleido en la fisión inducida de un nucleido producida por un neutrón con unaenergía particular. Si la fisión es binaria, dado que cada fisión da lugar a dosnucleidos el rendimiento total de fisión es del doscientos por ciento.

Los rendimientos de fisión se han determinado con gran precisión para losmateriales fisionables más importantes. Se suele tomar como eje de abscisaslos números de masa de los distintos productos de fisión primarios del nucleidoblanco, A

ZX y por ordenadas el porcentaje en que ocurre el modo de fisión de-


terminado que los produce. Se obtiene así una serie de puntos, los cuales, muyaproximadamente, están situados sobre una curva continua que, en general, pre-senta dos picos distintos, correspondientes a la emisión del fragmento ligero ypesado. Para las ordenadas se emplea escala logarítmica, dado que los porcenta-jes con los que se producen los diferentes modos de fisión varían enormemente.Una característica fundamental de los productos de fisión (sean primarios osecundarios) es que, en su mayoría, son radiactivos.

5.4.2. Neutrones de fisión: inmediatos y diferidos

La mayoría de los neutrones liberados en la fisión se emiten en el propioinstante de la misma. El número de neutrones que aparece en una fisión, simbo-lizado por ν, depende del nucleido blanco que haya experimentado la reaccióny de la velocidad del neutrón incidente. Si se representa la variación del númeromedio de neutrones por fisión ν en función de la energía cinética del neutrónincidente, se obtendría una función moderadamente creciente. Los valores de νpara fisiones inducidas por neutrones de 0,0253 eV son de 2,43 para el 235U, de2,87 para el 239Pu y de 2,48 para el 233U.

En la descripción y valoración de la calidad de los posibles tipos de com-bustibles de un reactor nuclear, se utiliza el denominado parámetro η. Esteparámetro es igual al número de neutrones liberados (debido a fisión) por ca-da neutrón que absorbe un núcleo fisionable. Dado que la captura radiactivacompite con la fisión, η es siempre menor que ν. En concreto, se tiene:

η = νσf

σa= ν

σf

σγ + σf.

En términos del parámetro α, se tiene que η = ν1+α . Para una mezcla de nuclei-

dos fisionables y no fisionables, η se define como el número medio de neutronesemitido por neutrón absorbido en la mezcla: η = 1

Σa=

∑

i viΣfi .

Los neutrones inmediatos de fisión se emiten con un espectro de energíacinética continua, en un rango energético de 0,1 MeV a 10 MeV, siendo EC = 2MeV. El valor a utilizar como energía representativa de ellos desde un punto devista monoenergético ha de ser tal que mantenga la energía total del conjuntode neutrones emitidos, y esto lo cumple EC . La energía total del conjunto deneutrones emitidos es de 5 MeV.

Aunque el número de neutrones diferidos no llega al uno por ciento del totalde los neutrones liberados en el conjunto total de procesos asociados a la fisión,juegan un papel crucial en la viabilidad del control de los reactores nucleares.Los neutrones diferidos son sólo una pequeña fracción de los neutrones que apa-recen libres en el reactor, no emergiendo directamente de la reacción de fisiónen sí, sino como consecuencia de la desintegración radiactiva tipo emisión deneutrón experimentada por algunos nucleidos producidos en el seno de algunasde las cadenas de desintegraciones subsiguientes a la fisión. Un ejemplo de estoocurre cuando el producto de fisión 87Br se desintegra a 87Kp, el cual se puedeformar en un estado excitado tal que uno de sus neutrones deja de estar ligadoal núcleo, emitiéndose con una energía de aproximadamente 0,3 MeV. Es el 87Br

54 5.5. Energía librada en la fisión: energía útil y energía total

el que, con un período de semidesintegración de 54,5 segundos, induce el retrasoen la aparición del neutrón. A los nucleidos que operan como el 87Br se les de-nomina precursores de neutrones diferidos. Tradicionalmente, los precursores sehan agrupado en seis familias, que tienen como característica distintiva su pe-ríodo de semidesintegración. El parámetro βi se define como la fracción de todoslos neutrones liberados en una fisión que aparecen como neutrones diferidos enel grupo i. Se tiene que βi = νi

ν . Este parámetro resulta de extrema importan-cia en la cinética del reactor nuclear. Las energías medias de los neutrones decada una de las familias de diferidos están en el orden de los 400 keV. Habidacuenta de que estos proceden de semidesintegraciones bien definidas, es lógicoencontrar que el espectro energético de cada una de las familias, a diferencia delos neutrones inmediatos, está muy poco distribuido y se centra en torno a unaenergía cinética determinada.

5.5. Energía librada en la fisión: energía útil y

energía total

Aproximadamente un 0,1 por ciento de la masa reaccionante en la fisión de-saparece como tal masa, convirtiéndose en energía que se manifiesta de diversasformas. A este respecto, es importante hacer dos matizaciones: primero, no todala energía liberada en el proceso se puede aprovechar; segundo, una parte de laenergía asociada al proceso de fisión aparece en el instante de la fisión propia-mente dicho, mientras que otra se produce con un cierto retardo con respecto aaquella.

En el caso del 235U, su reacción de fisión libera unos 205 MeV de energía.El 85 por ciento de la energía liberada en la fisión aparece como energía cinéticade los fragmentos de fisión. Estos fragmentos se detienen tras haber recorridounos 10−3 centímetros desde el lugar de la fisión, lo que sucede después de untiempo del orden de 10−11 segundos tras la fisión, intervalo durante el cual cedentoda su energía cinética al medio, convirtiéndose finalmente en energía calorífica.Aproximadamente un siete por ciento de la energía de fisión no se produce en elinstante de la fisión, sino que se va manifestando en las sucesivas desintegracionesde las cadenas radiactivas a lo largo de un intervalo de tiempo marcado por losperíodos de semidesintegración de los miembros de dichas cadenas. La energíaproducida por desintegración está compuesta de unos 8 MeV de energía cinéticade las partículas β, 7 MeV de energía de rayos γ y 12 MeV de energía cinéticade neutrinos. Los neutrinos que acompañan a la desintegración β tienen unacapacidad de interacción con la materia prácticamente nula, por lo que la energíacinética de estas partículas escapa completamente a cualquier sistema nuclearque se diseñe. La energía β y γ de desintegración, que representa uno 15 MeV, esenergía recuperable que se deposita en el reactor. Esta deposición se realiza demanera diferida respecto al momento en que ocurrió la fisión. Esta energía asídepositada se denomina energía residual de modo convencional, aunque lo máspropio sería denominarla energía radiactiva. La energía cinética de los neutronesemitidos, 5 MeV, así como la energía cinética de la radiación γ inmediata, 7 MeV,también se deposita en el reactor. Tendríamos entonces un valor para la energía


total emitida de 207 MeV, de la cual 195 MeV son aprovechables.

Dado que la mayor parte de los neutrones de fisión permanecen durante suvida dentro del reactor, éstos finalmente son capturados por los núcleos en elsistema. Los reactores se diseñan de forma que uno de los ν neutrones emitidospor fisión sea absorbido por un núcleo fisionable para producir fisión. Por lotanto, el resto (ν − 1) deben ser absorbidos por una reacción distinta a la fisión.Esta reacción de absorción es, en la mayoría de los casos, del tipo capturaradiactiva, la cual da lugar a uno o más rayos γ, cuya energía dependerá delmaterial que sufra la reacción. De modo aproximado, se puede decir que lascapturas contribuyen a aumentar la energía depositada en 5 MeV por cadafisión, lo que en total da una energía depositada por fisión de alrededor de 200MeV. Para un reactor con una potencia térmica, de P megavatios, se tiene unatasa de fisiones de 2,70 ·1021 ·P fisiones por día. La tasa de quemado, en gramosde material fisionado por día, se obtiene dividiendo por el número de Avogadroy multiplicando por el peso atómico gramo del nucleido que se fisione, 235,0 enel caso del 235U. Así se obtiene que, para este combustible, la tasa de quemadoes de 1,05P gramos por día.

Recuérdese, no obstante, que los nucleidos fisionables se consumen tantopor fisión como por captura radiactiva. Dado que la tasa total de absorciónes σa

σf= 1 + α veces la tasa de fisión, se deduce que el 235U se consume a una

velocidad de 1,05(1+α)P gramos por día, aproximadamente igual a 1,23 gramospor día y megavatio de potencia si las fisiones se inducen fundamentalmente porneutrones térmicos.

Como ya se comentó, del orden del siete por ciento de la potencia no desa-parece al anularse el flujo neutrónico que induce las fisiones, sino que permanececomo residuo correspondiente a las desintegraciones. Esta potencia irá decayen-do con el tiempo a medida que se vaya atenuando la actividad de los productosde fisión, i.e., el número de sus desintegraciones. El no disponer de los mediosde refrigeración adecuados para extraer este calor que se deposita a causa de lasdesintegraciones cuando el reactor se encuentra parado conduciría a situacionesabsolutamente inaceptables del reactor. Por lo tanto, el cálculo de la potenciaresidual o radiactiva es uno de los puntos obligados en el diseño de varios de loscomponentes del reactor nuclear.

Capítulo 6

El reactor nuclear de fisión

6.1. El ciclo neutrónico

Los neutrones nacidos de la fisión quedan expuestos a las reacciones conel medio circundante, y éstas se concretarán en una u otra clase de reaccionesen función de las secciones eficaces macroscópicas de los diversos materialesque constituyen el reactor. En un reactor comercial, no habrá, en general, unamezcla homogénea de todos los nucleidos componentes del reactor, sino queexistirán multitud de zonas distintas de composición diferente, por los que lasprobabilidades de reacción serán también distintas.

El origen de la vida de un neutrón es la fisión que lo ha generado, y su final —a efectos prácticos de la economía neutrónica del reactor— será bien su absorciónpor un nucleido del sistema, bien su fuga: en ambos casos se habrá perdidoun neutrón libre de la población neutrónica del reactor. Entre estos dos hitos,el intervalo que transcurre es muy corto medido en términos convencionales,aunque sea muy largo medido en términos intrínsecamente nucleares.

Cabe considerar el concepto de generación neutrónica como el conjunto deneutrones que se han producido por fisiones acaecidas prácticamente al mismotiempo y que, a su vez, originarán a través de nuevas fisiones los neutrones de lageneración siguiente. En todo caso, este concepto generacional no es realmenteútil para ahondar en el estudio de la neutrónica de un reactor, por las limitacio-nes intrínsecas que conlleva; especialmente, por el hecho de que las generacionesneutrónicas se superponen temporalmente unas con otras. Por otra parte, existeel problema de los neutrones diferidos, que implica una problemática particu-lar a la que se prestará atención más adelante. Sin embargo, y a pesar de suslimitaciones, el concepto generacional servirá para establecer lo que podríamosdenominar el primer balance neutrónico de un reactor, aun cuando posterior-mente éste deba perfeccionarse mediante el uso de las ecuaciones pertinentes.

Los neutrones nacidos de la fisión deberán estar sometidos en un reactortérmico a una sucesión de procesos nucleares gracias a los cuales el reactorautomantenga la reacción en cadena. No todos los neutrones seguirán determi-nísticamente el ciclo neutrónico que caracteriza globalmente al reactor, sino queéste es representativo de la mayoría de los neutrones o, por así decirlo, de suconducta media. Los reactores térmicos se construyen de tal forma que la mayo-

58 6.2. Criticidad

ría de los neutrones nacidos de fisión, con energías del orden de 2 MeV, pierdanprácticamente la totalidad de su energía, convirtiéndose en neutrones térmicos—en equilibrio con el medio circundante— en el proceso de moderación.

El neutrón, una vez alcanzado el menor nivel de energía, que corresponde alrango térmico, se difundirá a lo largo del reactor hasta experimentar una reac-ción de absorción o fugarse del mismo. Ahora bien, se establece un ciclo porqueparte de las absorciones serán necesariamente fisiones, y éstas proporcionaránnuevos neutrones libres que puedan comenzar de nuevo el ciclo. Así pues, el ci-clo neutrónico tiene fundamentalmente dos partes en los reactores térmicos : unaorientada fundamentalmente a hacer perder energía cinética los neutrones librespara llevarlos a la zona térmica (moderación); otra correspondiente al procesode difusión de dichos neutrones térmicos en el seno del reactor, interactuandofundamentalmente a través de reacciones elásticas, ganando o perdiendo muypequeñas cantidades de energía en cada choque, hasta que, a la postre, ocurracualquiera de los sucesos finales ya antedichos.

Durante el período en el cual los neutrones tienen aún una energía muyrápida, superior a 1 MeV, existe la posibilidad no desdeñable de que provoquenfisión en el 238U, que es el nucleido combustible más abundante. En lo queresta del período de moderación, lo más significativo son las resonancias quepresentan todos los nucleidos intermedios y pesados, en especial el 238U. Estenucleido posee unas características muy peculiares entre los 4 eV y los 4,5 keV yprácticamente captura cualquier neutrón que atraviese la zona de combustiblecon una energía que esté dentro de una resonancia. Las capturas del 238U soncapturas fértiles, pues producen 239Pu. Hay que enfatizar, por último, que losneutrones térmicos aparecen como tales en el seno del moderador, que es elmaterial que, en definitiva, los lleva hasta su estado de mínima energía.

6.2. Criticidad

Es especialmente importante mantener el mismo número de neutrones endos generaciones sucesivas, de tal manera que la población neutrónica se man-tenga estacionaria y, consecuentemente, se mantenga también estacionaria lapotencia, salvo por el consumo de combustible que irá sufriendo el reactor, locual se aprecia solamente en períodos de tiempo muy superiores a los típicos delciclo neutrónico.

Cuando un reactor está conformado de tal manera que se cumple este prin-cipio de mantenimiento de la población neutrónica, se dice que funciona enrégimen estacionario y más específicamente se dice que el reactor está en estadocrítico. El concepto de criticidad y masa crítica o tamaño crítico van asociadosdirectamente a este estado crítico en el que la reacción en cadena se automan-tiene, sin variación temporal de la población neutrónica.

El parámetro η del 235U correspondiente al rango térmico es de 2,05, valorque se obtiene multiplicando el número medio de neutrones por fisión —que sepuede redondear en 2,5— por la tasa o número de fisiones térmicas divididopor el número total de absorciones neutrónicas térmicas. El parámetro total η

6. El reactor nuclear de fisión 59

del combustible, incluyendo las capturas del 238U, es igual al número total deneutrones producido por fisiones térmicas dividido por la suma total de captu-ras más fisiones térmicas habidas en el combustible. Su valor para el 235U es deaproximadamente 1,68. Este parámetro, η térmico, es el que caracteriza funda-mentalmente la capacidad multiplicativa neutrónica del combustible. Existe laposibilidad (reducida) de inducir fisiones rápidas, que en este caso son el 2,5 %de la multiplicación neutrónica. A esto se le denomina efecto de fisión rápida,se caracteriza por ε y se define como el número total de neutrones producidospor fisión dividido por el número total de neutrones producidos por fisionestérmicas. En el caso del 235U, posee un valor de aproximadamente 1,05.

En cuanto a la fase moderación, en ella el proceso fundamental de desapari-ción de neutrones es la captura en las resonancias, fundamentalmente del 238U,por lo que se puede definir un parámetro (p) denominado probabilidad de escapea las resonancias. En este caso, el factor p sería igual a 80

99 = 0,81. Así pues, un81 % de los neutrones logran superar con éxito la moderación sin caer captura-dos en las resonancias de los diversos nucleidos, fundamentalmente del 238U. Elfactor p, que marca una probabilidad, tiene como límite teórico la unidad.

También es un factor menor que la unidad el que caracteriza la termali-zación o difusión térmica neutrónica, en la que el éxito se ha de medir por laprobabilidad de que los neutrones térmicos se absorban en el combustible, su-poniendo que no existen fugas. Este factor, f , se denomina factor de utilizacióntérmica. En el caso del 235U, su valor es aproximadamente de 0,734.

En las caracterizaciones anteriores se ha omitido el tratamiento de la fuga,por lo cual podría decirse que los parámetros que caracterizan el ciclo neutrónico—η, ε, p y f— son representativos de un reactor de tamaño infinito, en elque no existirían fugas. Esta es efectivamente la expresión que se utiliza paracaracterizarlos, y tiene interés porque a través de estos parámetros se mide lacapacidad intrínseca de una composición material para multiplicar neutrones ;esta es una propiedad de extraordinaria importancia, que conviene aislar delproblema de las fugas.

En resumen, en el diseño de un reactor es fundamental garantizar la criti-cidad, y ello se logra disponiendo los materiales constituyentes y conformandoun espectro neutrónico que permita un balance cuadrado en el ciclo neutrónico;para cuadrar exactamente este balance, es necesario disponer de un material decontrol que absorba el exceso neutrónico que haya en cada momento. Este ex-ceso variará lentamente a lo largo del tiempo, según se consuma el combustibley se acumulen los productos de fisión, y también puede variar rápidamente, porejemplo, como consecuencia de cambios en la temperatura del reactor. Por logeneral, la herramienta empleada como material de control será el 10B, aunquetambién se emplean aleaciones de plata, cadmio e indio, barras dopadas conhafnio o gadolinio, etc.

El concepto de criticidad sólo depende de la composición del reactor y desu geometría (forma y tamaño). Precisamente, lo que se efectúa al introducir oextraer las barras de control es modificar la composición del reactor. En princi-pio, un reactor puede estar en estado crítico a cualquier nivel de potencia; i.e.,la criticidad no depende del nivel de población neutrónica.

60 6.3. Factor de multiplicación en un medio infinito

6.3. Factor de multiplicación en un medio infinito

Para medir la evolución de la población neutrónica en un reactor de ta-maño infinito se puede utilizar el concepto de factor de multiplicación de unmedio infinito, k∞, definiendo este parámetro como el cociente entre el númerode neutrones de una generación y el número de neutrones de la generación an-terior. Este parámetro, no obstante, puede expresarse también en términos demagnitudes más representativas de la población neutrónica, como las tasas dereacciones. El numerador del cociente es el número de neutrones producidos porfisión como consecuencia de las absorciones que han sufrido los neutrones dela generación anterior. Dado que todos los neutrones de esta última generaciónanterior han de morir por absorciones, el cociente anterior puede expresarse, conmás rigor, como k∞ =

νΣf ΦΣaΦ .

Para que haya multiplicación neutrónica es necesario que los neutrones quese absorban en el combustible produzcan un cierto número de nuevos neutroneslibres a través del proceso de fisión, proceso que se valora mediante el parámetroη. Ahora bien, es preciso tener en cuenta que sólo una fracción de neutrones seabsorbía en el combustible respecto de todos los neutrones térmicos disponiblesen el reactor; esta fracción venía dada precisamente por el factor de utilizacióntérmica, f . Para producir neutrones térmicos, por otra parte, hace falta previa-mente haber moderado los neutrones que nacieron al principio de la generaciónque se está contabilizando; esto se valora a través de la probabilidad de escape alas resonancias. Por último, es preciso tener en cuenta la probabilidad —aunquesea pequeña— de que se produzcan fisiones rápidas que contribuyan a la multi-plicación neutrónica; este proceso se valora mediante ε, factor de fisión rápida,que posee un valor sólo un dos o un tres por ciento por encima de la unidad.Así, resulta:

k∞ = ηfpε,

expresión en la que η puede calcularse, con suficiente aproximación, simplementegracias a las tablas de secciones eficaces; el cálculo de f y p resulta mucho máscomplicado, debido a que dependen de la configuración heterogénea en la quese encuentren el moderador y el combustible, y algo similar puede decirse de ε.

6.4. Factor de multiplicación efectivo

En un reactor comercial, las fugas neutrónicas serán casi despreciables, por-que se han de minimizar atendiendo a dos razones: por un lado, la economíaneutrónica del reactor se resentiría si las fugas fueran significativas; por otro,una tasa de fugas considerables implicaría unos niveles de radiación neutrónicaalrededor del reactor intolerables.

Si se denomina P a la probabilidad de no fuga neutrónica del reactor, sepodría definir el factor de multiplicación efectiva k de un reactor finito comoel producto del factor de multiplicación infinita correspondiente a su materialmultiplicado por dicha probabilidad de no fuga, i.e., k = k∞P . La probabilidadde no fuga puede factorizarse en dos términos, siguiendo la pauta del ciclo


neutrónico. Si se denomina probabilidad de no fuga rápida a X y probabilidadde no fuga térmica a Y , se podría decir que por cada neutrón rápido nacido,otros X neutrones realizan el proceso de moderación dentro del reactor, i.e., sinfugarse de él, aun cuando algunos de ellos sean capturados en las resonancias, locual se evalúa con su parámetro correspondiente, p. De los que han llegado a sertérmicos, una fracción Y será absorbida en el reactor; dicha fracción, representa,para dichos neutrones, la probabilidad de no fuga térmica. Análogamente, podríaescribirse la ecuación para X en función de las tasas de moderación y de capturaen resonancias más la tasa de fuga rápida.

Globalizando todo el ciclo neutrónico y teniendo en cuenta que la tasade moderación de neutrones lleva posteriormente bien a la fuga de neutronestérmicos o bien a su absorción en el reactor, la probabilidad de no fuga total,obviamente, es el cociente entre la tasa total de absorciones y la suma de éstasmás las fugas.

6.5. Evolución temporal de la población neutró-

nica

Realicemos una primera estimación de cómo se desenvuelve en el tiempola población neutrónica de un reactor dado. Supondremos que los neutronesaparecen en generaciones sucesivas y que entre dos consecutivas transcurre eltiempo que tarda un neutrón en morir desde que nace por un proceso de fisión.Esta vida del neutrón libre se designará por ` (de lifetime). Así, considerandoque N es el número total de neutrones existente en el reactor y que t es lavariable temporal, y eligiendo como punto inicial en el tiempo una generacióncualquiera a partir de la cual se cuenta la evolución, puede escribirse:

N(t0 + `) = N(t0) · k,∆N

∆t=

kN − N

`, (6.1)

en la que se ha expresado la variación de la población neutrónica según unaecuación en diferencias finitas, de tipo generacional sucesiva. En la realidad, sinembargo, las generaciones están muy mezcladas en el tiempo, pero esto puederepresentarse por el límite diferencial de la expresión anterior, que transformalas ecuaciones (6.1) en una ecuación diferencial de variables continuas:

dN

dt=

k − 1

`N N(t) = N(0) exp

(k − 1

`

)

t, (6.2)

que se han integrado de forma inmediata admitiendo que el factor de multiplica-ción efectiva es constante en el tiempo, lo cual es válido en primera aproximación.

La conclusión más importante de la ecuación anterior es que representa unaevolución del reactor muy distinta en función del valor de k. Así, se puedendistinguir claramente tres regímenes :

– k = 1, en cuyo caso la población neutrónica permanece constante. Es elcaso denominado crítico, en el cual el reactor está precisamente en su con-dición exacta de automantenimiento de la reacción en cadena. Este es el

62 6.5. Evolución temporal de la población neutrónica

modo en el que ha de funcionar un reactor en régimen nominal. Implíci-tamente se considera que el reactor lleva crítico desde tiempo infinito o,a efectos prácticos, que ha olvidado ya sus condiciones iniciales, lo cualsucede habitualmente en unos pocos segundos. Durante ese período inicialtransitorio, el reactor será crítico, pero aún no habrá alcanzado el régimenestacionario.

– k < 1, lo que significa que la población neutrónica del reactor decreceexponencialmente con el tiempo. A este régimen se le denomina subcríticoy, de alcanzarse, la potencia del reactor se anularía en unos pocos segundos,o incluso en fracciones de segundo.

– k > 1, lo que correspondería al régimen denominado supercrítico, en elque la población neutrónica del reactor aumentaría exponencialmente; lapotencia del reactor alcanzaría un valor exorbitadamente alto y no podríaser extraída por el refrigerante del mismo. El régimen supercrítico sóloes tolerable en un reactor durante fracciones de tiempo muy cortas y,realmente, en condiciones de supercriticidad no muy separadas del estadocrítico.

La ecuación (6.2) puede escribirse de la forma:

N(t) = N(0)etT , donde T =

`

k − 1,

en la cual la variable T se denomina período del reactor. El período es infinitopara el caso crítico y negativo para el caso subcrítico, pero realmente en dichosregímenes esta magnitud tiene poca relevancia. Su utilización real radica en elcaso supercrítico, en el cual el tiempo T marca el intervalo que ha de transcurrirpara que la potencia del reactor se multiplique por e. En un reactor comercialno se toleran estados supercríticos con valores muy bajos de T . Si éste cae pordebajo de 10 segundos, las barras de control entran en el reactor y se anula lareacción en cadena.

Por reactividad se entiende la capacidad del reactor de multiplicar la pobla-ción neutrónica; numéricamente se define como k−1

k . La reactividad es positivapara los estados supercríticos.

Hay que recordar que no todos los neutrones producidos en las fisionesson inmediatos, sino que algunos viven en estado fetal (dentro de los núcleos)durante un tiempo considerablemente largo hasta que emergen como netroneslibres. En este sentido, el cómputo de duración de una generación neutrónicao intervalo entre dos generaciones de fisiones sucesivas se tendría que hacer deacuerdo con la ecuación:

¯= (1 − β)` + β(τ + `),

en la que se ha ponderado el número de neutrones inmediatos, 1−β, y el númerode neutrones diferidos, cuya fracción es β, por sus duraciones correspondientes.

Aunque en los neutrones diferidos se pueden identificar varias familias —típicamente seis—, en este caso se han congregado todas en una sola caracte-rizada por una constante de desintegración media λ, cuyo inverso es el tiempo


medio de decaimiento τ , que viene a ser del orden de los 13 segundos. A par-tir de la expresión anterior y de los datos expuestos se aprecia que el términodebido a los neutrones inmediatos es despreciable frente al sumando debido alos neutrones diferidos, que es aproximadamente 0,09 segundos en el caso másusual de emplear 235U como combustible, al que corresponde una β de 0,0065.Así pues, el tiempo efectivo de una generación parece estar dominado por losneutrones diferidos y resulta notablemente superior al que se había utilizadoantes, que correspondía exclusivamente a la vida media de los neutrones libres.Este nuevo tiempo es casi cien veces superior al de dicha vida media en losreactores de grafito-gas y de diez mil veces superior en el caso de los reactoresde agua ligera.

Esto implica que las reactividades máximas que se pueden permitir parano traspasar el límite de período mínimo de 10 segundos se modifican sustan-cialmente. La cota de la constante de multiplicación efectiva será prácticamenteindependiente del tipo de reactor y sólo dependerá del combustible utilizado,puesto que éste es el que caracteriza a β y a λ. En el caso del 235U, la k máximapermitida es de 1,009.

Para mejorar la teoría expuesta, definiremos una k referida sólo a la pro-ducción de neutrones inmediatos, que llamaremos kp (de prompt neutrons):

kp =(1 − β)νΣf Φ

ΣaΦP = (1 − β)k.

Tanto las absorciones como la probabilidad de no fuga afectan a todos los neu-trones libres, pero en el numerador sólo se cuentan los inmediatos producidos,dado que los diferidos aparecerán, por término medio, unos 13 segundos des-pués. En una primera aproximación, podríamos decir que la evolución a muycorto plazo estaría dominada por los inmediatos, y seguiría pues una ley:

N(t) = N(0) exp

(kp − 1

`t

)

.

Si kp > 1, la evolución temporal inmediata sería ya una exponencial creciente,y ` sería sólo la vida media de los neutrones libres, no la ¯ calculada anterior-mente. A esta situación se la denomina supercriticidad pronta, y de alcanzarsetendría efectos muy dañinos. Por ejemplo, si en un reactor pwr1 de ` = 10−5

segundos se alcanza una kp = 1,001, se tendría que Tp = 0,01 segundos; esdecir, en una centésima de segundo su potencia se habría multiplicado por e, yen un segundo habría alcanzado e100 ≈ 1030 veces el valor inicial. Estas cifrasponen en evidencia la rapidísima respuesta de un reactor supercrítico pronto.Existen, no obstante, ciertos mecanismos —que se analizarán posteriormente—que harían disminuir kp a medida que aumenta la temperatura. Aun así, la pen-diente de subida es tan fuerte que los procesos termodinámicos subsiguientesserán altamente irreversibles y podrán dañar tanto al combustible como a lasvainas, pudiendo asimismo expulsar al refrigerante del reactor por sobrepresiónde ondas de choque.

En definitiva, el parámetro k no debe nunca superar el valor 11−β . Como

β � 1, dicho valor es igual a 1+β. Así pues, el valor máximo de supercriticidad1La nomenclatura de reactores utilizada habitualmente es la siguiente: pwr significa Pres-

surized Water Reactor ; bwr, Boiling Water Reactor ; ambos tipos de reactores pertenecen ala clase de los reactores de agua ligera, lwr (Light Water Reactor). Más adelante se trataránde manera más extensa los diferentes tipos de reactores.

64 6.6. Potencia del reactor

o exceso de k sobre 1 que puede permitirse es precisamente β, la fracción deneutrones diferidos.2

En realidad, la cota superior que se especificará en los reactores correspondea supercriticidades del orden de, a lo sumo, el treinta o el cuarenta por cientodel valor de β; de alcanzarse esa cifra, se produciría la inserción de las barrasde apagado en el reactor, con lo que en dos o tres segundos tras la detección deesa violación de seguridad, la potencia neutrónica del reactor sería nula. El nivelde 10 segundos de mínimo período se fija por ser tres o cuatro veces superioral tiempo que se necesita para proceder al apagado neutrónico por la inserciónmecánica de las barras, mucho más lenta que la detección, computación y envíoelectrónico de la orden de parada, que habitualmente se denomina scram.

6.6. Potencia del reactor

El objetivo de una central nuclear es generar energía eléctrica, lo que tienelugar gracias a un ciclo termodinámico en el que la fuente calorífica o fococaliente, directa o indirectamente, es el reactor nuclear.

La temperatura que puede alcanzarse en ese foco caliente está acotada porlas propiedades físico-químicas de los materiales que se utilicen. Las tempera-turas que se alcancen dependerán de la potencia térmica que se genere y delos procesos de extracción de calor que se desarrollen. Estos últimos dependenbásicamente del régimen de refrigeración, y de ahí que en materia de seguridadnuclear sea fundamental mantener la refrigeración suficiente para garantizar lastemperaturas dentro del margen aceptable.

Más de un 95 % de la potencia generada en el reactor se deposita en elcombustible, mientras que alrededor de un 3 % se deposita en el moderador yel resto en los demás materiales —estructuras, absorbentes de control, etc.—.Esto es importante para establecer apropiadamente las ecuaciones de transmi-sión de calor y termohidráulica, pero por lo que a la neutrónica respecta, loque más interesa ahora es señalar la diferencia entre la potencia directamentedependiente de la población neutrónica libre del reactor y la potencia emanadade las desintegraciones radiactivas. La principal característica de estos nucleidosradiactivos es que su potencia no se anula por el hecho de anularse la pobla-ción neutrónica del reactor. La potencia radiactiva permanece, decayendo segúnlas leyes de desintegración nuclear en función de los nucleidos que componenlos productos de fisión (más los actínidos y productos de activación, para serexactos).

6.6.1. Potencia neutrónica

Sabemos que la tasa de fisiones ΣfΦ. En cada fisión se liberan aproxima-damente 205 MeV, de los cuales habría que descontar los neutrinos y la energíacontenida potencialmente en los productos radiactivos, y habría que agregar la

2Recuérdese que β = 0,0022 para el 239Pu y β = 0,0065 para el 235U.


potencia de las capturas neutrónicas, que se producen el mismo tiempo que lasfisiones. Todo ello viene a reducir la cifra anterior a unos 195 MeV por fisión.

No debe entenderse que ΣfΦ es directamente la fuente de calor en cadapunto del reactor, pues ya se comentó que parte de esa energía se depositadistribuidamente, aunque la mayor parte, un 85 %, se deposita muy localmente.En todo caso, si se toma como volumen unitario una porción vertical de unabarra de combustible con su refrigerante y su moderador asociado, el valor ΣfΦserá muy representativo de la densidad de potencia en esa zona. La expresiónexacta de la densidad de potencia generada, en W/cm2, es:

W = a

∫ E0

0

Σf (E)Φ(E)dE,

donde a es un factor de conversión de unidades que, teniendo en cuenta unageneración de potencia inmediata de 195 MeV por fisión, vale a = 3,15 · 10−11

J/fisión.

La densidad de potencia puede escribirse como:

W = a

∫ Eth

0

ΣfΦdE + a

∫ E0

Eth

ΣfΦdE,

expresión en la que la primera integral se refiere al rango térmico (y es la fun-damental) la segunda al resto.

En el rango térmico se puede escribir:

∫ Eth

0

ΣfΦdE = Σf

∫ Eth

0

ΦdE = ΣfΦth,

lo cual explica el carácter de promedio de Σf y el carácter de integral del flujoΦth.

En cuanto a la variable espacial, es obvio que tanto Σf como Φ variarán deun punto a otro. La sección eficaz variará cuando cambie el medio material. Elflujo lo hará de forma continua. Ahora bien, el valor estrictamente puntual dela densidad de potencia tiene poco significado. Es más representativo promediarel resultado sobre un pequeño volumen como el mencionado, con una porciónvertical (de un centímetro aproximadamente) de barrita de combustible más suvaina, refrigerante y moderador asociados.3

La densidad de potencia se expresaría como:

W (r) =a

∫

V

∫

E ΣfΦ(E, ν)dEdV∫

VdV

.

Otro parámetro representativo de la potencia neutrónica es la potencia es-pecífica, referida a la potencia generada por unidad de masa de combustible. Se

3El volumen V al que se extiende la integral no tiene por qué ser siempre de las dimensionesaludidas, sino que a veces hay que aplicarlo a todo un elemento de combustible, e incluso atodo el reactor —lo que proporcionaría la densidad de potencia media de la instalación—.


expresa así:

E(r) =a

∫

V

∫

EΣfΦ(r, E)dEdV

∫

V m(r)dV,

donde m(r) es la densidad de combustible, que sólo será distinta de cero dentrode la barrita de combustible.

6.6.2. Quemado. Consumo de combustible

Las reacciones de absorción producen un cambio en la naturaleza de los nu-cleidos reaccionantes, que es drástico en el caso de la fisión. El término quemadoidentifica más estrictamente la extracción de energía del combustible nuclear.Más exactamente aún, se define el quemado, o el grado de quemado, como la can-tidad total de energía extraída por unidad de masa del combustible inicialmentecargado en el reactor.

El primer efecto del quemado es el consumo de nucleidos fisibles —particu-larmente el 235U inicial— y tiene connotaciones negativas para el mantenimientode la criticidad del reactor a largo plazo, pues se van depauperando sus cuali-dades de multiplicación neutrónica.

El segundo efecto es la generación de nucleidos fisibles a partir de capturasfértiles, y lógicamente éste tiene un efecto positivo. En el caso de los reacto-res reproductores, el inventario total de fisibles aumenta con el tiempo, lo cualpermite mantener la criticidad durante largos períodos de funcionamiento. Aho-ra bien, todos los reactores térmicos basados en 235U son no reproductores, demodo que le inventario de nucleidos fisibles disminuye con el tiempo.

El tercer efecto es la acumulación de productos de fisión, que tienen unarepercusión realmente negativa para la capacidad multiplicadora neutrónica delreactor. El cuarto efecto —que en realidad es el mismo que el anterior, visto des-de otra situación— es la disminución de nucleidos combustibles en su conjunto,incluso en el caso de reactores reproductores. El consumo neto se debe a lasfisiones, pues las capturas no tienen otras consecuencias que cambiar unas espe-cies por otras, apareciendo los transuránidos (actínidos altos) como el 239Pu, el240Pu, 241Pu, 242Pu, americios y curios. A partir de un gramo de material com-bustible se obtiene que la energía generada por la fisión de todos sus núcleoses de aproximadamente 8 · 1010 julios, pero una cifra redondeada más fácil derecordar es la de 24 MWh, i.e., 1 MW día.

Hay que tener en cuenta, en cualquier caso, que solamente un tres porciento del material combustible experimenta fisión. Se trata de un porcentajerealmente bajo —aunque sea comercialmente rentable—, que desciende aún mássi consideramos que para fabricar un kilogramo de uranio enriquecido hacen faltaunos seis kilogramos de uranio natural.

Cuando el combustible llega a estar tan depauperado en su reactividad queno puede mantener la reacción en cadena, el reactor se apagaría motu proprio.Aunque existen técnicas para alargar un poco su funcionamiento, el único re-medio para volver a trabajar nominalmente es descargar el combustible más


quemado y reemplazarlo por otro nuevo. Ahora bien, además de la limitaciónpor reactividad, el quemado alcanzable está limitado también por el máximodeterioro sufrido por las vainas, aunque esta limitación queda muy por enci-ma de la anterior en los lwr. El motivo de esta limitación se debe a que laestructura metálica de la barra experimenta notables cambios por irradiación,tanto por capturas como por dispersiones, que originan núcleos de retroceso,creando vacantes intersticiales en la red cristalina. Ello hace que la vaina pierdaductilidad y que suba la temperatura de transición de comportamiento dúctil afrágil, con el consiguiente riesgo de aparición y propagación de grietas. En defi-nitiva, cuanto mayor sea el grado de quemado a alcanzar, mayores han de ser losrequisitos impuestos al material de las vainas y a sus procesos de fabricación.

6.6.3. Potencia residual

Llamemos t al momento en el que calculamos la potencia del reactor, ai

a la energía liberada promedialmente en cada desintegración y γi al llamadorendimiento de fisión —i.e., el tanto por uno de aparición del nucleido i encada fisión—. La tasa de fisiones en un momento genérico τ vendrá dada porΣfΦ(τ), siendo Σf la sección eficaz media de fisión y Φ el flujo total del reactoren el momento τ . La potencia residual será la suma de las contribuciones detodos los productos de fisión i, que poseerán una vida media cuyo inverso serála constante de desintegración, λi.

De cada producto de fisión, su inventario Mi vendría regido por la ecuación:

dMi(t)

dt= γiΣfΦ(t) − λiMi(t),

cuya integración es:

Mi(t) =

∫ t

0

γiΣfΦ(τ)e−λi(t−τ)dτ ;

de este modo, la potencia residual se expresaría por:

Pr(t) =∑

i

aiλi

∫ t

0

γiΣfΦ(τ)e−λi(t−τ)dτ .

La teoría anterior adolece de una imprecisión fundamental: los productosde fisión primarios no decaen directamente en nucleidos estables, sino que sonorigen de una cadena de varias desintegraciones sucesivas. En dichas desintegra-ciones, además, los períodos varían mucho, de segundos a miles de años, todo locual obligaría a tener que resolver las ecuaciones de evolución para cada isótopo.En la práctica, la potencia residual se calcula por modelos semiempíricos queglobalizan todas las contribuciones.

La radiactividad acumulada en un reactor de potencia que lleve varios me-ses de funcionamiento es de inventario muy elevado, y su desaparición por de-caimiento natural es muy lenta. Especialmente crítico para la seguridad delreactor es el período inmediatamente subsiguiente a la parada del reactor, pues


la abundancia de desintegraciones hace que su potencia térmica asociada seamuy elevada. A efectos de potencia, lo que realmente cuenta es el resultadomacroscópico de esas desintegraciones, que se puede medir como el porcentajeque representa la potencia residual sobre la potencia nominal con que habíatrabajado el reactor. Dado que los productos radiactivos alcanzan casi todos unnivel de saturación durante el funcionamiento, la potencia residual resulta casiindependiente del tiempo que haya funcionado el reactor antes de su apagado.

Para tiempos de enfriamiento superiores a un día, se puede utilizar, enprimera aproximación, una ley empírica de decaimiento potencial —como re-sultado de la adición de las múltiples exponenciales existentes, algunas de ellasinterrelacionadas—. Si llamamos T0 al tiempo de funcionamiento y t al de en-friamiento subsiguiente a la parada, la citada ley da:

Pr

P0= 0,0023(t−0,2 − T−0,2

0 ),

donde los tiempos han de expresarse en días y la validez de la expresión quedarestringida a t < T0 y t > 1 día. En los casos en que se requiera una evaluaciónmuy precisa de la potencia residual se ha de recurrir a un cálculo preciso dela acumulación del inventario radiactivo (familia a familia) y de su posteriordecaimiento, para lo cual existen códigos de computación.

Capítulo 7

Centrales nucleares

7.1. Introducción

Una central nuclear es un tipo de central térmica en la que la obtencióndel vapor para accionar la turbina se produce mediante reacciones nucleares,particularmente la reacción de fisión. La materia prima que se emplea paraalimentar las centrales nucleares es el uranio, pues el ciclo del torio, el otromaterial fisionable abundante en la Tierra, no ha sido comercializado hasta lafecha por carecer de isótopo fisible. Es en el foco calorífico de la central esdonde se dan las características específicas de una central nuclear. El hecho deque exista radiación implica diferencias adicionales, incluso en el aspecto físicoexterno de la central, y por supuesto en todo lo referente a la protección yvigilancia radiológica.

Un parque de alta tensión da salida, como en toda central térmica, a loskilovatios hora generados, que son vertidos a la red general de transporte deelectricidad. Este parque es, en principio, absolutamente convencional en todossus sistemas, aunque merece destacarse por su tamaño, debido a la potencianominal de los reactores nucleares de hoy día.

Los transformadores principales del parque de alta tensión van alimentadosa través de las barras que provienen del o de los alternadores de la central. Enlos primeros diseños de centrales nucleares, en los que la potencia unitaria delos turbogeneradores era inferior a la potencia total del reactor, existían dos omás alternadores por cada reactor. En las centrales actuales, y prácticamente entodas las construidas a partir de 1970, el conjunto turbina-alternador es unitariopor reactor, lo cual ha significado un aumento extraordinario en la potenciaunitaria de las turbinas, que en menos de diez años pasaron de unos 250 MWeléctricos por unidad a más de 1000 MW eléctricos por unidad. Datos típicosde un turbogenerador de una central de 1000 MW eléctricos son: alternadorsíncrono trifásico de 22 kV, con 1220 MVA de potencia total, un factor depotencia de 0,9, refrigeración interna por hidrógeno a 3 atm, con excitatriz poreje, sin escobillas y estator refrigerado por agua. Su velocidad nominal de giro,en Europa, es de 1500 rpm, mientras que en América es de 1800.

La conversión de la energía calorífica a energía mecánica se realiza segúnun esquema tradicional de ciclo de Rankine, aunque el circuito del fluido de

70 7.1. Introducción

trabajo (agua-vapor) va considerablemente más sellado y protegido respecto defugas de lo que es habitual en las centrales térmicas. Si esto es válido en generalpara todo tipo de centrales, mucho más lo es para aquellas —como el reactorbwr— en los cuales el vapor se genera en la propia caldera nuclear.

En la concepción básica del circuito termodinámico se identifican cuatrograndes componentes: el sistema de generación de vapor, la turbina, el conden-sador y las bombas. Al igual que la turbina, el condensador y las bombas hande estar dimensionados para la potencia unitaria de la central, que puede alcan-zar e incluso superar los 3000 MW térmicos. El rendimiento de conversión enlas centrales nucleares es de un 31 o 32 por ciento, menor que en las centralestérmicas convencionales, porque la temperatura del foco calofírico en las cen-trales nucleares no puede alcanzar, por motivos de seguridad, las temperaturasde una caldera de combustión. Esto implica mayor calor evacuado a través delcondensador por unidad de energía eléctrica producida en la central.

Por motivos elementales de seguridad y de elasticidad de respuesta anteposibles desconexiones del equipo eléctrico, las centrales disponen de un by-passde la turbina al condensador y en algunos casos (infrecuentes en nuestro ámbitotecnológico) de condensadores adicionales o aliviadores de carga térmica. Estaposibilidad de desviar el vapor al condensador en el caso de que la turbina quedeinoperante por su desacoplamiento con el alternador —y deje de funcionar, portanto, como sumidero de energía para equilibrar el ciclo termodinámico— per-mite desacoplar hasta cierto punto las condiciones de trabajo del reactor nuclearde las anomalías que puedan ocurrir en la red eléctrica exterior, aunque este de-sacoplamiento no puede ser duradero más allá de un cierto plazo. No obstante,el desacoplamiento ha de ser tal que permita la respuesta segura del reactor y suacondicionamiento en una situación de espera que no conlleve ningún problemade refrigeración.

En las bombas usadas es común la existencia de laberintos y estopadas múl-tiples para evitar la fuga de refrigerante; no sólo por razones de presurización delcircuito, que son elementalmente importantes, sino asimismo para minimizar ladispersión de radiactividad y mantener la integridad del circuito de trabajo ter-modinámico, que es en cierta medida una barrera contra la difusión de efluentesradiactivos. En cualquier reactor existen varias bombas de alimentación por dosmotivos: en primer lugar, por el hecho de que la potencia calorífica a extraersuele necesitar varias bombas con objeto de dotar al fluido de las condiciones depresión y caudal necesarias para extraer la alta potencia calorífica generada. Porotro lado, y con mayor relevancia aún desde el punto de vista de la seguridad,la multiplicidad de componentes en paralelo permite siempre mejorar la dispo-nibilidad o fiabilidad general, e impide que un único fallo en una bomba puedarepercutir negativamente, al cien por cien, en las condiciones de refrigeracióndel reactor.

En los casos de generación directa nuclear del vapor, existen dos conjuntosde bombas: uno que realiza la circulación de condensado y otro que realizala recirculación del refrigerante no convertido a vapor durante su paso por elnúcleo; esta conversión, para garantizar la refrigeración adecuada de la partesuperior del reactor, no puede pasar de un cierto porcentaje de vapor en peso,que normalmente ronda el 13 por ciento.

7. Centrales nucleares 71

En los reactores de agua a presión, existen dos circuitos absolutamentediferentes, con un componente común que son los generadores de vapor, aunqueen ellos no hay nunca mezcla del refrigerante primario y del secundario.

En el caso de los reactores de grafito-gas, un fluido gaseoso realiza la refrige-ración del reactor, para posteriormente generar vapor en el generador de vapor.En este caso las bombas de impulsión del gas refrigerante primario son esencial-mente soplantes; es decir, muy similares a los ventiladores convencionales, peroaccionados en este caso por una turbina de vapor. Las bombas de condensado,por el contrario, actúan en el circuito secundario, reponiendo en el calderín delgenerador de vapor el agua condensada, una vez expansionada en la turbina.

El reactor es el sistema en el cual se verifican las reacciones de fisión, asícomo otra serie de reacciones de reacciones nucleares, y se aumenta la tempera-tura de sus componentes a partir de la liberación energética de las reacciones,teniéndose que proceder a su refrigeración para mantener las temperaturas enun nivel estacionario, y tan alto como sea tecnológicamente posible.

7.2. Tipología de reactores

7.2.1. Reactores de agua a presión

La característica básica de los reactores de agua a presión es que el aguarefrigerante del reactor permanece líquida a su paso por el reactor. Como conse-cuencia de esta opción de diseño, el vapor necesario para accionar la turbina seha de generar en un componente diferente de éste, situado a menor presión quela del circuito primario. El circuito primario, en el caso de los grandes reactoresde potencia unitaria de 3000 MW térmicos, está distribuido en tres lazos, todoslos cuales pasan por el corazón del circuito, que es el propio reactor. Cada lazotiene un generador de vapor y una bomba de recirculación. En el generador devapor el agua del primario cede su energía al agua del secundario, que entra enebullición. El agua así enfriada en el primario del generador de vapor retorna,gracias a la impulsión de las bombas, al reactor. Un componente adicional es elpresionador, sistema que actúa para regular la presión de trabajo del circuitoprimario y que tiene como función la de inyectar o extraer agua del circuito,según se necesite aumentar la presión de éste o relajarla.

En el circuito secundario se realiza, estrictamente hablando, el ciclo ter-modinámico, pues en él se encuentra el generador de vapor o foco caliente, laturbina, el condensador y las bombas de condensado, que vuelven a presionar elfluido asta las condiciones de trabajo del secundario del generador de vapor. Enéste se introduce el agua caliente del primario por la parte interna de unos tubosde transmisión, por cuyo exterior viaja el fluido secundario que se transformaen vapor.

En cuanto al reactor, se halla inserto en una vasija de acero, de medio metrode espesor aproximadamente, provista de una tapa que va embridada a la vasijaen condiciones normales de funcionamiento, y que puede retirarse de la misma

72 7.2. Tipología de reactores

para proceder a la recarga del combustible.

El combustible ocupa el lugar inferior del espacio hueco de la vasija, estandoen la parte superior los elementos guía de las barras de control, que en númeroparcial estarán fuera del combustible durante el funcionamiento nominal. Elrefrigerante entra en la vasija del reactor por las bocas conectadas a las ramasfrías del circuito primario, procedentes de las bombas de recirculación, y trasviajar por la zona periférica del anillo de la vasija, llegan a su espacio inferior,para a partir de ahí subir verticalmente lamiendo las vainas del combustibley proceder a su refrigeración. El refrigerante emerge por la parte superior delnúcleo y se distribuye a través del amplio espacio superior hacia las bocas queconectan con las tuberías conducentes a los generadores de vapor.

El combustible va encapsulado en vainas de aleación de circonio cuya inte-gridad es uno de los primeros objetivos de seguridad nuclear, para evitar quelos productos radiactivos que se generan en el combustible durante el funcio-namiento de la central puedan pasar al refrigerante y, posteriormente, al mediocircundante. El combustible se fabrica en forma de pastillas de dióxido de ura-nio enriquecido (UO2), con una concentración de 235U sobre el uranio total delorden del tres por ciento. Las dimensiones de las pastillas son de algo menos deun centímetro de diámetro y unos 2,5 de altura, y se apilan en el interior de lavaina, manteniéndose firmes mediante la presión de un muelle vertical instaladoen el tapón de la vaina, a la vez que se presuriza ligeramente el interior medianteun gas inerte para mejorar la transferencia de energía en la interfaz combustible-vaina. En la parte superior de la vaina queda un espacio hueco para alojar losproductos de fisión gaseosos que escapan de las pastillas de combustible.

Las vainas así cargadas —que tienen aproximadamente 1 cm de diámetrounos 4 m de altura, de los cuales unos 360 cm son de altura activa, i.e., decombustible real— se agregan formando lo que se denomina elemento de com-bustible, que es la pieza unitaria de movimiento de combustible en el interior delreactor. La constitución de estos elementos obedece a una estructura reticularcuadrangular, formando en su interior figuras prismáticas de unos 21 cm de ladoy 4 m de altura. Existen un pie y un cabezal para alojar las vainas en su posicióncorrespondiente y darles la rigidez mecánica adecuada. Con ese motivo tambiénse disponen una serie de rejillas espaciadoras a diversas alturas de las vainas,para mantener éstas en la posición debida y evitar aproximaciones entre vainasque produzcan puntos de escasa refrigeración que alcancen temperaturas muyaltas.

Al final de cada ciclo de operación, que dura entre 12 y 24 meses, se hade recargar el reactor, extrayéndose los elementos combustibles más gastados einsertando elementos nuevos o frescos. Es precisa la existencia de un edificio decombustible —o, en su caso, una piscina de combustible próxima al reactor—para poder verificar la recarga de éste, teniendo en todo momento que ir loselementos de combustible irradiado bajo agua, debido a la potencia residual.Finalmente, en la central debe existir un sumidero último de calor que, inclusoen los accidentes más severos que se puedan prever, garantice la refrigeracióndel calor producido por las desintegraciones radiactivas. Este sumidero últimode calor debe tener una construcción sismorresistente para garantizar su fun-cionamiento en el caso del terremoto más perjudicial que se haya previsto en eldiseño.


7.2.2. Reactores de agua en ebullición

Al contrario que los de agua a presión, los reactores de agua en ebulliciónestán concebidos para que el agua que refrigera el combustible cambie de fase asu paso por el reactor. Desde este punto de vista, el reactor de agua en ebulliciónestá más cerca de la concepción clásica de una central térmica, en el sentido deque no introduce componentes adicionales en el proceso de generación de vapor,sino que emplea directamente el reactor como generador de vapor, en clarasimilitud a una caldera de combustión.

Los reactores de agua a presión, que tienen un circuito primario absoluta-mente estanco en condiciones nominales, ofrecen a priori una barrera adicionalcontra la propagación de radiactividad respecto de lo que ocurre en los reactoresde agua en ebullición, en los que la fuga de los productos radiactivos al refrige-rante se puede transmitir directamente al exterior. Por otra parte, la no intro-ducción de una barrera intermedia en el proceso de generación de vapor, comoes el generador de vapor en su interfaz primario-secundario, hace que los reacto-res de agua en ebullición presenten una realimentación nuclear-termohidráulicamás viva, que permite ajustar la potencia del reactor a la demanda del turboal-ternador con mayor flexibilidad.

En la vasija de los reactores bwr existe una recirculación de agua líquidahacia la parte anular de la misma, alrededor del reactor, donde se mezcla conla proveniente del condensado. Esta mezcla es succionada por una corrienteformada con el agua de la parte inferior de dicho espacio anular, entrando todoello en el colector inferior, desde el cual penetra ascendiendo en el núcleo delreactor, lamiendo verticalmente las vainas al igual que en el pwr, pero entrandoen ebullición en este caso. La ebullición no es total: aproximadamente el 13 porciento se convierte en vapor, recirculándose como agua líquida el 87 por cientorestante hacia el espacio anular exterior. El combustible de los reactores deagua en ebullición es, asimismo, óxido de uranio y, por supuesto, va envainadoen tubos de aleación de circonio.

Las dimensiones de los componentes del reactor son sensiblemente parecidasa los reactores de agua a presión, aunque en este caso la altura activa sea unos20 cm mayor y la disposición de las varillas en elementos de combustible nose haga en bloques de base tan ancha, sino en prismas más pequeños, de unos13 × 13 cm.1

7.2.3. Reactores de grafito-gas

Los reactores de grafito-gas, que funcionan con uranio natural, constituyenla primera familia comercial de reactores nucleares. Aunque posteriormente sehan visto superados desde el punto de vista económico y tecnológico por losreactores de agua ligera, esto no significa en absoluto que sus característicasbásicas o de seguridad sean poco atractivas; se trata simplemente de que el de-

1En los pwr el número de varillas es del orden de 200 o incluso mayor, empleándoseconfiguraciones de 14 × 14 o 16 × 16 varillas por elemento; por el contrario, en los bwr

iniciales se empleaban 6 × 6 varillas por elemento, y en los más modernos 8 × 8 varillas.


sarrollo tecnológico de los reactores de agua ligera, especialmente en lo referentea potencia unitaria, ha hecho que los reactores de grafito-gas resulten menosrentables.

En los generadores de grafito-gas, la generación de vapor se hace indirec-tamente, puesto que el combustible no es refrigerado por agua, sino por CO2.La elección de este refrigerante se debe fundamentalmente a tres motivos: suescasa actividad química, lo cual permite emplear cualquier tipo de material enel reactor sin que existan problemas de incompatibilidad química con el refri-gerante; su gran transparencia neutrónica, lo cual es necesario en este tipo dereactores que emplean uranio natural; y, por último, el hecho de que la densidadde potencia de estos reactores es pequeña, entre otras razones porque la fracciónde volumen que puede ocupar el combustible es reducida, por la alta razón quetiene que haber entre el número total de átomos de carbono en el grafito quesirve de moderador y el número total de átomos de combustible. La necesidad degrandes volúmenes de grafito para moderar neutrones hace que estos reactoressean muy voluminosos en comparación con los reactores de agua ligera, y sudensidad de potencia sea relativamente baja.

El uso del carbono como moderador se debe a sus buenas propiedades neu-trónicas, en tanto que permite ralentizar los neutrones rápidos de fisión y a suvez captura muy pocos neutrones, por lo que no incide de manera negativa enla economía neutrónica del reactor.

El reactor va embebido en una gran edificación que incluye también los tur-boventiladores que sirven para mover el CO2 y mantener el caudal refrigerante.En el circuito de refrigeración se incluye un intercambiador de calor gas-aguaen cuyo secundario se genera vapor. A partir de este vapor, las característicasson sensiblemente similares a las de las centrales térmicas convencionales.

El combustible es, en este caso, uranio metálico aleado y envainado; laconfiguración física del combustible ha sufrido una evolución, pues inicialmentetenía forma de estrella trigonal, y en los reactores más modernos es un cilindrohueco refrigerable tanto por el interior como por el exterior. El combustible sefabrica en módulos de altura reducida, del orden de 60 cm, apilables uno sobreotro dentro de los canales que forman los bloques de grafito, cuyo apilamientoconstituye la estructura fundamental del reactor.

Los bloques de grafito forman efectivamente una agregación en columna quepermite la ubicación de los elementos combustibles, que son recargables con elreactor en funcionamiento a través de una máquina que opera sobre el techodel reactor y conecta su pequeño almacén de elementos con el canal en el quese tiene producir la sustitución. Esta recarga continua es fundamental para laeconomía de estos reactores, pues al emplear uranio natural disponen de muypoca reactividad inicial, y el quemado de descarga es de unos 5 MWd/kg.

7.2.4. Reactores de agua pesada

Los reactores de agua pesada obedecen a un concepto similar a los reactoresde agua a presión, pero la configuración del reactor nuclear y su circuito prima-


rio son distintos del ya visto. Pueden funcionar con uranio natural, aunque amenudo emplean uranio ligeramente enriquecido, y emplean agua pesada comomoderador.

Disponen de unos generadores de vapor en los cuales hay transferencia decalor del circuito primario al secundario, que es en el que se realiza el ciclotermodinámico de Rankine, al igual que en los pwr. El circuito primario constade un reactor contenido en una gran calandria o tanque de agua pesada, que escruzada por los canales donde se aloja el combustible.

Estos canales van refrigerados también por agua pesada, aunque en este casono se mezcla con la que constituye la masa de moderador, pues este agua pesadainterna o próxima al combustible tiene la misión fundamental de refrigeracióny debe alcanzar una temperatura suficiente para la producción de vapor en losgeneradores antedichos.

Al igual que en los reactores de grafito-gas, en éstos se produce la recarga decombustible de modo continuo, y los elementos de combustible entran por uno delos extremos del tubo o canal de combustible y salen por el otro. Los elementos decombustible se constituyen también como una agregación de varillas de dióxidode uranio envainadas, aunque en este caso el elemento de combustible poseeforma cilíndrica en vez de prismática.

Debido a la altísima inversión que requieren, estos reactores han tenido undespliegue comercial relativamente modesto, restringido fundamentalmente aCanadá, con algunas exportaciones a América Latina y Asia, debiéndose señalarno obstante que obtienen unos factores de carga elevadísimos y, en general,unas prestaciones muy positivas, como consecuencia, entre otras cosas, de sumecanismo de recarga continua.

7.2.5. Reactores rápidos

El principio físico de los reactores rápidos es evitar la moderación de neu-trones, de modo que éstos permanezcan rápidos hasta su desaparición por fugao por absorción en un núcleo —que es el suceso que domina casi al cien por cienla desaparición de neutrones en un reactor—. Esta clase de reactores no hansido comercializados aún, y es posible que encuentren dificultades en su comer-cialización, por problemas relacionados con su seguridad y específicamente conel uso abundante de plutonio.

Los reactores rápidos ofrecen como principal peculiaridad la obligación de nointroducir entre sus componentes ningún material de peso atómico ligero, comopodría ser el agua. Esto lleva a la necesidad de refrigerarlos mediante metaleslíquidos, particularmente sodio. En este caso, por tratarse de un metal alcalinoy por su reactividad química con el agua, existen tres circuitos de refrigeraciónencadenados, verificándose en el terciario el ciclo termodinámico del agua. En elprimario se refrigera el reactor transfiriéndole la energía calorífica al secundario,a través de un intercambiador sodio-sodio.

Todos los elementos principales de los reactores rápidos, incluido el núcleo


del reactor y la cobertura fértil que lo rodea, están sumidos en una gran cubade sodio, que circula en fase líquida realizando el recorrido primario de modointegral dentro de la vasija. La causa fundamental de tal adopción se debe a labúsqueda de un sistema que minimice la probabilidad de fuga de sodio y falloen la refrigeración del reactor. Esta modalidad de circuito primario integradoy de mínima probabilidad de fuga puede inspirar la evolución de los reactoresde agua a presión hacia sistemas más seguros. También ha sido adoptada en losdiseños de reactores híbridos.

El reactor en sí está constituido por un núcleo central de alto contenido enplutonio —en forma de dióxido mezclado con UO2—, rodeado de una coberturade uranio empobrecido (de colas de enriquecimiento) que envuelve al reactortanto verticalmente como alrededor de su periferia cilíndrica. Los elementosde combustible en los cuales se ensamblan las varillas de combustible suelenconfigurarse hexagonalmente y poseen una altura activa muy reducida, de tansólo un metro en algunos diseños, con objeto de maximizar las fugas axiles paraminimizar los efectos peligrosos de reactividad que pueden producirse por elvaciado del sodio. Las fugas neutrónicas del núcleo son absorbidas en la capafértil, produciéndose precisamente el efecto reproductor, i.e., la generalizaciónde nucleidos de 239Pu a partir de las capturas neutrónicas en el 238U.

7.2.6. Reactores híbridos

La principal característica de los reactores híbridos es que no alcanzan lamasa crítica. Se denominan híbridos porque utilizan dos reacciones sinérgica-mente relacionadas con objeto de hacer posible su funcionamiento, pues la reac-ción de fisión por sí sola no mantendría la reacción en cadena. La otra reacciónsinérgica tiene que producir los neutrones que alimenten la multiplicación neu-trónica subcrítica.

Aunque hay varias opciones de cara a escoger esta segunda reacción, lasalternativas más claras son la reacción de fusión deuterio-tritio (que produce unnúcleo de helio y un neutrón de 14 MeV) y la reacción de espalación, provocadapor el choque sucesivo de un protón muy rápido (varios cientos de MeV) contravarios núcleos de un isótopo pesado, como el plomo o el 238U. De estos choquesel protón arranca decenas de neutrones, de varios MeV cada uno.

En el caso de utilizar la reacción deuterio-tritio, se necesita un pequeñoreactor de fusión para producir el flujo neutrónico que alimente al conjuntosubcrítico de fisión. Esos reactores de fusión aún no están disponibles, ni siquieraen fase de investigación. Por el contrario, sí existen numerosos aceleradores deprotones para producir fuentes de espalación. Esta es la opción seguida en elAmplificador de Energía, cuyos primeros experimentos fueron hechos en el cernen otoño de 1994.

Tanto la fuente de espalación como el conjunto subcrítico (en el que puedeusarse torio preferentemente) están inmersos en una gran vasija de plomo fun-dido. Este material cumple dos misiones importantes: la de fluido calorífero querefrigera el reactor, transfiriendo el calor a un cambiador; y la de difusor neutró-


Cuadro 7.1: Características de diversos reactores convencionales

Tipo Comb. Enriquecimiento MWd/kg W/cm3 W/gpwr UO2 3,5 35 105 37,5bwr UO2 3,2 32 55 25hwr UO2 1,2 10 10 12gcr metal 0,71 5 2 3

nico, para que los reactores se distribuyan uniformemente por el reactor. Estecambiador de calor representa un foco caliente para alimentar un ciclo de Ran-kine, aunque el calor puede tener otras aplicaciones directas o de transformación(desalación de agua de mar, síntesis de combustibles químicos, producción dehidrógeno, etc.).

La mayor ventaja que aportan los reactores híbridos es la de trabajar enrégimen subcrítico, y ser por tanto inmunes a accidentes de reactividad, los máscatastróficos que pueden ocurrir en la industria nuclear.

7.3. Magnitudes básicas de los reactores nuclea-

res

En la tabla (7.3) figuran una serie de datos sobre las distintas familias dereactores citadas anteriormente; la tabla se completa con las siguientes defini-ciones :

– Material combustible: es la forma físico-química en la que se dispone elcombustible fisionable. Suele utilizarse una aleación metálica en el caso deque el combustible vaya a recibir una tasa de irradiación o quemado baja,mientras que en los casos de alta irradiación se recurre al dióxido de uranio—perfectamente miscible con el dióxido de plutonio—; se han identificadootros combustibles alternativos que no han llegado a comercializarse, talescomo el carburo de uranio y el nitruro de uranio.

– Enriquecimiento: expresa, en tanto por ciento (bien en átomos o bien enpeso) la cantidad de 235U sobre uranio total. La palabra enriquecimientohace referencia al combustible que contiene más 235U del que existe en eluranio natural (un 0,71 por ciento), y asimismo se emplea para designarel proceso industrial de separación isotópica por el cual se obtiene unproducto enriquecido y unas colas empobrecidas.

– Quemado o grado de quemado: mide la cantidad de energía extraída de uncombustible nuclear. Habida cuenta de que la fisión completa de todos losnúcleos contenidos en un gramo de material combustible (uranio, plutonio,torio. . . ) representa, en números redondos, 1 MWd, se emplea la unidadde MWd por tonelada o kilo de combustible para expresar esta magnitud.

78 7.3. Magnitudes básicas de los reactores nucleares

– Densidad de potencia: es el cociente entre la potencia térmica generadaen el reactor y el volumen ocupado por éste. También se emplea paraexpresar, de modo más local, la potencia generada alrededor de un pun-to del reactor, por centímetro cúbico. Esto requiere ciertas matizaciones,puesto que la potencia se genera mayoritariamente en el seno del com-bustible, con pequeña aportación a la potencia generada térmicamente enel refrigerante, en el material estructural y en el material de control, porinteracciones neutrónicas con estos materiales. Como, por otra parte, elrefrigerante tiene que evacuar la potencia térmica generada en el combus-tible, esta magnitud se usa siempre en un sentido promediado o integral,i.e., abarcando todos los materiales que constituyen el reactor.

– Potencia específica: es la potencia térmica dividida por la masa de com-bustible empleada en el reactor. Se puede aplicar igualmente como unamagnitud de descripción local, afectando a una varilla de combustible, atodo un elemento de combustible, etc. El quemado es igual al producto dela potencia específica (expresada en MWd/kg) por el tiempo de funciona-miento (expresado en días); lógicamente, de ello se deduce que las distintasvarillas del reactor, y una varilla a distintas alturas, pueden experimentargrados de quemado diversos en función de la potencia específica de cadapunto.

7.3.1. Criticidad y quemado

Para que un reactor funcione en régimen estacionario, debe haber alcan-zado lo que se denomina masa crítica; ésta es la cantidad de combustible, ala densidad especificada, con la cual se obtiene una multiplicación neutrónicaque iguale a las pérdidas neutrónicas totales, con lo que la población neutrónicalibre en el reactor se mantenga constante a lo largo del tiempo. La masa críti-ca no es un concepto simple, sino que está relacionado con la configuración ycomposición del reactor; con mayor rigor habría de hablarse de estado crítico,concepto definido con anterioridad.

A lo largo de la irradiación del combustible, medida en tiempos macroscó-picos habituales (horas, días, etc.), se va produciendo una depauperación delcombustible nuclear, que se empobrece en nucleidos fisibles contenidos en suseno y, sin embargo, va incrementándose en productos de fisión, que en mayoro menor medida son absorbentes neutrónicos. La consecuencia fundamental deesta evolución es que el reactor, a medida que transcurren los días efectivos aplena potencia, va cambiando su composición isotópica de manera ostensible,con lo que cambian también las especificaciones de su estado crítico.

Para contrarrestar este efecto caben dos alternativas: o bien eliminar nu-cleidos que capturen neutrones en abundancia —lo que supondría extraer ab-sorbentes del reactor— o bien aumentar el contenido de nucleidos fisibles en elreactor —lo que supondría incorporar a éste combustible fresco—. No es posiblerealizar una extracción efectiva y segura de los productos de fisión (venenos neu-trónicos) por las implicaciones radiológicas que conllevaría. Así pues, si se deseatener capacidad para extraer un absorbente, es necesario haberlo introducido


previamente, como previsión de las necesidades de extracción de este materialque van a aparecer después. Por ello, en vez de partir de un reactor que estéoptimizado en su momento inicial, precisamente se empobrece la capacidad mul-tiplicadora neutrónica de dicho reactor introduciendo un absorbente manejableo absorbente de control ; se llama así porque será el material móvil a través delcual se mantendrá el control del reactor, bien en funcionamiento estacionario,bien en situación de parada segura.

Los materiales usados como absorbentes neutrónicos de control y la dispo-sición física de éstos varía de una familia de reactores a otra. En los reactores deagua ligera, el nucleido empleado por excelencia es el 10B, uno de los dos isóto-pos naturales del boro.2 También son materiales susceptibles de ser empleadoscon este fin las aleaciones de cadmio, plata e indio; el hafnio, y el gadolinio.

En cuanto a la forma físico-química de disponer el absorbente de control,la práctica más general es hacerlo en forma sólida, envainado, formando barraso placas manejables desde el exterior con el mecanismo adecuado. Sin embargo,en el reactor de agua a presión se puede emplear disuelto en el agua para lograruna mayor uniformidad volumétrica del efecto de absorción neutrónica. Esto severifica diluyendo ácido bórico en el agua de refrigeración y variando su concen-tración por adición o extracción de agua borada en función de las necesidadesde la planta.

Así, los reactores, en el momento del inicio de su funcionamiento, tienen uncombustible en su seno con masa potencialmente mayor que la masa crítica; locual, sin embargo, no es exactamente cierto, por la presencia de un absorbenteexterior introducido precisamente para contrarrestar el exceso de reactividaddel combustible empleado. Este exceso de reactividad es lo que va a permitirque el reactor funcione durante un período más o menos largo sin necesidad deextraer combustible irradiado e introducir combustible fresco. A lo largo de esteperíodo, que corresponde al ciclo de quemado, el operador ha de ir extrayendo elabsorbente de control, de tal manera que vaya manteniéndose el estado críticodel reactor.

En los primeros reactores comerciales, que fueron los de grafito-gas, el exce-so de reactividad que se podía alcanzar al comienzo de un ciclo era ciertamentepequeño, porque usaban uranio natural como combustible, como ya se ha dicho,lo que obligó a diseñar estos reactores para que pudieran funcionar con recar-gas continuas; esta recarga continua, como también se ha mencionado, sólo eraposible gracias al escaso quemado de descarga y la baja densidad de potenciacaracterísticos de estos reactores.

Algo absolutamente distinto ocurre en los reactores de agua ligera, donde losgrados de quemado alcanzados son de 30 MWd por kilogramo y las densidadesde potencia y presiones de trabajo no permiten la recarga continua con fiabilidady seguridad suficientes, por lo que se opta por un sistema de recarga discreta.

2En realidad, el boro se emplea siempre como tal material, i.e., sin separación neutrónicaprevia, puesto que este proceso, muy caro, no estaría justificado en absoluto desde el puntode vista de la eficacia neutrónica de su absorbencia. El boro natural (que contiene una 19 porciento de 10B), en la forma química que mejor se preste a las necesidades del tipo de reactor,suele ser el absorbente más usado.


Cada 12, 18 ó 24 meses se detiene el reactor y se procede a la sustitución delos combustibles gastados por los elementos nuevos, a la vez que se reorganizala configuración de los diversos elementos del reactor para obtener la mejordistribución de potencia con la mayor simetría posible respecto del eje verticaldel reactor.

En este caso, lógicamente, no se produce la recarga de un solo elemento decombustible cada vez, sino de varios de ellos, aproximadamente un tercio de losque en total conforman el núcleo. Por ello, al comienzo de un ciclo nuevo en unreactor de agua ligera, el exceso de reactividad es muy considerable.

Un ciclo de combustible queda finalizado cuando, tras la extracción de to-dos los absorbentes de control, el reactor esté en estado crítico, pues a partir deahí un quemado adicional del reactor supondrá un empobrecimiento de éste encapacidad multiplicativa y un aumento del inventario de productos de fisión, loque en definitiva llevará al reactor a un estado subcrítico, en el que se apaga-rá rápidamente su población neutrónica, anulándose prácticamente la tasa defisiones.

En la práctica, existe la posibilidad de extender ligeramente la duración delciclo, pero a costa de disminuir la potencia del reactor para reducir la tempe-ratura del combustible; esta magnitud puede coadyuvar, junto con la densidaddel refrigerante, a generar un incremento de reactividad, aunque relativamen-te pequeño. Esta práctica, denominada coastdown, no es aplicada más que encasos estrictamente necesarios en los que conviniera demorar unos días la fina-lización del ciclo, mediante la reactividad extra generada por reducción de latemperatura del combustible.

Para conseguir un adecuado desarrollo de cada ciclo, es necesario realizarpreviamente los análisis y estudios de gestión de combustible, que llevarán a laidentificación de cuál es el enriquecimiento idóneo a cargar en los combustiblesfrescos y cuál ha de ser la configuración detallada de los diversos elementos decombustible en el seno del reactor. Con ello se conseguirán minimizar los picosde potencia y temperatura, y uniformar la potencia específica en los diversospuntos del reactor.

7.3.2. Autoestabilidad del reactor

El control externo, que tiene una importancia fundamental en los reactoresde investigación de muy alta potencia, no es, sin embargo, la causa de queel reactor se estabilice en el estado crítico en los reactores de alta potencia y,particularmente, en los reactores comerciales. En éstos existen unos mecanismosde realimentación negativa de la población neutrónica del reactor, que tiendena mantener ésta en un nivel constante, o a pasar a un nivel estable superioro inferior en función de las acciones externas que se hayan introducido en elreactor. Gracias a esta realimentación negativa, que actúa además en un plazode tiempo del orden de la propia generación neutrónica, los reactores comercialesposeen unas características extraordinarias de autoestabilidad.

Los procesos en que se basa esta realimentación negativa se denominanefectos de reactividad, y en los reactores de potencia refrigerados por agua sonbásicamente dos: el efecto Doppler o efecto de la temperatura del combustible,


y el efecto de densidad del moderador, que en este caso es agua ligera. En elcaso de los reactores moderados por grafito y refrigerados por gas, el segundoefecto importante es el de la temperatura del grafito —que corresponde a latemperatura de termalización de los neutrones— y no, lógicamente, el de ladensidad del refrigerante, que no tiene efectos sobre la población neutrónica.

El efecto Doppler o de temperatura del combustible tiene lugar cuandoaumenta la temperatura del combustible y es consecuencia del aumento de cap-turas neutrónicas en el 238U. Por tratarse de un proceso de transmisión de calorpor conducción en el seno del propio combustible, este mecanismo de realimen-tación es muy rápido, con constantes de tiempo del orden de la cienmilésimao diezmilésima de segundo. Esta realimentación se opone, por ejemplo, a cual-quier aumento de potencia, como consecuencia del aumento de temperatura queaquél conllevaría. De modo similar, si la refrigeración empeora, el combustiblese calienta, se producen más capturas neutrónicas y la potencia desciende.

El mecanismo de realimentación a través de las variaciones en las variablesfísicas de los moderadores es distinto en el caso del agua que en el del grafito. Enel primero, el efecto es relativamente complejo, y se concreta en un cambio delas condiciones de moderación de los neutrones, lo cual repercute en el resultadode la competencia entre procesos nucleares que se da en el reactor. Aunque estemecanismo es complejo, se puede acotar un rango de variables en el cual segarantiza que, a través del efecto de la densidad del moderador, se tendrá unmecanismo de realimentación negativa.

En el caso del grafito, lo que varía al cambiar la temperatura de éste es latemperatura del espectro neutrónico térmico, lo cual conlleva a su vez variacio-nes en la competencia entre procesos nucleares, y particularmente en la mayoro menor probabilidad de provocar fisiones. El grafito puede inducir realimenta-ciones positivas (y, por tanto, ser causante de inestabilidades) en presencia de239Pu, por la resonancia de fisión que posee este nucleido alrededor de 0,3 eV.No obstante, las consecuencias de este efecto son despreciables frente al efectoDoppler en prácticamente todas las situaciones que se pueden prever en unreactor, y por supuesto en todas las situaciones tolerables de su funcionamiento.

7.3.3. Conversión y reproducción en el combustible nuclear

En las denominadas capturas fértiles, los nucleidos de tipo par-par, como el238U o el 232Th, capturan un neutrón convirtiéndose en el siguiente isótopo denúmero másico más alto, concretamente 239U o 233Th, que son emisores de vidarelativamente corta y que, tras dos emisiones de este tipo, se transforman ennucleidos par-impar de carácter fisible. Las siguientes reacciones ejemplifican elproceso:

23892U + n −→ 239

92Uβ−

−−→ 23993Np

β−

−−→ 23994Pu, (7.1)

23290Th + n −→ 233

90Thβ−

−−→ 23391Pa

β−

−−→ 23392U. (7.2)

Estos procesos tienen una importancia considerable en la evolución tempo-ral de las propiedades nucleares del combustible. Recuérdese la degradación que


sufrían las características multiplicativas neutrónicas del combustible nuclearcomo consecuencia del consumo de sus nucleidos fisibles, que son proporcional-mente pocos comparados con los nucleidos fértiles, pues incluso en los reactoresque utilizan enriquecimiento, éste no suele superar el 3,5 por ciento.

A través de estos procesos de captura fértil se produce una regeneración dela capacidad multiplicativa neutrónica del combustible nuclear, puesto que enun período relativamente breve —del orden de dos días en el caso del 238U— lascapturas en este nucleido conllevan la aparición de un nuevo nucleido, el 239Pu,cuyas características nucleares como isótopo fisible son tan buenas o mejores quela del 235U. Así pues, la disminución de la cantidad de nucleidos fisibles originalesdebido al quemado se puede equilibrar hasta cierto punto con la aparición denucleidos fisibles como consecuencia de las capturas fértiles.

Para valorar la potencialidad de este proceso se define como razón de con-versión el cociente entre la tasa de capturas fértiles y la tasa de absorciones ennucleidos fisibles. En el caso de que la razón de conversión arroje un resultadomayor que la unidad, se la denomina razón de reproducción, entendiendo porreproducción el hecho de que, en ese reactor, el inventario de nucleidos fisiblesaumenta con el tiempo de funcionamiento del reactor, puesto que se generan másnucleidos fisibles a partir de los isótopos fértiles que la cantidad de nucleidosfisibles destruidos en el mismo intervalo de tiempo. La evolución temporal de lacantidad de nucleidos fisibles en el reactor se puede escribir según la ecuacióndiferencial:

dI

dt= −σaIΦ + σcPΦ = −σaIΦ + RσaIΦ, (7.3)

donde I es la concentración de nucleidos fisibles (impares) y P de fértiles (pares),siendo R la razón de conversión, σ las secciones eficaces y Φ el flujo neutrónico.La integración de la ecuación (7.3) conduce a:

I(t) = I(0)e(R−1)σaΦt; (7.4)

como se observa, si la razón de conversión es mayor que la unidad, los nuclei-dos fisibles aumentan con el tiempo. En la integración anterior, en todo caso,se ha supuesto que la razón de conversión es constante durante el período deintegración, lo cual no es cierto salvo en períodos de tiempo relativamente cor-tos. Se comprende que, de extenderse los períodos de integración a un tiempoindefinidamente largo, los nucleidos fértiles se irían consumiendo y por tanto nopodrían experimentar una tasa elevada de capturas fértiles.

En todo caso, cabe diferenciar claramente dos tipos de reactores: aquellosen los cuales la razón de conversión es menor que la unidad, y aquellos en losque la razón es superior a la unidad y por tanto son reproductores. Obviamen-te, estos últimos presentan ventajas notabilísimas desde el punto de vista delaprovechamiento del combustible, puesto que no sólo queman los nucleidos fi-sibles inicialmente cargados, sino gran cantidad de los nucleidos fértiles que losacompañaron en la carga. Como consecuencia de que el inventario de nucleidosfisibles aumenta, la pérdida de reactividad del combustible con el quemado pue-de ser muy pequeña, aun cuando se vayan almacenando los productos de fisión,que son en este caso los responsables prácticamente únicos de que se produzcauna caída en la reactividad del reactor.


Los reactores con razón de conversión menor que la unidad son denomina-dos convertidores o quemadores. Normalmente esta última acepción se reservapara aquellos en los cuales la razón de reproducción no es muy alta, del orden de0,5. Esta denominación comprende prácticamente la totalidad de los reactorescomercializados en la actualidad. La acepción de convertidores se debería res-tringir a los reactores que tienen razones de conversión considerablemente altas,próximas a la unidad, aunque inferiores a ella. A esta cifra se acercan los reac-tores de grafito-gas y los de agua pesada, aunque todavía proporcionarían cotasmás altas los reactores de gas de alta temperatura y los reactores, aun en fasede análisis teórico, de geometría espectral, de geometría variable y similares.

Para poder construir un reactor reproductor es necesario que el nucleidofisible tenga un valor del parámetro η —número medio de neutrones producidospor absorción— mayor que dos. Esta acotación es estrictamente válida en el casode que los nucleidos fértiles no contribuyan a las fisiones. El comportamiento deeste parámetro depende considerablemente de la energía del neutrón incidente enla reacción, hasta tal punto que en unos rangos de energía el valor del parámetroes muy inferior a dos. Este rango de energías corresponde precisamente a lazona de resonancias, donde las capturas neutrónicas desempeñan un papel muyimportante en la competencia entre procesos neutrónicos y hace que disminuyael protagonismo de la fisión, que es en general la reacción dominante en estosnucleidos. Asimismo, hay que tener en cuenta que el número de neutrones porfisión aumenta ligeramente al aumentar la energía del neutrón incidente en todoslos nucleidos, y especialmente en el 239Pu. Con estas precisiones, se entiende queen el rango térmico los nucleidos fisibles presenten un valor de η alrededor de dos,con una clara ventaja del 233U, que es considerado como el único nucleido fisibleque podría asegurar el funcionamiento de un reactor térmico reproductor, auncuando su margen de maniobra, o exceso de reproducción, sería muy pequeño,puesto que para él η = 2,15 en valor medio en el espectro térmico. El 235U podríamantener un reactor térmico justamente reproductor, puesto que su valor mediode η es ligeramente superior a dos, y en el caso del 239Pu se duda que puedaobtenerse en ningún caso un reactor térmico reproductor.

La zona intermedia o de resonancias, que abarca aproximadamente desde1 eV hasta 1 keV, ofrece, por una parte, valores fuertemente oscilantes del pa-rámetro η y, por otra, ciertas incertidumbres sobre su valor medio, aunque entodo caso se admite que quedaría siempre por debajo de dos. Por el contrario,en el rango más rápido, los tres nucleidos —especialmente el 239Pu, presentanvalores de η notablemente superiores a dos. Con un espectro típico de reactorrápido refrigerado por sodio, el plutonio presenta un valor de η = 2,4, lo cualpermite un amplio margen para reproducción y, a pesar de las competenciasinevitables de las capturas en otros materiales del reactor, incluido el sodio, sepodría alcanzar una razón de reproducción de 1,25.

El interés del mecanismo de la reproducción no se circunscribe al aumentode la eficiencia energética de la central. También abre la posibilidad de reciclar elcombustible descargado, con alto contenido en nucleidos fisibles, aunque tengael inconveniente de ir acompañado de productos de fisión, que presentan un in-ventario radiactivo ciertamente preocupante desde el punto de vista radiológico,por lo que se han de separar del combustible para el reciclado de éste.

84 7.4. Sistemas de seguridad

7.4. Sistemas de seguridad

Debe recordarse, antes de abordar este epígrafe, que la radiactividad y lareactividad son las raíces básicas de la problemática existente en un reactornuclear. La radiactividad es la capacidad de algunos nucleidos de emitir radia-ciones ionizantes como consecuencia de su inestabilidad nuclear; la reactividades la capacidad de un sistema (reactor) de multiplicar su población neutrónicalibre y, por ende, la potencia generada en su seno.

7.4.1. Sistemas relativos a la radiactividad

La radiactividad no sólo supone la liberación de una radiación ionizante,sino la consiguiente interacción de ésta con el medio circundante, lo cual generacalor. Esto da pie a que, al acumularse un inventario de productos radiactivos enel reactor, aparezca una potencia radiactiva, no dependiente del flujo neutrónicoen ese momento, que se tiene que refrigerar para evitar que el combustible yla vaina se fundan. Así, hay que tener en cuenta la necesidad de vigilar losniveles de radiactividad en diversos puntos de la central y su entorno, parapoder determinar acciones de seguridad (como la parada rápida del reactor) encaso de que los niveles alcancen la cota máxima permitida.

Vigilancia de la radiactividad La vigilancia de la radiactividad es llevada acabo por varios subsistemas, normalmente inconexos entre sí, puesto que tienenque abarcar varias áreas del reactor, de la central y de su entorno. Por ejemplo,deberá existir un sistema de vigilancia de la radiactividad del primario, quefundamentalmente mida la radiactividad que acompaña al refrigerante a su sa-lida del reactor, lo cual medirá con gran aproximación la cantidad de productosradiactivos que se fugan a través de las vainas.

Debe existir también un sistema, que comprende a su vez diversos subsis-temas, que vigile las diversas líneas de efluentes de la central a la atmósfera ya la hidrosfera, para determinar si en estas efluencias existen productos radiac-tivos en concentración superior a la máxima tolerable. Adicionalmente, debeexistir un plan de vigilancia radiológica ambiental, que conlleva la necesaria redde puntos de medición alrededor de la central, para asegurar que la dispersiónde los efluentes radiactivos no produce acumulaciones de radiactividad en nin-gún punto, ni en ninguna cadena trófica, de tal forma que no se vulneren lasconcentraciones máximas permitidas por la legislación.

Blindajes El fuerte campo de radiación electromagnética de alta energía (ra-diación γ) existente como consecuencia de las reacciones y desintegraciones nu-cleares que tienen lugar en el seno del reactor, obliga a blindar gran parte delos locales de la central, sobre todo en el edificio del reactor, así como a lo largode las tubería de líquidos radiactivos, de forma que se evite la exposición in-debida al personal. Algunas operaciones de mantenimiento exigen la presenciade personal de la central en diversas áreas próximas al reactor, lo cual implica


la adopción de blindajes. El blindaje es, por lo general, un conjunto de piezasestáticas que cumplen su función de modo continuo, en lo cual se diferencia deotros sistemas de seguridad que típicamente funcionan sólo en caso accidental.

Sistemas de tratamiento de residuos En una central resulta inevitable la ge-neración de productos de desecho que tienen cierto contenido radiactivo, y quehan de verterse o transformarse en productos sólidos de fácil almacenamientoen la propia central. Los residuos producidos durante el funcionamiento de unacentral son de media y baja actividad lógicamente, con un contenido de pro-ductos radiactivos por unidad de volumen o de peso sustancialmente inferior alcombustible irradiado, que constituye la base del denominado residuo de altaactividad, cuyo tratamiento exige unas operaciones totalmente distintas a las delos anteriores residuos y se deben realizar en una planta preparada a tal efecto.

Aunque los residuos puedan proceder de material sólido activado —i.e, dematerial que contiene productos radiactivos como consecuencia de reaccionesde captura neutrónica—, la mayor preocupación por los desechos radiactivosdurante la operación de la central se debe generalmente al proceso de purifica-ción del refrigerante, lo cual produce fundamentalmente residuos solidificables,aunque una pequeña porción haya de evacuarse por vía líquida a la atmósfera.

Sistemas de refrigeración del calor residual La misión de estos sistemas esasegurar la refrigeración incondicional del calor residual —procedente de las de-sintegraciones radiactivas— en condiciones accidentales. Está compuesto, a suvez, por varios subsistemas que actuarán en diversas circunstancias. Por ejem-plo, pueden existir sistemas de refrigeración para casos en los que el reactorquede despresurizado ligeramente y haga falta la inyección de refrigeración amuy alta presión, aunque con bajos caudales. El extremo opuesto sería que elreactor hubiera quedado prácticamente a presión atmosférica y no se necesitarainyección del refrigerante a alta presión pero, sin embargo, se requirieran cauda-les mucho mayores. En casos accidentales, será necesario extraer una potenciade, como mucho, el siete por ciento de la nominal. Un caso particular de refri-geración del calor residual es el que se ha de mantener durante la recarga decombustible en los reactores de agua ligera.

7.4.2. Sistemas relativos a la reactividad

El reactor ha de estar protegido contra su propia capacidad de multipli-car rápidamente la potencia que genera, porque la sobrepotencia conllevaríaproblemas para el mantenimiento de temperaturas adecuadas. Incluso podríanproducirse sobrepresiones que dislocarían la configuración mecánica de los dife-rentes sistemas físicos del reactor.

La posibilidad de un incremento súbito de potencia radica en los propiosprocesos nucleares que sirven de base para el funcionamiento del reactor. Sieste balance se desequilibra por causas de diversa naturaleza —en el sentido defavorecer la generación de neutrones libres— se entra en la zona de operación

86 7.4. Sistemas de seguridad

de supercriticidad o reactividad positiva, en la cual la potencia aumenta con eltiempo. En un cierto margen de esa zona, dicho aumento es admisible, tolerabley controlable mediante los mecanismos intrínsecos del reactor. Sin embargo,podrían aparecer estados supercríticos con una excesiva reactividad positiva,que produjeran un aumento inadmisible de potencia, contra lo que se ha deproteger al reactor.

Conviene poner énfasis en la existencia de una zona suficientemente ampliade reactividad como margen de operación en la cual la tendencia del reactora aumentar su potencia es controlable o, mejor dicho, autocontrolada por elpropio reactor. En cualquier caso, la protección exterior se realiza limitando:

– El nivel de potencia total del reactor, que generalmente se fija entre un115 y un 120 por ciento de la potencia nominal.

– La velocidad de aumento de la potencia, que se restringe a ciertos valorespara evitar que la propagación sea tan fuerte que puedan aparecer ondas dechoque o se llegue a una inercia en el aumento de la potencia que traspasecon mucho la sobrepotencia admisible. En los reactores, normalmente, nose tolera que la potencia aumente a una velocidad tal que se duplique enmenos de diez segundos.

Los sistemas que llevan a la práctica estas funciones de seguridad se com-ponen básicamente de tres partes o subsistemas: un subsistema de medición devariables energéticas y neutrónicas; un subsistema de lógica de seguridad de lacentral, que analiza la medida y, en caso necesario, ordena la parada rápida delreactor; y un subsistema capaz de efectuar dicha parada rápida, que en todoslos reactores de potencia se materializa en unos absorbentes neutrónicos muyfuertes, dispuestos en las llamadas barras de control de parada (scram), que seinsertan en el reactor cuando se recibe la orden de parada, anulando en po-cos segundos la población neutrónica libre y por tanto la potencia neutrónica(aunque permanezca la potencia radiactiva).

Capítulo 8

Aceleradores de partículas

8.1. Introducción

Por acelerador de partículas se entiende un aparato capaz de transmitirenergía a partículas de tamaño del orden atómico y conseguir que adquieranuna velocidad elevada respecto del aparato acelerador. Mediante una aporta-ción suficientemente elevada de energía, se espera que las partículas aceleradaspuedan, por una parte, acceder a regiones espaciales de acceso electromagné-ticamente difícil (núcleos atómicos con sus intensos campos eléctricos) y, porotra, realizar una transferencia de energía a otras partículas de forma súbita eintensa.

Los comienzos del estudio de la aceleración de partículas se remontan alos inicios del siglo xx: en 1908, Ernest Rutherford estudió el desvío delas trayectorias de las partículas α al atravesar una lámina delgada de oro y,a partir de tal experimento, propuso un modelo de estructura atómica de tipoplanetario. Se comprobó que las radiaciones emitidas de modo natural tienen lacapacidad de llegar hasta el núcleo de los átomos, venciendo la repulsión elec-trostática. Esto abría el campo a poder alterar el contenido de los núcleos, i.e.,a lograr la transmutación de la materia. Esto, unido a la posibilidad de inducirradiactividad sobre núcleos estables, abría también la posibilidad de obteneruna gran cantidad de nuevos núcleos atómicos radiactivos de propiedades hastaentonces desconocidas. Estos nuevos núcleos atómicos obtenidos artificialmenteserían radiactivos en muchos casos, con lo que se dispondría entonces de muchasnuevas posibilidades para medicina y otros campos de aplicación.

El modo más eficiente de transferir energía a las partículas se encontró desdelos primeros comienzos en el campo electromagnético, debido al largo alcance dela fuerza electromagnética y a la gran densidad de carga eléctrica de la mayorparte de las partículas subatómicas. La impartición de una gran cantidad deenergía a una partícula, en virtud de la dualidad onda-corpúsculo y los desarro-llos de la Física Cuántica, da lugar a que su longitud de onda de de Broglie sereduzca, produciendo por tanto unos paquetes de ondas más y más compactosque producen interacciones de carácter más y más localizado. Así, la obtenciónde partículas de muy alta energía permite introducirse en el interior del núcleoatómico y conseguir información con muy alta resolución. Dichos experimentos

88 8.2. Fundamentos de la aceleración de partículas

permiten inducir propiedades de las partículas nucleares, lo que ha dado lugara la teoría de los quarks y la cromodinámica.

Desde los 100 keV de los primeros aceleradores, se ha pasado a cantidadessuperiores al TeV (1012 eV) en los grandes aceleradores de investigación. Enexperimentos de tan alta densidad de energía se logra penetrar en el interior delos nucleones y, asimismo, producir nuevas partículas con las que experimentar yponer a prueba las teorías físicas actuales. Teniendo en cuenta las altas energíasimpartidas por los aceleradores de partículas, en la mayoría de las ocasioneses absolutamente necesario el uso de la mecánica relativista para calcular elmovimiento de las partículas aceleradas, puesto que la energía cinética de laspartículas se hace del orden de su energía en reposo.

8.2. Fundamentos de la aceleración de partículas

La aceleración de partículas se realiza mediante la interacción de éstas conalgún campo externo, de modo que se produzca una transferencia de energíaentre el campo y la partícula. Las energías involucradas en las interaccionesfuerte y débil no son en absoluto desdeñables, pero su utilización práctica ensistemas aceleradores no es posible debido a la falta de control del proceso.

Por contra, se pueden producir campos electromagnéticos intensos con rela-tiva facilidad y con gran control sobre su evolución espacio-temporal. La mayoríade las partículas subatómicas —con la notable excepción del neutrón— poseenuna elevada carga eléctrica específica con respecto a los valores manejados ensistemas macroscópicos. Para el caso de pretender acelerar partículas neutras(átomos, por ejemplo) se deberán utilizar, cuando sea posible, métodos paraproporcionarles carga eléctrica. En el caso de átomos completos, se procederáa su ionización para posteriormente devolverlos a la neutralidad de carga antesde abandonar el acelerador.

8.2.1. Definiciones preliminares

Se definen antes que nada algunos conceptos que serán útiles para los epí-grafes subsiguientes:

– Haz de partículas: es un conjunto de partículas tales que localmente sudirección de propagación sea muy semejante.

– Energía de un haz: es la energía media de las partículas transportadasen un haz. Se mide comúnmente en unidades de electronvoltio. Valores deenergía normales son de MeV para aceleradores de uso industrial o médico,y de hasta TeV para aceleradores de investigación en altas energías.

– Corriente de haz: se mide como la magnitud de carga eléctrica que poseentodas las cargas que atraviesan una superficie perpendicular al eje del haz.

8. Aceleradores de partículas 89

– Fuerza electromagnética: se define como la fuerza que sufre un cuerpopor interacción con un campo electromagnético. Según la ecuación de Lo-rentz, F = q(E + v × B).

– Estabilidad de haz: es la propiedad por la cual una partícula cuya trayec-toria se desvíe de la esperada presente una tendencia a volver a la misma.

– Focalización del haz: se denomina así al proceso de cambio de direcciónselectivo de las partículas del haz, de modo que puedan variarse las di-mensiones transversales del mismo.

8.2.2. Transferencia de energía

Teniendo en cuenta que la fuerza debida al campo magnético es perpen-dicular a la velocidad de las partículas que la sufren, no produce transferenciade energía. De este modo, la forma de impartir energía a una partícula pasapor crear un campo eléctrico en una dirección lo más parecida posible a la dela velocidad. La variación así producida sería:

dEk

dt= F · v = qE · v.

El modo de producir este campo eléctrico y su distribución en el espacio y enel tiempo dan lugar a los diferentes diseños prácticos que conllevan los dife-rentes tipos básicos de aceleradores. Los principales modos de producir camposelectromagnéticos intensos son los siguientes:

– Uso de condensadores de alta tensión: se logran así campos eléctricos in-tensos en ausencia de campo magnético; presentan el problema del manejode muy altas tensiones (del orden del MV), que pueden producir rupturasdieléctricas en medios no conductores.

– Uso de corrientes eléctricas intensas en bobinas: una corriente no variableproduce un campo magnético en ausencia de campo eléctrico; en el caso decorrientes variables en el tiempo, se consigue un campo electromagnéticocon componente tanto eléctrico como magnético.

– Producción de radiación electromagnética en cavidades resonantes.

8.2.3. Control de la trayectoria del haz

En la mayoría de las aplicaciones en las que se emplean aceleradores departículas, se pretende hacer incidir las partículas del haz sobre un punto ex-terior o interior al propio acelerador; para ello se necesita tener un control deprecisión sobre la trayectoria de las partículas aceleradas. Con el fin de asegurarla integridad del haz de partículas aceleradas, hay que asegurar que se mantieneacotada la dispersión transversal del mismo.

Inherentemente, todos los haces tienen una tendencia a la dispersión, debi-da a que un conjunto de partículas cargada del mismo signo sufren una fuerza

90 8.2. Fundamentos de la aceleración de partículas

repulsiva que en primer orden de aproximación es de dirección perpendicular aleje del haz y de magnitud proporcional a la distancia al mismo dentro de él.Asimismo, las partículas pueden entrar al acelerador con una velocidad trans-versal al haz, o simplemente por la agitación térmica se hace que la velocidadde alguna de las partículas no sea paralela al eje del haz. Los elementos encar-gados de corregir la trayectoria de las partículas del haz se denominan lentes departículas cargadas, y cumplen fundamentalmente tres funciones:

– Confinamiento del haz: se realiza principalmente en dirección perpendicu-lar al eje del mismo, para mantener acotado su radio. En situaciones dehaz pulsado y campos variables puede interesar también un confinamientolongitudinal, de modo que el tamaño longitudinal del pulso de partículasse mantenga también limitado.

– Focalización del haz: en diversas aplicaciones, se requiere que las partículasaceleradas incidan sobre una superficie de pequeñas dimensiones, menorque la dimensión transversal del haz.

– Formación de imágenes: mediante una deflexión del haz controlada y pre-cisa se consigue producir una imagen mediante el impacto en una pantallafosforescente. Este mismo método es utilizado en algunos aceleradores mé-dicos para la distribución de dosis sobre el paciente.

El análisis de las lentes electromagnéticas lleva consigo un estudio del cam-po electromagnético que producen y su efecto sobre las partículas del haz. Loscampos eléctrico y magnético están ligados entre sí por las ecuaciones de Max-well.

– Campo eléctrico: acelera a las partículas en la dirección del propio campo.La componente paralela Ep producirá un cambio en la magnitud de lavelocidad, mientras que la transversal Et introducirá una curvatura en latrayectoria de las partículas.

– Campo magnético: induce sobre las partículas una fuerza perpendiculara sí mismo y a la velocidad de la partícula. Por definición, tal fuerza nopuede transmitir energía, pero sí produce una curvatura en la trayectoriade la partícula. En el caso de una partícula con velocidad v perpendicularal campo magnético, el movimiento de la partícula está incluido en esemismo plano, y se trata de una circunferencia de radio R = mv

qB , dondeq es la carga de la partícula y m su masa. En el caso más general deque la velocidad de la partícula no sea perpendicular al vector campomagnético, el análisis comprende la descomposición de la velocidad enuna componente paralela y perpendicular al campo magnético. Es fácildemostrar que la componente paralela no se ve alterada por la fuerzamagnética, mientras que la componente perpendicular se comporta comoen el caso plano. La superposición de ambos movimientos da lugar a unahélice.

En los razonamientos anteriores se ha supuesto implícitamente que el cam-po magnético es homogéneo espacialmente. En el caso más general, estono es cierto, sino que el hecho de que la aproximación sea válida depende


de las variaciones de campo que haya en una distancia del orden del radiode la órbita. Lo que sí se desprende de las deducciones anteriores es que,en ausencia de otras interacciones, una partícula se mantiene confinada enun cilindro de radio R. Asimismo, y con el fin de deflectar partículas, uncampo magnético perpendicular a la trayectoria produce una curvatura dela misma, de modo que ante un campo de magnitud constante, cada partí-cula sigue una trayectoria circular. No obstante, partículas con diferentesvelocidades seguirán trayectorias diferentes.

8.3. Esquemas prácticos de aceleración de partí-

culas

8.3.1. Acelerador electrostático Van der Graaff

Este acelerador fue construido por primera vez en 1931 en la Universidadde Princeton por el equipo de R.J. Van der Graaff. Lo que se buscaba erauna máquina capaz de trabajar con una alta tensión continua, lo que evitaría losproblemas de oscilaciones en el potencial que se tenía con la corriente alterna.El principio de funcionamiento de este acelerador es la generación de un campomagnético intenso mediante la elevación del potencial de un electrodo hasta va-lores de millones de voltios. El modo de conseguir este potencial es el transportede partículas cargadas a un electrodo, de modo que éste vaya ganando cargaeléctrica. El electrodo actúa entonces como un condensador.

El sistema consta de una correa hecha de material aislante que se mueveaccionada por un motor entre dos poleas. En una de ellas se sitúa un inyectorde cargas —que no es más que una pila de media tensión terminada en punta—.Es conocido el efecto de que las puntas intensifican el campo eléctrico en suentorno, lo que causa que se produzcan iones en el aire —u otro medio gaseosoque llene el aparato— y el sistema se diseña de modo que los positivos seanproyectados sobre la cinta transportadora. Esa cinta, que continuamente estáen movimiento, lleva esas partículas cargadas hasta el otro electrodo, dondeotra aguja recoge las cargas mediante un proceso análogo al de deposición. Estesegundo electrodo se encuentra aislado, con lo que acumula todas las cargas querecoge y, por ende, va aumentando su potencial como un condensador.

La utilidad de este proceso radica en que, de este modo, el potencial delsegundo electrodo llega a valores muy superiores a los producidos en el inyectorde cargas. Una de las limitaciones más importantes de este tipo de aceleradores que, precisamente, una tensión demasiado elevada puede producir la ruptu-ra dieléctrica del medio gaseoso, lo que produciría la descarga del electrodo dealta tensión. El límite de ruptura dieléctrica del aire seco a presión ambientales aproximadamente de 106 V/m, lo que obligaría a construir aparatos de di-mensiones muy grandes para poder llegar a esas tensiones. La solución aplicadasuele ser la sustitución del aire en el interior del aparato por SF 6 o mezclasde N2 y CO2 a mayor presión que la ambiental. De este modo, se ha llegado atensiones de varios MV en aparatos de gran tamaño (varios metros de altura).

92 8.3. Esquemas prácticos de aceleración de partículas

El proceso consigue generar la diferencia de potencial necesaria para acele-rar partículas cargadas. El modo más simple de lograr la aceleración es situaruna fuente de iones negativos (electrones o átomos cargados) en el electrodoconectado a tierra. Dichos iones se verán acelerados hacia el electrodo positivo(el de alta tensión). Con el fin de magnificar el efecto acelerador, en el caso deátomos cargados, en la zona de alta tensión se puede realizar un cambio de signode los iones —arrancando al menos dos electrones— de modo que la aceleracióncontinuaría por repulsión hasta el terminal de tierra. El proceso de aceleraciónse lleva a cabo siempre en conducciones a las que se ha hecho un vacío suficien-temente alto como para evitar las interacciones de las partículas aceleradas conel medio.

En todo este proceso hay cargas negativas que entran en contacto con elelectrodo positivo, lo que, unido a las corrientes parásitas, hace que sea necesarioinyectar constantemente nuevas cargas positivas. Este proceso está soportadopor el motor de la cinta, que es el que energéticamente sostiene el proceso deaceleración de las cargas utilizadas en el aparato.

Las principales características de este modelo de acelerador son: la gran uni-formidad de la energía de las partículas aceleradas —la distribución energéticade las partículas se halla concentrada en torno a un único valor—; la operaciónen modo continuo, lo que produce una corriente de cargas de gran estabilidad;por último, valores de corriente excesivamente bajos, del orden del µA.

8.3.2. Betatrón

Este modelo de acelerador fue presentado por D.W. Kerst en 1940, y tomósu nombre por su especial adecuación para acelerar electrones o partículas beta.El diseño es, a grandes rasgos, el de un transformador eléctrico, en el que elsecundario ha sido sustituido por un canal en el que se ha hecho el vacío y porel que circulan las partículas aceleradas.

Según las ecuaciones de Maxwell, un campo magnético variable con eltiempo siempre ha de venir acompañado de uno eléctrico cuya circulación en unalínea cerrada será distinta de cero. Esto, interpretado según la ley de Faraday,se puede concretar en que sobre los bornes de una espira atravesada por unflujo variable de campo magnético se induce una diferencia de potencial. Estapropiedad abre la posibilidad de construir un circuito cerrado en el que unapartícula cargada pueda ganar energía y recorrerlo como un proceso continuo.

El acelerador consta de un núcleo masivo metálico de tres columnas dealta permeabilidad magnética y unas bobinas acopladas a la columna central.Ésta tiene un espacio hueco para distribuir mejor el campo magnético. Se buscaque exista campo magnético dentro del canal de aceleración para que produzcauna curvatura en la trayectoria de las partículas aceleradas, de modo que semantengan en una órbita circular. En caso de ser una columna rígida como lasotras dos, el campo magnético se encontraría prácticamente confinado en suinterior, y las partículas aceleradas seguirían trayectorias rectas, escapando delacelerador inmediatamente. En este acelerador existen, por tanto, dos campos


eléctricos que cumplen misiones diferentes, aunque ambos son generados a partirdel estímulo de las bobinas de la columna central:

– El campo magnético se encarga del guiado principal de la trayectoria,aunque eso no exime de la necesidad de otros medios de guiado.

– El campo eléctrico lleva a cabo la transferencia de energía y, por tanto, laaceleración de las partículas del canal de aceleración.

Recordemos que, según la ley de Faraday, la fuerza electromotriz inducidasobre el canal de aceleración es:

ε =∂Φ

∂t.

Para poder obtener una fuerza electromotriz que posea el mismo signo en todomomento, la variación del campo magnético debe ser monótona. Esto conducea que el funcionamiento de este acelerador no pueda ser continuo como el delmodelo de Van der Graaff. La inducción magnética que imparten las bobinasprincipales debe ser creciente y lo que se hace es funcionar con pulsos en los quela intensidad de corriente que circula por ellas va aumentando hasta un ciertolímite. Esto impone un cierto límite en el tiempo del proceso e aceleración. Lapráctica a seguir es repetir el proceso de un modo cíclico. Un valor típico defuncionamiento de los betatrones son 200 Hz. Es decir, que todo el proceso deaceleración dura 5 ms.

Para cada vuelta que una partícula acelerada da dentro del canal, su energíase incrementará en ∆E = εq. En el proceso de aceleración, y en el régimen clá-sico del movimiento (válido para iones pesados), la aceleración que experimentauna partícula es a = Eq

m , i.e., resulta proporcional a la relación entre carga ymasa. En un mismo tiempo de aceleración conseguirá mayor velocidad la partí-cula que experimente mayor aceleración a causa del campo eléctrico. Y lo quees más importante, la partícula que consiga más velocidad, logrará completarmás vueltas al circuito. Como la energía transferida por el campo eléctrico esproporcional al número de vueltas, la cantidad de energía será mucho mayorpara las partículas que hayan completado mayor número de vueltas al circuitode aceleración.

Por la razón anterior, los electrones adquieren mucha más energía que losiones atómicos al ser acelerados en un betatrón. Obviamente, la velocidad de laluz es un límite infranqueable para partículas materiales, con lo que el número devueltas está asimismo limitado para un tiempo dado. Esto supone asimismo unlímite para la capacidad de aceleración de estas máquinas, que para unos valoresrazonables de campo magnético está cercano a los 500 MeV para electrones.

Otra limitación para la aceleración circular de partículas cargadas, espe-cialmente para electrones, es la emisión de radiación de sincrotrón. Todas laspartículas cargadas libres sometidas a una aceleración emiten una radiaciónelectromagnética llamada radiación de sincrotrón. En todas las aceleracionescirculares no sólo existe la aceleración procedente de aumento de energía ci-nética, sino también la centrípeta, debida a la curvatura de la trayectoria. La


emisión de radiación de sincrotrón, salvo que se busque específicamente, es unefecto indeseado, ya que su energía procede de la cinética de la partícula, ade-más de suponer un motivo de riesgo radiológico para los trabajadores de losaceleradores. La magnitud de emisión de esta radiación varía directamente conla cuarta potencia de la energía de las partículas e inversamente con la tercerapotencia de la masa de la partícula. Esto supone una fuerte limitación parala aceleración de electrones a gran energía, justamente el caso para el que elbetatrón es el más adecuado.

8.3.3. Ciclotrón y otros aceleradores resonantes

Existen unos aceleradores circulares que, si bien tienen funcionamientosdiferentes, comparten una característica común: imparten a las partículas unosmovimientos cíclicos sincronizados con los campos utilizados. Mediante esteefecto resonante se consigue que, al igual que en otros sistemas con frecuenciaspropias, se produzca una absorción alta de energía desde un estímulo oscilante.Se hará especial énfasis en el ciclotrón por ser de más fácil comprensión, ademásde por haber sido el primero en aparecer. El resto de aceleradores aparecieronprecisamente como soluciones a las limitaciones del ciclotrón en cuanto a energíade aceleración y estabilidad del haz.

La primera versión de ciclotrón fue desarrollada por E.O. Lawrence en1930. Se trata de otro modelo de acelerador circular en el que, como ocurreen el caso del betatrón, se dispone de un campo magnético para conformar latrayectoria de las partículas y de un campo eléctrico para producir la aceleración.El aparato tiene una forma cuasi-cilíndrica y la sección circular está dividida endos mitades, existiendo un espacio circular entre ambas.

El campo magnético es uniforme en cada uno de los medios círculos (tradi-cionalmente llamados dés debido a su forma) y perpendicular al eje del cilindro.Dicho campo magnético permanecerá constante durante todo el proceso. Las dosdés se encuentran aisladas entre sí y se les comunica una diferencia de potencialde modos oscilante, de forma que en el espacio hueco entre ellas se produzca uncampo eléctrico de dirección constante pero sentido oscilante.

Dentro de cada una de las dés, el campo magnético homogéneo curva latrayectoria de las partículas según una circunferencia. Entre las dos dés se es-tablece una diferencia de potencial oscilante, de modo que las partículas queabandonen una dé siempre vean un campo eléctrico del mismo sentido que suvelocidad, lo que producirá un incremento de energía igual al salto de potencialentre las dés, multiplicado por el valor de la carga.

La característica especial de este esquema es que la frecuencia de oscilacióndel campo eléctrico no debe cambiar según las partículas se van acelerando. Eltiempo que tarda una partícula en realizar la trayectoria circular de una dé esel siguiente:

R =mv

qB; t =

πR

v=

πm

qB,

que es independiente de la velocidad de la partícula. Si se desprecia el tiempo


que tardan las partículas en pasar de una a otra dé —como consecuencia de laescasa separación entre ambas, comparada con su tamaño—, la expresión deltiempo que tarda una partícula en realizar un ciclo completo es el doble quela expresión anterior, con lo que la frecuencia de oscilación del campo eléctricodebe ser f = qB

2πm , conocida de antemano. Para cada uno de esos ciclos, lapartícula ha adquirido la energía correspondiente a dos saltos de una a otra delas dés. Esto corresponde a un valor de 2qV , donde V representa la diferenciade potencial entre ellas. Es aquí donde se aprecia de modo directo el carácterresonante del proceso de aceleración. La frecuencia de oscilación debe fijarse a unvalor propio dado, o de otro modo no se producirá un efecto de aceleración. Asípues, se tiene que la trayectoria de las partículas no es exactamente circular,sino una especie de espiral compuesta por arcos de circunferencia, con radiocreciente. Ello facilita una inserción de las partículas en regiones diferentes dela de extracción de partículas aceleradas.

Uno de los principales límites del ciclotrón, tal y como se ha presentadohasta ahora, es que la propiedad de frecuencia constante de todas las partículasaceleradas sólo es válida mientras los efectos relativistas no sean apreciables. Porello, en la práctica se emplea para la aceleración de iones, pero no de electrones,que presentan efectos relativistas a partir de una energía mucho menor. Por otraparte, tiene como ventaja la producción continua de micropulsos de partículas,sincronizado con la oscilación del campo eléctrico.

Versiones más evolucionadas del ciclotrón utilizan un diseño en el que lasdés están divididas en sectores, que pueden poseer diferentes formas y valores decampo magnético. Con esto se logra aumentar la estabilidad del haz, de modoque una partícula que saliera de él tendría una tendencia natural a volver almismo.

Con el fin de superar los límites de energía anteriormente mencionados, eldiseño del ciclotrón evolucionó al sincrociclotrón. Éste es un ciclotrón con fre-cuencia de oscilación de campo eléctrico variable, de modo que se puedan teneren cuenta los efectos relativistas y no se pierda el sincronismo de la aceleración.Con una forma similar al ciclotrón, son característicos por los grandes ima-nes utilizados para curvar la trayectoria de iones a alta energía. Actualmentequedan dos de ellos en funcionamiento: el de 184 pulgadas del Laboratorio Law-rence Berkeley y el modelo sc del Centro Europeo para la Investigación Nuclear(cern). Pueden acelerar protones hasta unos 600 MeV, produciendo corrientesdel orden del miliamperio.

El modelo más avanzado derivado del ciclotrón es actualmente el sincrotrón.Ésta es una máquina de funcionamiento cíclico, en la que tanto el campo eléctricocomo el magnético oscilan de modo resonante con las partículas aceleradas.Opuestamente al ciclotrón, en el sincrotrón existe una única órbita circular enla que se produce la aceleración de las partículas. Esto facilita el posicionamientode los elementos de direccionamiento y control del haz.

El desarrollo de los sincrotrones ha sido especialmente provechoso para elcampo de las altas energías. Se pueden construir de manera modular y ensam-blarse en anillos de aceleración de kilómetros de longitud. En estos diseños, losimanes encargados de guiar el haz ocupan sólo una pequeña parte del circuito


de aceleración, con el consiguiente ahorro de material. El número de etapas deguiado (curvado de la trayectoria) no está prefijado y depende del diseño. Dichocircuito puede estar compuesto por zonas curvas y rectas, con el fin de facilitarla inyección o extracción de partículas y otros experimentos. En este acelerador,al igual que en el ciclotrón, la aceleración y el guiado de las partículas son rea-lizados por sistemas diferentes. El sistema de aceleración se puede realizar porun proceso de inducción, como en el caso del betatrón, o por radiofrecuencia.

La parte curva del canal de aceleración está cubierta por sistemas de defle-xión del haz. Una ventaja fundamental del sincrotrón frente al ciclotrón es que,al poseer una órbita cerrada de aceleración, los campos magnéticos se ciernen aunas extensiones mucho menores. Mediante el uso de sincrotrones, se ha llegadoen varios casos a energías de aceleración de cientos de GeV, e incluso de TeV.Por supuesto, en ese rango de energía los efectos relativistas son apreciablesno sólo para electrones sino incluso para iones. Con esos valores de energía, laemisión de la mencionada radiación de sincrotrón vuelve a ser una limitación.En todos los elementos de curvatura del haz hay una fuerte emisión, lo quepone un límite superior a la energía máxima que puede emitir un acelerador.Dicho límite teórico se alcanza cuando la energía comunicada en la sección deaceleración iguala a las pérdidas por radiación de sincrotrón. Puesto que dicholímite teórico varía con la raíz cuarta del radio de curvatura, ello ha llevado ala construcción de enormes sincrotrones, de kilómetros de extensión.

8.3.4. Aceleradores lineales

Los aceleradores lineales comprenden una vasta cantidad de sistemas de ace-leración a energías medias. Un acelerador lineal (o linac en terminología inglesa)es un sistema en el que el canal de aceleración es una línea recta. La diferenciafundamental que eso impone respecto a los circulares es que las partículas ace-leradas recorren el circuito de aceleración una sola vez. Esto claramente limitala energía de aceleración a valores inferiores, por la inferior longitud efectiva dela zona de aceleración.

Como prestaciones positivas respecto a los aceleradores circulares, se tieneque se fabrican como elementos compactos que precisan de pocos o ningúnelemento de curvatura del haz. La ausencia de curvatura también resuelve losproblemas radiológicos relacionados con la a menudo indeseable radiación desincrotrón que aparece fundamentalmente al curvar la trayectoria de electronesacelerados. Los aceleradores lineales pueden clasificarse en dos tipos:

– Aceleración lineal por inducción: el uso de este sistema se remonta al año1964; esta clase de aceleradores realizan el proceso de aceleración de unmodo semejante a como se hace en el betatrón. Es decir, se generan unoscampos magnéticos variables de modo que, de acuerdo con las ecuacio-nes de Maxwell, exista un campo eléctrico (por inducción) que tengala dirección adecuada para acelerar las partículas. El haz de partículasse comporta como el secundario de un transformador eléctrico. A dife-rencia del betatrón, en este caso se sitúan en línea centenares de estostransformadores con el fin de mantener constante la dirección del campo


eléctrico durante la aceleración. Al igual que con el betatrón, se tiene unhaz pulsado de partículas de energía de hasta decenas de MeV y, lo quelo caracteriza, pulsos muy cortos de corriente muy alta, llegando al kA.El acelerador más importante de este tipo es el de la instalación darht(Dual-Axis Radiographic Hydrodynamics Test), construido en 1997 en elLaboratorio Nacional de Los Álamos (lanl, en Estados Unidos), dentrodel plan de pruebas de laboratorio de armas nucleares.

– Aceleración por radiofrecuencia: en esta categoría entran la mayoría delos aceleradores lineales utilizados tanto en medicina como en industria.En este caso, la aceleración del haz de partículas se realiza por absorciónde radiación electromagnética previamente generada dentro de cavidadesresonantes.

La tecnología de las cavidades resonantes viene de la investigación militarpara desarrollar radar y fuentes de microondas. Una cavidad resonantepara radiofrecuencia es un contenedor metálico hueco diseñado de tal mo-do que ante un estímulo eléctrico periódico (una tensión alterna de ciertafrecuencia) sea capaz de sostener en su interior un campo electromagné-tico anormalmente elevado. El fenómeno de la resonancia es propio de lossistemas oscilantes, y manifiesta un acoplamiento entre las ondas presen-tes en el sistema y la geometría del mismo. Desde el punto de vista de losaceleradores, la propiedad aprovechable es que se pueden crear cavidadesen las que exista un alto campo eléctrico que, sintonizado adecuadamente,pueda producir la aceleración de partículas. En el interior de las cavida-des, el campo eléctrico oscila como una onda estacionaria. El diseño delacelerador ha de realizarse de modo que las partículas se vean sometidas alcampo en el momento en que su sentido es el adecuado para la aceleración.

El análisis del campo electromagnético en el interior de una cavidad se hacemediante un complejo proceso de separación de variables en las ecuacionesde Maxwell. Se obtienen unos conjuntos de funciones propias de osci-lación dependientes de índices discretos (i, j, k). De este modo, se hablade los modos de oscilación del campo eléctrico TEi,j,k y de los del campomagnético TMi,j,k. Cualquier tipo de oscilación del campo electromagné-tico se expresa como combinación de estos modos propios. Diseñando elsistema para aprovechar el modo de oscilación adecuado, se llega a camposeléctricos promedio de 8 MV/m, lo que permite la aceleración de partícu-las a energías moderadas utilizando canales de aceleración de unos pocosmetros.

El primer acelerador lineal de estas características fue construido por elgrupo de L. Álvarez en el lbnl a partir de emisores militares de radar,dando un resultado sin precedentes al acelerar una corriente de 0,4 mA a32 MeV. Dicho acelerador se construyó con el fin de producir neutrones porinteracción de electrones rápidos con núcleos atómicos. Dichos neutronestenían la finalidad de inducir reacciones que produjeran material fisiblepara armas. Los aceleradores lineales han pasado desde entonces a seruna herramienta casi imprescindible en numerosos campos de la medicinay la industria. Estas máquinas han llegado a ser muy compactas, sin lavoluminosidad y el peso de los aceleradores circulares.

98 8.4. Grandes aceleradores de investigación

8.4. Grandes aceleradores de investigación

– El Large Hadron Collider (lhc) y el Large Electron and Positron Collider(lep) del cern. El lhc es un sincrotrón acelerador de protones, situa-do entre Suiza y Francia, en el Centro Europeo de Investigación Nuclear(cern), una institución en la que participan más de veinte naciones. Ellhc está situado en el mismo túnel subterráneo donde se encuentra el lep,otro sincrotrón destinado a acelerar electrones y positrones, que ha estadooperativo desde el año 1989 hasta el 2000. Dicho túnel tiene una longitude 27 kilómetros. El lep comenzó a operar con una energía de 45 GeV,llegando hasta un valor de 100 GeV. El lhc, por su parte, tiene previstoentrar en operación en el año 2007 y está diseñado para acelerar protoneshasta una energía de 7 TeV. Funcionará con imanes superconductores re-frigerados para producir los campos magnéticos necesarios para conformarla trayectoria curva del haz.

– El Tevatron del Fermilab. El nombre de este acelerador fue escogido porla barrera que estaba llamado a alcanzar: acelerar partículas a más de1 TeV. El Fermilab —originalmente llamado National Accelerator Labo-ratory y posteriormente renombrado en memoria del físico italiano E.Fermi— es un laboratorio nacional situado en Estados Unidos, que hasido desde su creación uno de los punteros en el estudio de la estructurade la materia. El tevatron es un sincrotrón de seis kilómetros de perímetrosituado bajo tierra, destinado a la aceleración de protones y antiprotones.Está operando desde 1992, aunque la energía de sus haces ha ido viéndoseincrementada con el paso del tiempo hasta un valor de 980 GeV.

– El Stanford Linear Collider (slc) de la Universidad de Stanford. Se cons-truyó entre 1983 y 1989 en la Universidad de Stanford, en California. Setrata de un acelerador lineal capaz de producir haces de protones y elec-trones de hasta 50 GeV. Tiene una longitud de aceleración de dos millas(3,2 km), que se realiza mediante radiofrecuencia. En la parte final desu trayectoria, el haz se desdobla en dos de modo simétrico, para hacercolisionar entre sí las dos ramas producidas, en el interior de un detector.

– El Advance Light Source del lbnl. El als es un sincrotrón de unos se-senta metros de diámetro situado en el Laboratorio Lawrence Berkeley enCalifornia. Se encuentra en operación desde 1993 y acelera electrones auna energía entre 1,5 y 1,9 GeV. Tal y como se comentó anteriormente, unradio de curvatura pequeño produce en el caso de electrones importantespérdidas de energía por radiación de sincrotrón. Eso es exactamente lo quese pretende en el als, que produce masiva e intencionadamente radiaciónde sincrotrón, que se emplea para multitud de experimentos. La radiaciónproducida, en el rango de ultravioleta y rayos X, posee una luminosidadexcepcionalmente alta. El brillo de esa radiación, medido como el númerode fotones emitidos por segundo por unidad de área y estereoradián superaen trece órdenes de magnitud el de una bombilla y en diez el de un tubode rayos X.

Capítulo 9

Aplicaciones médicas de

radionucleidos y radiaciones

ionizantes

9.1. Introducción

En medicina, las radiaciones ionizantes han sido utilizadas desde los prime-ros descubrimientos de la radiactividad, aunque los estudios sobre sus efectoshan ido aportando más y más conocimientos para su aplicación médica. Lasradiaciones ionizantes poseen un cierto poder de penetración en la materia viva,causando, en principio, imperceptibles daños estructurales en la misma. Estapropiedad es la fundamental para disponer de un método de actuación en el in-terior de los cuerpos vivos, evitando en lo posible las técnicas invasivas (cirugía)que tengan más complicaciones desde el punto de vista médico.

Las principales aplicaciones en el campo médico de las radiaciones ionizantesson dos:

– Diagnóstico: gracias a su poder de penetración, las radiaciones ionizantespueden atravesar los cuerpos vivos y entregar cierta información a de-tectores situados adecuadamente. La radiación puede provenir de hacesexternos, o incluso generarse mediante radioisótopos incorporados al pro-pio cuerpo. Según el tipo de información que se extraiga de las medidas,una técnica puede ser funcional o anatómica.

– Terapia: las radiaciones ionizantes constituyen la base de una serie deprácticas curativas de enfermedades; son especialmente importantes enoncología, proporcionando un riesgo de agresión contra las células cance-rosas, aunque no exento de riesgo contra las sanas.

100 9.2. Efectos biológicos de las radiaciones ionizantes

9.2. Efectos biológicos de las radiaciones ionizan-

tes

La ciencia que estudia los efectos de las radiaciones ionizantes en la materiaviva es la radiobiología. Dicha ciencia estudia los cambios originados por lainteracción de las radiaciones con la materia y el comportamiento posterior dela misma, así como su capacidad de recuperación.

La Comisión Internacional de Protección Radiológica (icrp) distingue tresconceptos básicos en radiobiología: el cambio, que sucede inmediatamente des-pués de la interacción; el daño, que ocurre cuando los cambios inducidos por laradiación no pueden ser reparados por el cuerpo; y la lesión, cuando se mani-fiesta en el sujeto irradiado o su descendencia como una enfermedad.

9.2.1. Cambios biológicos inducidos por radiación

Cuando la radiación ionizante penetra en un cuerpo vivo, deposita sobre élsu energía, de un modo semejante al de cualquier otro tipo de materia; unostipos de radiación resultan ser más dañinos que otros, incluso para la mismacantidad de energía depositada.

Cuando una partícula o cuanto de radiación interactúa en el interior de uncuerpo vivo, cede gran cantidad de energía a las moléculas en las que tiene lugarel proceso. Esta energía es en todos los casos superior a la de ligadura de losátomos dentro de las moléculas, y asimismo a la de los electrones corticales decada átomo. La mayoría de las veces, esto produce la ionización y/o la rupturade la molécula en cuestión. Teniendo en cuenta la gran energía de las partículasincidentes (del orden del MeV) frente a las energías de ligadura moleculares (delorden del eV), una única partícula es capaz de producir ese efecto destructivo amiles de moléculas.

Estas interacciones hacen que en el medio biológico aparezcan radicales li-bres orgánicos e iones OH− y H+. Estos cambios bioquímicos tienen lugar uninstante posterior a la interacción de la partícula, unos picosegundos después.Los nuevos compuestos son altamente reactivos y, en muchos casos, tóxicos. Suaparición en el interior de las células puede explicar su muerte de manera in-mediatamente posterior a la irradiación. Los radicales libres producidos poseencierta capacidad de difusión dentro del medio líquido corporal, con lo que losefectos nocivos pueden extenderse a regiones diferentes a las irradiadas. Los da-ños originados por este proceso aparecen de modo inmediato tras la irradiación,y con una gravedad que depende de la magnitud de la misma.

Otro tipo de cambios inducidos por la irradiación ionizante es el que tienelugar en el material genético de las células. En el interior de las células existenunas moléculas, especialmente el adn, que son fundamentales de cara a la re-producción de la misma. La acción directa de la radiación incidente sobre lasmoléculas de adn puede provocar su ruptura y, asimismo, los radicales libresanteriormente citados pueden atacarlo. Como resultado de esta interacción, se

9. Aplicaciones médicas de radionucleidos y radiaciones ionizantes 101

ve afectada la capacidad reproductiva de la célula, si bien ésta puede seguirviviendo temporalmente. Este tipo de interacción da lugar a daños que se pre-sentan tras un lapso de tiempo variable, dependiendo de la tasa de reproducciónde las células afectadas.

9.2.2. Respuesta celular

No todos los cambios inducidos sobre el adn asumen el carácter de dañopermanente. El adn posee una cierta capacidad de recuperación de cambiosanormales. Existe un sistema de enzimas que pueden reparar en cuestión deminutos rupturas de la cadena de adn. En función de carácter del cambio,se tiene tres posibilidades: la recuperación completa —correspondiente al 95 %de los casos de cambio de adn—, que restituye los cambios inducidos por laradiación, siendo el período de restitución tiene lugar en un período de tiempodel orden de minutos; la recuperación errónea, cuando el sistema de recuperacióndel adn realiza erróneamente la restitución, dando lugar a mutaciones genéticasy aberraciones cromosómicas; la imposibilidad de recuperación —la posibilidadmás remota de las tres—, que puede ocurrir en el caso de rupturas múltiples deuna cadena de adn.

En el caso de perdurar un daño en los cromosomas tras la fase de recupera-ción, el cambio puede dar lugar a la muerte de la célula o a la imposibilidad dela reproducción. En el caso de aparecer mutaciones genéticas, la célula puedesobrevivir, transmitiéndolas a su descendencia, que puede presentar un com-portamiento anómalo. Estas células pueden, en ciertos casos, producir tumorescancerosos.

La radiosensibilidad se define como la capacidad de una célula de sufrirdaños por los cambios inducidos por radiación. No todos los diferentes tipos decélulas del cuerpo presentan la misma radiosensibilidad; ello significa que hayciertas partes del cuerpo que deben protegerse más que otras a las radiacionesionizantes. Entre éstas se encuentran las que van a tener que reproducirse másy por tanto tienen más capacidad de transmitir mutaciones. Se trata de las gó-nadas, y también de los fetos en gestación. La radiosensibilidad celular puedeser asimismo potenciada o disminuida de modo artificial mediante la adminis-tración de fármacos específicos, que afectan a la actividad de los radicales libresdentro de la materia biológica.

Un hecho comprobado, en el que se basa la terapia oncológica, es que lascélulas tumorales cancerosas presentan una radiosensibilidad superior a la de lasnormales. Esto hace posible realizar irradiaciones intencionadas con la finalidadde que los efectos negativos sobre las células cancerosas sean muy superiores alos producidos sobre las células normales. La cantidad de radiación que recibeuna célula viene expresada por la dosis absorbida de radiación, que se definecomo la energía de la radiación incidente que es absorbida por la materia, porunidad de masa. Su unidad es el gray (Gy), que corresponde a un julio porkilogramo.

Además de los mencionados efectos a corto plazo, directamente relacionados

102 9.3. Aplicaciones médicas de diagnóstico

con una exposición excesiva a la radiación, existen otros efectos a más largoplazo. Los efectos globales que la irradiación puede provocar en un ser vivopueden, así, dividirse en dos categorías:

– Deterministas: son efectos que siempre se producen ante irradiaciones deuna determinada magnitud. Tienen un umbral inferior, en el sentido deque los daños por irradiaciones por debajo de ese límite son reparadas porel cuerpo, no dejando secuelas.

– Estocásticos: estos efectos pueden aparecer o no tras la irradiación. Apa-recen a más largo plazo, cuando las lesiones deterministas han sido yacorregidas. No tienen un umbral mínimo de aparición, i.e., pueden darsetras cualquier tipo de irradiación, si bien se considera que la probabilidadde aparición es proporcional a la dosis recibida.

La interacción de las radiaciones ionizantes con la materia viva presentasiempre un grado de riesgo que hay que evaluar y, por supuesto, minimizar.Naturalmente, en actividades que impliquen el uso de radiaciones, incluida laterapia oncológica, hay que evaluar si los efectos curativos compensan estosriesgos.

9.3. Aplicaciones médicas de diagnóstico

Desde que quedó en evidencia la capacidad de las radiaciones ionizantes deatravesar medios sólidos, se pensó en su aplicación para obtener información delinterior del cuerpo humano. Actualmente existen diversas técnicas que aportaninformación tridimensional con alto grado de detalle sobre la anatomía y lafuncionalidad del cuerpo humano.

9.3.1. Rayos X

Los rayos X fueron primeramente descubiertos por Wilhem Conrad Ro-entgen en 1895 durante su investigación con tubos de rayos catódicos y emisiónde radiaciones desde descargas eléctricas en tubos de vacío. Descubrió inmedia-tamente la capacidad de esas radiaciones (en principio, de origen desconocido:de ahí su nombre) para atravesar cuerpos sólidos en mayor o menor proporción.En diciembre de 1895 apareció la que sería la primera radiografía de un ser vivo.Inmediatamente después del descubrimiento —y con total desconocimiento delos riesgos asociados—, la técnica radiográfica se extendió a gran velocidad enel campo médico y, curiosamente, también en el recreativo.

La naturaleza de los rayos X es la de una radiación electromagnética. Suenergía (la de sus cuantos de radiación) se encuentra inmediatamente por encimade los rayos ultravioleta, desde unos 300 eV en adelante. Los rayos X no son unaradiación nuclear, sino que provienen de una transición electrónica; sin embargo,se estudia con el resto de radiaciones ionizantes, ya que su comportamiento esanálogo.


El proceso básico de producción de rayos X es, pues, una transición en laque uno de los electrones de un átomo cambia de nivel, de modo que su variaciónde energía es mayor de varios centenares de electronvoltios. Esto puede ocurriren diversos escenarios:

– Materia a muy alta temperatura: cuando la temperatura de la materiasupera el millón de grados, el medio se encuentra en estado de plasma.Parte de los electrones de los átomos se separan de éstos y se comportancomo partículas libres. En ese medio la velocidad media de las partículases superior a la que se tiene a temperatura ambiente. La violencia de lascolisiones entre partículas (ya sean iones positivos o electrones) hace quelos electrones ligados se desplacen de su nivel de mayor estabilidad. Setrata de una situación de equilibrio en la que los electrones que vuelven aesos niveles emiten fotones que pueden estar en el rango de los rayos X.Este tipo de emisión se da en el centro de las estrellas, donde el estadotérmico de la materia cumple las condiciones de este punto. Cuando esmisma situación ocurre a cientos de grados, sin llegar al estado de plasma,se produce una emisión similar en forma de radiación infrarroja.

– Estimulación externa de los electrones atómicos: haciendo colisionar par-tículas aceleradas sobre materia, los electrones de ésta se ven expulsadosde sus órbitas de equilibrio. Los niveles energéticos superiores son inesta-bles, con lo que los electrones tienden a volver al nivel de menos energíaque esté permitido. Si las colisiones son lo suficientemente enérgicas, es-tas transiciones inducidas pueden dar lugar a la emisión de rayos X. Laspartículas incidentes pueden provenir de radiación natural o de partículasaceleradas. La característica de este modo de emisión es su isotropía deemisión.

– Radiación de sincrotrón y de frenado: la aceleración súbita de partícu-las cargadas, especialmente electrones, produce una emisión de radiación.De un modo semejante, la deceleración súbita de electrones produce lallamada radiación de frenado o, como tradicionalmente se ha llamado,Bremsstrahlung. Contrariamente al caso anterior, los rayos X emitidos deeste modo provienen de la desaceleración de partículas cargadas y tienenuna dirección preferente, con lo que la emisión no es isótropa sino queposee una dirección preferente: la dirección original del haz de partículas.

– Captura electrónica por parte del núcleo: la función de onda de los electro-nes más internos de un átomo no es despreciable en la región ocupada porel núcleo. Esto hace que algunos isótopos presenten el proceso de capturaelectrónica, por lo que un electrón interno es absorbido por el núcleo. Alquedar un hueco libre en un nivel interno, los electrones superiores tien-den espontáneamente a ocuparlo, emitiendo en la transición radiación quepuede caer en el rango de los rayos X.

El espectro de energías de los fotones producidos por los anteriores métodospuede diferir entre ellos, y también en función de otros parámetros del diseño.En el caso de producción de rayos X a partir de descargas eléctricas, los pará-metros fundamentales son el potencial eléctrico de alimentación y el material


de construcción del ánodo. En el caso de la captura electrónica o excitación delos electrones atómicos, la emisión se produce exclusivamente en las energías co-rrespondientes a las transiciones electrónicas del átomo según los electrones vanocupando posiciones de menor energía desde los niveles superiores. El frenadode los electrones, por el contrario, puede dar lugar a la emisión de radiaciónde modo continuo en todo un rango de energía, en función de la magnitud delfrenado que sufran.

En un caso real, se superponen los dos tipos anteriores de espectro. Por unaparte, el correspondiente a las transiciones electrónicas de los niveles del átomoen cuestión, que depende del material del que esté constituido el átomo. Porotra parte, se tiene el continuo correspondiente a la radiación de frenado, quesigue una distribución continua dependiente del potencial aplicado para acelerarlos electrones. El espectro tiene un valor mínimo correspondiente a la máximaenergía λmín = hc

eV .

En el área de diagnóstico del campo médico, con intensidad de radiaciónmoderada, el modo de obtener rayos X es, en su gran mayoría, mediante des-cargas eléctricas entre electrodos. En un recipiente de vacío se dispone, en unelectrodo, de un filamento incandescente, de modo que los electrones que se libe-ran en él se vean acelerados hasta el electrodo positivo, donde sufren un procesode frenado, al tiempo que colisionan con los átomos del proceso de destino. Esen estos dos procesos donde se producen rayos X. El ánodo se construye conuna cierta inclinación, de modo que presente una cierta sección visible desde laabertura de salida de los rayos.

En los esquemas prácticos el ánodo se construye como un disco rotatorio,de modo que el punto de incidencia de los electrones va cambiando. Esto se hacepara evitar un excesivo calentamiento que podría llevarlo al punto de fusión. Sesuelen escoger materiales metálicos de alto punto de fusión, como el volframio,el molibdeno, del cobre o una aleación de hierro y cromo. Los dos parámetrosfundamentales de funcionamiento son:

– Tensión de aceleración: esta tensión marca la energía que tendrán loselectrones al colisionar con el ánodo y, en última instancia, la energíamedia de los rayos X producidos. En general, cuanta más energía tienenlos fotones producidos, más poder de penetración en la materia poseen. Enlas aplicaciones médicas, esta tensión se selecciona en función del espesorde cuerpo que habrán de atravesar los fotones. Como valores típicos setienen desde 60 kV para radiografías dentales a 200 kV para cuerpo entero.

– Intensidad de corriente de electrones: una vez fijada la tensión de opera-ción, esta intensidad de corriente es una medida indirecta de la intensidadde radiación emitida. Este parámetro es el que se encuentra en el controldel aparato, que, dependiendo del modelo, tiene una conversión a dosis deradiación emitida por el tubo. Los valores medios para diagnóstico son deun orden que va de la unidad a la centena del miliamperio.

El método de formación de imágenes a partir de los rayos X sigue un procesomuy semejante al de las fotografías ópticas. Tradicionalmente se han utilizado


placas fotográficas especiales, láminas compuestas de una base flexible en lasque se deposita una emulsión gelatinosa con gránulos de un compuesto de platasensibles a la luz. La exposición de la placa puede ser directa o realizarse me-diante una pantalla intensificadora fluorescente. Estas placas intermedias tienenla función de amplificar la radiación x incidente convirtiéndola a otra longitudde onda, que es la que se plasma en la placa fotográfica. Asimismo, existe latécnica de la fluoroscopia, en la que la radiografía produce una respuesta inme-diata de fluorescencia en una placa, de modo que el médico puede observar entiempo real el comportamiento dinámico del interior del cuerpo humano. Estastécnicas suelen ir acompañadas de la previa ingestión de fluidos de contraste,para seguir claramente la evolución de los mismos en el interior del cuerpo.

En el caso de impresión directa, las placas tienen que estar diseñadas parala dosis de radiación x, que es mucho más intensa que la luz visible. Teniendoen cuenta la sensibilidad de la placa radiográfica y la intensidad de radiación,se calcula el tiempo de exposición. Lo que se busca es hacer trabajar a la placaen el rango donde presente una mayor sensibilidad, i.e., donde las variacionesde intensidad se reflejen en cambios de tonalidad más fuertes.

Actualmente, en ciertos casos, se ha sustituido la impresión de placas fo-tográficas por cámaras ccd (Charge-Coupled Device) digitales especiales, delmismo modo que ocurre en la fotografía digital. A pesar de que la salida digitales semejante a la de las imágenes normales, en el estándar médico se empleanmás de ocho bits para definir la escala de grises; normalmente se trata de doceo dieciséis bits. Con eso se consigue una sensibilidad a los diferentes tonos. Elformato de almacenamiento e intercambio de información médica, entre la quese encuentran las radiografías, es llamado dicom (Digital Imaging and Commu-nications in Medicine).

El único punto común a la gran diversidad de aparatos empleados en laradiografía médica es que el tubo de rayos X debe estar blindado, por motivosde protección radiológica. Como material de blindaje se emplean carcasas demateriales de alto número atómico, como el plomo.

9.3.2. Tomografía axial computerizada

Una limitación claramente observable en el método de los rayos X es quecomo resultado se obtienen imágenes bidimensionales. Es pues tarea del médi-co interpretar la imagen, utilizando sus conocimientos de anatomía para teneruna idea de la posición real de los elementos representados en ella. Un avancefrente a la radiografía tradicional vino con el desarrollo de la tomografía axialcomputerizada (tac, o ct o cat en sus siglas inglesas) mediante la cual, conel uso exclusivo de rayos X, se puede obtener información detallada sobre lacomposición de una sección transversal del paciente. Realmente, la informaciónque se obtiene es, como en la radiografía tradicional, relativa a la absorción deradiación x por parte de los diferentes tejidos. Conociendo la composición apro-ximada del cuerpo humano se pueden inferir los valores de densidad a partir delos datos de absorción, mediante la llamada escala de Honusfield.

La tac fue desarrollada por primera vez en 1972 por Godfrey NewboldHonusfield. El funcionamiento de la máquina se basaba en el estudio de una


sección transversal de la anatomía (una «rebanada»), que podía realizarse ensucesivas posiciones para tener una visión global del interior del cuerpo.

En la técnica tac, el paciente es situado en el interior de un cilindro, dondese encuentran en posición opuesta un tubo de rayos X y un sistema de detecto-res digitales. Durante el proceso de medida, el conjunto de tubo más detectorgiran alrededor del paciente, tomando datos desde diferentes perspectivas. Lasmáquinas tac son fácilmente reconocibles por su forma de prisma rectangular,con una abertura para la entrada del paciente.

La gran dificultad de la técnica tac es el desarrollo de los algoritmos ma-temáticos que sean capaces de reconstruir el interior del cuerpo a partir de losdatos de los detectores. Se tiene un sistema de muchas ecuaciones que poseecomo incógnitas las densidades de Honusfield (equivalentes a la capacidad deabsorber radiación) en una matriz de puntos discretos en la zona del paciente.El número de incógnitas depende directamente de la resolución espacial que sedesee conseguir, mientras que el número de ecuaciones depende del número dedetectores de los que se disponga (resolución espacial) y del número de ángulosde rotación a los que se tomen imágenes (resolución angular).

Uno de los problemas del tac original era el alto tiempo de exploración,que superaba, para un estudio abdominal, la media hora. Esta situación hasido mejorada empleando detectores ccd de respuesta más rápida, detectoresen matriz de múltiples filas, detectores de menor tamaño y, finalmente, tachelicoidal. En este último el cabezal del tac gira a la misma velocidad a la quese desplaza axialmente, describiendo un forma de hélice. Esto acorta el tiempodel estudio, al combinar los datos recogidos por las diferentes filas de detectores.

Con los avances logrados se ha llegado a tiempos de exploración del ordende varios segundos, con una resolución espacial igual en las direcciones axialy transversal. Este último punto es muy importante par introducir el métodotridimensional de visualización. Para esta tarea se recurre a la ayuda de compu-tadoras transfiriendo los datos a unidades de visualización conforme al protocolodicom anteriormente mencionado. Con la ayuda de computadoras se puede rea-lizar una reconstrucción tridimensional del cuerpo humano. Una vez hecha estareconstrucción, se pueden realizar cortes virtuales por planos arbitrarios, o apli-car filtros que visualicen sólo las zonas de interés.

El uso de los estudios tac, como todos aquellos en los que intervienenradiaciones ionizantes, no está exento de riesgos radiológicos: en un estudioabdominal la dosis de radiación puede llevar a ser 500 veces mayor que en unaradiografía de tórax.

9.3.3. Resonancia magnética nuclear

La resonancia magnética nuclear (rmn) es una técnica tomográfica, al igualque la tac. Los orígenes de esta técnica se remontan al descubrimiento del efec-to de resonancia magnética, realizado independientemente por Felix Blochy Edward Purcell en 1946. Se utilizó durante las primeras décadas para elanálisis molecular de sustancias, hasta que en 1971 Raymond Damadian des-


cubrió que la respuesta a esta técnica en las zonas tumorales era diferente a ladel tejido sano. Es entonces cuando esta técnica entró dentro de las prácticasde diagnóstico del tipo tomografía.

La técnica original rmn se basa en la excitación y posterior relajamiento delos núcleos de los átomos presentes en una muestra. Es importante el hecho deque esta técnica no use radiaciones ionizantes sino radiofrecuencia. A partir deella se obtienen datos anatómicos internos de composición química.

Los neutrones y protones, elementos constituyentes del núcleo atómico, po-seen un momento angular intrínseco llamado espín. Ese momento angular, pro-piedad vectorial, le confiere a esas partículas un momento magnético que lashace comportarse como pequeños imanes que interactúan con el campo magné-tico, con una tendencia a alinearse con él. El valor de ese momento magnéticoes siempre el mismo para todos los neutrones y protones, siendo 1

2 de la unidadfundamental. En un núcleo se encuentra un cierto número de nucleones cuyosespines se pueden cancelar entre ellos. Sin embargo, en numerosas ocasiones,debido a la paridad del número de los diferentes nucleones, no es posible lacancelación de sus valores. Es en ese caso cuando el núcleo posee un momentoresultante que, según la física cuántica, debe ser también un múltiplo entero osemientero de la unidad fundamental.

Al igual que se comporta un imán, el momento angular de un núcleo res-ponde a la presencia de un campo magnético externo, con tendencia a orientarseen su dirección. Así, existe una componente energética relativa a la posición delespín, siendo de valor negativo (estable) cuando el espín se encuentra alineadocon el campo. Esa componente energética es proporcional al valor del campomagnético, ∆E = kB. Según describe la teoría cuántica, la componente alinea-da con el campo magnético sólo puede tomar dos valores: paralelo o antiparaleloal campo.

En una sustancia situada a una temperatura mayor que el cero absoluto,existe no obstante un cierto grado de desorden, que hace que existan elementosfuera de la posición de estabilidad. Mediante la aportación de energía se puedepasar de un estado a otro. Esto se consigue con radiación electromagnética de laenergía adecuada para pasar de un estado a otro. La frecuencia de esa radiaciónnecesaria se denomina frecuencia de Larmor y depende de cada núcleo, siendosiempre directamente proporcional a la magnitud del campo magnético presente.

Hay que resaltar de nuevo que no todos los materiales son susceptibles desufrir esta interacción con el campo magnético. Sólo aquellos que tengan unvalor resultante de espín protónico o neutrónico pueden hacerlo. Estos núcleossuelen tener valores impares de número atómico o másico. No obstante, dentro deesta categoría se encuentran elementos presentes en el cuerpo humano, como elhidrógeno. Los elementos que responden a la rmn son de bajo número atómico,ya que en e caso de alto Z, el momento magnético electrónico apantalla al núcleo,con lo que no responde a los estímulos externos.

Prescindiendo de consideraciones cuánticas, se puede considerar que el mo-mento magnético de cada zona escogida es una magnitud clásica de variacióncontinua. Por tanto, no hay sólo dos posibles estados, sino que el vector magnéti-


co global puede tener cualquier dirección. Al aplicarle un campo magnético, esadirección global se alineará con él, ya que la mayoría de los espines individualeslo hará.

Si mediante un estímulo externo se saca un momento magnético de su po-sición de equilibrio, su tendencia natural es a volver a él con un movimiento deprecisión alrededor de la dirección del campo magnético. La rotación del mo-mento magnético alrededor del eje central siempre tiene como frecuencia la deLarmor, independientemente de la perturbación inicial.

El proceso de vuelta al equilibrio tiene un tiempo característico fijo, por elque se pueden caracterizar diferentes materiales o tejidos. Pero lo más impor-tante es que durante la oscilación del momento magnético se está emitiendo unaseñal electromagnética en la frecuencia de Larmor, que puede ser identificada.

Si a un material magnetizado con un campo primario B se le somete aun campo magnético oscilante de frecuencia igual a la de Larmor, se puedegirar el momento angular promedio de las zonas. Una vez desplazado de susituación de equilibrio, rotará como se ha descrito anteriormente. La propiedadmás interesante de la rmn es que, una vez desaparecido el estímulo magnéticooscilante, durante la vuelta a la posición de estabilidad, el material seguiráemitiendo radiación electromagnética en la frecuencia de Larmor en la zonaen cuestión.

La respuesta al estímulo va desapareciendo conforme los momentos magné-ticos de las zonas se aproximan a la posición de equilibrio, momento en que cesala emisión de señal de respuesta. En función de la potencia de la señal de res-puesta, de su frecuencia y del tiempo de extinción, se puede inferir informaciónsobre la composición de una muestra. Las respuestas de diferentes materiales seproducen a diferentes frecuencias, con lo que en una mezcla todos los materialespresentes dejan su huella en la radiación saliente. Mediante un análisis de Fou-rier de la señal de respuesta se puede saber qué materiales hay presentes y enqué proporción, teniendo en cuenta la amplitud de las diferentes frecuencias.

El modo de conseguir una resolución espacial se basa en realizar el estudiode un único material, introduciendo variaciones espaciales del campo magnéticoque se reflejen en una variación espacial de la frecuencia de Larmor.

– Introduciendo inicialmente un campo magnético principal variable en elespacio, se consigue que la frecuencia de Larmor varíe en el espacio.Cuando se realiza el estímulo con un campo magnético oscilante, dichocampo interactuará únicamente con las zonas en donde la frecuencia deLarmor sea la de la onda de estímulo. De este modo se introduce unaabsorción selectiva, en la cual sólo se estimula una parte del dominio cal-culada de antemano. Es en esas zonas donde se produce la deposición deenergía y la estimulación de los momentos magnéticos.

– Inmediatamente después de realizada la absorción de energía y la altera-ción de los momentos magnéticos en la región seleccionada del sistema,se procede al cambio del gradiente del campo magnético principal. Coneso se consiguen modificar las frecuencias de Larmor en los diferentes


puntos de la «rebanada» que ha absorbido energía. De este modo se tieneuna diferenciación de la radiación emitida por las diferentes partes de lasección.

Aun con dichas técnicas, por cada lectura existirá toda una zona unidimen-sional, con lo que la segunda parte del anterior proceso hay que repetirla condiferentes direcciones del gradiente siempre perpendiculares al campo magnéti-co. De un modo rotativo, como se realizaba en el tac, se obtienen datos de lacomposición desde diferentes perspectivas, lo que convenientemente combinadoda una representación tridimensional de la composición del material o sujeto.Hay que subrayar nuevamente la complejidad del conjunto de algoritmos com-putacionales que convierten los datos de los detectores en valores del espaciofísico. En este caso, son de especial importancia las transformadas de Fourierque descomponen las señales recogidas por los detectores en las innumerableszonas que emiten con frecuencias diferentes según una onda que decae con eltiempo.

Los resultados de la técnica rmn se visualizan de un modo semejante a comose realiza en la tac. Es asimismo una técnica funcional, pero no se consigue lagran resolución espacial del tac. Sin embargo, el hecho de no emplear radiacionesionizantes constituye una clara ventaja frente a la tac, así como frente a lasdiferentes técnicas de resalte de imagen, que entran más en el campo médicoque en el de la ingeniería.

Las últimas tendencias en el uso médico de la rmn incluyen el estudiode resonancia magnética de los electrones en vez del núcleo, siendo el procesosemejante. Sin embargo, esta técnica está restringida a las pocas sustancias quepresentan electrones desapareados en sus moléculas.

9.3.4. Tomografía por emisión de positrones

Para concluir con la sección correspondiente a técnicas de diagnóstico, seva a tratar la única que utiliza material radiactivo como componente principalde funcionamiento. El primer aparato de tomografía por emisión de positrones(pet) fue construido por primera vez por E.J. Hoffman y M. Phelps en 1973en la Universidad de Washington. Se trata de una técnica de imagen funcional,i.e., no da imágenes directas de la composición del cuerpo humano sino de sufuncionamiento.

El principio de la técnica pet se basa en la propiedad de algunos isótopos dedesintegrarse espontáneamente emitiendo un positrón. El positrón es altamentereactivo en el medio material, donde abundan los electrones. Estudiando lacolisión del electrón y el positrón, y despreciando la velocidad del centro demasa del sistema con respecto a la de la luz, se tiene que ambos fotones debentener velocidades opuestas. Es decir, las velocidades comparten la dirección peroposeen sentidos opuestos.

La propiedad fundamental es que si se consiguen detectar los dos fotonesemitidos en la aniquilación, se sabe que ésta tuvo lugar en la línea recta que


une los puntos de detección. Teniendo en cuenta el corto recorrido medio de unpositrón dentro de un medio sólido (del orden del milímetro), se puede asumirsin gran error que los datos obtenidos corresponden al punto donde se desintegróel elemento emisor de positrones.

Así pues, la técnica médica se basa en inyectar al paciente un compuestoque tenga átomos marcados isotópicamente de modo que emitan positrones.Con esta técnica se busca conocer de modo tridimensional cómo se distribuyeese compuesto dentro del cuerpo humano. El isótopo que se utilice debe cumplirlos siguientes requisitos:

– Posibilidad de introducirse en un compuesto tolerable por el cuerpo hu-mano cuya evolución se quiera estudiar.

– No tener como resultado de la desintegración un elemento que pueda sertóxico.

– Período de semidesintegración del orden de una hora. Hay que tener encuenta que al paciente se le introduce una cantidad apreciable de productoradiactivo dentro del cuerpo. En el caso de una vida media larga, eseisótopo estaría impartiendo una dosis de radiación γ al paciente durantelargo tiempo o exigiría tiempos de exposición muy elevados. En el casode una vida media muy corta, gran parte de la cantidad del elemento sedesintegraría desde el momento de su producción.

Los principales isótopos que utilizados, que cumplen estas propiedades, son18Fe, 11C, 13N y 15O, siendo el primero el más utilizado. La producción de todosestos isótopos de corta vida se realiza en aceleradores de partículas. Teniendoen cuenta la corta vida media de los isótopos, el transporte desde el aceleradorhasta la unidad pet debe hacerse con gran celeridad, y limita el radio útil desuministro de un acelerador. Cada acelerador, no obstante, tiene capacidad paracubrir las necesidades de varias unidades pet que estén suficientemente cerca.El isótopo más comúnmente utilizado en la técnica pet es el 18F introducido enuna molécula de fluordesoxiglucosa (fdg). Mediante el seguimiento del consumode glucosa en el cuerpo se conocen las zonas afectadas de cáncer, que presentanun consumo muy superior a lo normal.

La apariencia externa de una máquina pet es semejante a una tac o rmn.Se trata de un anillo de detectores que ha de envolver al cuerpo en estudio, ya quepara obtener información de una desintegración, debe detectar ambos fotonesemitidos en sentidos opuestos sobre una misma dirección. Teniendo en cuentalas dimensiones del sistema, y que viajan a la velocidad de la luz, el desfase detiempos entre los dos fotones detectados no puede ser superior a un tiempo delorden del nanosegundo. Cuando se da una medida con esas condiciones, se diceque se tiene una coincidencia, que es la única fuente útil de datos.

Para tener una buena resolución espacial, el anillo de detectores debe estarcompuesto por una gran cantidad de ellos, de pequeñas dimensiones, para poderlocalizar con precisión la línea que han seguido los fotones hasta los detectores.Dichos detectores deben ser de muy pequeño tamaño y del alta precisión tem-poral. El método de detección de la radiación γ se basa en su conversión a luz


por cristales especiales que están unidos a tubos fotomultiplicadores. Hasta hacepocos años se utilizaba para los cristales conversores el germanato de bismuto(bgo). Actualmente, la técnica ha avanzado con el ortosilicato de lutecio (lso),que permite cristales más pequeños (de 4×4 mm2), con un funcionamiento másrápido que permite un mayor número de medidas en una exposición. No obs-tante, la precisión espacial de la técnica pet está limitada por el recorrido libremedio de los positrones en el cuerpo. Este recorrido medio actúa como incerti-dumbre insalvable de la posición donde se produjo la desintegración y aparicióndel positrón.

Existen dos modos de medida, con diferente lógica de reconstrucción deimagen. Se trata del método tomográfico y el tridimensional.

– El método tomográfico estudia secciones transversales del cuerpo en estu-dio. Para eso, tiene un sistema de filtrado de la radiación γ entrante, demodo que únicamente deflecte la que proviene del plano central del anillode detectores. Esto tiene la ventaja de tener unas menores exigencias enel sistema de detección. Se tienen menos detecciones por segundo, al fil-trar parte de la radiación, y por otra parte el origen de la radiación estálimitado a un plano, con lo que es más sencillo determinar su posición.

– El método tridimensional recoge también medidas provenientes de zonasdiferentes al plano central del sistema. Esto requiere un mayor número dedetectores y una lógica más compleja para determinar la posición de lasdesintegraciones. Como ventaja, se tiene un mayor número de coinciden-cias en menos tiempo, lo que acorta el tiempo de medida.

El proceso de medida de la emisión de radiación por el cuerpo bajo estudiotarda actualmente aproximadamente 20 minutos. Sin embargo, los métodos deformación de imagen mediante pet implican el análisis de una gran cantidad deinformación durante un tiempo del orden de horas. En la actualidad se estánextendiendo máquinas que combinan en una acción un estudio de pet con unode tac simultáneo. Ello posee la gran ventaja de que el paciente mantiene suposición exactamente durante el proceso de ambas técnicas. De este modo, secombina la información funcional del pet con la anatómica del tac, pudiendolocalizar las zonas afectadas de cáncer con la gran precisión espacial que el petno permite.

La técnica pet no está exenta de riesgos radiológicos para el paciente, yaque se introduce en su sangre una cantidad de material radiactivo que, por otraparte, se desintegra en cuestión de horas. La dosis recibida en una sesión equivaleaproximadamente a la recibida por radiación natural durante un año.

9.4. Aplicaciones médicas de terapia

Las aplicaciones médicas de radioterapia buscan hacer desaparecer el tejidoafectado de cáncer. Para eso se utilizan altas dosis de radiación que tienencomo resultado la incapacidad de reproducción o incluso la muerte de las células

112 9.4. Aplicaciones médicas de terapia

tratadas. En la terapia se imparten dosis de radiación muy superiores a las dediagnóstico, manejándose valores, en ocasiones, hasta mil veces más elevados.Las técnicas de terapia se dividen fundamentalmente en dos clases:

– La teleterapia, en la que la radiación proviene de una fuente externa alpaciente, a una cierta distancia.

– La braquiterapia, donde las fuentes de radiación se sitúan en la proximidadde la zona afectada por cáncer y adaptadas a su forma. De este modo sereduce la dosis de radiación impartida a tejidos.

9.4.1. Irradiaciones de cobalto-60

Esta técnica de terapia, tan antigua como el uso médico de las radiaciones,se basa en la exposición controlada de un paciente a una fuente intensa de 60Co.El 60Co es un metal con una actividad específica aproximada de 1100 Ci/g. Esemisor de radiación β y γ, teniendo la radiación γ energía en torno a 1 MeV. Setrata, por tanto, de un material cuyo manejo es extremadamente peligroso.

Un irradiador de cobalto, o bomba de cobalto, es una especie de lámpara en laque la bombilla es sustituida por una pieza de unos 2 kCi de 60Co. La colimaciónse realiza de modo sencillo: se tiene un pequeño cabezal de plomo que absorbetoda la radiación excepto la que circula a través de la ventana de irradiación.El mecanismo más complejo del sistema es de carga y descarga de la fuente,que se realiza con aire comprimido de modo remoto. Este tipo de máquinas, decoste relativamente bajo, han sido progresivamente sustituidas por aceleradoresde electrones —a pesar de su precio más elevado—, por varias razones:

– La presencia de material radiactivo en alta cantidad aumenta la posibi-lidad de accidentes. La emisión radiactiva no puede detenerse en ningúnmomento.

– La pieza de cobalto debe ser renovada cada cierto tiempo, en torno a losdiez años, debido al decaimiento exponencial de su actividad. Esa pieza,aunque inútil para radioterapia, sigue teniendo una actividad suficientepara ser considerada muy peligrosa. Han ocurrido ya conocidos acciden-tes en México y Brasil, donde fuentes de cobalto usadas han acabado envertederos.

– La energía de la radiación del cobalto es invariable.

9.4.2. Aceleradores de partículas

Los aceleradores de partículas se utilizan en teleterapia, aunque en los úl-timos avances efectuados se han conseguido ventajas semejantes a las de labraquiterapia. Se emplean aceleradores de distintos tipos:


– Máquinas convencionales de rayos X: estas máquinas funcionan aceleran-do electrones de modo electrostático hasta una energía en torno a los 200keV. Entonces se produce una conversión a rayos X al colisionar con el áno-do. Este tratamiento se utiliza para cáncer de piel, puesto que los rayos Xno son muy penetrantes.

– Aceleradores lineales de electrones: este tipo de acelerador posee unas di-mensiones modestas. Con él se obtienen unas energías de electrones dehasta 25 MeV, suficientes para tratamientos profundos en pacientes. Fun-ciona como productor de rayos X al hacer incidir el haz de electrones sobreuna lámina de material de alto Z como el volframio. Estas dos técnicaspresentan el problema más típico de la teleterapia: las partículas depositanla energía preferentemente en la zona de entrada (la piel), en vez de en lostumores, que pueden ser más profundos.

– Aceleradores de protones del tipo ciclotrón, que imparten a las partículasenergías en torno a los 250 MeV. Los protones presentan una curva dedeposición de energía diferente a la de los electrones o los rayos X, presen-tando su máximo en profundidad, lo cual es más beneficioso para actuardirectamente sobre el tumor.

La gran preocupación para el tratamiento con aceleradores es común paratodos los equipos de teleterapia: impartir radiación únicamente en las zonas quelo necesiten, y no en el resto. Para ello se emplean diversas técnicas:

– Control de la energía del haz: así se puede controlar el grado de penetraciónque tendrá el haz dentro del cuerpo.

– Control de direccionamiento del haz: mediante un brazo rotativo (gantry)se consigue variar el ángulo de entrada del haz dentro del cuerpo.

– Delimitación de la extensión del haz: mediante placas gruesas (mandíbulaso jaws), situadas en la zona de salida del haz (cabezal) se consigue delimitarla extensión del haz en forma de rectángulo.

– Colimación con multiláminas: dentro del cabezal, en el otro eje del quetiene las mandíbulas, se sitúan decenas de finas pero profundas láminasde volframio con la finalidad de colimar la radiación del haz. A diferen-cia de las mandíbulas, las multiláminas pueden conformarse de diferentesmaneras.

– Tratamientos de intensidad modulada: se trata de la evolución más mo-derna de tratamientos con aceleradores. Una vez determinadas las zonasdel cuerpo a las que hay que impartir dosis y las que hay que salvaguardarde la radiación, un programa de ordenador calcula el modo óptimo de irra-diar, calculando diferentes irradiaciones sucesivas con diferentes posicionesdel gantry, mandíbulas y láminas.

– Sistema de radioterapia guiada por imagen: el posicionamiento del pacien-te debe ser en todo momento muy preciso para poder aplicar las irradia-ciones calculadas en las zonas calculadas. Modernamente se tienden a usarsistemas de rayos X que localizan en tiempo real el órgano a irradiar.

114 9.4. Aplicaciones médicas de terapia

– Radioterapia intraoperatoria: se han desarrollado sistemas aceleradoresde menor energía que son portátiles y pueden desplazarse a la sala deoperaciones, irradiando la zona tumoral con el paciente abierto.

9.4.3. Sistemas de braquiterapia

Los sistemas de braquiterapia tratan de impartir la mayor dosis a las zonasafectadas por cáncer, preservando las que no han sido afectadas. Para ello, sesitúan fuentes radiactivas en contacto con la zona bajo tratamiento, de modo quese obtenga la mayor dosis de radiación. Los numerosos métodos de tratamientopueden clasificarse en dos grandes tipos:

– Irradiación temporal: son sistemas en los que la fuente se acerca al tumormediante algún sistema mecánico, o se colocan las fuentes radiactivas enla superficie del cuerpo durante el tratamiento. En caso de que la zona atratar sea interna al cuerpo, se puede introducir la fuente en el interiorde agujas que se introducen en el cuerpo. Se emplean isótopos radiactivosencapsulados para evitar contaminación al paciente, y con una vida mediano muy larga para conseguir una alta actividad específica. Asimismo, laenergía de sus radiaciones no debe ser muy alta (como en el caso de 60Co)para concentrar la dosis en la zona irradiada. El 192Ir, con 9340 Ci/g y600 keV de energía media, es uno de los más utilizados.

– Irradiación permanente: se basa en fuentes encapsuladas de pequeño ta-maño que se introducen en el interior del cuerpo de modo permanente. Seemplean elementos con energía de radiación muy baja, de modo que lasfugas globales del cuerpo del paciente sean lo más bajas posible. Además,el isótopo debe tener una vida corta para evitar posteriores accidentes conel material radiactivo que queda en el cuerpo. El 125I, con dos meses devida media y que emite radiación γ con energía de 35 keV y rayos X demenor energía, es utilizada en este tipo de tratamiento. La radiación γ detan baja energía es fácilmente blindada por láminas muy finas de plomo,y dentro del cuerpo humano presenta un alcance del orden del centímetro,lo que proporciona una irradiación local de las zonas cancerosas.

Capítulo 10

Usos y producción

industrial de radionucleidos

y radiaciones ionizantes

10.1. Introducción

Veamos el modo por el que se obtienen los isótopos radiactivos empleadosen la medicina y la industria. Teniendo en cuenta que se suelen utilizar isótoposde vida media o corta, es necesaria su producción artificial, ya que hace muchotiempo que se desintegró la cantidad que se pudiera originar en la explosión dela supernova de la que proviene la materia terrestre.

Ya se han estudiado en el capítulo anterior las aplicaciones médicas de lasradiaciones, pero hay que tener en cuenta que en el campo industrial no existenlas fuertes limitaciones inherentes al riesgo biológico que conllevan aquéllas. Enmuchas ocasiones, en el campo industrial se busca precisamente su faceta másdestructiva para los organismos biológicos: se trata del caso de la esterilizaciónpor radiaciones. Las radiaciones ionizantes en dosis muy altas son también cau-santes de modificaciones indeseadas de las propiedades de los materiales, perolos niveles de dosis son tan elevados que ese tipo de fenómenos se dan en am-bientes de muy alta tasa de dosis continuada durante años (como ocurre en losmateriales estructurales de reactores nucleares).

Teniendo en cuenta la estabilidad de las fuentes radiactivas, consecuenciaestadística de la gran cantidad de partículas que emiten, se pueden usar comoun referente estable para ciertos procesos. Esto, unido a la gran sensibilidad delos detectores de radiación, las hace útiles para inferir con gran precisión datosde una muestra a partir de la interacción con radiaciones ionizantes.

10.2. Producción de isótopos radiactivos

En la utilización de los radioisótopos, especialmente en el campo indus-trial, se buscan especialmente unas propiedades de las fuentes utilizadas: alta

116 10.2. Producción de isótopos radiactivos

actividad específica, tiempo de uso prolongado y energía adecuada. Estas sondos condiciones de efectos opuestos, con lo que dependiendo de las aplicacio-nes se da más o menos importancia a unos u otros criterios. El resultado esque la adecuación del material radiactivo depende mucho de la actividad quese quiera desarrollar. Existen dos medios fundamentales para producir isótoposradiactivos:

– Mediante aceleradores de partículas, que inducen reacciones nucleares alhacer incidir partículas de alta energía (normalmente núcleos atómicos debajo Z) sobre un blanco de material.

– Mediante reactores nucleares, en los que se busca la producción de nuevoselementos como consecuencia de la absorción de neutrones de un materialbase o por la fisión de combustible nuclear.

10.2.1. Producción de radioisótopos con aceleradores

El uso de aceleradores para producción de radioisótopos es una técnicabastante extendida, teniendo en cuenta que no implica la complejidad de man-tenimiento de un reactor nuclear ni los problemas legales que implica la posesiónde material fisible.

Un acelerador de partículas produce un haz de partículas cargadas, de lasque se espera que colisionen con el núcleo blanco produciendo una reacción.Dado que se busca en muchas ocasiones la adición de nuevos nucleones al núcleoblanco, se emplean aceleradores de protones u otros núcleos atómicos.

En el caso común de utilizar como proyectil núcleos de hidrógeno o deuterio,las energías necesarias para provocar reacciones en una cantidad apreciable estánen el orden de unos pocos MeV. No es necesario, por tanto, emplear grandesaceleradores para este tipo de actividad, sino que pueden tener el tamaño deuna habitación. El tipo de acelerador más adecuado para este tipo de prácticason los ciclotrones.

Los principales destinatarios de las fuentes producidas en un aceleradorson los hospitales donde se tienen máquinas pet o los fabricantes de fuentesencapsuladas para tratamientos de radioterapia. Para las aplicaciones de pet,se han diseñado ciclotrones de un modo totalmente encapsulado. Situando enlas cámaras blanco diferentes compuestos, se pueden lograr distintos isótopos denúmero atómico moderado. Seguidamente, y en la propia instalación, se ha derealizar un proceso de separación química del recién creado isótopo. Para todala instalación, se requieren unas medidas especiales de radioprotección, debido ala presencia de material radiactivo. Con la energía del impacto de las partículasproyectil contra el blanco, es energéticamente posible arrancar neutrones comouna de las reacciones secundarias. Esto supone un grave riesgo radiológico yde este modo es característico que la dependencia en la que está situado elacelerador tenga paredes de un espesor próximo al metro.

Aceleradores de este tipo pueden impartir una corriente de hasta 80 µAde protones, de modo que durante un período de irradiación de dos horas se

10. Usos y producción industrial de radionucleidos 117

pueden lograr hasta 5 curios de 18F, una de las sustancias más utilizadas en latécnica pet. Aceleradores de mayor energía son utilizados para la producción defuentes radiactivas para braquiterapia. Éstos suelen ser elementos de más altonúmero atómico, con lo que es común acelerar hasta 30 MeV. En todo caso, laproducción mediante estos aceleradores es modesta, sobre todo comparada conla que ofrecen los reactores nucleares. Sin embargo, es la alternativa ideal parala pequeña producción o el autoabastecimiento de sustancias radiactivas.

En el extremo de altas energías, los aceleradores de partículas se estánutilizando también para investigación en isótopos de muy alto número atómico,superior a cien. De esta manera, en las últimas décadas se ha producido una seriede nuevos elementos de la tabla periódica, para los que no existía ningún isótopoen la naturaleza. La investigación actual busca la llamada isla de estabilidad, unaregión del plano ZA en la que la teoría nuclear prevé una especial estabilidad.

10.2.2. Producción de isótopos en reactores nucleares

El uso de reactores nucleares para la producción de isótopos conlleva impor-tantes limitaciones de carácter legal, debido a la presencia de material fisible.Por ello se utilizan para obtener una producción alta de isótopos sólo en un nú-mero limitado de instalaciones. Esto hace que no valgan para el reparto rápidode isótopos de vida corta, como ocurre en el caso del pet.

De la fisión del 235U se obtienen todo un rango de isótopos de peso medio,habiendo unos máximos para los números atómicos de 95 y de 140. El modode proceder es, por tanto, hacer funcionar el reactor con una cierta cantidadde combustible, pararlo después de un tiempo, extraer el combustible y tratarloquímicamente para conseguir la separación de los diferentes elementos.

La mayor problemática que presenta esta técnica es que el manejo de com-bustible nuclear conlleva un riesgo inherente de desvío a usos militares. Además,el uranio no sólo sufre fisiones sino también capturas neutrónicas, que dan lu-gar a la producción de plutonio, el material más apto para armas de fisión.En España, al igual que muchos otros países, la legislación actual prohíbe elreprocesamiento del combustible nuclear sin excepción.

En cuanto a la producción de isótopos radiactivos por medio de absorciónneutrónica, se realiza mediante la introducción de muestras de material no fi-sible dentro de un reactor nuclear, en un entorno de alto flujo neutrónico. Lainteracción de los neutrones con el material de base produce reacciones de ab-sorción neutrónica, que en la mayor parte de los casos lleva asociada la emisiónde radiación γ. La mayoría de los isótopos producidos en la actualidad se consi-guen mediante este método, ya que con él la producción es mucho más masivaque con los métodos anteriores. El caso más conocido de isótopo conseguidopor absorción neutrónica es el 60Co, así como el 99Tc, ambos de uso común enindustria y medicina.

Una vez producido un radioisótopo de vida media o larga, se puede almace-nar hasta su distribución. En casos de almacenamiento de isótopos con actividadmuy elevada, hay que tener previsto un sistema de blindaje y refrigeración, para

118 10.3. Esterilización

poder disipar la energía liberada en las desintegraciones.

10.3. Esterilización

La esterilización es una aplicación de la radiación en la que se requiere ladestrucción más efectiva posible de todo organismo vivo de un sistema. Me-diante el proceso de esterilización, se pretende la eliminación o inactivación delos microorganismos omnipresentes en el entorno natural. Esto significa que sibien pueden sobrevivir microorganismos al proceso de irradiación, se impidesu posterior reproducción, lo que redunda en una esterilización diferida. Losmicroorganismos presentan, no obstante, una resistencia a las radiaciones supe-rior a la de los humanos. Es una regla de carácter más o menos general que laresistencia a la radiación aumenta con la simplicidad del organismo. Para loshumanos, un nivel letal de radiación de cuerpo entero se sitúa en torno a los5 Gy. Por el contrario, para una cucaracha —conocidas por su alta resistenciaa la radiación— el umbral se encuentra aproximadamente en 1 kGy. Pero exis-ten microorganismos mucho más resistentes: el más resistente conocido en laactualidad es el Deinococcus, cuyo umbral de supervivencia se sitúa en 15 kGy.

Los procesos de esterilización comunes buscan su efecto entre determinadosmicroorganismos perniciosos, pero sin degradar la calidad del material irradiado.Pueden citarse los siguientes:

– Instrumental médico: suele requerir únicamente una desinfección superfi-cial. Existen, en ocasiones, métodos alternativos como el vapor, pero en elcaso de materiales sensibles las radiaciones ionizantes respetan la integri-dad del material.

– Alimentos: desinfección en profundidad. Se imparten dosis del orden de10 kGy, para eliminar los principales patógenos.

– Sangre: se irradia con dosis del orden de 20 Gy, para no dañar las propie-dades de las células sanguíneas. Se busca reducir o activar los linfocitosde la sangre para reducir las posibilidades de rechazo en el receptor.

– Servicio postal: actualmente se emplea en Estados Unidos como medi-da frente los ataques bioterroristas —ataques que dicho país ha aplicadoprofusamente en múltiples lugares del planeta—.

Existen casos en los que basta con una esterilización superficial, mientrasque, en otros, es necesario que la radiación penetre a una cierta profundidad.En función del grado de esterilización requerido, pueden emplearse diferentestipos de radiación:

– Rayos ultravioleta: se producen mediante lámparas eléctricas de alta in-tensidad. Tienen muy poco poder de penetración en sólidos, por lo que seutilizan en esterilización superficial.


– rayos X : se obtienen a partir de potenciales de pocos cientos de kilovoltiosy se utilizan para esterilización en profundidad, aunque no para grandesespesores.

– Rayos γ: esterilización de grandes espesores en producción continua. Seutilizan fuentes radiactivas de varios kilocurios de actividad, principal-mente 137Cs y 60Co. Teniendo en cuenta la emisión continua de radiaciónpor parte de las fuentes radiactivas, estos sistemas suelen utilizar una ali-mentación continuada mediante cintas transportadoras. Los materiales aesterilizar se introducen en un receptáculo blindado con plomo, dentro delque se encuentra una fuente de alta actividad.

– Electrones: al igual que en el caso de la terapia médica, los aceleradoresde electrones presentan la flexibilidad de operar emitiendo como productofinal electrones o rayos X de alta energía.

10.3.1. Irradiación de alimentos

La primera patente relacionada con la aplicación de radiaciones a los ali-mentos proviene del Reino Unido en el año 1905, si bien la primera instalacióncomercial de irradiación de alimentos se construyó en 1957 en Alemania. Desdeentonces ha habido posturas legales contradictorias, debidas en su mayor parteal desconocimiento de los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes sobre losalimentos. En 1970 se creó el Proyecto Internacional en el campo de la Irra-diación Alimentaria (ifip), con la participación de 19 países y el amparo de lafao, la ocde y la Organización Internacional de la Energía Atómica (iaea).El estudio comprendía el efecto sobre animales de la alimentación con produc-tos irradiados hasta 10 kGy. Las conclusiones del comité presentadas en 1980incluían la no detección de ningún efecto negativo en alimentos irradiados condosis de hasta 10 kGy.

A raíz de los resultados obtenidos, en 1983 se creó el Grupo ConsultivoInternacional sobre Irradiación de Alimentos (icgfi), en el que actualmenteparticipan 45 países. En 1997 se realizó una extensión de las pruebas de 1979,llegando a irradiar alimentos hasta 70 kGy. Los resultados indicaron la no pre-sencia de variaciones sensoriales apreciables; tampoco se encontraron efectosadversos en la salud de animales alimentados con esos alimentos irradiados.1

1Citar como aval de un estudio a la fao o a la ocde —no digamos ya a la iaea— esciertamente desconocer mucho acerca de la naturaleza de tales instituciones. Plantear —comosugiere el texto al hablar del porcentaje de alimentos que se pierden como consecuencia de losmicroorganismos— que la irradiación alimentaria puede ser una vía para acabar con el hambreen el mundo, es un insulto contra la razón. La causa del hambre en el mundo no está en elcarácter perecedero de los alimentos; está en una forma de relaciones sociales que anteponeel beneficio privado a la satisfacción de las necesidades humanas, excepto aquellas que esténrespaldadas por dinero. Quienes no poseen ese dinero —como consecuencia, entre otras cosas,de haber sido expulsados de las tierras que cultivaban— no tienen acceso a una alimentaciónbásica, ya sea natural, irradiada o tratada con químicos. Pero además, las afirmaciones ver-tidas acerca de la irradiación adolecen de un defecto muy común: aplicar mecánicamente losresultados de una investigación de laboratorio a un ecosistema, ignorando las múltiples inte-rrelaciones que existen en él. En primer lugar, acabar con la fauna microbiana presente en losalimentos puede traer consecuencias muy negativas para la fauna y la flora intestinal, muchade la cual realiza operaciones básicas en la función digestiva; la apuesta por la irradiación

120 10.4. Ensayos no destructivos

En España, la comercialización de productos alimentarios irradiados estáregulada por el Real Decreto 348/2001. Este decreto marca qué tipo de alimentoscon fines de comercialización pueden ser irradiados, con qué métodos y con quédosis máximas. Asimismo, estipula que los alimentos de venta al consumidorfinal deben estar convenientemente etiquetados con la palabra irradiado en unlugar visible. Asimismo, se prevé la operación de una agencia de control, quetiene como cometido la comprobación del cumplimiento de este reglamento.En breve entrará en operación tal agencia en el Instituto de Salud Carlos iii,dependiente del Ministerio de Sanidad y Consumo.

10.4. Ensayos no destructivos

Como ensayo no destructivo se entiende el estudio de un material de modoque se mantenga su utilidad. En función de la base física de su técnica deobtención de información, los ensayos no destructivos se clasifican en ópticos,electromagnéticos, ultrasónicos, por líquidos penetrantes y radiográficos.

La radiografía es uno de los tipos de ensayos no destructivos más versátilesy más importantes utilizados en la industria actual. Mediante el empleo de rayosX o γ altamente penetrantes —o, en el caso de las neutrografías, el empleo deneutrones— se puede obtener información sobre el estado interno de materialessin necesidad de dañarlos en absoluto.

En el campo del radiografiado, la magnitud que tradicionalmente se haempleado para representar la cantidad de radiación absorbida por el material esla llamada exposición; su unidad es el renguenio (o roentgen, en su denominacióninglesa), que se define como la dosis de radiación capaz de producir una cargapor ionización de 2,58·10−4 C/kg en aire seco en condiciones normales de presióny temperatura. El porqué de la definición de esta unidad de medida viene dadopor el modo de funcionamiento de un tipo muy importante de medidores: losde ionización gaseosa. Los conceptos de dosis y de exposición no se refierenexactamente al mismo efecto, si bien conociendo el potencial de ionización delaire y su densidad en esas condiciones se tiene que —para el aire y una radiaciónde baja energía— la equivalencia es 1 R = 0,88 mGy; en otros materiales, elmismo flujo de radiación puede dar lugar a dosis diferentes, en función de sucapacidad para absorberla.

pertenece a la misma lógica biocida que impregna el tratamiento de los alimentos con agrotó-xicos, según la cual es esencial que en el nivel microbiano reine la paz de los cementerios. Ensegundo lugar, la irradiación, teniendo en cuenta la mutabilidad de muchos microorganismos—entre ellos, las bacterias— puede fácilmente traer como consecuencia la rápida aparición decepas ultrarresistentes a la propia irradiación; esta dinámica es ya habitual debido al uso deantibióticos y agrotóxicos, lo que obliga a emplear químicos cada vez más devastadores y enmayores cantidades. En tercer lugar, el carácter altamente mutágeno de la irradiación puedegenerar bacterias que, además de ser resistentes a ella, sean patógenas y desconocidas, y gene-rar enfermedades mucho peores que las que se intentan erradicar con el biocidio. Finalmente,¿qué empresas procesadoras se permitirán la complejidad tecnológica que exigen las técnicasde irradiación y los estudios que van asociados a ella? Al igual que ha ocurrido con la mayorparte de los «avances tecnológicos» en el terreno agrícola y alimentario, la propuesta de losalimentos irradiados será un nuevo operador de la centralización del capital en el sector.—Nota

de M.M.


El esquema básico de una exposición radiográfica implica la medida de lacantidad de radiación que atraviesa una muestra de material. En función de ladistribución de intensidades tras el material, se pueden inferir propiedades suyasreferentes a la absorción, como el espesor o el contraste. Se entiende como ladiferencia de respuesta —ya sea en placa u otro dispositivo— para variacionesde la propiedad medida en el objeto: espesor, densidad, etc.

Por lo que respecta a la fuente de radiación, pueden escogerse rayos X o γ dediversas energías. En el caso de los rayos X, se logra esa modulación escogiendoel potencial de aceleración de los electrones que los generan. En el caso de utili-zar sustancias radiactivas, las radiaciones disponibles corresponden a las de losradioisótopos disponibles o a combinaciones de ellos. La energía de la radiaciónutilizada está en relación directa con el espesor y la densidad de los objetos aradiografiar. Cuanto mayor sea la energía de la radiación electromagnética, ma-yor será su capacidad de penetración y, por tanto, menor su atenuación dentrodel medio que atraviesa. Contrariamente al caso médico, los rayos conseguidoscon potenciales de hasta 200 kV pueden no ser suficientemente penetrantes, conlo que se recurre a energías del orden del MeV, que son posibles con fuentesradiactivas de 60Co o 137Cs. Ha de resaltarse que la utilización de una energíademasiado alta supone también un inconveniente para la obtención de un buencontraste. En el caso de que casi toda la radiación atraviese el objeto bajo es-tudio, el registro sobre la placa será muy uniforme, sin información clara sobrelas irregularidades del objeto.

Si se denomina I0 a la intensidad incidente sobre el objeto e I(x) a la sa-liente, para un espesor x de material, para un flujo de radiación monoenergéticase tendrá la relación:

I(x) = I0e−µx,

donde µ representa el coeficiente de absorción del material radiografiado. Dichocoeficiente es propio de cada material o incluso mezcla de materiales; su valoren el caso de mezclas no es siempre la combinación lineal de sus componen-tes. En general, presenta una dependencia creciente con el número atómico delmaterial, siendo los elementos de alto Z los que absorben mejor la radiaciónelectromagnética. Se denomina densidad óptica del material al valor

τ = log

(I0

I

)

,

que representa una medida de la improbabilidad del paso de la radiación através de un cuerpo, y en el caso anterior de radiación monoenergética toma elvalor µx. En el caso de los rayos γ, el coeficiente de absorción µ depende de laenergía de la radiación incidente, µ = µ(E). En el caso más general, se tieneuna distribución inicial I0(E) y se llega a la siguiente expresión:

I(x, E) = I0(E)e−µ(E)x I(x) =

∫

I(x, E)dE =

∫

I0(E)e−µ(E)xdE.

Con las expresiones anteriores se puede tener una idea inicial de cómo va-riará la impresión de imagen en la placa en función de las irregularidades delmaterial radiografiado. Teniendo en cuenta que los detectores suelen tener una

122 10.4. Ensayos no destructivos

respuesta logarítmica de la radiación incidente, interesa maximizar la magnitud

d(log I)

dx=

dτ

dx,

que representa las variaciones de la intensidad que llega a la placa, en funciónde las variaciones de espesor del material radiografiado. Este valor aumenta alaumentar el coeficiente de absorción, lo que mejoraría el contraste de la impre-sión de la placa. Sin embargo, ante mayores coeficientes de absorción es menorla cantidad de radiación que llega a la placa, con lo que se necesitan mayorestiempos de exposición para conseguir la formación de una imagen.

Una vez formada la imagen, de cara a su lectura, se realiza un procesoanálogo al propio proceso de radiografiado. Del mismo modo que en la impresiónde la placa, se define la densidad óptica de una placa impresionada como:

D = ln

(I0

I

)

.

Para conseguir un contraste óptimo, se decide el tipo de placa en función de suspropiedades. Los modelos de placas radiográficas comerciales tienen una deter-minada curva de respuesta, en la que se representa el valor de la densidad ópticaobtenida (D) en función de la exposición de radiación recibida (X) medida enroentgen. El punto de trabajo de la radiografía debe tratar de calcularse paracoincidir con la zona donde la curva presenta una pendiente mayor. Al valor dela derivada logarítmica de la densidad óptica con la exposición se la denominasensibilidad de la placa,

S =d(log D)

d(log X).

Según esta propiedad, se puede hablar de placas lentas y rápidas. Esto es debidoa que, al necesitar menos exposición, requieren menos tiempo de irradiación paraformar la imagen.

Una cuestión fundamental a la hora de calcular el tiempo de exposiciónpara la toma de una imagen es no exceder una cierta densidad óptica. Existenescáneres especiales para radiografías con paleta de grises de dieciséis bits (65536tonos), pero que son capaces de discernir densidades ópticas hasta un valor decuatro y son, por tanto, mucho más sensibles que el ojo humano.

10.4.1. Neutrografía

La neutrografía es un proceso especial de radiografiado en el que se utilizanneutrones como partículas incidentes. El que los neutrones sean partículas ató-micas sin carga eléctrica les otorga un gran poder de penetración dentro de lamateria. Las principales características de este método pueden resumirse en:

– Presenta una discriminación de materiales superior a la radiografía conrayos X o γ. Las interacciones de las partículas incidentes se producencon los núcleos atómicos en vez de las cortezas electrónicas. Esto hace quelos coeficientes de absorción —que en el caso neutrónico se denominan


secciones eficaces, como ya se vio— presenten unas pautas de variacióndiferentes a las de la radiación electromagnética.

– Variando la energía de los neutrones se puede variar el comportamientorelativo de diferentes materiales.

– Los objetos sometidos a neutrografía sufren en mayor o menor medida pro-cesos de absorción de neutrones, que activan el material. Esto supone queun material inicialmente no radiactivo puede empezar a emitir radiacio-nes. Este aspecto desfavorable debe ser tenido en cuenta en las cuestionesde protección radiológica asociadas a esta técnica.

– Una vez atravesado el objeto a radiografiar, la formación de la imagenmediante neutrones requiere su previa conversión a radiación electromag-nética o a partículas cargadas. Esto puede hacerse de modo directo oindirecto.

Debido a los problemas de protección radiológica asociados al uso de neu-trones, esta técnica tiene un ámbito más reducido que el de las radiografíasconvencionales.

10.5. Generación de energía

Aquí se traerá básicamente del aprovechamiento de la energía nuclear pa-ra la producción eléctrica, dejando de lado el caso de los reactores nucleares,ya tratados en profundidad. También se mencionarán los motores iónicos, queproducen la energía a partir de un campo electromagnético.

10.5.1. Generación de energía a partir de radioisótopos

Los sistemas que se van a tratar en este epígrafe convierten la energía ra-diada por sustancias radiactivas en alguna forma de energía aprovechable, ge-neralmente eléctrica. El principal atractivo de este sistema es su escasa o nulanecesidad de mantenimiento, lo cual posibilita aplicaciones en campos como elespacial. La liberación de energía nuclear por la sustancia radiactiva está ga-rantizada en cantidad suficiente durante un tiempo dependiente del período desemidesintegración de la sustancia utilizada.

Consideremos como ejemplo la cápsula de material radiactivo de una bombade cobalto, con una actividad de 5 kCi y una emisión de fotones con una energíamedia de 1,1 MeV. La potencia liberada en este caso es de 29,8 W y evolucionacon el tiempo según una exponencial decreciente, de modo que ese valor se reducea la mitad en 5,27 años. Durante ese tiempo habrá producido una cantidad deenergía igual a:

Etot =

∫ T1/2

0

P0e−λtdt = P0

1 − e−λT1/2

λ=

P0T1/2

2 log 2= 993 kWh.

124 10.5. Generación de energía

Teniendo en cuenta que la masa de una cápsula de cobalto es de unos pocosgramos, este método se presenta como una fuente de energía compacta y defuncionamiento fiable. Bajo cualquier tipo de condiciones, el cobalto —o cual-quier otro radioisótopo— seguirá emitiendo energía según la tasa esperada.

Los métodos más representativos de conversión de la energía de las partí-culas emitidas en energía eléctrica son los siguientes:

– Ciclos termodinámicos convencionales. La sustancia radiactiva ocupa elpapel de foco caliente y se requiere, por otra parte, un foco frío para sufuncionamiento.

– Sistemas termoeléctrico o termoiónicos. Producen una conversión directade calor a energía eléctrica mediante un conjunto de termopares. Comotodo sistema térmico de generación eléctrica, requiere también de un focofrío. Las partículas emitidas calientan la zona caliente mientras la fría semantiene refrigerada de algún modo.

– Baterías nucleares. Realizan la conversión de la energía cinética de las par-tículas a energía eléctrica, sin conversión intermedia a energía calorífica.Algunas de ellas se basan en hacer trabajar las partículas en sentido opues-to a un campo eléctrico o mediante la excitación de células fotovoltaicaspor fotones producidos a partir de las partículas originales.

Las principales aplicaciones de estos sistemas son aquellas en las que serequiere una cantidad de energía moderada de un modo continuo, que no seanaccesibles al público —debido al riesgo radiológico— y que tengan un manteni-miento muy bajo. Siguiendo estas pautas, se utilizan generadores isotópicos encasos como: satélites, boyas marinas, estaciones polares, sismógrafos submari-nos, naves espaciales. . .

La elección del tipo y cantidad de radioisótopo varía según la aplicaciónfinal. El radioisótopo se elige en función de la vida de trabajo del sistema.Conviene escoger el que tenga la vida media más baja por encima de la deldiseño, afectada por un cierto factor de seguridad. Seguidamente, se escogeuna masa del mismo acorde con las necesidades energéticas que se tengan. Esdecir, si se pretende que el sistema funcione durante cincuenta años, el períodode semidesintegración óptimo será de cientos de años. No de decenas de años,porque al final de su vida trabajaría a muy poca potencia, ni de millones deaños, porque entonces la potencia específica del radioisótopo sería tan baja quehabría que utilizar mucha masa del mismo.

10.5.2. Motor iónico

El motor iónico es un sistema —aún experimental— de propulsión mediantela aceleración de iones a través de un acelerador electrostático. En el motoriónico no intervienen sustancias radiactivas, pero teniendo en cuenta que se tratade una aplicación de los aceleradores de partículas, se comentará brevemente sufuncionamiento.


El principio de funcionamiento es el siguiente: de un recipiente abierto porun extremo escapa gas a alta velocidad, v, lo que provoca una transferencia decantidad de movimiento, que experimenta una fuerza F en sentido opuesto. Si mrepresenta la masa de gas expulsada, se cumplirá la relación F = mv. Es decir,una vez prefijada la velocidad de escape de los gases, la masa de combustible esla que determina la fuerza que puede producirse durante un período de tiempo.Cuanto mayor sea la velocidad de escape, mayor será la impulsión del sistema,o bien ésta durará más tiempo. Los combustibles fósiles, por la elevación detemperatura que producen, llegan a conseguir unas velocidades de los gases deescape en torno a los 2000 km/h.

La nasa ha investigado en motores iónicos cuyo funcionamiento se basa enla aceleración de iones de xenón que, en el momento de llegar al ánodo, capturaelectrones sin pérdida de cantidad de movimiento. El efecto neto es que estosátomos neutros acelerados abandonan el sistema a alta velocidad, al no sufrirfuerzas netas del campo electromagnético del acelerador. Uno de los motoresdesarrollados producía gases de escape a velocidades de más de 100000 km/h,más de cincuenta veces por encima de los valores del combustible químico. Noobstante, por ahora se emite una cantidad de xenón tan baja que el empujeefectivo es insignificante.

Lo más revolucionario de este motor es que es el primer motor de propulsióna chorro de funcionamiento eléctrico. Esto permite utilizar fuentes alternativas alos combustibles fósiles. Con él se espera reducir en un 90 % la masa del materialde eyección en los viajes espaciales.

10.6. Otras aplicaciones de industriales de las ra-

diaciones ionizantes

Se enumeran a continuación de modo muy somero algunos otros campos deaplicación de las radiaciones ionizantes:

– Control de niveles y espesores. El método a seguir consiste en irradiar losmateriales con el tipo de radiación más adecuado y estudiar las partículassalientes del sistema. Esas partículas pueden haber atravesado el material—se hablaría entonces de métodos de transmisión— o haber rebotado enel material —métodos de retroproyección—. Con estas técnicas se analizande modo continuo espesores de láminas de material, niveles de depósitosdesde su exterior e incluso proporciones de agua en el subsuelo.

– Tratamiento de materiales. El comportamiento de los plásticos (políme-ros) es especial en cuanto a la modificación de sus propiedades físicas. Laradiación puede inducir el entrelazado de las cadenas poliméricas, romperel tamaño medio e incluso generar el efecto contrario: inducir la polimeri-zación de monómeros. Esto produce cambios drásticos en las propiedadesfísicas de los objetos irradiados y, en general, una amplia variación derespuesta que abre un campo de exploración conjunta con las cienciasquímicas.

126 10.6. Otras aplicaciones de industriales de las radiaciones ionizantes

– Datación por carbono 14. El 14C es un isótopo radiactivo del carbono conun período de semidesintegración de aproximadamente 5700 años. Con unperíodo tan corto, ya habría desaparecido de la Tierra si no fuera porquese produce constantemente en la atmósfera por interacción del nitrógenocon los rayos cósmicos. Así se ha llegado a una situación de equilibrio enla que se produce tanto 14C como el que se desintegra. Los seres vivosincorporamos 14C al respirar y comer otros organismos que lo han incor-porado antes, con lo que llegamos a tener en el cuerpo una concentraciónsemejante a la del exterior. Una vez se produce la muerte, ya no se producemás incorporación de 14C al cuerpo, mientras que el que ya está presentese sigue desintegrando. El resultado es que la concentración de 14C bajacon el tiempo según a ley C(t) = C0e

−λt. Midiendo la concentración delos restos de un ser vivo (u objetos de origen vegetal) se puede calcularel tiempo que ha transcurrido desde su muerte. La principal limitación deeste método es que la concentración natural de átomos de 14C es de unopor cada 1012 átomos de carbono. Teniendo en cuenta la posterior desin-tegración, la edad máxima calculable por este método son unos cincuentamil años, que corresponden a unos nueve períodos de semidesintegración.

– Coloreamiento de piedras preciosas. El uso de aceleradores de electronesen piedras preciosas causa en ocasiones cambios positivos de la coloracióninterna sin necesidad de tratamientos químicos que pueden dejar secuelasmacroscópicas.

Capítulo 11

Sistemas de detección y

medida de la radiación

11.1. Introducción

Las radiaciones ionizantes son imperceptibles para el ser humano. Al nohaber órganos especialmente sensibles a ellas, la única interacción detectablepodría ser por calentamiento. Sin embargo, la deposición de energía que realizanes de una magnitud extraordinariamente baja, absolutamente imperceptible.Ello marca la necesidad de construir artefactos para detectar su presencia.

El propio concepto de medida de la radiación puede ya entrañar ciertaproblemática. ¿Qué se quiere realmente medir? Se ha comentado en capítulosanteriores las definiciones de dosis y de exposición. Asimismo, se podría pensaren medir el flujo de partículas por unidad de área (utilizado en neutrónica), ytodas esas definiciones corresponderían a magnitudes diferentes. En función dela aplicación que se pretenda se escogerán unas u otras unidades de medida.Asimismo, bajo las suposiciones de una composición determinada de material,existen equivalencias entre las diferentes magnitudes de medida.

Como ya se ha visto, el tipo de interacciones que sufre una partícula in-cidente depende en principio de su carga eléctrica. En caso de poseer carga,caso de las partículas α y β, las interacciones electrostáticas juegan un papelimportante, aunque de un modo diferente para cada una de ellas. Los fotones, apesar de no poseer carga eléctrica, son portadores del campo electromagnético,con lo que también interactúan con las cargas eléctricas. En el caso de otraspartículas sin carga con los neutrones, la interacción es totalmente diferente,produciéndose especialmente con los núcleos atómicos.

11.2. Detectores de ionización gaseosa

A su paso por un medio material, las partículas incidentes interactuarán conlas partículas cargadas circundantes: electrones y núcleos atómicos. Teniendo encuenta la reducida masa de los electrones, éstos recibirán más energía de estas

128 11.2. Detectores de ionización gaseosa

interacciones, ocasionando la ionización del medio. Una vez producidos un parde cargas positiva (ion) y negativa (electrón), el electrón circula por el materialhasta volver a recombinarse con otro ion positivo. El potencial de ionizaciónde los gases más comunes es del orden de la decena de eV por cada molécula.Una partícula incidente con energía del orden del MeV podrá pues ocasionar laionización de miles o millones de moléculas de gas. A estas cargas producidasdirectamente por interacción con las partículas incidentes se les llama ionizaciónprimaria.

El valor cuantitativo de la ionización primaria depende de la forma deldetector, presión y composición del gas de llenado. Asimismo, depende del tipode partícula incidente y de su energía. Las partículas α, por ejemplo, producenmuchos más pares por centímetro que por ejemplo la radiación γ.

Los detectores de ionización gaseosa se basan en la detección de las partí-culas cargadas que se producen tras incidir la radiación ionizante en un recintolleno de gas. Para esto se utiliza un campo eléctrico generado por electrodosdentro del recinto, que atrae a las cargas antes de que tengan tiempo de recom-binarse. La llegada de una gran cantidad de cargas eléctricas a los electrodosgenera un pulso de corriente eléctrica que puede ser convenientemente amplifi-cado para su detección en un amperímetro. La corriente generada por los pulsoses del orden del picoamperio, lo que dificultará su detección, obligando al usode potentes amplificadores.

La tensión V de alimentación del circuito ha de ser alta para arrastrar laspartículas cargadas antes de que se recombinen formando átomos neutros. Enla gráfica de variación de la amplitud del pulso de corriente en función de latensión de alimentación del circuito pueden distinguirse varias zonas:

– Zona a. Si se aplica una tensión baja entre los electrodos, existe una altaprobabilidad de que las cargas eléctricas se recombinen antes de llegar aellos y por tanto la amplitud del pulso de intensidad se vea reducida.

– Zona b. A partir de una cierta tensión, todas las cargas eléctricas produ-cidas por ionización primaria son recogidas en los electrodos. Desde esatensión en adelante se tiene una meseta en la curva de intensidad, ya queel efecto que se consigue al aumentar la tensión es acelerar más las cargaspero no aumentar su número.

– Zona c. A partir de un cierto valor de la tensión, la amplitud de los pulsosde intensidad vuelve a crecer de modo muy apreciable. Esto es debido aque las cargas de ionización primaria, al ser aceleradas bruscamente hacialos electrodos, chocan con los átomos del gas de relleno hasta producir unaionización. Estas nuevas cargas son denominadas ionización secundaria, ysu magnitud crece en proporción a la tensión de alimentación del circuito.Tensiones más altas llevan a cascadas de corriente, en las que inclusola propia ionización secundaria se realimenta al generar más iones porchoque con los átomos del medio. La respuesta obtenida como impulso decorriente es proporcional a la ionización primaria con una constante deproporcionalidad denominada factor de amplificación del gas.

– Zona d. Cuando la tensión se hace muy elevada, las cargas secundarias

11. Sistemas de detección y medida de la radiación 129

son muy superiores a las primarias y llegan a enmascararlas de tal modoque se pierde la proporcionalidad con éstas. Bajo dichas condiciones, elpulso deja de tener dependencia de la partícula incidente, y cualquiera quegenere suficiente ionización primaria da lugar a pulsos de-gran amplitudy duración temporal.

Existen diseños de detectores de radiación para trabajar en todas las zonasexcepto la a, que no presenta ventajas especiales y es, en cambio, donde seproducen los pulsos de menor amplitud.

– Los detectores que trabajan en la zona b de tensión se denominan cámarasde ionización. Presentan como ventaja la estabilidad de respuesta frente alpotencial y, asimismo, al detectarse toda la radiación primaria generada,su lectura se corresponde exactamente con la definición de exposición.Su desventaja es que producen unos pulsos de intensidad de magnitudmuy reducida, que requieren factores de amplificación muy altos para serdetectados y medidos.

– Contadores proporcionales. Son denominados así los detectores que tra-bajan en la zona c de tensiones de alimentación. La constante de am-plificación del gas produce unos pulsos de intensidad suficiente para serdetectada sin procesos especiales de amplificación. Como cada partículaincidente produce un pulso directamente medible, su medida se refiereexactamente al número de partículas de la radiación bajo medida. Dadoque existe proporcionalidad entre la amplitud de los pulsos medidos y laionización primaria causada por la partícula, sirven también para medirla exposición. Su principal desventaja es la sensibilidad de su respuesta ala tensión, que afecta en gran medida al factor de amplificación.

– Los detectores que trabajan en la zona d son los denominados Geiger-Müller. En este régimen, las avalanchas de cargas secundarias son tanintensas que se pierde información sobre la ionización primaria que lasgenera. Por ello, el detector no puede discriminar entre los diferentes tiposde radiación. Su principal ventaja es que los pulsos de intensidad son tanaltos que pueden ser detectados por equipos electrónicos baratos. Además,no presentan mucha dependencia con la tensión de alimentación. Su prin-cipal desventaja, además de la incapacidad para discernir los diferentestipos de radiación y su energía, es que la larga duración de los pulsos deintensidad limita el número de éstos que pueden detectarse por segundo,lo que clasifica a este aparato como un simple detector de radiación (yno medidor) o cuando se requiera poca precisión, habiendo además unairradiación no muy intensa.

Las cámaras de ionización presentan una ventana de cara al exterior. Esaventana es una pared especialmente transparente a la radiación para facilitarla entrada de la misma al recinto gaseoso. El espesor de la ventana se mide enmg/cm2, siendo este valor el producto de la densidad por el espesor de la ven-tana. La atenuación que sufre la radiación depende directamente de ese factor.Los detectores de ionización, al igual que el resto de los que se van a estudiar,son susceptibles de la utilización de filtros para discriminar los diferentes tipos

130 11.2. Detectores de ionización gaseosa

de radiación. Una pared de 200 mg/cm2 es suficiente para realizar medicionesγ, realizando el filtrado de las α y β que pudieran incidir.

11.2.1. Cámara de ionización para detección de neutrones

Los neutrones no interactúan directamente con los electrones del medio,con lo que la ionización que producen es mínima y se debe sólo a las posiblesreacciones con núcleos atómicos; por tanto, es necesario detectar partículas car-gadas resultantes de procesos inducidos por neutrones. Los principales procesosempleados son los siguientes:

– Reacción con boro-10. El 10B es un isótopo del boro en una proporciónatómica natural del 19,78 %. Convenientemente enriquecido, es introduci-do dentro de la cámara como BF3 en forma gaseosa o como boro sólidodepositado sobre los electrodos o la superficie exterior de la cámara. El10B tiene una alta tendencia reaccionar con neutrones, especialmente losde baja energía. Como resultado de la reacción, se produce una partículaα, que como se ha tratado tiene una alta capacidad de generar pares deiones. Normalmente, los campos neutrónicos vienen acompañados de ra-diación γ. Como la radiación γ también producirá ionización en la cámaragaseosa, es necesario tener especial cuidado en su discriminación. Por sualto poder de penetración, la radiación γ no se puede blindar sin afec-tar asimismo al campo neutrónico, con lo que la solución que se decidees discriminar los pulsos eléctricos generados por las partículas γ y las αresultantes de las reacciones sufridas por los neutrones.

– Detectores de fisión. Otra reacción que producen los neutrones es la fisiónde elementos pesados. En concreto, se utiliza uranio como revestimientode los electrodos del detector. Los productos de la reacción de fisión sonneutrones y núcleos atómicos altamente ionizados. La gran carga eléctricade estos iones produce asimismo una ionización del medio muy concen-trada. Esto da lugar a unos pulsos grandes, fácilmente discernibles de losque puedan provenir de la posible radiación γ. Como desventaja, estosdetectores presentan una menor sensibilidad que los de boro.

– Detectores de helio-3. Este material reacciona con neutrones para dar co-mo productos un núcleo de 1H y otro de 3H. En función del tamaño deldetector y de la presión del gas de llenado, se detectarán una o las dospartículas. Se suele utilizar helio presurizado para favorecer la detección deambas, al aumentar la masa de gas que deben atravesar para escapar deldetector. Estos detectores tienen más sensibilidad que los de boro, sobretodo para neutrones de energía.

Si se quieren medir neutrones rápidos, es preciso reducir previamente suenergía, i.e., termalizarlos. Para ello los detectores están recubiertos de un ma-terial de bajo número atómico, con alta capacidad de moderación. Se sueleutilizar polietileno con recubrimiento de cadmio si se desea filtrar los neutroneslentos.


Una cuestión importante referente a los detectores de neutrones es que,conforme detectan las partículas, la cantidad del aditivo reactante (ya sea boro,helio o uranio) va descendiendo de modo exponencial. Para flujos neutrónicosbajos, el tiempo característico es muy alto, pero para flujos del orden del queestá presente en un reactor nuclear, puede ser del orden de días.

11.3. Detectores de semiconductor

Este tipo de detectores está basado en un proceso físico semejante al delas cámaras de ionización, si bien su funcionamiento es totalmente diferente. Elprincipio básico común es la excitación de electrones, de modo que obtenganmovilidad y puedan ser recogidos por unos electrodos situados específicamente.En el caso de los detectores de semiconductor, el material base es un semicon-ductor sólido, en lugar de una cámara de ionización gaseosa. En su estado base,el material no conduce la electricidad, pero la incidencia de radiación producela aparición de una gran multitud de pares electrón-hueco.

Como es sabido, en el caso de producirse la excitación de un electrón consuficiente energía para adquirir movilidad y abandonar su posición en la red,pero no suficiente para abandonar el cristal, el electrón adquiere movilidad pa-sando su estado energético a la banda de conducción. Una vez desplazado desu posición de equilibrio, el electrón deja asimismo un hueco, cuya posiciónpuede evolucionar con el tiempo si electrones vecinos pasan a ocupar su lugar.Asimismo, un electrón y un hueco pueden recombinarse para dar lugar a sudesaparición como partículas móviles. Así, los huecos pueden tratarse como sifueran un tipo de partícula de carga positiva que sufre un proceso de difusiónpor el medio, al igual que los electrones.

La producción de un par electrón-hueco posee un coste energético corres-pondiente al paso del electrón de la banda de valencia a la de conducción. Estevalor depende de los componentes del material semiconductor, siendo del ordende unos pocos eV, bastante inferiores a las de ionización de compuestos gaseosos.Por tanto, una partícula incidente tiene energía suficiente para producir muchosmás electrones móviles en un semiconductor que una cámara de ionización. Unavez producidas las cargas móviles, se aceleran hacia unos electrodos por mediode un campo eléctrico, al igual que se hacía en el caso de las cámaras de ioni-zación. Este campo eléctrico de aceleración puede generarse principalmente dedos maneras:

– Puede emplearse un campo externo del mismo modo que se realiza en lascámaras de ionización. En el caso de semiconductores sólidos, la tensiónnecesaria para recoger las cargas generadas es muy elevada. Tanto queproduce asimismo unas corrientes parásitas debidas los pocos electronesque, únicamente por la agitación térmica, logran pasar a la banda deconducción. Este sistema apenas se emplea en la práctica.

– Mediante el dopado del material semiconductor con elementos que tenganun electrón de valencia extra por una parte (zona n) y deficiencia de uno

132 11.3. Detectores de semiconductor

por otra (zona p), se logra realizar la llamada unión p-n. En esas condicio-nes, en el estado de equilibrio existen en una parte de la unión electronescon capacidad de movimiento y en la otra huecos también móviles. Enla zona dopada con portadores n, algunos de los electrones se habrán di-fundido a la zona p, dando lugar a una carga neta positiva. En la zona pocurrirá exactamente lo contrario, al haber aceptado electrones de la zonan para cubrir sus huecos. Eso le conferirá carga neta negativa.

En las uniones p-n se forma espontáneamente una diferencia de potencialen la situación de equilibrio. Esa misma diferencia de potencial puedeampliarse aplicando una tensión externa que amplificará las desviacionesde carga.

Se denomina zona de carga especial a la región en la que existe un campoeléctrico en la situación de equilibrio. A diferencia del caso de semiconduc-tor homogéneo sin dopar, en este caso esa zona central es la única en laque existe campo eléctrico, con lo que no se darán corrientes parásitas porla presencia de electrones en la banda de conducción fuera de esa zona.El espesor de la zona de carga varía en los detectores desde decenas demicras hasta milímetros para tensiones del orden de los centenares de vol-tios. La concentración de una diferencia de potencial en una zona espacialtan estrecha produce un campo eléctrico intenso, suficiente para arrastrarlas posibles cargas libres que se produzcan en la zona. Esas cargas librespueden provenir, por ejemplo, de la interacción de radiación incidente conlos átomos del material. El principal defecto de este diseño es la pequeñaextensión de la zona de carga, única zona sensible a la llegada de radiación.Sin embargo, mediante la adición de litio, especie atómica de pequeño ra-dio que se difunde con facilidad en la red cristalina, se puede extender laextensión de la zona de carga hasta el centímetro, valor suficiente paradetener totalmente las partículas α habituales.

Los detectores de semiconductor presentan mejores propiedades que los decámara de ionización por su resolución espacial y energética. La resolución es-pacial proviene de su pequeño tamaño, lo que permite localizar con precisiónla posición de medida. La resolución energética proviene de la reducida ener-gía necesaria para generar pares electrón-hueco y por tanto la formación demayor carga primaria, que es recogida en los electrodos. El principal materialbase de construcción es el silicio, aunque hay una tendencia actual de pasar algermanio, que tiene una separación menor entre la banda de valencia y conduc-ción. Asimismo, se estudian aleaciones de GaAs , que se encuentran aún en faseexperimental.

La principal desventaja de los detectores originales de silicio es que la agi-tación térmica de sus átomos provoca que algunos electrones pasen espontánea-mente a la banda de conducción, causando unas corrientes parásitas que debenmantenerse reducidas para no enmascarar la medida de radiación. Por esa razónel cristal de medida debe refrigerarse a la temperatura del nitrógeno líquido, loque hace que estos detectores no sean prácticos de cara a su uso portátil. Asi-mismo, la incidencia de radiación ionizante sobre el cristal de semiconductorproduce defectos permanentes en la red cristalina, lo que, con el tiempo, mermala precisión de la medición.


Actualmente se investiga en semiconductores de nuevos materiales talescomo el cadmio-cinc-teluro (czt), que pueden presentar corrientes parásitassuficientemente bajas a temperatura ambiente. Los detectores de semiconductorhan tenido un uso exhaustivo en el campo de la física de alta energía, paralocalizar con precisión la trayectoria de las partículas bajo estudio.

11.4. Detectores de centelleo y termoluminiscen-

cia

Los detectores de centelleo y de termoluminiscencia (tld) son dos tiposde detectores que, si bien tienen un modo de funcionamiento y unas aplicacio-nes diferentes, poseen un principio básico de detección semejante. Existen unassustancias cristalinas denominadas luminiscentes, a las que la radiación ionizan-te provoca unos defectos reversibles en la red cristalina. Se provoca por tantoun estado de mayor energía y, al volver espontáneamente a la configuración deequilibrio, se emiten fotones en el rango de la luz visible.

– En las sustancias utilizadas en detectores de centelleo, por ejemplo sulfurode cinc dopado con plata —ZnS(Ag)— o yoduro de sodio dopado con talio—NaI(Tl)— la vuelta al equilibrio de la red cristalina es casi instantánea,lo que los hace útiles para detección y medida de la radiación.

– En las sustancias utilizadas en los dosímetros de termoluminiscencia, comoel fluoruro de litio, la vuelta al equilibrio es un proceso extremadamentelento a temperatura ambiente, lo que hace que a efectos prácticos la red nopresente efectos de reparación en períodos del orden del mes. Sin embargo,frente a un calentamiento del material hasta temperaturas de 300◦C, elmaterial vuelve rápidamente al equilibrio, emitiendo súbitamente todoslos fotones correspondientes al cambio de la estructura cristalina. Estapropiedad lo hace muy útil como dosímetro, i.e., como sistema capaz demedir la dosis acumulada durante un período de tiempo y revelarla en unúnico proceso de lectura que, además, produce la recuperación del materialpara un nuevo uso.

Durante el proceso de medida se produce una cantidad reducida de fotones,ya sea durante el proceso de irradiación en los detectores de centelleo o en elcalentamiento para el caso de tld. Es pues necesario recogerlos en un siste-ma amplificador denominado fotomultiplicador. La recogida debe realizar en unambiente de oscuridad total para no enmascarar las medidas.

En el fotomultiplicador los fotones son convertidos a una señal eléctricamediante un fotocátodo, material metálico compuesto usualmente por aleacionesde cesio-plata o semiconductores, con un potencial de ionización muy bajo, demodo que los fotones sean capaces de arrancar electrones de la red cristalina. Loselectrones provenientes del fotocátodo son acelerados en etapas sucesivas contraelectrodos intermedios llamados dinodos, buscando un efecto multiplicativo alarrancar más electrones de éstos. En el último electrodo, el ánodo, se recoge una

134 11.4. Detectores de centelleo y termoluminiscencia

carga eléctrica proporcional a la inicialmente generada en el fotocátodo, peroamplificada por un factor del orden del millón.

Este tipo de sistemas se utilizan también para los sistemas de visión noc-turna, que también convierten la luz en un pulso eléctrico, lo amplifican y lohacen incidir sobre una pantalla de fósforo que, de ese modo, emite luz.

11.4.1. Detectores de centelleo

El número de fotones producido dentro de la red cristalina es directamenteproporcional a la cantidad de energía absorbida de la radiación incidente y portanto también lo será el pulso eléctrico obtenido a la salida del fotomultiplicador.De este modo, se puede realizar una discriminación energética de las partículasincidentes. La producción de fotones —y por ende de pulso eléctrico— hará refe-rencia a la energía depositada dentro del cristal. Por eso es habitual que, inclusocon radiación incidente monoenergética, se obtenga una distribución continua deenergías, pero con una concentración de medidas en la energía correspondientea la de las partículas incidentes.

La eficiencia y adecuación de los materiales luminiscentes varía fuertemen-te entre ellos. Los parámetros más importantes son el tiempo característico Tde relajamiento —vuelta al equilibrio acompañado de la emisión de fotones—,luminosidad —número de fotones por cada eV depositado por la radiaciónincidente— y la longitud de onda media de la radiación visible emitida. Existeotra característica importante de los cristales: su higroscopia, o tendencia a ab-sorber y almacenar agua dentro de la red cristalina. La presencia de moléculasde agua perturba negativamente el comportamiento luminiscente del cristal, conlo que debe ser evitada.

11.4.2. Dosímetros de termoluminiscencia

En el caso de tld, el número de fotones emitidos durante el proceso delectura del dosímetro da una medida de la dosis que éste ha recibido desde laúltima lectura. Este tipo de dosímetros están muy extendidos para control delos trabajadores profesionalmente expuestos y adicionalmente como monitoresde área (asociados a un habitáculo) en zonas donde no se esperan altas tasas dedosis en ningún caso.

El dosímetro tld consta de una pieza cuadrada y fina de unos pocos milí-metros de lado, compuesta de LiF u otro material con las mismas propiedades.Dicho material base debe estar protegido, con lo que está recubierto de una capaplástica de protección pegada a un soporte metálico con capacidad para uno ovarios cristales. Todo el conjunto está encerrado en una cápsula de plástico enforma de tarjeta. Esta envoltura puede tener diferentes filtros para los diferentescristales que contenga, de modo que no sólo se tengan datos de la dosis globalsino posibilidad de distinguir entre β y γ. Las lecturas obtenidas a partir deeste tipo de dosímetros no son muy precisas, debido a las irregularidades de loscristales, soportes, proceso de lectura, etc.


Un método similar se emplea para detectar si un alimento ha sido irradia-do, basándose en la medición del efecto termoluminiscente que poseen ciertosminerales que tienen incorporados los alimentos. Para ello se realiza un previoproceso de separación de minerales y se introducen en un detector tld especialdonde siguen el proceso estándar de lectura. Las pautas concretas de detecciónvienen detalladas en la norma europea EN1788 de octubre de 2001.

Capítulo 12

Protección radiológica

12.1. Introducción

La protección radiológica es el régimen de protección sanitaria que los paísesemplean para reducir a niveles aceptables los riesgos somáticos y genéticos quese derivan de la exposición a las radiaciones ionizantes de origen tecnológico,como son las generadas por los aparatos, las que resultan de procesar materialesnaturales por sus propiedades radiactivas, fisionables o fértiles, o bien las queresultan de una alteración del fondo radiactivo natural, siempre que de ello sesiga un aumento de la exposición.

La preocupación por la protección radiológica comenzó a comienzos del sigloxx, al ponerse de manifiesto los primeros síntomas perjudiciales para la salud—eritemas, quemaduras, tumores malignos, etc.— atribuibles a la exposición alas fuentes de radiación utilizadas entonces: los rayos X y el radio. Con motivodel Segundo Congreso Internacional de Radiología —celebrado en Estocolmo en1928— se creó así el Comité Internacional de Protección contra los rayos X y elRadio, que elaboró las primeras recomendaciones para el uso de estas fuentes.Trascurrida la Segunda Guerra Mundial, en 1950 el Comité fue reestructuradoy asumió el nombre de Comisión Internacional de Protección Radiológica (cipro icrp), con el que se la conoce actualmente, encomendándosele la tarea dereglamentar el trabajo con las nuevas sustancias radiotóxicas que se estabangenerando en los aceleradores de partículas y en los reactores nucleares.

A principios de la segunda mitad del siglo xx se habían consolidado yalas técnicas de manipulación a distancia de las fuentes intensas de radiación,recurriéndose para ello a telemanipuladores instalados en recintos blindados deconfinamiento, lo que hizo posible que los trabajadores realizaran sus tareas enun ambiente laboral saludable.

La autoridad con la que cuenta la icrp y su estilo de trabajo —vía recomen-daciones, que los países transforman en reglamentos de obligado cumplimiento—ha llevado a la aplicación de la protección radiológica en los distintos países delmundo con un gran consenso. En el primer lustro del siglo xxi se vislumbranya nuevas orientaciones tendentes a extender a todos los ecosistemas afectadospor las tecnologías de las radiaciones los beneficios de la protección radiológicacentrada hasta ahora en la especie humana.

138 12.2. Fuentes naturales y artificiales de radiaciones y radiactividad

12.2. Fuentes naturales y artificiales de radiacio-

nes y radiactividad

Dentro del espectro electromagnético, la parte de energías más altas corres-ponde a las radiaciones ionizantes, que son aquellas que modifican la estructurade la materia sobre la que inciden, arrancando electrones de la corteza de losátomos (ionización). Las radiaciones ionizantes más importantes desde el puntode vista de la protección radiológica son: la radiación α, la radiación γ y losrayos X. Los neutrones, aunque no son radiaciones directamente ionizantes, sílo son indirectamente, pues generan radiaciones ionizantes al interactuar con lamateria, además de tener un gran alcance.

La presencia de radiación ionizante es una constante en nuestro mundo y enel Universo. Entre las fuentes de radiación naturales, el propio Sol y el espacioexterior se encuentran en el origen de la llamada «radiación cósmica», de la cualllegan a la Tierra cada segundo del orden de 2 · 1018 partículas de muy elevadaenergía, fundamentalmente protones (un 86 por ciento, algunos de ellos de unaenergía mayor de 1000 MeV) y partículas α (12 por ciento), junto con radiaciónx y γ. Al interactuar con la atmósfera terrestre, principalmente con el oxígenoy el nitrógeno, los protones más energéticos provocan reacciones que dan lugara la aparición de neutrones, junto con una cascada de piones y mesones, queacaban acompañados por radiación γ, electrones y positrones. Esta radiación, alreaccionar con los constituyentes de la atmósfera, produce distintas sustanciasradiactivas como el 39Ar, el 14C, el 3H, el 7Be y otros. No obstante, la atmósferatambién nos protege de esa radiación, que en buena parte es frenada y absorbidaen ella, de manera que al nivel del mar se recibe una dosis mucho menor de laque se tiene en zonas montañosas o de la que se recibe al viajar en avión.1 Altratarse en su mayoría de partículas con carga eléctrica, son desviadas por elcampo magnético terrestre, y en la dosis ecuatorial es menor que en los polosterrestres. En España, una persona promedio es atravesada cada hora por 100000 rayos cósmicos de neutrones y 400000 rayos cósmicos secundarios. Para elpromedio mundial, la radiación cósmica supone un 16 por ciento de la dosisanual, i.e., aproximadamente 0,4 mSv.

La radiación de fondo debida al gas radón, procedente de la desintegracióndel metal radio contenido en algunas rocas —fundamentalmente graníticas—también varía sustancialmente dependiendo de la localización. El radón surgepor emanación de las rocas, lo que posibilita, por ejemplo, que se formen gran-des concentraciones en el interior de las viviendas construidas en determinadoslugares o con ciertos materiales, sobre todo si la ventilación es insuficiente.

Sin embargo, la mayor contribución a la dosis media recibida por los habi-tantes del planeta procede la propia Tierra. En el subsuelo hay grandes canti-dades de uranio, torio y otros elementos radiactivos que impregnan de radiacti-vidad todo lo que se halla sobre el planeta, incluido nuestro propio organismo.Así, se reciben cada hora unos 200000000 de rayos γ procedentes del suelo yde los materiales de construcción, que causan un veinte por ciento de la dosis

1Así, a diez kilómetros de altitud se reciben en promedio 5 mSv al año, mientras que a 600metros sólo se reciben 0,03 mSv.

12. Protección radiológica 139

promedio mundial, i.e., unos 0,5 mSv anuales.

Además, el uranio, al desintegrarse de forma natural, provoca la aparicióndel gas radón, que se difunde a través de las grietas y poros del suelo y de losmateriales de construcción, alcanzando el aire que respiramos. Los productos dela desintegración del radón son también radiactivos, pero ya sólidos, y quedannormalmente unidos a las partículas de polvo presentes en el aire. Las cantidadesde radón, torón —fruto de la desintegración del torio— y sus descendientesvarían enormemente según el tipo de rocas que forman el suelo y los materialescon que estén construidos los edificios, como también influye mucho el tipo deventilación de los mismos. Se puede decir que, en promedio, en los pulmones deun habitante de España se desintegran cada hora unos 30000 átomos, que emitenpartículas α o β y algunos rayos γ. Éstos contribuyen, con aproximadamente 1mSv al año, al 45 por ciento de la dosis promedio mundial.

Con los alimentos y bebidas también ingerimos radionucleidos naturales,destacando el uranio y sus descendientes, sobre todo el 40K, del que el organis-mo humano es portador en una cantidad suficiente como para que cada hora sedesintegren en él unos 15.000.000 de átomos. Algunas aguas minerales, proce-dentes de macizos graníticos ricos en uranio y ciertos alimentos como el marisco,son especialmente ricos en material radiactivo natural. Esta contribución, con0,3 mSv al año, viene a suponer el 12 por ciento de la dosis media total.

Sin considerar el uso de las radiaciones en la terapia contra el cáncer, sepuede afirmar que la dosis media recibida por la población de un país desa-rrollado como España, sólo con fines de diagnóstico, es del orden de 1,05 mSvpor año, aunque algunas personas pueden recibir dosis de hasta 100 mSv. Noobstante, puesto que no todos los países disponen de suficientes medios, las apli-caciones médicas —con 0,12 mSv al año— sólo representan un doce por cientoen el promedio de dosis mundial. Las innumerables aplicaciones cotidianas de lassustancias radiactivas, unidas al incremento de dosis por la radiación cósmicarecibida al viajar en avión, suponen un pequeño porcentaje de entorno al 0,3por ciento de la dosis mundial.

La lluvia radiactiva producida por los ensayos de armamento nuclear en laatmósfera en los años cincuenta y sesenta o el accidente de Chernobyl tambiénsuponen una pequeña exposición de la población de todo el planeta, cifradaactualmente en unos 0,007 mSv anuales.

Por último, hay que indicar que no sólo las centrales nucleares liberan ra-diactividad al medio ambiente, sino que también lo hacen otras formas de pro-ducción de energía eléctrica, por ejemplo la combustión del carbón. La dosisrecibida en promedio por causa de la energía nuclear entre la población de Es-paña es inferior a 0,001 mSv, similar a la estimada para el promedio mundial,aunque un pequeño número de personas, en el entorno próximo a las centralesnucleares, pueden recibir dosis mayores, que en todo caso no superan los 0,01mSv anuales. La dosis media anual recibida en España es de 3,71 mSv.

140 12.3. Unidades de dosis de radiación

12.3. Unidades de dosis de radiación

La dosis absorbida (D) se define como la cantidad de energía impartidapor la radiación por unidad de masa expuesta a ella. La unidad en el SistemaInternacional es el gray (Gy), que equivale a 1 J/kg. También se usa a menudouna unidad de dosis absorbida antigua: el rad, que equivale 0,01 J/kg; dicho deotro modo, 1 gray equivale a 100 rad.

El efecto biológico de la deposición de energía depende mucho del tipo deradiación. Es mucho más dañina una dosis de 1 rad debida a neutrones rápidoso partículas α que la misma dosis por rayos X o radiación γ. En general, laspartículas pesadas producen más daño biológico que los fotones, pues debido ala mayor pérdida de energía por unidad de recorrido se crea una mayor con-centración de la ionización. Para tener esto en cuenta, se multiplica la dosisabsorbida D por un factor de calidad Q que dependerá del tipo de radiación.Con este producto se obtiene la dosis equivalente (H), que es una medida deldaño biológico. Si D se expresa en Gy, H se obtiene en sieverts y, si D está enrads, H se obtiene en rems. Las unidades del Sistema Internacional Gy y Sv seusan en investigación y en el estudio de los efectos biológicos de la radiación, yen cambio en la operación de instalaciones nucleares se suelen usar más los rady rem.

Los efectos a largo plazo de la radiación en un organismo vivo dependentambién de la velocidad a la que normalmente se deposita la energía, y por ellotambién se usa la magnitud tasa de dosis, expresada normalmente en unidadesde rad por hora o de milirem por año, según se trate de tasa de dosis absorbida(H) o tasa de dosis equivalente (D).

12.4. El objetivo y los principios básicos de la pro-

tección radiológica. El establecimiento de

los límites de dosis

La protección radiológica tiene un doble objetivo fundamental: evitar laaparición de los efectos deterministas y limitar la probabilidad de incidencia delos efectos probabilistas hasta valores que se consideren aceptables. Se definen lasprácticas, a efectos de la protección radiológica, como todas aquellas actividadesque pueden incrementar la exposición humana por introducir nuevas fuentesde radiación, vías de exposición o individuos expuestos, o por modificar lasrelaciones entre las fuentes ya existentes y el ser humano. Se establecen tresprincipios básicos :

– Justificación: toda práctica debe producir el suficiente beneficio a los in-dividuos expuestos o a la sociedad como para compensar el detrimentopor causa de la exposición a la radiación. Para cada práctica es necesa-rio considerar la suma de todos los procesos asociados a ella, incluyendoexplícitamente la generación y gestión de los residuos.


– Optimización: para cualquier fuente de radiación, las dosis individuales,el número de personas expuestas y la probabilidad de verse expuestasdeben mantenerse tan bajas como sea razonablemente posible—un enfoqueque habitualmente se expresa con las siglas de la expresión inglesa AsLow As Reasonably Possible, alara. Puesto que se admite que toda dosisde radiación implica un riesgo no nulo, no es suficiente con cumplir loslímites de dosis, sino que éstas han de reducirse hasta encontrar un valoróptimo, que maximice el beneficio neto total; para ello, mediante técnicasapropiadas, se puede comparar el esfuerzo necesario para aminorar lasdosis frente a la reducción de detrimento sanitario obtenida.

– Limitación de dosis y riesgos individuales. Ésta tiene como finalidad laprotección de los individuos más expuestos, para garantizar que no sealcanzan límites inaceptables del riesgo de sufrir daños a la salud. Los lí-mites, que se aplican a las exposiciones debidas a prácticas —exceptuandola exposición al fondo radiactivo natural y la exposición médica— han su-frido una disminución como consecuencia de las últimas recomendacionesde la icrp, que se sustentan en los últimos avances en radiobiología.

Además de las operaciones o situaciones normales, es preciso considerartambién las exposiciones potenciales debidas a accidentes. Generalmente, paraestos casos las limitaciones se establecen con respecto a su probabilidad deocurrencia. En el caso de las centrales nucleares, la empresa ha de realizar unestudio Analítico-Radiológico del emplazamiento, en un radio de 30 kilómetros,teniendo en cuenta el uso de la tierra y agua, demografía, costumbres, etc.,además de la meteorología e hidrología locales, con el objetivo de determinar elgrupo crítico de población y las dosis resultantes. Se podrán declarar exentasaquellas prácticas que no supongan una dosis efectiva comprometida esperablesuperior a 10 µSv por año para cualquier miembro del público, o una dosiscolectiva efectiva comprometida superior a 1 Sv por persona.

Cálculo de la dosis La dosis es una medida de energía absorbida por unidadde masa, y depende del tipo, energía e intensidad de la radiación, además de laspropiedades físicas del objeto irradiado. En el caso de que el campo de radiaciónconsista en un haz de rayos γ monoenergéticos, si el flujo es Φ, la sección eficazmacroscópica Σ y la energía de cada fotón E, la dosis en julios por gramo conexposición durante un tiempo de t segundos será:

H =ΦΣEt

ρ.

12.5. Exposición interna

La exposición interna es consecuencia de la exposición de partes internasde un organismo como resultado de la asimilación de sustancias radiactivas.Los materiales radiactivos pueden entrar en el cuerpo mediante la inhalación,la ingestión (comida y bebida), o ser absorbidas a través de los poros de la pielo de heridas. La dosis resultante depende de los siguientes factores:

142 12.6. Medios físicos para la protección frente a las radiaciones ionizantes

– La cantidad de sustancia radiactiva que entra en el organismo, que a suvez depende de la velocidad de entrada y del tiempo de duración de ésta.

– La naturaleza química de la sustancia, que afecta a su afinidad con mo-léculas de tipos determinados de tejidos, y que determina la velocidad deeliminación. En relación con ello se usa el período de semidesintegraciónbiológico, que se define como el tiempo en el que se elimina la mitad de lacantidad inicial.

– El tamaño de la partícula, que se relaciona con el recorrido del materialen el cuerpo.

– El período de semidesintegración radiactivo y el tipo y energía de la radia-ción, que determinan la actividad y la velocidad de deposición de energía,así como el tiempo que persiste la exposición a la radiación.

– La radiosensibilidad del tejido.

Hasta hace poco, la reglamentación limitaba la concentración de radionuclei-dos en el aire o agua de acuerdo con el concepto de órgano crítico: el que recibíamayor dosis efectiva después de la incorporación de un cierto radionucleido. Deeste modo, el efecto sobre el órgano seleccionado dominaba, despreciándose losefectos sobre otros órganos distintos.

Por el contrario, según la nueva normativa, el cálculo de la exposición internaha de hacerse teniendo en cuenta el efecto en todo el organismo. Esto es ahoraposible gracias al aumento de la velocidad de computación y al uso de códigosde cálculo mucho más complejos, que antes no podían implementarse.

Para el caso de varios radioisótopos, las concentraciones se limitan medianteel criterio siguiente:

∑

i

Ci

(MPC)i≤ 1,

donde i es el índice del isótopo; la suma de los cocientes entre las concentracionesreales y las concentraciones máximas permisibles debe ser menor que uno.

12.6. Medios físicos para la protección frente a

las radiaciones ionizantes

Básicamente, los medios físicos destinados a la protección se agrupan entres acciones posibles: eliminar la fuente, retirar al individuo o introducir unabarrera entre ambos. Más detalladamente, los principales medios para garantizarla seguridad son:

– Evitar la generación de radiación o isótopos que emitan radiación. Así,puede minimizarse la producción de emisores de radiación no deseados enla operación de un reactor nuclear mediante el control de impurezas en losmateriales de construcción y en el refrigerante.


– Almacenamiento en contenedores o confinamiento mediante barreras múl-tiples de las sustancias radiactivas, para prevenir su dispersión. Las fuentesy los residuos radiactivos se suelen sellar mediante una o más capas de me-tal u otro material que proporcione hermeticidad, y los reactores nuclearesy equipos de procesamiento químico se confinan en edificios a prueba defugas.

– Para el caso de los residuos radiactivos, proveer capas de material deblindaje entre la fuente de radiación y el individuo y seleccionar los mediosgeológicos con características favorables para su enterramiento.

– Restringir del acceso a la región donde exista un nivel de radiación pe-ligroso y aprovechar la reducción de la intensidad de la radiación con ladistancia.

– Diluir la sustancia radiactiva en grandes volúmenes de aire o agua en ladescarga, para disminuir la concentración de material dañino.

– Limitar el tiempo que una persona puede permanecer dentro de una zonade radiación, para reducir la dosis recibida.

Así, resulta que los materiales radiactivos pueden ser tratados de tres modos:retención, confinamiento y dispersión. A su vez, la exposición a la radiaciónpuede limitarse mediante métodos que impliquen distancia, blindaje y tiempo.

Durante la planificación de una investigación en la que existan radiaciones,o en el diseño y operación de un proceso con radiaciones, se debe calcular larelación entre la fuente de radiación y su efecto sobre el organismo biológico,usando los límites de exposición dictados por la autoridad reguladora. En estaevaluación deberán estar incluidas las medidas necesarias de protección para lasfuentes conocidas, o los límites que deben imponerse a la fuente de radiación,la velocidad de liberación de las sustancias radiactivas o la concentración deradioisótopos en el aire, el agua y otros materiales.

Los cálculos detallados de protección radiológica son de mucha envergadurapor varias razones. Por un lado, existe una gran variación de posibles escenarioso situaciones a considerar, tanto en la operación de los reactores como en losusos de los radioisótopos. Por otro, el uso de computadoras favorece el desarrollode métodos de cálculo cada vez más sofisticados.

12.7. El estudio del impacto radiológico

Cualquier planta necesita un estudio de impacto radiológico, aplicando elprincipio alara, para poder liberar material radiactivo. Se deben cumplir loslímites de dosis individuales para al área exterior no restringida. Para efluenteslíquidos, las dosis son: 3 mrem por año a todo el cuerpo y 10 mrem por año paracualquier órgano; por lo que se refiere a efluentes gaseosos, se tienen 10 mrempor año de rayos γ y 20 mrem por año de rayos β.

144 12.8. Los nuevos estándares de protección radiológica

Para conocer el impacto radiológico, hay que calcular el efecto de la libera-ción de aire o agua contaminada en la persona más expuesta. Los factores másimportantes para calcular la liberación o la dosis son los siguientes:

– Cantidad de radioisótopo en el efluente, especialmente 137Cs, 14C, 3H, I ygases nobles.

– Modo de transferencia del material, o sea, medio por el que se recibe laradiactividad: para efluentes líquidos como agua potable, alimentos proce-dentes del agua, depósitos en la costa o en la orilla, o alimentos que hayansido regados, incluyendo derivados animales como la carne o la leche; si elmedio es aire, la persona inmersa en una nube contaminada que respiraaire, o partículas depositadas en las plantas.

– Distancia entre la fuente y la persona afectada, teniendo en cuenta el efectode dilución por dispersión.

– Tiempo de transporte, para tener en cuenta el decaimiento por desinte-gración.

– Edad del grupo de riesgo: bebé (de 0 a 1 años), niño (de 1 a 11 años),adolescente (de 11 a 17 años) y adulto (mayor de 17 años); como es sabido,la radiosensibilidad varía con la edad.

– Factor de dosis, que se da en mrem/pCi. Estos factores están tabuladosen función del isótopo, el grupo de edad, el hecho de que se trate deuna inhalación o ingestión y el órgano afectado —huesos, hígado, cuerpoentero, tiroides, riñón, pulmón, tracto intestinal.

12.8. Los nuevos estándares de protección radio-

lógica

En 1991, basándose en las recomendaciones de la icrp, la nrc (Nuclear Re-gulatory Commissión) publicó la revisión de la reglamentación sobre exposicióna las radiaciones: la nueva versión del reglamento 10CFR20. Este nuevo regla-mento es más realista en cuanto a los riesgos y hace uso de toda la informaciónacumulada sobre los riesgos de la radiación. Las principales modificaciones conrespecto al reglamento anterior son las siguientes:

– Uso de métodos computacionales para la deducción de la dosis.

– Frente a los anteriores límites de dosis basados en el órgano crítico, elnuevo 10CFR20 considera la dosis al cuerpo entero procedente de todaslas fuentes de radiación que afectan a órganos y tejidos.

– Se suman la radiación externa y la interna para calcular la dosis total.

– Se añade al efecto de cualquier irradiación a corto plazo los efectos a largoplazo de los radionucleidos fijados en el organismo.


Cuadro 12.1: Factores de ponderación de la radiación en órganos y tejidos

Órgano o tejido PonderaciónGónadas 0,25Pecho 0,15Médula ósea roja 0,12Pulmón 0,12Tiroides 0,03Superficies óseas 0,03Resto del cuerpo 0,30a

aEl factor es de 0,06 cada uno para cinco órganos.

Los límites de dosis se seleccionan en función del riesgo de cáncer para lamayoría de los órganos y tejidos, y del riesgo de enfermedades hereditarias enel feto en el caso de las gónadas.

Se define así un nuevo concepto: dosis comprometida equivalente. El términocomprometida implica tener en cuenta la exposición futura después de la inha-lación o ingestión de material radiactivo. Se toma un tiempo de 50 años de vidalaboral. Si un cierto radionucleido se deposita en un órgano del cuerpo, a partirde ese momento el nucleido sufre desintegración y se elimina biológicamente,impartiendo una dosis a ese órgano. La dosis total se denomina dosis efectivacomprometida (H50). La palabra efectiva tiene en cuenta el distinto riesgo dela radiación en los diferentes órganos o tejidos, haciendo una suma ponderadautilizando factores de ponderación wT como los empleados en el cuadro (12.8).Así, si H50T es la dosis comprometida al órgano o tejido T , la dosis efectiva serála suma:

H50E =∑

T

wT H50T .

Se han deducido límites de concentración de radionucleidos específicos apartir de los factores del cuadro (12.8) y de los datos sobre propiedades quí-micas, período de semidesintegración, tipos de radiación y datos de tejidos yórganos. Se dan restricciones de dosis para el límite anual de incorporación(Annual Limit Intake, ali) por inhalación o ingestión de 5 rem por año para untrabajador profesionalmente expuesto a las radiaciones. De este modo se deducela concentración en aire derivada (Derived Air Concentration, dac) en un añode trabajo respirando aire contaminado. En el nuevo 10CFR20 se dan tablas deali y dac para cientos de radioisótopos, permitiendo el cálculo de la exposicióna mezclas de isótopos.

El dac (microcurios por mililitro) se calcula a partir del ali (microcurios)dividiéndolo por los mililitros que respira la persona patrón en su jornada la-boral durante un año. Se establecen límites de exposición diferentes para lasextremidades, el cristalino y el embrión o el feto, y se distinguen dos tipos dedosis:

– Dosis estocástica o probabilista: está relacionada con el riesgo de cáncer oefectos hereditarios. El número de efectos sobre la salud es proporcional a

146 12.9. Protección contra radiaciones no ionizantes

la dosis. El límite de dosis para efectos estocásticos es de 5 mrem/año.

– Dosis no-estocástica o determinista: son dosis a tejidos para los que existeuna dosis umbral para que haya un efecto, por lo que puede establecerseun límite concreto para la dosis anual. Como ejemplo están la piel y elcristalino.

El riesgo de todo el cuerpo por rem de dosis es 1 de cada 6000. Para ellímite de 5 rem, el riesgo anual es de 8 · 104, que equivale a unas ocho vecesel valor aceptable en las industrias calificadas como «seguras». El límite dedosis para miembros del público (0,1 rem por año) es bastante inferior al de lostrabajadores expuestos (5 rem por año).

12.9. Protección contra radiaciones no ionizantes

Existen diferentes tipos de radiaciones no ionizantes, todas ellas bastantecomunes en la vida cotidiana: radiaciones electromagnéticas ópticas —situadasentre el ultravioleta y el infrarrojo—; láseres; campos electromagnéticos de bajay muy baja frecuencia; radiofrecuencia, telefonía móvil y microondas; ultraso-nidos.

Las radiaciones no ionizantes pueden tener un efecto negativo sobre la salud,función del tipo de radiación y su magnitud. Actualmente existe una organiza-ción científica independiente, la icnirp (Comisión Internacional de Proteccióncontra Radiaciones No-Ionizantes). Para cada uno de los tipos de radiación, laicnirp hace una clasificación de los distintos mecanismos relevantes de interac-ción, efectos adversos, cantidades físicas biológicamente efectivas y niveles dereferencia usados para la exposición, y establece unos límites para la exposicióndel trabajador expuesto y del público en general. Se trata por tanto de unadisciplina con una metodología muy similar a la Protección Radiológica.

Capítulo 13

Seguridad de instalaciones

nucleares y radiactivas

13.1. Introducción

Los productos de fisión acumulados en el interior del reactor —básicamenteen los elementos de combustible, dentro de las vainas, en el caso de los diseñosde reactores nucleares de agua ligera— suponen un riesgo, ya que constituyenuna importante fuente de radiación. Es necesario asegurar la integridad del com-bustible a lo largo de todo su ciclo y que la liberación de material radiactivo seadespreciable. Esto implica limitaciones en el nivel de potencia y en la tempe-ratura, y la garantía de refrigeración bajo cualquier circunstancia. Las propiascaracterísticas físicas de la fisión en cadena proporcionan una seguridad intrínse-ca. La elección de los materiales, su disposición y las restricciones en los modosde operación proporcionan un segundo nivel de protección. Una tercera línea dedefensa la constituyen los equipos y estructuras que minimizan la probabilidadde un accidente y la cantidad de radiactividad liberada en su caso. Finalmen-te, la localización de centrales nucleares lejos de centros de gran densidad depoblación da lugar a una mayor protección.

La declaración de que una central nuclear es segura, en un momento dadode su vida o en un intervalo de tiempo determinado, exige que los daños po-tencialmente producidos por la instalación sean inferiores a los tolerables. Lacuantificación de los daños potenciales, o riesgos, inherentes a la central, su-pone el conocimiento específico de las secuencias o escenarios catastróficos quepuedan dar lugar a liberaciones incontroladas de productos radiactivos o de ra-diaciones, la frecuencia con la que quepa esperar tales escenarios y la magnitudde los daños que se puedan producir. Lógicamente, esta no es una tarea sencilla,al tratarse de una tecnología compleja y novedosa.

En reconocimiento de la dificultad de tales cuantificaciones, los expertosque diseñaron las primeras centrales nucleares utilizaron la llamada aproxima-ción determinista, basada en el concepto de seguridad a ultranza o defensa enprofundidad. A tal fin, definieron un conjunto de escenarios o accidentes en losque se había de basar el proyecto de la instalación, que llamaron accidentes debase del proyecto, y supusieron que podían suceder en la vida de la central;


sobre esta base se diseñaron los sistemas de prevención y mitigación de las con-secuencias de tales accidentes. Si en el peor de los casos los daños resultabanmenores que los tolerables, se concluía que la central era segura.

En la década de los años setenta, las tecnologías de la defensa y de los vuelosespaciales promovían el desarrollo de metodologías probabilistas para la cuan-tificación de los riesgos inherentes a tales actividades, que fueron adaptadas alcaso de las centrales nucleares y consolidadas en 1975 en el famoso Informe Ra-mussen, en honor de este profesor del Instituto de Tecnología de Massachussets,director del llamado Reactor Safety Study patrocinado por la Comisión Regula-dora Nuclear de Estados Unidos. En cualquier caso, la metodología probabilistano ha sustituido completamente a la aproximación determinista, coexistiendoambas bajo el concepto genérico de seguridad informada por el riesgo. La causase debe a las incertidumbres propias de la nueva metodología. Entre tanto, sepuede razonablemente asegurar que es satisfactoria la seguridad de las centralesnucleares que satisfagan los requisitos deterministas, observados a través de lametodología probabilista.

El objetivo de la seguridad: el confinamiento de la radiactividad En unacentral nuclear, el riesgo es el de un accidente que libere grandes cantidades deproductos radiactivos. En operación normal, estos productos peligrosos quedanen el mismo lugar donde han sido creados, en el uranio, del cual sólo se hafisionado una pequeña fracción. Este uranio está dentro de una vaina metálica,constituyendo el combustible del reactor nuclear. Esta vaina representa pues unaprimera «barrera» que retiene los productos peligrosos. El propio combustibleestá confinado dentro de un recipiente, generalmente una vasija que está co-nectada a tuberías que permiten extraer la energía producida por la fisión: lavasija constituye la segunda barrera capaz de contener los productos peligrosossi llegaran a atravesar la vaina. El conjunto, en las centrales modernas, estádentro de un recinto hermético y resistente, tercera barrera entre el peligro y elmedio ambiente. Los productos peligrosos están pues «confinados».

La seguridad nuclear tiene por objeto analizar las situaciones que podríanponer en duda el confinamiento de los productos radiactivos y asegurar quelas medidas tomadas permiten hacerles frente de forma eficaz. Estas situacio-nes son múltiples. Si se centra la atención en la primera barrera —la vaina delcombustible—, está claro que el confinamiento se mantiene mientras se manten-ga el equilibrio entre la energía desprendida por la fisión nuclear y la energíaextraída por el circuito de refrigeración. Se perderá la integridad de esta prime-ra barrera si se produce un desequilibrio entre la producción y la extracción deenergía.

Los dos grandes accidentes que han conmocionado la historia de la ener-gía electronuclear en el mundo ilustran este mecanismo. En 1979, en EstadosUnidos, en la central de Three Mile Island, una refrigeración insuficiente fue laque originó e accidente: el circuito de extracción de energía se vació, la vainadel combustible se fundió y los productos peligrosos pasaron entonces al cir-cuito. Pero esta segunda barrera contuvo la mayor parte de la radiactividad, ylos productos radiactivos que se escaparon quedaron confinados en el recinto dehormigón que se había construido alrededor del reactor. No hubo consecuencias

13. Seguridad de instalaciones nucleares y radiactivas 149

radiológicas. En Chernobyl, en 1986, sucedió a la inversa: un exceso de produc-ción de energía fue lo que ocasionó la fusión del combustible y la liberación delos productos de fisión. La energía desprendida destruyó también las estructu-ras del reactor —la segunda barrera—, pero no había una tercera barrera —unrecinto de hormigón—, lo cual explica la magnitud de las consecuencias para elmedio ambiente de dicho accidente.

El objetivo de la seguridad nuclear consiste en precisar la naturaleza y lamagnitud de los riesgos a los que se expone la población y poner en marchalos métodos y los procedimientos que permitan dominarlos. En una instalaciónnuclear segura, lo que importa entonces ya no son los riesgos potenciales quepresenta, sino los riesgos residuales reales, habida cuenta de las medidas toma-das. El riesgo nulo no existe, pero siempre se puede reducir un riesgo demasiadoimportante gracias a un enfoque basado en el conocimiento y la experiencia. Yaque hacer funcionar una máquina industrial compleja con un riesgo rigurosa-mente nulo es un objetivo inalcanzable, se puede definir un reactor seguro comoaquél cuyo riesgo de accidente serio es suficientemente pequeño para ser con-siderado como aceptable, tomando como referencia los riesgos que la sociedadacepta para las otras actividades industriales.

13.2. La «defensa en profundidad» como princi-

pio de seguridad nuclear

En primer lugar, es necesario identificar los fallos que pueden conducir aaccidentes, ya se refieran a los materiales y equipos utilizados o a las actuacio-nes de los explotadores, o se originen a causa de acontecimientos exteriores, yasean naturales o de origen humano. Posteriormente, es preciso estudiar cómose puede defender la central frente a estas agresiones, y eventualmente instalardispositivos capaces de reforzar sus líneas de defensa. Se entiende por tal unacombinación coherente de dispositivos de protección, tales como obstáculos ma-teriales contra las fugas radiactivas, márgenes de seguridad en el diseño, sistemasde seguridad automáticos e incluso procedimientos correctores establecidos porlos operadores.

Una central será segura si, frente a todo fallo y toda agresión, puede disponerde líneas de defensa suficientemente fuertes. Aquí, la fuerza es el resultado nosólo de la calidad de las disposiciones tomadas, sino también de la acumulaciónracional de estas disposiciones. Se parte del principio de que todo dispositivo deseguridad es vulnerable y debe ser sustituido o protegido por otro dispositivo.Con las líneas de defensa ocurre lo mismo: cada línea reduce la probabilidadde ocurrencia y/o la gravedad del accidente, y su apilamiento en profundidadpermite alcanzar un nivel de riesgo suficientemente bajo para ser consideradoaceptable. La seguridad de nuclear se construye sobre este concepto de defensaen profundidad, en el que la central está protegida por líneas de defensa sucesivas.

Examinemos con más detalle las tres condiciones que hay que respetar paraconseguir una central segura:

150 13.3. La seguridad en el diseño

– Un diseño que garantice tanto la prevención de los accidentes como lasdefensas contra sus posibles consecuencias.

– Una realización exenta de defectos importantes e imperfecciones que nohayan sido identificadas y, si es necesario, reparadas.

– Una explotación rigurosamente organizada y confiada a personal formadoy experto.

13.3. La seguridad en el diseño

Las tres barreras La defensa contra la diseminación de la radiactividad tieneun fundamento muy sencillo: se interponen una serie de barreras herméticasy resistentes entre los productos radiactivos y el medio ambiente para formaruna pantalla contra las radiaciones y contener la radiactividad. El combustiblepropiamente dicho, sin ir más lejos, bajo la forma de una masa cerámica, tienela propiedad intrínseca de retener la mayor parte de los productos de fisión.Después viene la vaina, en general metálica, siempre hermética y resistente ala corrosión. Ésta es la denominada primera barrera. La segunda barrera estáconstituida por el circuito de refrigeración primario que, aparte de las tuberíaspor las que circula el refrigerante, puede incluir una vasija de acero u hormigón uotros aceros resistentes a la presión. Por último, la mayor parte de los reactoresestán además rodeados por un edificio de paredes anchas de hormigón o aceroresistente a la presión, que constituye la última barrera de confinamiento.

La presencia de esta multiplicidad de barreras hace que las descargas ra-diactivas al exterior sean muy bajas en condiciones normales de operación, yque estén limitadas en caso de accidente. Únicamente, en el caso de que variasbarreras perdieran simultáneamente su eficacia, podrían producirse descargassignificativas.

La integridad de las barreras puede verse amenazada de diferentes maneras,por ejemplo a causa de tensiones mecánicas debidas a sobrepresión, impactoso vibraciones, temperaturas excesivas, fragilización debida a radiaciones, corro-sión. El diseño debe tener en cuenta estos fenómenos y la eventualidad de lapérdida de barreras. Las centrales deben estar también fuertemente protegidascontra las agresiones externas, tales como inundaciones y terremotos. El objeti-vo básico consiste en tratar de mantener la integridad de las barreras en todaslas circunstancias. El diseño en materia de seguridad consistirá en organizar elconjunto de estas barreras y de los diferentes sistemas y circuitos asociados,dentro de una estructura de defensa en profundidad caracterizada por líneas dedefensa sucesivas y tan independientes unas de otras como sea posible.

Los tres niveles de defensa en profundidad En una central nuclear se dis-tinguen tres niveles de defensa en profundidad ; cada uno de ellos constituye elequivalente a una línea de defensa.

– Primer nivel: la prevención de incidentes. Las primeras medidas de pre-vención están destinadas a mantener el reactor y el conjunto de la instala-


ción en condiciones de funcionamiento normal. Se trata primero de evitarlos sucesos, de origen tanto interno como externo, que podrían perturbareste funcionamiento: prever por ejemplo las averías de los componentes,lo que exige la elección de equipos de probada fiabilidad. A este nivel,hay que preocuparse igualmente por los defectos menores que apareceráninevitablemente a lo largo de la vida de la central. Ésta debe estar dise-ñada de manera que pueda absorber estas perturbaciones sin salirse de suámbito de funcionamiento; esa es la función de los márgenes de seguridad.Una central bien concebida debe incorporar márgenes que permitan a suscomponentes funcionar en condiciones más severas de lo previsto.

Es fundamental dotar a la central de características de seguridad queintervengan por sí solas, sin la intervención del ser humano, cuando seproduzcan sucesos perturbadores, para limitar sus efectos y mantener lainstalación en su estado normal de funcionamiento. Pueden ser las válvulasde seguridad mencionadas más arriba o mecanismos de regulación comohay en todas las instalaciones industriales. Bajo esta primera línea de de-fensa pueden incluirse también medidas administrativas o institucionales;así, por ejemplo, se exige un estudio previo en profundidad de la seguridadde la central.

– Segundo nivel: la vigilancia y los medios para actuar. El principio de ladefensa en profundidad exige que se prevea que, a pesar de las barrerascontenidas en el primer nivel, se pueden producir fallos que lleven a la cen-tral fuera de su nivel de funcionamiento previsto. La experiencia enseñaademás que siempre es así, en todas las instalaciones industriales, con ma-yor o menor frecuencia. Para una instalación que dispone de una primeralínea de defensa fuerte, estos serán casos raros; pero cualquier desviacióndel nivel de funcionamiento previsto puede conducir a un accidente si no setiene algo previsto para hacerle frente. Por tanto, en las centrales nuclearesse instala sistemáticamente una segunda línea de defensa.

Básicamente, ésta consta de dos elementos. En primer lugar, un dispositivode vigilancia de la instalación y los parámetros que permiten garantizarque ésta se mantiene dentro de los márgenes previstos, i.e., dentro de laprimera línea de defensa; este sistema puede ser continuo, con captadoresy tratamiento de señal, o discontinuo, con controles periódicos. En se-gundo lugar, unos sistemas de seguridad que intervendrán —en principioautomáticamente— cuando se detecten desviaciones, actuarán para evitarque el incidente degenere (dando lugar a un accidente que conduciría aldeterioro de las barreras) y llevará la instalación a un estado seguro.

– Tercer nivel: la reducción de las consecuencias o mitigación. Los dos pri-meros niveles resumidos hasta ahora son «clásicos» en materia de segu-ridad industrial. Desde luego, en el pasado se han conocido instalacionesconsideradas seguras protegidas por una única primera línea de defensa;los accidentes ocurridos han demostrado la insuficiencia de este enfoque,y hoy en día la mayoría de las instalaciones potencialmente peligrosas haninstalado una segunda línea.

Las medidas de mitigación van más allá, y ciertamente ha sido en lascentrales nucleares en donde, por vez primera, se han incorporado siste-máticamente en el diseño. Aquéllas tienen como objetivo limitar las con-

152 13.3. La seguridad en el diseño

secuencias de los accidentes, en el caso de que se produjeran a pesar delas dos líneas de defensa precedentes. La parte esencial de esta línea dedefensa atañe a la integridad de la última barrera de confinamiento encondiciones extremas: en la fase de diseño se dimensiona el recinto de con-tención para que pueda seguir desempeñando su función cuando las otrasbarreras ya no la pueden desempeñar —cuando se ha dañado gravementeel combustible y cuando se ha producido una rotura en las tuberías porlas que circula el fluido primario. Se introducen sistemas de seguridad quepermitan mantener esta integridad durante un largo período, permitiendoprincipalmente la refrigeración del recinto con relación al calor desprendi-do por los productos de fisión.

La defensa incluye además, aguas arriba, la gestión de la situación acciden-tal, mediante la actuación de funciones normales y sistemas de seguridad,gracias a disposiciones particulares que garantizan el suministro de energíaeléctrica; su objetivo es hacer más lenta la evolución del accidente y, si esposible, bloquear los productos peligrosos dentro de la instalación. Por úl-timo, aguas abajo incluye las medidas a tomar para proteger a las personasy al medio ambiente de los efectos de las posibles descargas radiactivas:son los planes de emergencia en caso de accidente.

Las funciones vitales para la seguridad y su protección La prevención co-mienza por el confinamiento de la radiactividad en el interior de la primerabarrera, la vaina. Ésta no se verá seriamente dañada a menos que se produzcaun desequilibrio significativo entre el desprendimiento de energía en el combus-tible y la extracción de la misma a través del sistema de refrigeración. Estodemuestra la importancia de las dos funciones vitales de la seguridad: el controlde la potencia —i.e., de la reacción de neutrones en cadena— y la permanenciade la refrigeración del combustible nuclear.

– El control de la potencia del reactor. La potencia variará proporcional-mente al número de neutrones. Se comprende por tanto claramente queactuando sobre los neutrones —absorbiéndolos más o menos mediante lasbarras de control insertas entre los elementos combustibles— es como secontrolará el nivel de potencia de la instalación. Si la población de neutro-nes no se regula rápidamente, la potencia variará. Si aumenta, lo hace conuna dinámica particularmente rápida, puesto que, debido a la reacción encadena, el crecimiento será de razón geométrica y no aritmética. Si no setoma ninguna medida, y si coexisten otras características desfavorables dediseño, se puede llegar a destruir el reactor, como ocurrió en Chernobyl.En consecuencia, es vital que el diseño de un reactor nuclear garantice quetodo aumento de la población de neutrones sea automáticamente contra-rrestado mediante una acción en sentido contrario.

– Capacidad de refrigeración. La pérdida de refrigeración —causada, porejemplo, por una fuga o ruptura de tubería, por un fallo de la circula-ción del refrigerante o por ausencia de evacuación del calor del lado delsecundario— podría provocar una elevación de la temperatura del combus-tible, después la ruptura de las vainas y la fuga de materiales radiactivos


hacia la vasija o el circuito primario del reactor. Por tanto, hace falta ga-rantizar permanentemente, en toda circunstancia, la extracción del calorproducido en el combustible.

Esta regla es válida también cuando el reactor está parado. En Three MileIsland, cuando se produjeron los fallos que originaron el accidente, las se-guridades de la central funcionaron y pararon la instalación. Cuando estoocurre, la central deja de suministrar energía eléctrica a la red, de formacasi instantánea. Pero ello no elimina la necesidad de seguir refrigerandoel núcleo, puesto que las radiaciones emitidas por los productos de fisióndesprenden calor. Hace falta extraerlo, y hacerlo además durante variashoras, días o incluso varios meses después de la parada del reactor. Na-turalmente, puesto que la radiactividad es un fenómeno que decrece conel tiempo, el calor que hay que extraer decrecerá igualmente de manerabastante rápida: al cabo de un segundo, no representa más que el siete porciento de la potencia nominal. Pero si la refrigeración no es proporcionala la potencia residual, el combustible se calentará y tarde o temprano lavaina que confina los productos peligrosos perderá su integridad. Eso eslo que sucedió en Three Mile Island cuando por error los responsables dela central detuvieron la refrigeración de emergencia.

Los sistemas de seguridad Tanto para controlar la potencia como para man-tener la refrigeración y controlar las consecuencias de un eventual accidente, sepueden utilizar tres tipos de sistemas de seguridad siguiendo diversas combina-ciones para proteger un reactor. Los primeros recurren a características llamadasintrínsecas; los segundos se denominan, respectivamente, sistemas activos y sis-temas pasivos.

La seguridad intrínseca se basa en las leyes físicas de la propia naturaleza.No es necesaria ninguna intervención exterior para mantener el reactor en con-dición segura o para restablecerla en caso de incidente. Por ejemplo, la mayoríade los reactores tienen un coeficiente de reactividad negativo; todo aumento dela temperatura provocado por un exceso de potencia conducirá a una reducciónde ésta al menos en las mismas proporciones. Así, esta contra-reacción naturallimita automáticamente los aumentos rápidos de potencia y puede incluso pararcompletamente el reactor. La falta de tal estabilidad intrínseca a baja potencia,unida a un sistema de parada demasiado lento, fue una de las principales causasdel accidente de Chernobyl.

La caída de las barras de control sólo por gravedad y la utilización de laenergía almacenada en los dispositivos de inyección de emergencia (acumula-dores) constituyen ejemplos de sistemas de seguridad pasivos. La mayoría delas barreras instaladas para confinar productos radiactivos constituyen tambiénejemplos de esta clase. A pesar del interés de los sistemas pasivos —se puedecontar con su actuación sin intervención humana ni de un mecanismo—, ningúnreactor en servicio se basa sólo en estos dos tipos (intrínsecos y pasivos) para con-trola todas las situaciones potencialmente peligrosas. Todos recurren a sistemasactivos que funcionan a partir de señales de activación emitidas por captadoresy con fuentes de energía eléctrica o neumática. En general, estos sistemas nonecesitan intervención humana, sino que intervienen de forma automática.

154 13.4. La calidad de la construcción

Además, para que un sistema de seguridad pueda cumplir su función conun buen margen de confianza, se establecen los puntos siguientes:

– Redundancia: los componentes o subsistemas de un sistema de seguridadson más numerosos de lo que se requeriría para desempeñar la función, detal manera que la seguridad jamás se basa en el funcionamiento de unaúnica unidad.

– Diversidad: dos sistemas o más, basados en principios de diseño o de fun-cionamiento diferentes, están dispuestos para asegurar cada función par-ticular de seguridad, de manera que el conjunto de los sistemas no puedaaveriarse por la misma razón —prevención de las averías llamadas «modode fallo por causa común»—.

– Separación física: los componentes o sistemas destinados a una funciónde seguridad están separados, para estar protegidos contra una pérdidasimultánea debida por ejemplo al fuego o a la inundación; la separaciónqueda asegurada por la distancia, o, en su defecto, por una barrera física.

– Puesta en «avería segura»: los componentes o sistemas están concebidospara que se pongan automáticamente en posición segura en caso de falloo de pérdida de alimentación.

Chernobyl y las consecuencias de la falta de defensa en profundidad Elreactor del tipo rbmk —reactor grafito-agua en ebullición— desarrollado enla urss, con el que estaba equipado la central de Chernobyl, adolecía de undefecto en el primer nivel de seguridad: no disponía de contra-reacción intrínsecaestabilizante; por el contrario, las contra-reacciones eran desestabilizantes: todoaumento de la temperatura provocaba una aceleración de la reacción en cadena,i.e., un aumento rápido de la potencia.

Pero los otros niveles de defensa eran igualmente defectuosos. El sistema deparada de la reacción en cadena estaba mal diseñado: no solamente era dema-siado lento y no permitía controlar adecuadamente un transitorio rápido, sinoque además era «vicioso», ya que su primer efecto inmediato se oponía a lo queel operador debía esperar de dicho sistema. En efecto, durante los primeros se-gundos, en vez de reducir la población neutrónica, la aumentaba. Por último, lacentral de Chernobyl estaba totalmente desprovista de un recinto de contenciónque envolviese el reactor, recinto que hubiera sido capaz de contener, al menosen cierta medida, los productos de fusión liberados por el aumento rápido de lapotencia.

13.4. La calidad de la construcción

Es fundamental para la seguridad que se construya una central nuclearen estricta conformidad con las especificaciones fijadas en el momento de sudiseño. Esta conformidad se verifica a lo largo de las pruebas que preceden ala puesta en servicio de la central, y entonces se detectan y se corrigen posibles


desviaciones entre las especificaciones y lo que se ha hecho sobre el terreno; comoparte del enfoque de defensa en profundidad, es necesario prever también estasposibles desviaciones aguas arriba: este es el objeto de las disposiciones llamadasde garantía de calidad, que se establecen durante toda la duración del diseñoy realización de la central; entre ellas se encuentra el suministro de materialfabricado y construido de manera satisfactoria, conforme a las especificacionesparticulares de la central.

13.5. La explotación segura

El punto crucial de la seguridad operacional es lograr que las personas ylas máquinas trabajen juntos de manera segura. Una de las causas principalesde los accidentes de Chernobyl y Three Mile Island radicó, precisamente, enla conjunción de malos procedimientos operacionales y de un desconocimientode los fenómenos físicos que rigen el funcionamiento de la central. En amboscasos, los operadores no entendieron lo que pasaba en el reactor a partir de lasinformaciones que se les proporcionaba en la sala de control. En Three MileIsland, algunas de esas informaciones se prestaban a confusión; en Chernobyl,la atención y el control se centraron únicamente en los sistemas de producciónde energía. Los operadores, por tanto, no pudieron tomar medidas correctorasadecuadas; algunas de sus acciones contribuyeron incluso a agravar la gravedadde los accidentes.

13.5.1. El factor humano

Necesidad de una clara definición de las responsabilidades Un explotadorde instalaciones nucleares es responsable en el más amplio sentido de la palabra—operacional, legal, jurídico— de la seguridad de sus instalaciones. La gestiónde la seguridad en el seno de la empresa requiere que el nivel central defina,establezca y controle una política de que se derivarán prácticas y procedimientosque garanticen la mejor seguridad. Esto exige que cada persona, en su campoy cualquiera que sea su nivel, conozca perfectamente hasta dónde llegan susresponsabilidades y sus obligaciones.

La función del operador El operador es el responsable de la explotación dela instalación; recoge la información, la analiza y decide las acciones a tomaren función de las instrucciones escritas (los procedimientos de operación). Esun trabajo de gestión técnica, que puede ser muy activo cuando se perturba elfuncionamiento normal. Pero, en este caso, sistemas automáticos de seguridadprotegen la instalación; se han diseñado para que sean «auto-seguros» en casode pérdida de corriente eléctrica. El operador no es y no debe ser el principalelemento sobre el que se base la seguridad de la instalación.

El operador, por tanto, no reemplaza en circunstancias normales a los sis-temas automáticos. De hecho, la mejor manera de garantizar la función de unsistema que controla varias variables, en interacción unas con otras, es utilizar

156 13.5. La explotación segura

un ordenador consagrado sólo a esa función. Sin embargo, el operador debe con-tinuar siendo capaz de parar rápidamente el reactor si es necesario; debe sercapaz de reconocer cualquier condición anormal de explotación y de reaccionareficazmente, añadiendo de esta forma una redundancia adicional a la proteccióny dando preferencia a la seguridad en relación con la producción si es necesario.

El operador tiene, por último, cuatro funciones esenciales:

– Conocer las condiciones que deben respetar en operación normal todos lossistemas importantes para la seguridad.

– Reconocer, con ayuda de los medios de control puestos a su disposición,las situaciones anormales que pueden ocurrir de improviso, e identificar suimportancia para la seguridad.

– Saber cómo puede restablecer las condiciones seguras de explotación encaso de anormalidad.

– Pedir rápidamente ayuda si no puede restablecer él mismo la situación.

Selección, formación y entrenamiento de los operadores Una central nu-clear debe disponer permanentemente de operadores competentes, estables ybien formados para desempeñar sus funciones y responsabilidades. Dado quedesempeñan una función clave en el necesario mantenimiento de un alto nivelde atención a la seguridad, su selección necesita una particular atención. Debebasarse en las especificaciones precisas de las tareas, en el profesionalismo y laexperiencia, y en factores personales tales como la salud, la habilidad, el perfilfísico, mental e intelectual.

Los futuros operadores siguen un programa específico de formación. La uti-lización de simuladores es particularmente fecunda y eficaz en este proceso. Unade las cualidades más importantes que necesitan los operadores de las centralesnucleares es la aptitud para comprender, diagnosticar y anticipar el desarrollode una situación global a partir de una gran cantidad de informaciones y pará-metros. Esto exige, naturalmente, un profundo conocimiento de los sistemas yprocedimientos y también la capacidad de relacionar los principios fundamen-tales con situaciones reales que pueden diferir de las que se han estudiado yanalizado en los documentos.

La interfaz entre la persona y la máquina La forma y el tamaño de los pa-neles de control, así como la instalación de dispositivos (indicadores, mandos,botones. . . ) se diseñan para que las indicaciones se puedan ver y comprendery se acceda a los mandos fácilmente. Los paneles sirven para que el opera-dor comprenda los diferentes sistemas y proporcionan reagrupamientos claros ycoherentes de los controles e indicaciones por función y sistema.

El desarrollo de la informática permite hoy en día en las salas de controlde las centrales modernas disponer, a partir de ordenadores, de sistemas depresentación de la información interactivos y en color. Este desarrollo es extre-madamente valioso para la eficacia del trabajo común entre hombre y máquina,


puesto que permite un acceso fácil y en el momento apropiado a informacionesque muy pocas veces son necesarias, pero que pueden ser vitales en caso deaccidente.

Se han hecho esfuerzos para que el operador esté en condiciones de reaccio-nar, diagnosticar y responder ante sucesos anormales. Las centrales nuclearesfrancesas han llevado muy lejos el cuidado del «factor humano» de la seguridad:en ellas existe una figura, el Ingeniero de Seguridad, que no actúa en condicionesnormales de explotación, pero a quien se acude si se produce cualquier sucesofuera de lo habitual.

Los procedimientos de explotación El equipo de dirección de una central pre-para un conjunto coherente de procedimientos de explotación antes del arranquey la autorización de la puesta en servicio. El equipo de la explotación debe ope-rar la central en estricta conformidad con los procedimientos aprobados y lasautorizaciones concedidas. El equipo de explotación trabaja permanentementesegún las especificaciones del diseño, dirigiendo un programa coherente y ex-haustivo de pruebas y vigilancia de los sistemas de seguridad y de las barreras,y manteniendo la capacidad para hacer frente a toda crisis o accidente.

En toda circunstancia en la que los operadores puedan intervenir comorespuesta a una alteración del estado de la central, se prevén sistemáticamenteprocedimientos escritos para guiarlos y garantizar que disponen de todas lasinformaciones detalladas necesarias para controlar la situación.

En las centrales se realiza el mantenimiento y las pruebas a intervalos pla-nificados para garantizar que siguen siendo fiables. Los sistemas de seguridadnecesitan un enfoque específico porque deben intervenir en caso de fallo de lossistemas normales de funcionamiento. Unos programas de pruebas más ampliosvigilan estos sistemas y sus componentes, y sus resultados se utilizan para ga-rantizar su disponibilidad.

13.5.2. El valor de la experiencia adquirida

Es necesario confrontar permanentemente los resultados de la experiencia deexplotación con los objetivos que se habían fijado. Dentro de esta experiencia, esnatural conceder una particular importancia a todas las situaciones anormalesque se han encontrado. Por esta razón, se ha establecido en todas las centralesnucleares un sistema de recogida y análisis de sucesos de explotación. Identificartodo defecto de material, todo mal funcionamiento de los equipos y, de formamás general, todo lo que puede constituir un signo de deterioro de las condicionesde explotación, es una de las responsabilidades importantes de los explotadores.Una vez realizada esta identificación, hace falta analizar los datos recogidos enfunción de su importancia para la seguridad; de ellos es necesario inferir laslecciones que pueden afectar tanto a las disposiciones para el diseño como a losprocedimientos de explotación; por último, es necesario difundir los resultadosde estas investigaciones a todas las personas interesadas.

Los sistemas de información sobre incidentes, que los organismos interna-

158 13.6. La seguridad de las otras instalaciones nucleares

cionales emplean en el mundo, son complementarios a los sistemas nacionalesy garantizan el reparto de las informaciones en todos los países miembros. LaAsociación Mundial de Explotadores Nucleares (wano) desarrolla estos inter-cambios entre explotadores de centrales.

Three Mile Island: una toma de conciencia De la misma manera que elanálisis de Chernobyl demuestra a dónde pueden conducir las insuficiencias deseguridad en el diseño, el de Three Mile Island ilustra lo que puede ocurrircuando no se toma bien en cuenta la seguridad de la explotación: la falta deformación de los operadores para hacer frente a las situaciones accidentales, lasinformaciones dadas a los explotadores capaces de inducirles al error, etcétera.

Hasta el accidente de Three Mile Island, parecía que, a partir del momentoel que se había diseñado una instalación, nada grave podía pasarle. Se pedíasimplemente a los explotadores que siguieran al pie de la letra las especificacio-nes de los constructores, que no cubrían más que ciertas situaciones. En ThreeMile Island, en abril de 1979, cuando una mala maniobra en el circuito auxiliarprovocó automáticamente la parada de la central, todas las disposiciones toma-das en el momento del diseño funcionaron como estaba previsto. El error radicóen la decisión de poner fuera de servicio los sistemas de seguridad diseñados porlos proyectistas. Se produjo así la parada manual de los sistemas de emergencia,que habían arrancado automáticamente y que enviaban el agua a la vasija. Éstase vació progresivamente y el combustible se fundió bajo el efecto de la potenciaresidual. El recinto de contención, afortunadamente, desempeñó su papel y nohubo consecuencias para la salud de las personas ni para el medio ambiente.

13.6. La seguridad de las otras instalaciones nu-

cleares

Los riesgos potenciales más importantes de la utilización de la energía nu-clear están ligados a la producción de la energía. Los reactores son la sede de lasreacciones de fisión, y la densidad de radiactividad en su interior es muy elevada;la producción de vapor a presión y temperatura elevadas, necesarios para accio-nar eficazmente la turbina, implica fenómenos termohidráulicos «violentos», quepueden accidentalmente crear mecanismos de diseminación de la radiactividad.Estos dos aspectos no se encuentran en otras instalaciones nucleares asociadasa la explotación de las centrales:

– Hacia arriba, la extracción del mineral, el aislamiento del uranio, su enri-quecimiento y la fabricación de los elementos combustibles.

– Hacia abajo, la descarga del combustible gastado y su reelaboración, des-pués de transportado a las fábricas correspondientes, tras la utilización denuevo de los materiales fisionables recuperados.

– Al final del ciclo, el almacenamiento de los residuos no reciclables.


El conjunto de estas operaciones constituye el ciclo del combustible. Cadauna de ellas se efectúa en plantas especializadas que presentan riesgos potencia-les específicos. Las instalaciones «hacia arriba» no manipulan más que productosradiactivos naturales, el uranio y sus descendientes; los riesgos son tanto quí-micos como radiactivos y, como es natural, su control no exige una tecnologíanuclear muy avanzada. Esto no impide que el rigor sea necesario, en particularen las minas de uranio, tanto para la protección de los trabajadores como parael confinamiento de los residuos frente al medio ambiente. El uranio enriquecidopresenta un riesgo propiamente nuclear: hay que evitar que pueda producirseuna reacción en cadena intempestiva; este fenómeno queda prácticamente ex-cluido con el uranio natural, pero sólo hasta un cierto grado de enriquecimiento,del orden del que se alcanza para los combustibles de las centrales. Este riesgoespecífico es claramente más importante en las plantas de reelaboración.

Las instalaciones «hacia abajo», en cambio, manipulan los combustiblesdespués de que hayan pasado por las centrales; a estos combustibles se les llamagastados o irradiados ; contienen productos resultantes de la fisión nuclear: losproductos de fisión propiamente dichos y productos creados por la absorciónde neutrones, como el plutonio. Todos estos productos son muy radiactivos yalgunos tienen una vida relativamente larga. Los combustibles irradiados nosalen de la central hasta pasado un cierto tiempo llamado de «enfriamiento»,que permite la eliminación de los productos cuyo período de semidesintegraciónes corto, lo que reduce otro tanto el calor residual del combustible.

Veamos ahora los problemas de seguridad en las plantas de reelaboracióny de almacenamiento de residuos. A priori, estos problemas son más difícilesque los de otras instalaciones, incluidos los del transporte. Hoy en día, se tratanestos últimos en el marco de convenciones internacionales, que obligan a lostransportistas a garantizar la seguridad gracias a la resistencia del embalajecontra todas las agresiones posibles; este enfoque ha demostrado hasta ahora sueficacia y no se ha observado ningún accidente nuclear durante los transportes.

Las plantas de reelaboración Las plantas de reelaboración son, en esencia,plantas químicas cuyo objetivo es separar del combustible irradiado las mate-rias primas fisionables recuperables, i.e., reciclables en las centrales: el uranioy el plutonio —que representan el 97 por ciento de la masa del combustibleirradiado— y los productos de fisión actualmente no reciclables. Durante eltranscurso de las operaciones, es necesario manipular las materias peligrosasque se presentan bajo las formas más diversas: sólidos, polvos, soluciones de di-versa concentración, gases de composición variable. El objetivo de la seguridades el mismo que en las centrales: mantener confinados en todas las circunstanciaslas materias radiactivas. Para conseguirlo, se aplican principios muy parecidos:

– El método de las barreras. Se interponen entre los productos peligrosos yel medio ambiente una sucesión de barreras herméticas e independientes.De esta manera, en una planta de reelaboración, las primeras operacio-nes se hacen con el combustible irradiado puesto en forma de solución; laprimera barrera está constituida por el recipiente que contiene esta solu-ción; la segunda barrera es la vasija de seguridad que lo envuelve y que

160 13.6. La seguridad de las otras instalaciones nucleares

está preparada para recuperar cualquier fuga; la tercera barrera es la saladonde se llevan a cabo las manipulaciones, equipada con sistemas de re-cuperación de fugas, ventilación, protección contra incendios y alarmas deradiactividad.

– El concepto de defensa en profundidad. Para asegurar una buena defensade las barreras frente a averías, errores de manipulación o fallos externos,se organizan los sistemas de seguridad en líneas de defensa. Al igual queocurre para los reactores, existen en esencia dos funciones vitales que debensometerse a un detenido examen: la refrigeración y el control de la reacciónen cadena. Los accidentes que se han producido en el mundo se deben todosellos a defectos en una u otra de estas funciones.

El accidente de Khystym, en la antigua urss, ocurrido en 1957 pero no se-ñalado hasta treinta años más tarde, fue el resultado de una dramática falta derefrigeración en una vasija que contenía productos de fisión extraídos del com-bustible irradiado; las consecuencias fueron importantes desde el punto de vistadel perjuicio para el medio ambiente, puesto que una zona de varios centenaresde kilómetros cuadrados, poco poblada, tuvo que ser evacuada.

Veamos ahora lo que ocurre con el control de la reacción en cadena. Enprincipio, una reacción en cadena no debe desarrollarse más que dentro de unreactor. Si ésta se produce en una planta de reelaboración, no puede ser más queaccidentalmente. El origen de ese hecho puede ser una concentración imprevistade material fisionable, uranio enriquecido o plutonio. Pero el accidente puedeser más perverso: las operaciones de tratamiento conducen a mezclar con losproductos fisionables materiales que pueden jugar un papel de moderadores ; sellama así a las especies de masa atómica muy pequeña que tienen la propiedadde frenar los neutrones o «moderar» su velocidad, lo que provoca como conse-cuencia el aumento de la eficiencia de las reacciones nucleares y por consiguiente,si el medio se presta a ello, el desencadenamiento de una reacción en cadena.

En cualquier caso, un accidente tal no provocaría más que un desprendi-miento limitado de energía, ya que esta reacción en cadena se pararía por sísola muy rápidamente, debido al efecto de los coeficientes de contra-reacciónanálogos a aquellos de los que se ha hablado para los reactores. Sin embargo,podría tener graves consecuencias para el personal y provocar posibles descargasde materias radiactivas hacia el exterior. Tales accidentes se han producido enlos años cincuenta y sesenta en Estados Unidos y en la urss, en laboratorios yfábricas que manipulaban materiales fisionables.

El análisis de la seguridad se basa en experiencias específicas que permitencomprender cuáles son los mecanismos que intervienen y probar los dispositivosde prevención adoptados. En efecto, el riesgo depende de numerosos factores;principalmente son: la masa de material fisionable empleada, la forma geomé-trica de los aparatos utilizados, la concentración de las soluciones de uranio oplutonio y la presencia y disposición de los moderadores o absorbentes neu-trónicos. En Francia, una gestión prudente ha permitido evitar los accidentesllamados «de criticidad». Para garantizar una prevención eficaz, se utiliza elmismo enfoque que para los reactores: el explotador debe presentar una peti-ción de autorización junto con un informe de seguridad, que sigue la misma víaque las peticiones referentes a los reactores.


Los residuos radiactivos Al final del ciclo nuclear, como en cualquier actividad,queda un cierto desecho que ya no se puede reciclar o utilizar en una actividadde otra naturaleza; es, por definición, un residuo. En el ciclo del combustiblenuclear, estos residuos son radiactivos. Su radiactividad puede ser natural si nossituamos al principio del ciclo: tal es el caso de los residuos de la minería deuranio. Pero si nos situamos al final del mismo, los residuos incluirán elementosque no existen en la naturaleza y que se habrán creado como consecuencia dela producción de energía por fisión nuclear.

El riesgo no es nuevo en relación a lo que hemos presentado anteriormente:los productos radiactivos, ya sean naturales o no, emiten radiaciones ionizantes,y de estas radiaciones es de lo que hay que proteger a la población y al medioambiente. El método de las barreras sigue siendo el método apropiado; la defensaen profundidad permite garantizar la seguridad del conjunto. La dificultad conrespecto a los residuos viene del factor tiempo: hay elementos radiactivos cuyoperíodo de semidesintegración sobrepasa los mil, diez mil, cien mil e incluso elmillón de años. Subsiste, por tanto, un peligro potencial durante mucho tiempo.

El problema, sin embargo, es menos arduo de lo que parece a simple vistapor tres razones:

– El decrecimiento de la radiactividad con el tiempo: se se puede demos-trar que se garantiza un confinamiento eficaz durante un cierto períodode tiempo, el decrecimiento radiactivo habrá reducido considerablemen-te la toxicidad potencial de los residuos, que será del orden de la de losproductos naturales, de los que sabemos cómo protegernos.

– La naturaleza físico-química de los residuos que se quiere confinar: la ener-gía nuclear es una energía muy concentrada que produce por consiguienteun volumen de residuos radiactivos relativamente pequeños en compara-ción con las actividades industriales ordinarias. En Francia, por ejemplo,representan unos doscientos metros cúbicos anuales —aproximadamenteun kilogramo por habitante y año—.

– La naturaleza estática de los residuos, incapaces de procesos dinámicosrápidos cuyo control podría fallar.

Se analiza la seguridad de los almacenamientos de residuos mediante méto-dos muy próximos a los que se utilizan para las centrales. En relación con losresiduos más corrientes, de vida moderada —algunas decenas de años—, existenhoy en el mundo centros de almacenamiento que han sido sometidos a rigurososprocesos de autorización y, por tanto, se puede considerar que no producen im-pacto alguno sobre el ser humano ni sobre el medio ambiente. Para los residuosde muy larga vida, no existen hoy más que proyectos, y se prosiguen los estu-dios principalmente en laboratorios especializados para validar las evaluacionesactuales.

13.7. La garantía de la seguridad

Un control independiente Dada la importancia de las implicaciones políticas,económicas y financieras de la producción de energía eléctrica y la naturaleza

162 13.7. La garantía de la seguridad

y magnitud de los riesgos, la seguridad necesita una verificación independientede la del productor. Esta función de control independiente apareció en EstadosUnidos desde el comienzo del desarrollo nuclear. Todos lo países occidentalesse han dotado a continuación de estructuras reglamentadoras independientesde los organismos encargados del diseño y construcción de las centrales, bajola autoridad —directa o indirecta— del gobierno. Se han establecido de formaprogresiva en función de los programas de realización. De esta manera es comoen Francia, después de un período inicial durante el cual el control quedaba ase-gurado por una comisión presidida por el Alto Comisariado de Energía Atómica,dicha comisión se transfirió al Ministerio encargado de la Energía Atómica y,posteriormente, se creó un Servicio Central ad hoc. Del lado de la urss, las or-ganizaciones no se han definido tan claramente y, hasta Chernobyl, hay razonespara pensar que los organismos reguladores no disponían ni de la competenciani del poder que deberían haber tenido.

El Organismo Internacional de Energía Atómica ha publicado en 1990 unosprincipios fundamentales de seguridad para las centrales nucleares, que defi-nen los objetivos de la Autoridad de Seguridad en materia reglamentadora. Elgobierno establece el marco jurídico de un organismo regulador independienteque es responsable de la autorización y control reglamentario de las centralesnucleares y de la aplicación de las reglas pertinentes.

Los recursos del organismo regulador son suficientes para permitirle cumplirsus funciones sin que las fechas de construcción y la producción de energía sevean afectadas, salvo cuando esto se justifica por razones de seguridad. El orga-nismo regulador tiene a su disposición especialistas en una gama suficientementeamplia de competencias nucleares. Para cumplir correctamente sus funciones, secrean los poderes reglamentarios necesarios y el libre acceso a las instalacionesy a toda la información útil que tenga el organismo explotador.

13.7.1. La evaluación de la seguridad

Para asegurarse del nivel de seguridad adecuado de una instalación, convieneno solamente verificar su adecuación a las reglas, criterios y normas, sino antetodo estar en condiciones de juzgar la validez técnica de varios elementos:

– El diseño: características de estabilidad intrínseca, márgenes suficientesen relación con los límites tecnológicos, respuestas correctas a las exigen-cias dinámicas y a las agresiones, comportamiento controlable en caso deaccidente.

– La realización: conformidad con el diseño y ausencia de defectos.

– La explotación: el factor humano es esencial; puede desempeñar un pa-pel favorable a la hora de evitar los accidentes, a condición de tener lasinformaciones técnicas suficientes.

El ejercicio de esta valoración es la evaluación técnica de seguridad. Estaren condiciones de evaluar la seguridad de una máquina requiere primero una


indiscutible competencia técnica. Los analistas deben poseer los conocimientoscientíficos y técnicos necesarios o poder reunirlos sin demora, tanto para elreactor propiamente dicho como en lo que respecta a los campos específicos dela seguridad.

Los informes de seguridad El explotador está obligado a justificar en detallela adecuada seguridad de su instalación mediante informes de seguridad corres-pondientes a las etapas sucesivas de la vida de dicha instalación:

– Informe preliminar al terminar el proyecto: se trata esencialmente de ob-jetivos e intenciones principalmente en términos de diseño de las barreras,cualidades técnicas de los sistemas y análisis de los accidentes que se hantenido en cuenta.

– Informe provisional antes del arranque, que trata de la manera en que sehan alcanzado los objetivos, de los resultados del control de calidad, delos programas de pruebas y de la puesta en servicio.

– Informe definitivo después de las pruebas, que da los resultados de es-tas últimas y trata detalladamente acerca de las condiciones y normasde explotación: operación normal y accidental, vigilancia e inspección enservicio, mantenimiento, reparaciones, entrenamiento del personal.

– Informe de reevaluación de seguridad, que tiene que redactarse periódica-mente durante la vida de la instalación —en principio, cada diez años—;tiene en cuenta los resultados de la experiencia y justifica la conformidadde la instalación con las normas de seguridad que rigen la evolución de losconocimientos.

– Informe de parada definitiva, que define las condiciones en que se manten-drá la instalación, en un estado seguro, a la espera de su desmantelamiento.

El papel de la investigación Se valida la evaluación de la seguridad mediantedos fuentes: la experiencia de funcionamiento y la investigación, que se ayudany complementan mutuamente. Los principales objetivos de la investigación enmateria de seguridad nuclear pueden resumirse como sigue:

– Verificar los márgenes de seguridad existentes.

– Prever los efectos sobre la seguridad de las evoluciones del diseño y elenvejecimiento de los materiales en las instalaciones antiguas.

– Analizar los fenómenos físicos que se desarrollarían durante las secuenciasaccidentales.

– Desarrollar las competencias técnicas y la vigilancia de los equipos de se-guridad, para que estén en condiciones de tomar rápidamente las medidasapropiadas en caso de emergencia.

164 13.7. La garantía de la seguridad

– Desarrollar una cooperación internacional en materia de seguridad nuclearque permita integrar los conocimientos de cada país en un corpus accesiblea todas las personas, que garantice que no se ha dejado de lado nadaimportante.

¿Cuándo se puede considerar que se está «suficientemente seguro»? Des-pués de haber comprobado que la seguridad de una instalación ha tomado co-rrectamente en cuenta los avances resultantes de la investigación, después dehaber controlado de forma independiente que el explotador responsable ha rea-lizado correctamente su trabajo y ha evaluado el nivel de seguridad que sepuede, razonablemente, atribuir a la central, hay que preguntarse si este niveles o no aceptable, lo que plantea el problema de los correspondientes criteriosde apreciación.

De todos los textos americanos, los primeros que establecieron las normasy procedimientos de seguridad, especificaban que cada instalación debería re-cibir una autorización, y que esta autorización se otorgaría si los promotoresdemostraban que su explotación no presentaba un riesgo undue o inacceptable.Este objetivo se ha tratado en forma pragmática. Sin duda, se sabía que unaccidente grave que pusiera en peligro la vida de un gran número de personasera inaceptable. Después de haber previsto instalar las centrales únicamente enlos desiertos, se ha preferido la solución —más eficaz desde el punto de vistaindustrial— del recinto de contención. A medida que se ha ido avanzando en losconocimientos, se han multiplicado los sistemas de seguridad para llegar a unasituación en la que un accidente grave no sería creíble, plausible o verosímil.

En realidad, sólo se puede hablar de un nivel de riesgo más o menos elevadoy por consiguiente de un umbral de aceptabilidad: por debajo, el riesgo es tanpequeño que todos pueden considerarlo aceptable. Este es el enfoque actual dela seguridad nuclear. Tiene dos aspectos principales: los parámetros que contri-buyen a la definición del riesgo y los valores aceptables de dichos parámetros.

Se parte siempre de la base fundamental de que sólo se puede cuantificarun peligro, cualquiera que sea, si se considera a la vez la probabilidad que tienede producirse y las consecuencias que ocasiona si se produce. A partir de aquí,el sentido común dicta dos reglas básicas:

– Si el peligro es probable, hace falta que sus consecuencias sean muy pe-queñas; si se trata de un daño permanente, éste debe ser siempre inferiora los límites sanitarios u otros.

– Si se trata de un riesgo de accidente con una probabilidad de ocurrenciaque pueda ser más o menos elevada, las consecuencias deben ser tantomenores cuanto más probable sea el accidente.

Las centrales nucleares se consideran hoy aceptables desde el punto de vistade la seguridad cuando se puede demostrar: primero, que los daños de todotipo —incluidos los radiológicos— están claramente por debajo de los límitesreglamentarios en operación normal o para todo aquel suceso del que se puedepensar que tiene bastantes probabilidades de producirse durante la vida de la


central; segundo, en cuanto a los riesgos de accidente, la probabilidad de causardaños a la población que vive alrededor de la central debe ser suficientementepequeña como para que éste no pueda considerarse como un riesgo significativopara estos habitantes en comparación con aquellos a los que estarían expuestossi no existiese la central.

13.8. La Escala Internacional de Eventos Nuclea-

res

Para evaluar la gravedad relativa de los sucesos que pueden tener lugaren las instalaciones nucleares, los diversos países han optado por criterios quetienen en cuenta los aspectos perjudiciales para las personas, la propiedad y elmedio ambiente. Con objeto de disponer de un sistema de evaluación común,se ha propuesto la utilización de una Escala Internacional de Eventos Nucleares(ines), consistente en una clasificación de los eventos según su potencial paracausar daño a las personas y sus bienes, de acuerdo con criterios preestablecidoscomo la degradación de la defensa en profundidad y las consecuencias dentro yfuera del emplazamiento.

La Escala clasifica los eventos nucleares en siete categorías, de menor amayor gravedad. Se parte de la simple desviación, considerada fuera de Escalaporque su impacto es insignificante. Las categorías reales de que consta la escalavienen recogidas en el cuadro (13.1)

13.9. El accidente de Three Mile Island. Leccio-

nes aprendidas

El 28 de marzo de 1979 tuvo lugar un accidente en un reactor de tipo pwrllamado Three Mile Island cerca de Harrisburg, en Pensilvania. Se liberó unapequeña cantidad de radiactividad y hubo un número de personas que fueronevacuadas o que abandonaron el lugar durante un tiempo.

El reactor estaba operando en régimen estacionario a una potencia cercanaa la máxima cuando hubo un fallo en el sistema de alimentación del generadorde vapor. Debido a este fallo, el generador de la turbina se disparó automáti-camente y se introdujeron las barras de control en el reactor para reducir supotencia. Hasta ese momento no había ocurrido nada inusual, y había tres bom-bas de alimentación de reserva que habrían proporcionado el agua necesaria.Sin embargo, éstas no pudieron hacerlo debido a que, como se supo después,se había dejado cerrada por error una válvula que conducía al generador devapor. Esto sólo se descubrió más tarde y se pudo abrir la válvula al cabo deocho minutos, y por ello los generadores de vapor se habían secado totalmente.La temperatura y la presión del agua del circuito primario se elevaron (hastaunos 2355 psi), causando la apertura de la válvula de alivio del presionador. Enese momento, el refrigerante escapó a un tanque llamado quench tank, diseñadopara condensar y refrigerar todos los escapes del sistema reactor. La válvula de

166 13.9. El accidente de Three Mile Island. Lecciones aprendidas

Cuadro 13.1: Categorías de la escala ines.Categoría Criterios Ejemplo

0. Desviación No tiene consecuencia alguna desde el pun-to de vista de la seguridad y por ello seclasifica como «fuera de escala».

1. Anomalía No implica fallos significativos de las ba-rreras de seguridad, no contamina la insta-lación ni su entorno ni somete a los traba-jadores a dosis superiores a las normales

2. Incidente Implica fallos significativos de las barre-ras de seguridad (aunque conservando su-ficiente defensa en profundidad), o conta-minación de la instalación o exposición dealgún trabajador por encima de las dosistolerables

3. Incidente grave Implica el deterioro de la defensa en pro-fundidad sin que fallen todas las barrerasde seguridad, con contaminación impor-tante de la instalación y muy pequeña delentorno, exposición significativa de los tra-bajadores y muy pequeña del público cir-cundante, o combinaciones de estos efectos

Vandellós i,1989

4. Accidente sin

riesgo fuera del

emplazamiento

Implica daños importantes a la instalación,exposición de los trabajadores a dosis quepueden resultar letales, contaminación delentorno que no produzca dosis al grupo crí-tico del orden de los mSv, o combinacionesde estos efectos

St. Laurent,1980

4. Accidente con

riesgo fuera del

emplazamiento

Implica daños muy importantes a la ins-talación, con una liberación al entorno deradiactividad equivalente a cientos o milesde terabecquerelios de 131

I, de modo que sehaga necesaria la adopción de medidas deprotección al público, tales como las pre-vistas en los planes de emergencia

Three MileIsland, 1979

5. Accidente grave Liberación al entorno de cantidades impor-tantes de sustancias radiactivas, de modoque se requiera la adopción de medidas deprotección al público

Kysthym,1957

7. Accidente muy

grave

Efectos nocivos —tanto para la salud co-mo para el medio ambiente— sobre am-plias zonas

Chernobyl,1986


alivio del presionador se bloqueó y quedó abierta, hecho del que los operadoresno se dieron cuenta hasta pasadas dos horas. Entonces ya se había liberado unagran cantidad de refrigerante, llenando el quench tank y causando la rotura deldisco de ruptura del tanque. El agua de refrigeración, que tenía cierta radiacti-vidad, se derramó por el recinto de contención, llegando al sumidero. Mientrastanto, la presión dentro del reactor seguía disminuyendo. Al alcanzar los 1600psi, el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo (eccs) actuó como erade esperar: las bombas de alta presión inyectaron agua de suministro en la vasijadel reactor.

Los operarios, cuando vieron que el presionador aparecía lleno de agua,condición que le impediría realizar su función, desconectaron el ecss y poste-riormente detuvieron las bombas principales de refrigeración del reactor. Estagrave falta de agua causó que el núcleo se calentara y que quedara al descubier-to. A pesar de que se había eliminado la potencia más importante debida a lasfisiones, quedaba el calor residual debido a las desintegraciones de los produc-tos de fisión. El flujo de refrigerante a través del núcleo era insuficiente paraenfriar las varillas de combustible y se sufrieron daños importantes. Se liberófuera del reactor una cantidad de radiactividad considerable, especialmente degases nobles como xenon y krypton, además de yodo. Las bombas del sumide-ro de contención enviaron automáticamente el agua radiactiva de la contencióna unos tanques situados en un edificio auxiliar anejo. Los tanques rebosaron,permitiendo el escape de material radiactivo a través de filtros a la atmósfera.Mientras se intentaba retornar el agua al edificio de contención se produjeronmás fugas. Finalmente, se conectó el sistema de refrigeración del reactor y latemperatura del núcleo empezó a descender. Existía el riesgo de que las reaccio-nes metal-agua hubieran producido una burbuja de hidrógeno potencialmenteexplosivo, y se actuó durante varios días para eliminarlo.

Inmediatamente después de la liberación de gases radiactivos, se inició lamedida de contaminación atmosférica. Se estima que la mayor dosis individualfue menor de 100 mrem. Este cálculo se hizo suponiendo exposición continuaen el límite exterior del emplazamiento durante once días. La dosis media apersonas dentro de un radio de cincuenta millas se estimó en 11 mrem.

El accidente de Three Mile Island fue el resultado de una combinación dedeficiencias de diseño, fallos de equipos y errores de operaciones:

– En el área del diseño, no debería haber sido posible que se bombeara aguaradiactiva fuera del edificio de contención sin darlo a conocer a nadie. Tam-bién debería haber habido instrumentación para permitir a los operadoresel conocimiento completo del estado del sistema termohidráulico.

– El principal fallo de equipamiento fue el bloqueo de la válvula del pre-sionador. En este incidente los equipos en conjunto funcionaron bastantebien, pero hay ejemplos de fallos de válvulas, bombas e interruptores quepodrían haberse evitado mejorando el control de calidad durante la fabri-cación, la inspección y el mantenimiento.

– Los errores de los operadores fueron numerosos; por ejemplo, el cierre dela válvula en la línea de alimentación, malinterpretando la condición delpresionador y cerrando tanto las bombas de refrigeración de emergenciacomo las bombas de refrigeración del reactor.

168 13.10. El accidente de Chernobyl

Posteriormente al accidente, se inició un programa de recuperación paraThree Mile Island: el interior de la vasija del reactor fue examinada con cáma-ras muy pequeñas unidas al final de largos cables que se insertaban desde arriba.El daño era mayor de lo que se había pensado inicialmente. Faltaban los cincopies de la parte superior del núcleo, que habían caído hacia la parte inferior, yse encontró combustible fundido solidificado en la parte inferior de la vasija. Seutilizaron herramientas especiales de manipulación para extraer el combustibledañado. El combustible fue transferido a una serie de contenedores de seguridadpermanente para almacenamiento y envío. Análisis ulteriores han confirmadoque la vasija, incluso en la parte en contacto con el metal fundido, había conser-vado su resistencia. La segunda barrera desempeñó pues perfectamente su papely demostró que un accidente grave del núcleo puede mantenerse confinado.

Inmediatamente después del accidente, la nrc (Nuclear Regulatory Commis-sion) exigió que las centrales llevaran a cabo una serie de medidas correctivas eninterés de la mejora de la seguridad en las centrales nucleares. Entre los puntosdel Plan de Acción estaban: el incremento del personal de operación cualificado;la actualización de la formación y los licenciamientos de los operadores; las revi-siones del diseño de la sala de control para tener en cuenta los factores humanos;nuevos detectores e instrumentación para permitir a los operadores conocer elestado del reactor en todo momento; equipos de detección de hidrógeno; mejo-ra de la monitorización de las condiciones accidentales, incluida la inadecuadarefrigeración del núcleo; mejora de la comunicación entre la nrc y las centrales;mejores planes de emergencia.

Anticipándose a la acción de la nrc, la industria nuclear hizo un estudio —Industry Degraded Core Rulemaking, idcor— con el propósito de proporcionarbases de datos para la toma de decisiones en accidentes severos. En el estudiose recogieron y actualizaron los datos existentes de Análisis Probabilistas deSeguridad (apr), haciendo cálculos de secuencias realistas más que conserva-dores. El estudio desarrolló el modelo físico, modelos matemáticos y cálculoscomputacionales para todos los procesos importantes. Una de las conclusionesalcanzadas fue que, en caso de accidente, llevaría mucho tiempo que ocurrierael fallo de la contención, dando tiempo a los operadores para reaccionar.

De entre las tres barreras que aseguran, en caso de accidente, el confina-miento de los productos radiactivos frente al medio ambiente, la tercera —labarrera de contención— desempeña un papel de última protección. En el marcode las lecciones aprendidas con el accidente de Three Mile Island, ha sido refor-zada mediante la introducción de un sistema de ventilación conectado a un filtroque permite, en situación accidental grave donde la presión interna se elevaríaen la contención, mantener la integridad global de esta última, limitando lasdescargas radiactivas al medio ambiente.

13.10. El accidente de Chernobyl

El 26 de abril de 1986 tuvo lugar un gravísimo accidente en el reactor deChernobyl, cerca de Kiev (Ucrania). Se produjo una explosión en el tejado deledificio que albergaba el reactor, el grafito que actuaba como moderador seincendió y se liberó a la atmósfera gran cantidad de material radiactivo pro-


veniente del combustible nuclear dañado. No se conoce con precisión el valorde la exposición a la radiación de los trabajadores y el público, pero las dosisfueron superiores a las recibidas en todas las pruebas de armas nucleares an-teriores. Murió un gran número de trabajadores, se contaminaron las ciudadescercanas y se estima que la dosis colectiva al público incrementó el riesgo decáncer. Se evacuó a una gran población de la ciudad de Pripyat, la agriculturase vio muy afectada en la Unión Soviética y varios países europeos prohibieronlas importaciones de alimentos.

El reactor Chernobyl-4 es del tipo rmbk, de los cuales hay 18 en la UniónSoviética. Tiene un núcleo cilíndrico, de siete metros de altura y doce de diáme-tro, formado por bloques de grafito que sirven de moderador y de estructura.Estos bloques están agujereados verticalmente para dejar pasar tubos de presiónde 8,8 centímetros de diámetro. Dentro de los tubos se colocan conjuntos de 18varillas de combustible de óxido de uranio débilmente enriquecido (dos por cien-to de 235U) y se circula agua ordinaria para la refrigeración y para generación devapor para la turbina. Además, hay otros canales para las 222 barras de controly parada. Encima del núcleo hay una máquina de carga de combustible parapoder cambiar elementos de combustible individuales durante la operación delreactor. Debajo del reactor se localiza una piscina de supresión de vapor, queno está conectada directamente al núcleo.

La secuencia del accidente fue revelada en agosto de 1986 por la Unión So-viética en una reunión en Viena solicitada por la iaea. Se estaba haciendo unexperimento en relación con el funcionamiento del abastecimiento de electrici-dad a los equipos del reactor en situaciones de emergencia. Como en todos losreactores, si se interrumpe el suministro de la red eléctrica, se dispone de gene-radores Diesel de emergencia. Sin embargo, para cubrir el lapso de tiempo hastael arranque de los equipos Diesel, es deseable la existencia de un suministroauxiliar.

Parece que el experimento se había planeado por una organización indepen-diente que estaba suministrando algunos equipos eléctricos nuevos. Posiblementedebido a la falta de familiaridad con la central, se prestó demasiada poca aten-ción a las medidas de seguridad, incluso aunque se iba a desactivar el sistema derefrigeración de emergencia del núcleo. Los operadores estuvieron presionadospara acabar el test debido a que el siguiente período de mantenimiento era des-pués de un año. Además, el administrador local pidió un retraso de ocho horas,que pudo haber aumentado la impaciencia e inducido una acción temeraria porparte de los operadores.

El primer paso del test era reducir la potencia de 3200 MW térmicos alrango de 700–1000 MW térmicos. Para ello, los operadores permitieron que lapotencia descendiera hasta 30 MW térmicos. En este nivel, el flujo neutrónicoera demasiado bajo para quemar el 135Xe que se producía. El crecimiento deabsorbente hizo muy difícil volver a subir el nivel de potencia. Violando todaslas normas, los operadores extrajeron la mayoría de las barras de control, y aunasí no pudieron subir la potencia por encima de los 200 MW térmicos. En estapotencia, el reactor tiende a ser inestable.

En ese momento, las bombas de refrigeración estaban funcionando paraun flujo por encima de lo necesario para ese nivel de potencia, y se llevó el

170 13.10. El accidente de Chernobyl

refrigerante casi a la ebullición. Para prevenir disparos del circuito y así permitirla continuación del experimento, se desconectaron varios sistemas de seguridad.Posteriormente, cuando el flujo de refrigerante se redujo, se crearon burbujas devapor («huecos»). En este punto, el defecto fatal en el diseño del reactor rmbkhizo el resto.

El reactor de grafito tenía un coeficiente de reactividad por huecos positivo,en contraste con el coeficiente negativo de los reactores de agua ligera. El reac-tor podía gestionarse en operación normal sólo mediante un elaborado sistemade detectores, circuitos y barras de control. La reactividad producida por los«huecos» del vapor de agua hicieron que la potencia subiera drásticamente has-ta unos 30000 MW térmicos, i.e., diez veces la potencia nominal. La potenciano pudo reducirse con rapidez debido a que demasiadas barras de control esta-ban demasiado afuera como para tener un efecto. El exceso de energía pulverizóel combustible y causó la rápida subida de la presión de vapor. La presión seincrementó y rompió los tubos de refrigerante y la explosión resultante hizo unagujero en el tejado del edificio del reactor. Se perdió la cámara de nitrógeno-helio del núcleo y hubo contacto entre aire y agua con el grafito moderadora alta temperatura. La reacción química con vapor, circonio y grafito produjograndes cantidades de hidrógeno y monóxido de carbono, que reaccionaron deforma explosiva con el aire por encima del núcleo. Aunque había paredes gruesasde hormigón en los laterales del edificio, el tejado era de construcción industrialordinaria. El edificio fue diseñado para dar confinamiento, pero no contenciónpara varias atmósferas de presión, a diferencia de los reactores de agua ligeracomerciales de los países del occidente de Europa y Norteamérica.

El grafito caliente, normalmente a 750◦C, se incendió y continuó quemán-dose durante varios días. El material en combustión se depositó en el exterior,originando alrededor de treinta incendios. El intenso calor derritió y vaporizó elmaterial del núcleo, dando lugar a la liberación de gran cantidad de productosde fisión a la atmósfera. Una nube radiactiva se dirigió hacia los países escan-dinavos y los países del Este. La contaminación se observó por primera vez enSuecia, pero la actividad del aire se incrementó a lo largo y ancho del planeta.

Se arrojaron muchas toneladas de plomo y roca sobre el núcleo desde he-licópteros para detener la combustión del grafito, y también se tiró carburo deboro para prevenir la criticidad. Se excavó un túnel por debajo del reactor y sellenó de hormigón para prevenir la contaminación del agua subterránea.

Del contenido radiactivo del núcleo, se estima que se liberaron: un tres porciento de elementos transuránidos, un trece por ciento de 137Cs, un veinte porciento de 131I y todos los gases nobles. La liberación total fue de unos ochentamegacurios de actividad. Se han hecho estimaciones de exposición de las perso-nas en varios lugares. Un total de 203 trabajadores, bomberos y trabajadores deemergencia fueron hospitalizados a causa de la radiación, de los cuales 31 mu-rieron. Sus exposiciones oscilan entre los 100 y los 1500 rem. Miles de personasfueron evacuadas, muchas de las cuales con carácter definitivo. Un total de 135000 personas fueron evacuadas en un radio de treinta kilómetros, incluyendo 45000 en la ciudad de Pripyat. La mayoría de las personas de la zona de evacuaciónrecibieron dosis por debajo de 25 rem. Usando la dosis estimada total de 1,6millones de personas-rem, se predeciría un incremento de las muertes por cáncer


durante los próximos setenta años de un dos por ciento. La exposición fuera dela Unión Soviética fue considerablemente menor, siendo sólo varias veces el valorde la radiación natural de fondo.

En un esfuerzo para prevenir futuras liberaciones de radiactividad, se cons-truyó una estructura llamada sarcófago alrededor del reactor dañado. Sin em-bargo, hay evidencia de su deterioro, con la posibilidad de entrada de agua através de grietas.

Poco después del accidente se llegó a varias conclusiones:

– La Unión Soviética debería revisar su filosofía y práctica de la seguridad dereactores, con mayor atención a los factores humanos, además de mejoressistemas de seguridad.

– Es necesario mejorar la cooperación internacional en materia de acciden-tes de reactores, incluyendo el intercambio de información y proyectos deinvestigación sobre accidentes y sus consecuencias biológicas.

– Aunque los reactores de agua ligera tengan un coeficiente de potencia ne-gativo, no puedan incendiarse y posean fuertes recintos de contención, laindustria nuclear de Occidente debería reexaminar sus reactores y prácti-cas de operación a la luz de lo ocurrido en Chernobyl.

Una consecuencia del accidente fue la formación de una serie de proyectosconjuntos de investigación entre Estados Unidos y la Federación Rusa, centra-dos en bases de datos, códigos de cálculo y el desarrollo de un plan par lainvestigación rusa en seguridad nuclear.

En octubre de 1989, la urss pidió a la iaea la evaluación de los pasosseguidos para proteger al público en el accidente de Chernobyl. La iaea creóel Proyecto Internacional Chernobyl, con la participación de más de doscientosespecialistas de numerosas organizaciones, para hacer una serie de visitas deinspección. El Proyecto encontró que había muchos problemas de salud rela-cionados con el estrés y la ansiedad debidos a las incertidumbres acerca de lasituación y el futuro.

En el décimo aniversario del accidente se hicieron informes de las consecuen-cias de Chernobyl. Se confirmó que los efectos psicológicos estaban extendidosy eran significativos. Se informó de un crecimiento del número de casos de cán-cer de tiroides en niñas y niños, con la buena noticia de que el tratamiento,generalmente, tiene éxito y ha habido muy pocas muertes.

Capítulo 14

Gestión de residuos

radiactivos

El tratamiento de los residuos radiactivos tiene por objeto proteger a laspersonas y al medio ambiente durante el tiempo necesario hasta que las tasasde exposición bajen hasta un nivel de inocuidad. En España, es la EmpresaNacional de Residuos (enresa) la responsable de la gestión de todos los residuosradiactivos.

Se define un residuo radiactivo como cualquier material o producto de de-secho para el cual no está previsto ningún uso, que contiene o está contaminadocon radionucleidos en concentraciones o niveles de actividad superiores a losestablecidos por el Ministerio de Economía, previo informe del Consejo de Se-guridad Nuclear.

La radiotoxicidad asociada a un radionucleido es función de varios paráme-tros, como su constante de desintegración, la energía y naturaleza de la radiaciónemitida y el tiempo de exposición que puede afectar a los tejidos biológicos. Enconsecuencia, las tecnologías para la correcta gestión de los residuos radiactivosdeben centrar su atención en el control de dichos parámetros.

Cuanto mayor es la constante de desintegración, más átomos se desinte-grarán por unidad de tiempo y más intenso será el campo de radiación de unresiduo que contenga dicho radionucleido; pero, obviamente, menor será la du-ración de su efecto nocivo y antes alcanzará su nivel de inocuidad. Por lo tanto,la manipulación de la constante de desintegración, que siempre va a implicar latransmutación del radionucleido en cuestión, es una de las vías más prometedo-ras para transformar radionucleidos de vida larga en otros de vida más corta.

La energía de la radiación, característica de cada uno de los nucleidos, no esfácilmente manipulable. El único procedimiento de gestión, para aquellos casosen los que sea posible, sería la dispersión y la dilución del contaminante, paraasí conseguir que la cantidad de energía que penetre, en su caso, en el tejido sealo menor posible y en todo caso tolerable.

En cuanto al tipo de la radiación, los componentes radiactivos de los residuospueden emitir partículas α, β, rayos γ y en algunos casos neutrones, con períodos

174 14.1. Origen de los residuos radiactivos

de semidesintegración de interés para el almacenamiento y gestión que oscilanentre varios días y miles de años. Las partículas α son muy poco penetrantes y lasβ lo son un poco más; en ambos casos, para que su radiotoxicidad se manifiestedeben encontrarse o bien en el interior de los tejidos o en sus proximidades.Los procedimientos de gestión de los residuos que emiten estas partículas pasapor la incorporación de los radionucleidos en una matriz sólida, de tal formaque no sean desprendibles. La radiación γ es bastante más penetrante y puedeinteractuar con los tejidos humanos cuando el nucleido se encuentra lejos de losmismos; por ello, en este caso, el procedimiento de gestión a utilizar es, juntocon la solidificación, el blindaje.

El tiempo de exposición del tejido humano a la radiación se traduce en laacumulación de la dosis recibida, con la consiguiente probabilidad de apariciónde efectos biológicos nocivos; por lo tanto, conviene que ese tiempo sea lo máscorto posible. En el caso de los residuos, una vez solidificados será entoncesnecesario aislarlos durante el mayor tiempo posible del medio ambiente.

14.1. Origen de los residuos radiactivos

Los residuos se generan fundamentalmente en la operación de las centralesnucleares convencionales y en su ciclo de combustible, en aplicaciones médicasy de investigación en diversas instituciones, en aplicaciones industriales comola radiografía industrial, como productos intermedios en actividades militareso en la clausura de instalaciones nucleares y radiactivas, además de otras. Sedestacan, así, las siguientes fuentes de residuos:

– Producción de energía eléctrica de origen nuclear. Se incluyen los residuosgenerados en todas las etapas que atraviesa el combustible nuclear hastaser usado en los reactores nucleares, los residuos de funcionamiento de lascentrales y los residuos generados en la gestión del combustible gastado.

– Clausura de instalaciones nucleares y radiactivas. De todas las activida-des que producen residuos radiactivos, las que originan una mayor canti-dad de residuos —tanto en lo que se refiere a volumen como a actividadespecífica— son las relacionadas con la generación de energía eléctrica.

14.2. Clasificación de los residuos radiactivos

Existe una amplia variedad de residuos radiactivos. Históricamente, se hanrealizado diversas clasificaciones atendiendo a diferentes características de losmismos. Así, en un principio se dividieron atendiendo a su estado físico, ha-ciéndolo posteriormente en función de su radiactividad específica y del tipo deradiación que emitían (α, β o γ).

Actualmente, la clasificación más utilizada es la que se refiere al tipo detratamiento y almacenamiento que puede utilizarse para los diferentes tipos de

14. Gestión de residuos radiactivos 175

residuos. Esta clasificación considera, fundamentalmente, el período de semi-desintegración que tienen los diferentes radionucleidos contenidos, así como laactividad específica de los mismos. En función de estas características, en Es-paña los residuos se clasifican actualmente como: de baja, de media y de altaactividad.

Los residuos de baja y media actividad (rbma) son los que contienen emi-sores β o γ con períodos de semidesintegración inferiores a treinta años; no songeneradores de calor por efecto de desintegración, ya que su radiactividad espe-cífica es baja; su concentración en emisores α —de larga vida— es inferior a 0,01Ci por tonelada (0,37 Gbq/t). Estos residuos, transcurridos 300 años, reduciránsu actividad hasta tal punto que, desde ese momento, las dosis derivadas de lasmismas son inferiores a las correspondientes al fondo natural, ya que se partíade valores iniciales bajos.

Los residuos radiactivos de alta actividad (raa) son los que contienen emi-sores α de vida larga, con período de semidesintegración superior a treinta años,en concentraciones apreciables por encima de 0,01 Ci por tonelada. Son gene-radores de calor por efecto de la desintegración radiactiva, ya que su activi-dad específica es elevada. Estos residuos contienen los productos de fisión y loselementos transuránidos generados durante el quemado del combustible en elreactor, así como el uranio no consumido —considerando el caso más general deno reelaboración del combustible gastado—.

14.3. La generación de residuos radiactivos en el

ciclo del combustible nuclear

La mena de uranio contiene muy poca cantidad del elemento uranio, en-torno a un 0,1 por ciento en peso. Este mineral se somete a un tratamientomecánico y químico en una fábrica de concentrado y se transforma en un óxidode uranio: U3O8; en inglés se le llama yellowcake por su característico aspectode pasta amarilla. En este proceso se genera una gran cantidad de residuos quecontienen fundamentalmente 22Ra —con un período de semidesintegración de1522 años—, 222Rn —3,82 días— e isótopos del polonio, todos ellos provenientesde la desintegración del uranio. Estos residuos se apilan cerca de la fábrica deconcentrado, siguiendo un tratamiento diferente al del resto de los residuos ra-diactivos, que consiste en una cubierta con distintas capas de tierra para reducirla liberación de gas radón y así prevenir una excesiva contaminación del aire.

El proceso que sigue es la conversión del óxido de uranio, U 3O8 a hexa-fluoruro de uranio, UF6, para su posterior separación isotópica en una plantade enriquecimiento en la que se produce uranio enriquecido en el isótopo 235U(enriquecimiento de entre el tres y el cuatro por ciento) a partir del de un uraniode partida (0,7 por ciento de 235U, composición del uranio natural). Debido aque el período de semidesintegración del 235U es menor que la del 238U, el uranioenriquecido es más radiactivo que el uranio natural. Este proceso de enriqueci-miento genera grandes cantidades de uranio empobrecido, con una composiciónen torno al 0,3 por ciento de 235U. Este uranio empobrecido se almacena para su

176 14.3. La generación de residuos radiactivos

posible uso en algunos diseños de reactores rápidos reproductores o en reactoresde transmutación.

A continuación del enriquecimiento se procede a la fabricación del combusti-ble, previa conversión del hexafluoruro de uranio a óxido de uranio (ahora UO2).En este proceso se generan gran cantidad de residuos, a pesar de las labores dereciclaje.

En la central nuclear, la operación de los reactores nucleares genera residuoslíquidos y sólidos, que provienen de dos fuentes:

– Activación neutrónica de metales —isótopos de hierro, cobalto o níquel—.

– Productos de fisión que escapan del interior de las varillas de combustiblepor grietas, o generados por la fisión de residuos de uranio depositados enla superficie de las varillas de combustible durante su fabricación.

El combustible gastado es, con mucho, el residuo radiactivo más importanteque se genera en el ciclo del combustible. Después de su irradiación neutrónicaen el reactor nuclear, el combustible gastado se compone de productos de fisión,transuránidos —entre los que destaca el plutonio— y uranio —con una concen-tración en 235U similar a la del uranio natural—, y tiene una altísima actividad.La composición detalla del combustible gastado depende del quemado; a títu-lo de ejemplo, pueden darse algunos números: en un elemento de combustibledespués de la irradiación en el reactor para un quemado de 33 MW día portonelada —que equivale a tres años de operación en un flujo de neutrones tér-micos de 3 · 1013 neutrones por centímetro cuadrado y segundo en promedio—,el contenido de material fisible sólo disminuye de un 3,3 por ciento a un 1,43por ciento, debido a la generación de isótopos fisibles del plutonio, en especial239Pu, y el contenido en 238U sólo disminuye muy ligeramente.

La gestión del combustible gastado implica un delicado manejo mecánicopara evitar el daño de los elementos combustibles y para minimizar la exposi-ción del personal a la radiación. Al final de un período típico de operación de unaño para un pwr, se desmonta la tapa de la vasija del reactor. Todo el espaciohasta arriba de la vasija se llena de agua borada para permitir la extracción delos elementos combustibles estando sumergidos. Los niveles de radiación en lasuperficie de un elemento combustible sin blindaje son de millones de rem porhora. Mediante el uso de grúas móviles, los elementos de combustible individua-les —que pesan en torno a 600 kilogramos— se extraen del núcleo del reactory son transferidos a una piscina de agua en un edificio contiguo —en algunosdiseños esta piscina está en el mismo recinto del edificio de contención—, en laque se disponen en rejillas o racks. Se extrae en torno a un tercio del núcleo;el resto del combustible se reubica para obtener la distribución de la potenciadeseada en el siguiente ciclo, y los huecos se llenan con elementos de combusti-ble fresco. Los cuarenta pies de altura de agua sirven de blindaje y refrigerantepara eliminar el calor residual debido a los productos de fisión. Como ejemplo,la potencia residual de todo el combustible de un reactor de 3000 MW térmicosdespués de tres meses de la parada es de 8,26 MW, lo que equivale —suponiendopartículas liberadas de 1 MeV— a 1,4 billones de curios (5,2 ·1019 Bq). Para ase-gurar la integridad del combustible, se controla la pureza del agua en la piscina


mediante filtros y desmineralizadores, y la temperatura se mantiene medianteintercambiadores de calor.

La estructura de almacenamiento consiste en unos racks de acero inoxida-ble que se disponen en posición vertical y soportan y mantienen la separaciónentre los elementos combustibles para prevenir la criticidad, ya que el factor demultiplicación k de un elemento es bastante cercano a uno. En el momento enque se diseñaron la mayoría de las centrales nucleares españolas, se esperabaque el combustible permaneciera durante un tiempo de enfriamiento del ordende meses, después de lo cual los elementos se enviarían a un almacenamientodefinitivo. Por tanto, la capacidad era de alrededor de dos núcleos completos,con la posibilidad de tener que vaciar todo el combustible del reactor para efec-tuar reparaciones Más adelante, se ha ido retrasando la decisión —todavía notomada a día de hoy— de almacenamiento definitivo del combustible gastado,y éste ha tenido que ser almacenado en las piscinas de combustible duranteun tiempo mucho mayor. La primera acción que se tomó para solucionar elproblema del almacenamiento prolongado fue aumentar la capacidad de las pis-cinas combustibles mediante la reubicación de los racks, reduciendo el espacioentre los elementos combustibles y añadiendo materiales absorbentes de neu-trones para inhibir la multiplicación neutrónica. Otras alternativas llevadas acabo en España y en otros países han sido las siguientes: envío del combusti-ble gastado a piscinas de centrales nucleares más nuevas con espacio libre parasu almacenamiento; construcción de piscinas suplementarias en la central o enuna instalación centralizada al efecto; consolidación de las varillas mediante sucompactación dentro de un contenedor, permitiendo una reducción de volumendel orden de dos; almacenamiento de grupos de elementos combustibles secos engrandes contenedores sellados para evitar la entrada de agua, o la variante de al-macenar todos lo elementos intactos en una cámara. La opción más favorable esel almacenamiento en seco, y la solución ideal sería utilizar el mismo contenedorpara almacenamiento temporal, transporte y almacenamiento definitivo.

La cantidad de material combustible gastado a gestionar como residuoanualmente es relativamente pequeña. Por ejemplo, en el caso de Estados Unidos—con cien reactores nucleares— el volumen de combustible gastado generadoen un año llenaría un campo de fútbol con una profundidad de menos de diezpulgadas.

Para el tratamiento del combustible gastado se tienen dos vías, según setrate de ciclo abierto o ciclo cerrado de combustible. En el ciclo abierto, que esla opción de España, después de un almacenamiento temporal el combustiblegastado se lleva al almacenamiento definitivo. El ciclo cerrado, por el contrario,contempla el reprocesamiento del combustible gastado, proceso en el que segeneran residuos adicionales.

Durante el reprocesamiento se obtienen los siguientes productos:

– Uranio, que por separación isotópica en una planta de enriquecimientoda de nuevo uranio enriquecido y uranio empobrecido. Este último sealmacena para su uso futuro en reactores rápidos reproductores o sistemastransmutadores.

– Plutonio, que, mezclado con uranio, ambos en forma de óxidos, puede usar-se como combustible de óxidos mixtos o mox (Mixed Oxide) en reactores

178 14.3. La generación de residuos radiactivos

adaptados para ello. En las fábricas de combustible mox hace falta unaprotección más exhaustiva a los trabajadores debido al riesgo de exposiciónal plutonio.

– El resto son productos de fisión y actínidos, que son residuos de alta ac-tividad, excepto en el caso de algunos nucleidos que, por su interés, seextraen previamente al vitrificado final.

En cuanto a los residuos generados durante el reprocesamiento tenemos ga-ses y neptunio. Los gases se generan sobre todo durante el troceado y disoluciónen ácido nítrico. Los más importantes son:

– Iodinio-131 —período de semidesintegración de 8,04 días— que se reducemucho con el almacenamiento temporal.

– Krypton-85 —período de 10,73 años—, gas noble que causa problemasporque se resiste a combinarse químicamente para su almacenamiento.Hay dos posibilidades para su gestión: dilución mediante chimeneas altasy eliminación a la atmósfera, o bien absorción en un medio poroso comocharcoal a temperaturas muy bajas.

– Tritio —período de 12,32 años—, procedente de fisiones ternarias y debaja peligrosidad pero muy difícil de aislar porque el agua que lo contienese comporta como agua ordinaria.

La cantidad de neptunio —período de 2,355 días— generada durante elreprocesamiento depende mucho del tiempo de enfriamiento del combustible otiempo transcurrido desde la parada del reactor; después de un mes la cantidades casi despreciable.

Ventajas del reprocesamiento desde el punto de vista de la gestión de resi-

duos radiactivos Las ventajas más importantes son las siguientes:

– Posible irradiación y transmutación de los transuránidos de larga vidadistintos al plutonio en sistemas transmutadores asistidos por acelerador(ads) o sistemas similares, con la consiguiente obtención de energía, dealgún isótopo de utilidad y menor volumen, de residuos de alta actividadmediante la transmutación a isótopos estables o de vida más corta.

– Algunos productos de fisión sí se separan, como el 85Kr, el 90Sr y el 137Cs,que tienen utilidad en aplicaciones industriales o en la irradiación de ali-mentos.

– La separación de radionucleidos de vida intermedia permite acercar loscontenedores de residuos de alta actividad en el almacenamiento definitivopor su menor potencia calorífica.

– Permite la obtención de elementos rare de valor nacional económico y es-tratégico, que habitualmente se importan de otros países —rodio, paladioy rutenio— y que se pueden obtener así de los productos de fisión.


– Disminuye el volumen de residuos de alta actividad, por la extracción deluranio.

– El uranio extraído, si no se recicla, se puede utilizar en futuros blancos(blankets) de reactores reproductores y también en reactores transmuta-dores.

En relación con la proliferación internacional de armas nucleares, el plutonioobtenido de la operación de centrales nucleares mediante reprocesamiento puedeemplearse como material para la fabricación de armas nucleares, pero se hareconocido inútil para este uso debido a su alto contenido en 240Pu, que emiteneutrones de fisión espontánea.

14.4. El transporte de los residuos radiactivos

El transporte de las sustancias radiactivas se realiza de acuerdo con las re-comendaciones establecidas por el Organismo Internacional de Energía Atómica(iaea), que son recogidas por la Organización de Naciones Unidas y posterior-mente —a través de los correspondientes órganos legislativos— convertidas enreglamentaciones de ámbito nacional y internacional. En el caso europeo, larestricción vigente es el Acuerdo Europeo para el Transporte de MercancíasPeligrosas por Carretera.

La citada normativa contempla, entre otros aspectos, los ensayos a los quedeben ser sometidos los bultos —resistencia a la caída, al calor, estanqueidad,etc.—, los controles radiológicos a realizar sobre el material, el etiquetado dela carga para su expedición, etcétera. También regula la formación de los con-ductores, el equipamiento de los vehículos, la documentación preceptiva queacompañará al transporte y las medidas de seguridad que deberán ponerse enmarcha en caso de accidente.

El objetivo del Reglamento de Transporte es proteger contra la dispersióndel material radiactivo y su posible asimilación por parte de personas que esténen las inmediaciones durante el transporte normal o en caso de accidente ycontra el riesgo que suponen las radiaciones que emite el bulto.

Estos objetivos se logran tomando las siguientes medidas:

– Asegurando que la contención del material radiactivo sea adecuada paraevitar su dispersión y asimilación por parte de personas que estén en lasinmediaciones durante el transporte normal o en caso de accidente. Setoman en cuenta tanto el diseño como la actividad y la naturaleza de sucontenido.

– Controlando el nivel de la radiación externa y proporcionando señales deadvertencia sobre el contenido del bulto. Se toman en consideración, eneste caso, el nivel máximo de radiación en la superficie externa del bulto,el marcado y el etiquetado de dichos bultos, y los requisitos para su estibadurante el transporte.

180 14.5. Gestión de los residuos de media y baja actividad

14.5. Gestión de los residuos de media y baja ac-

tividad

La estrategia seguida para la gestión de los residuos radiactivos de bajay media actividad es su almacenamiento definitivo. Las tecnologías se basanen evitar la presencia de radionucleidos de período medio y largo (mayoresde treinta años) y en crear barreras de ingeniería para su confinamiento, quedeberán permanecer estables durante unos trescientos años, tiempo que tardarála radiactividad de los residuos almacenados en alcanzar los niveles de fondonatural.

14.5.1. Situación internacional del almacenamiento de resi-duos de baja y media actividad

Después de las reuniones de la «Convención de Londres» (1983) para laprevención de la contaminación de los mares, la opción del vertido marino quedóen moratoria hasta que en 1993 se prohibió definitivamente este sistema deevacuación de residuos radiactivos. España, desde su adhesión a la Convenciónde Londres, se ha mostrado contraria al vertido de residuos al océano.

En la actualidad, se contemplan dos opciones para este tipo de residuos.

Almacenamiento subterráneo Este método consiste en aprovechar minas ogalerías subterráneas artificiales, previamente acondicionadas. Cuando el alma-cenamiento esté lleno, los túneles de entrada serán sellados con bentonita. Cuan-do todo el almacenamiento se haya sellado, los túneles de transporte se sellarántambién hasta la superficie, para evitar la posibilidad de acceso futuro. Una vezhecho esto, el almacenamiento no necesitará ninguna vigilancia posterior. Algu-nos países como Suecia, Alemania y Finlandia han optado por esta modalidadde almacenamiento.

Almacenamiento superficial con barreras de ingeniería El tipo de almacena-miento terrestre superficial con barreras de ingeniería proporciona tres accionesen serie que separan los radionucleidos contenidos en los residuos de la biosfera:

– El bidón de confinamiento donde están situados los residuos, que han sidopreviamente inmovilizados y que verifican unos criterios de aceptaciónpara su almacenamiento.

– Las barreras u obras de ingeniería.

– El propio terreno, que retarda la migración de los radionucleidos que es-capan de las barreras anteriores.

En la vida de un almacenamiento de este tipo existen dos fases:


– La fase de explotación del centro, durante la cual se almacenan los residuos.

– La fase de vigilancia, que dura mientras los residuos almacenados puedenpresentar riesgo radiológico. Una vez concluida esta última, el emplaza-miento puede ser empleado sin restricciones de orden radiológico paracualquier uso.

El fin primordial de las barreras de ingeniería es impedir que el agua, su-perficial o subterránea, entre en contacto con los bidones, por lo que las carac-terísticas esenciales del almacenamiento deben ser:

– Estar situado por encima del nivel más alto que puedan alcanzar las aguassubterráneas (nivel freático).

– Estar protegido de las aguas superficiales (lluvia, etc.) por una coberturaimpermeable.

– Disponer de sistemas colectores y de control radiológico donde se detecteny, eventualmente, se traten las posibles aguas de infiltración.

En el caso de una situación accidental en que haya degradación de las ba-rreras durante las fases de explotación y vigilancia, se propone el objetivo deseguridad de un impacto radiológico inferior al fondo natural y, por supuesto,inferior a los límites de dosis impuestos por los reglamentos para una situaciónnormal.

Esta modalidad de almacenamiento ha sido adoptada por diversos paísescomo España, Francia y Japón.

14.5.2. Situación en España del almacenamiento de residuosde media y baja actividad

La gestión y almacenamiento de los residuos, que en España se realiza enlas instalaciones de enresa en El Cabril (Córdoba), se compone de varias fases,desde la retirada de los residuos hasta su almacenamiento definitivo.

Acondicionamiento, transporte, caracterización y aceptación de los residuos

El tratamiento y acondicionamiento previo de los residuos de baja y mediaactividad, excepto en el caso de los pequeños productores, es responsabilidaddel propio productor, el cual debe generar unos bultos que satisfagan los cri-terios de aceptación definidos por enresa para su posterior acondicionamientoy almacenamiento definitivos en El Cabril. Para los pequeños productores, enlas instalaciones de El Cabril se lleva también a cabo la fase de tratamiento yacondicionamiento de los residuos.

El transporte de los residuos lo realiza enresa, como explotador responsa-ble, bien con medios propios —en el caso de la retirada de los residuos generados

182 14.5. Gestión de los residuos de media y baja actividad

por pequeños productores— o bien a través de compañías especializadas, en elcaso los residuos acondicionados.

En los contratos firmados por enresa y los productores de residuos, se hanrecogido los criterios y especificaciones técnicas a considerar en relación con lacaracterización y aceptación de residuos para su posterior almacenamiento enEl Cabril.

Una pieza clave en todo el proceso de comprobación de la calidad de losresiduos es el Laboratorio de Verificación de la Calidad de los Residuos de Ba-ja y Media Actividad, para la realización de los ensayos correspondientes —destructivos, de comprobación, caracterización, etc.—. Dicho laboratorio formaparte de las instalaciones de El Cabril, junto con la Planta de Acondicionamien-to, Estructuras de Alojamiento y otros Servicios.

Almacenamiento de residuos de baja y media actividad en El Cabril Paraasegurar el almacenamiento de los residuos de baja y media actividad producidosen nuestro país, enresa dispone actualmente del centro de El Cabril, cuyas obrade ampliación culminaron en 1992 y que cuenta con una capacidad para unos45000 metros cúbicos de residuos acondicionados, suficiente para almacenar losresiduos generados en nuestro país hasta la segunda década del siglo xxi.

El Cabril incorpora las tecnologías más modernas en este tipo de instalacio-nes. Técnicamente, la instalación está basada en un sistema de almacenamientosuperficial, con barreras de ingeniería interpuestas, similar al modelo francés.Este sistema garantiza el cumplimiento de los objetivos y criterios de seguridadrequeridos, de modo que no exista impacto radiológico significativo alguno du-rante el tiempo necesario hasta que la actividad de los residuos decaiga a valoresinocuos.

La instalación está integrada, básicamente, por los edificios y estructurassiguientes:

– Edificio de Acondicionamiento de Residuos de Baja y Media Actividad,donde están ubicados los sistemas de tratamiento y acondicionamientonecesarios —compactación, incineración, fabricación de conglomerante hi-dráulico, etc.— destinados a los residuos líquidos y sólidos procedentesde al aplicación de radioisótopos en la medicina, industria, agricultura einvestigación; a los residuos sólidos procedentes del ciemat, Juzbado ycentrales nucleares, así como a los residuos generados en la propia insta-lación como consecuencia de su funcionamiento.

– Estructuras de Almacenamiento de los Residuos de Baja y Media Actividaddebidamente acondicionados, procedentes de las instalaciones nucleares yradiactivas españolas, formadas por celdas alineadas en dos explanadas yen doble fila.

– Laboratorio de Verificación de la Calidad, destinado al desarrollo de losprocesos de caracterización, ensayos de verificación y control de las ca-racterísticas de los bultos radiactivos que se reciban o acondicionen en la


instalación y al desarrollo de actividades de investigación destinadas a me-jorar los procesos de acondicionamiento y caracterización de los residuosde baja y media actividad.

– Edificio de Servicios y Control, encargado de la seguridad industrial, larecepción, los servicios técnicos, servicios generales, mantenimiento, fabri-cación de contenedores de hormigón y administración.

El almacenamiento de El Cabril ha sido diseñado para no producir impactoradiológico alguno en el medio ambiente, ni durante su operación ni en el futuro.Para garantizar que esto se cumple, se lleva a cabo un Programa de VigilanciaRadiológica Ambiental, consistente en la toma periódica de muestras y medidasde radiactividad en el aire, las aguas, las plantas y otros seres vivos del entorno,debiéndose mantener los valores medidos por debajo de los indicados por lareglamentación vigente.

Periódicamente se envían los informes al Consejo de Seguridad Nuclear,los Ministerios correspondientes, la Junta de Andalucía, la Consejería de Me-dio Ambiente y los Ayuntamientos próximos a la instalación, que recogen losresultados que se obtienen de la aplicación de estos programas de vigilancia.

Además, el compromiso medioambiental aborda tareas tales como el cuidadodel entorno, la minimización de la generación de residuos, la optimización derecursos hídricos y la mejora de los procesos. Estas actuaciones llevaron a ElCabril, en agosto de 1997, a obtener de aenor la certificación en la NormaISO 14001 —Sistema de Gestión Medioambiental—, siendo una de las primerasinstalaciones industriales en lograrlo.

14.6. Gestión de residuos de alta actividad. El

combustible gastado

A lo largo del denominado ciclo del combustible nuclear, aparecen todos losresiduos radiactivos que tienen su origen en la producción de energía nucleoe-léctrica. El combustible gastado para el ciclo abierto y los residuos de reproce-samiento para el caso de ciclo cerrado son los residuos de alta actividad que segeneran.

En el combustible (UO2) aparecen productos de fisión —como el 90Sr yel 137Cs— , fundamentalmente emisores β y γ, y elementos transuránidos —plutonio y los minoritarios neptunio, americio y curio—, emisores α principal-mente. En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominadosproductos de activación —como el 60Co y el 63Ni—, generados por reacciones decaptura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos,dando lugar a isótopos radiactivos.

En cuanto a la gestión del combustible gastado, el camino seguido es depo-sitarlo en una piscina de la central, una vez que se retira del reactor, con el fin deque pierda calor y decaiga su actividad radiológica. Tras una primera etapa de

184 14.6. Gestión de residuos de alta actividad. El combustible gastado

una duración de tres a cinco años, el combustible, si no es reprocesamiento, pasaa una segunda fase denominada almacenamiento temporal, la cual se prolongarádurante el tiempo necesario hasta su tratamiento definitivo.

Se han desarrollado y están industrialmente operativos dos tipos de alma-cenes temporales: en húmedo, en piscinas como las que existen en todas lascentrales nucleares; y en seco, en contenedores metálicos o de hormigón. Enambos cases se puede construir un almacén centralizado para el conjunto delpaís.

Para el tratamiento definitivo del combustible gastado o los residuos dealta actividad, en este momento, se plantean dos alternativas: el almacena-miento geológico profundo (agp), técnicamente resuelto —ya existe uno enfuncionamiento—; y la separación y la transmutación, sistema aún en vía dedesarrollo tecnológico.1

La tecnología del agp se basa en la creación de barreras en torno a los resi-duos, pero dados los largos períodos de semidesintegración de estos materiales,las barreras de ingeniería son reforzadas con barreras geológicas. La tecnologíade la separación y transmutación tiene por finalidad lograr radionucleidos demenor radiotoxicidad que los de partida. Se está estudiando a la transmutaciónde los llamados actínidos menores, presentes en los residuos de alta actividad delreprocesamiento. Pero, para ello, es necesario aislar previamente los menciona-dos actínidos y prepararlos para su irradiación en un reactor o en un acelerador.Es una formidable tarea, a la que apuntan muchas de las investigaciones actua-les, y que se conoce habitualmente como reprocesamiento avanzado.

El reprocesamiento del combustible se lleva a cabo troceando las varillase introduciéndolas en una disolución de ácido nítrico concentrado, en la quese disuelven las pastillas del combustible. Seguidamente, mediante disolventesselectivos se extrae el uranio y el plutonio que contienen, quedando como residuoradiactivo un líquido que contiene los productos de fisión y activación, así comolos transuránidos menores. También aparecen como residuos los restos de las

1Ciertamente, considerar que el almacenamiento geológico profundo está «técnicamenteresuelto» es mucho decir. En España, sin ir más lejos, algunas de las zonas graníticas —elgranito es la principal propuesta de cara al agp— más importantes (en Galicia, por ejemplo),están asocidas a una presencia significativa de sismicidad. El granito, además, es una rocaplutónica, que tiene su origen en la actividad volcánica; ahora bien, como es sabido, el vulca-nismo se presenta mayoritariamente en zonas de unión entre unas placas y otras. ¿Cómo sepuede afirmar rotundamente que durante decenas o centenares de miles de años, tales forma-ciones rocosas van a seguir siendo «estables». Pero hay más. El agp supone, una vez selladoel confimaniento geológico, un absoluto desentendimiento de los residuos, no sólo tecnológico,sino también jurídico y ético. ¿Cómo puede la industria nuclear hablar entonces de DesarrolloSostenible, cuando el núcleo central de este concepto radica en legar a las generaciones futurasun entorno que no comprometa en lo más mínimo su capacidad de supervivencia y desarrollo?La propuesta de almacenamiento superficial de los residuos que hoy en día tenemos parece, enprincipio, mucho más sensata: al menos así se puede detectar qué ocurre en los alrededores delconfinamiento, analizar las aguas subterráneas de los acuíferos situados bajo el mismo, etc.Más aún, esa propuesta permite pasar de una «lógica de certezas» («el agp es seguro y no va apasar nada») a una «ética de la interrogación» («desconocemos mucho acerca de la naturalezade la materia, de su evolución a largo plazo, de los ecosistemas y de las formaciones geológicas,y en este contexto es necesaria una permanente revisión de nuestras certidumbres a la luz de laexperiencia»). Pero sobre todo, la presencia de residuos en la superficie permite establecer unvínculo entre la energía que consumimos y las consecuencias que tiene su producción, vínculoque, obviamente, la industria nuclear intenta borrar de manera sistemática.—Nota de M.M.


vainas de combustible que están contaminadas por el contacto con las pastillasdel combustible y por radionucleidos de activación. Los residuos de alta actividadcontenidos en el líquido se incorporan a una matriz sólida de sílice borada que esconfinada en un contenedor metálico. Los restos de vaina resultantes del troceadoson prensados y depositados en contenedores metálicos como los usados para losvidrios.

En los últimos años, se está analizando un nuevo tipo de gestión que, basadainicialmente en el reprocesamiento, añadiría la posible separación de actínidosminoritarios y algunos productos de fisión (reprocesamiento avanzado), y sutransmutación o incineración.

Si se demostrara la viabilidad científica y tecnológica del reprocesamientoavanzado y la transmutación de los radionucleidos de vida larga, se podría dis-minuir la actividad radiotóxica de los residuos de alta actividad. Sin embargo,dados los rendimientos posibles de estos procesos, no se podrán eliminar total-mente estos residuos y el almacenamiento definitivo aparecerá siempre como unfactor común en cualquiera de las opciones adoptadas.

14.6.1. Necesidad del almacenamiento definitivo de los Re-cursos de Alta Actividad

La necesidad de una gestión definitiva de los raa se fundamenta en que,con independencia de la opción que se aplique al combustible gastado, siempreexistirá un volumen de raa y residuos de media actividad y larga vida a los quehabrá que dar una solución definitiva.

Al igual que para otro tipo de residuos, existen básicamente tres opcionesde gestión: dilución y dispersión, almacenamiento y vigilancia, almacenamientodefinitivo por contención y aislamiento. En cuanto a la eliminación de residuospor transmutación nuclear, su eficacia, como ya se ha señalado, no sería suficientepara eliminar todos los residuos radiactivos de larga vida y no evitaría, por tanto,la necesidad de una estrategia de aislamiento a largo plazo.

La dilución y dispersión de los residuos en el aire y agua de la biosferase aborda actualmente con gran precaución y no es aceptada excepto para pe-queñas emisiones, sometidas a un estricto control regulador. La aparición delcalentamiento global como posible consecuencia de la dispersión atmosférica delCO2 es un ejemplo de los riesgos inesperados que pueden generarse.

La estrategia de almacenamiento y vigilancia requiere controles institucio-nales activos para garantizar la seguridad y evitar la intrusión humana inadver-tida. Supone pasar la responsabilidad de las acciones reales a las generacionesfuturas y necesita, por tanto, de la estabilidad de las sociedades del futuro y sucontinuada capacidad para aplicar las medidas necesarias de seguridad e insti-tucionales. Una deficiencia significativa de esta estrategia es, en consecuencia,su vulnerabilidad frente a cambios en la sociedad que no son predecibles nicontrolables en el medio y largo plazo.

La estrategia de almacenamiento definitivo consiste en aislar los residuosde la biosfera durante períodos de tiempo muy prolongados, asegurar que las


sustancias radiactivas residuales que lleguen a la biosfera estén en concentracio-nes admisibles y reducir a niveles aceptables el riesgo de la intrusión humanainadvertida.

El almacenamiento definitivo en formaciones geológicas es el método másampliamente propuesto para conseguir los objetivos anteriores. Tal solución se-ría esencialmente pasiva y permanente y no requeriría ninguna intervención ocontrol institucional por parte de las generaciones futuras, aun cuando ésta se-ría siempre posible, si así se precisara. El confinamiento geológico ofrece unagran estabilidad a largo plazo, asociada a la lentitud de los procesos naturalesy al alejamiento de posibles procesos disruptivos asociados al ser humano y a lainestabilidad histórica de las estructuras sociales.

Teniendo en cuenta que los residuos de alta actividad se caracterizan porla alta actividad específica de los emisores de vida corta, con concentracionessignificativas de emisores de vida larga y considerable generación de calor, losprincipales aspectos a considerar para definir los requisitos de funcionalidad decualquier sistema de almacenamiento son:

– Aislar el residuo por un período de tiempo suficientemente largo, utilizandotanto las barreras artificiales —residuo, contenedor y material de relleno—como las naturales —medio geológico—.

– Asegurar una tasa baja de emisión una vez que ha concluido el períodoprevisto de aislamiento total.

– Aislar el residuo de la posible intrusión humana y procesos naturales detipo catastrófico.

– Utilizar un sistema de almacenamiento que sea acometible con la tecnolo-gía al uso y a un coste razonable.

– Conocer adecuadamente los procesos que controlan el comportamiento alargo plazo del sistema de almacenamiento elegido, ya sean físicos, quími-cos o incluso biológicos.

Las formaciones geológicas se caracterizan por su gran edad y, en la ma-yoría de los casos, su considerable estabilidad a largo plazo. La evacuación delos raa en formaciones geológicas adecuadas sitúa a los residuos fuera del am-biente humano y del alcance de la mayoría de los posibles procesos disruptivos,proporcionando un nivel de protección radiológica suficiente. La posibilidad realde evacuar los residuos en un medio donde la lentitud de los procesos natura-les afecten muy lentamente al comportamiento del medio permite aproximarseefectivamente al requisito del período de aislamiento que se impone al residuopara su evacuación segura.

Los procesos geológicos que afectarán al comportamiento de los residuos asíevacuados son, en su inmensa mayoría, los derivados de la presencia de agua enla roca hospedante y las formaciones infra y suprasubyacentes. Las formacio-nes geológicas por debajo del nivel freático están saturadas; el agua se muevelentamente a través de la roca, pudiendo lixiviar el residuo y transportarlo a la


biosfera. El comportamiento del agua en la roca (hidrogeología) es así un factorcrítico para la selección de un medio geológico hospedante para la evacuaciónsegura de los raa.

14.6.2. Tiempo necesario de confinamiento de los residuosde alta actividad

Un tratamiento correcto de los residuos radiactivos exige un confinamientode los mismos durante el tiempo suficiente para que su actividad radiológicadescienda a niveles asumibles. En los productos de fisión el nivel de actividaddesciende al del mineral de uranio en mil años; en los actínidos, se alcanza esareferencia en unos diez mil años.

14.6.3. El Almacenamiento Geológico Profundo

El Almacenamiento Geológico Profundo (agp) es la opción internacional-mente aceptada para la gestión definitiva de los raa. Este sistema de almace-namiento final se ha adoptado asimismo en España, donde se han seleccionadogranitos, arcillas y sales como formaciones favorables para el agp. Los objetivosbásicos de esta clase de almacenamiento son los siguientes:

– Asegurar la protección a largo plazo de las personas y su ambiente contraradiaciones ionizantes, de acuerdo con los principios de protección radio-lógica aceptados en la actualidad.

– Asegurar el aislamiento duradero de los raa respecto al medio humano,así como la innecesaria realización de ningún tipo de acción preventiva ocorrectiva en el futuro para mantener la capacidad de confinamiento delrepositorio, todo ello sin imponer restricciones significativas a las genera-ciones futuras por la existencia del mismo.

Este tipo de almacenamiento, basado en la interposición de un sistema de ba-rreras múltiples entre los residuos y el medio ambiente, se justifica por múltiplesrazones :

– Tecnológicas: existen soluciones técnicas viables para diseñar, construir,operar y clausurar un almacenamiento de este tipo con las tecnologíasexistentes.

– Ambientales y de seguridad: el nivel de protección para las personas yel medio ambiente proporcionado por un almacenamiento geológico asíconcebido, es adecuado a corto y largo plazo.

– De buena práctica internacional: el almacenamiento geológico es la opcióninternacionalmente aceptada por todos los países inmersos en la proble-mática de la gestión de los raa y recomendada por los organismos inter-nacionales (iaea y ocde).


14.6.4. El sistema multibarrera

En un almacenamiento geológico profundo, el aislamiento de los residuosde la biosfera se consigue mediante la interposición de un sistema de barrerasmúltiples, tanto naturales como artificiales, y su seguridad a largo plazo sealcanza mediante la aplicación de tres principios básicos:

– Contención y aislamiento, que permite que los radionucleidos pasen a ele-mentos estables antes de entrar en contacto con las personas y el medioambiente.

– Retención y retardo, que permite, una vez perdido el confinamiento, limitarlas tasas de emisión de radionucleidos mediante una muy baja disolucióndel combustible gastado, un transporte muy alto y una alta absorción enel sistema de barreras.

– Condiciones favorables del receptor, que permiten limitar las dosis a laspersonas y al medio ambiente.

Los dos primeros principios básicos de seguridad se consiguen imponiendocriterios y requisitos funcionales al sistema de barreras artificiales y naturales,así como al diseño del almacenamiento profundo. El tercer principio se puedealcanzar mediante una situación y configuración adecuada del almacenamiento.

El sistema multibarrera persigue un elevado nivel de redundancia para man-tener las condiciones de seguridad a largo plazo, aun cuando se considere que elfuncionamiento adecuado de una barrera sea suficientemente bajo en cualquiercondición real imaginable.

Como consecuencia del funcionamiento interactivo entre las distintas barre-ras y, en particular, de la complejidad de los procesos a considerar cuando seintentan predecir los posibles cambios en sus condiciones y funcionamientos ini-ciales, el comportamiento de cada barrera está condicionado a las propiedadesde otras.

14.6.5. Diseño genérico del Almacenamiento Geológico Pro-fundo

El diseño básico adoptado por enresa considera la cantidad total de raaesperados para una vida útil de cuarenta años de las centrales nucleares espa-ñolas: 20.000 elementos de combustible gastado —11.850 pwr y 8.150 bwr—,50 cápsulas de vitrificados y cerca de 4.200 metros cúbicos de rma. El dise-ño genérico del repositorio de referencia tiene en cuenta los siguientes criteriosgenerales:

– El repositorio se ubicará en una roca homogénea a una profundidad apro-piada, para proteger al residuo emplazado de los eventos externos; pararestringir la movilidad de los radionucleidos a la biosfera; y para propor-cionar una protección razonable frente a la intrusión humana.


– No se prevén procesos de desensamblaje. El combustible gastado intactoserá directamente encapsulado para su almacenamiento final.

– El período de contención mínimo para la cápsula de almacenamiento seráde mil años.

– La disposición de las instalaciones del repositorio asegurará una comple-ta separación entre las actividades de construcción y emplazamiento deresiduos, que se realizarán simultáneamente.

– Las áreas de almacenamiento de residuos de alta actividad y de residuos demedia actividad estarán separadas convenientemente con objeto de evitarcualquier indeseable interacción físico-química.

El repositorio genérico constará de diferentes instalaciones a construir ensuperficie y bajo tierra. Las instalaciones de superficie comprenden las instalacio-nes para recibir y encapsular el combustible gastado, así como las instalacionesen superficie necesarias para desarrollar el repositorio subterráneo. Las instala-ciones subterráneas comprenden el área de infraestructura minera y los camposde almacenamiento de combustible gastado y rma.

Las instalaciones de superficie estarán conectadas a las instalaciones subte-rráneas por medio de cuatro accesos. En el repositorio, las cápsulas de almacena-miento con el combustible gastado serán emplazadas horizontalmente a lo largode las galerías de almacenamiento, que se rellenarán con bloques compactos deun material adecuado compatible con la roca alojante.

Las instalaciones de superficie Las instalaciones en superficie, que ocupan unárea de 480.000 metros cuadrados, incluyen todas las instalaciones en superficienecesarias para operar el repositorio tipo mina y para acceder a las instalacio-nes subterráneas. La característica principal de las instalaciones de superficie essu completa separación en una parte convencional, clasificada radiológicamentecomo zona de acceso libre, y un área de protección radiológica. El área de accesolibre incluye los edificios de almacenamiento y preparación del material de re-lleno, las instalaciones de superficie de los pozos de ventilación y de servicio, lasinfraestructuras convencionales del emplazamiento y de la mina, la escombreray los edificios de administración, información y seguridad. El área de protecciónradiológica incluye el área de maniobra de vehículos de contenedores de trans-porte, la planta de encapsulado, el pozo principal y la infraestructura auxiliaren superficie del acceso del residuo a las instalaciones subterráneas.

El combustible gastado se envía al emplazamiento en contenedores de trans-porte o directamente desde las centrales nucleares o desde una instalación dealmacenamiento centralizado. En la planta de encapsulado, los elementos decombustible gastado son descargados de los contenedores de transporte y en-capsulados en los contenedores de almacenamiento de acero al carbono. Segui-damente, se transportan al interior, al nivel de emplazamiento del repositorio,para su almacenamiento final.

Los residuos llegan al destino final a través del acceso de residuos (rampao pozo), mientras que el acceso convencional al interior se realiza a través del


pozo principal y del pozo de servicio, por los que se lleva a cabo la entradade personal y de materiales. Estos tres accesos, junto con un pequeño pozo deventilación, aseguran sistemas de ventilación independientes para las áreas deconstrucción y de emplazamiento de residuos.

Las instalaciones subterráneas El concepto de referencia genérico contempla:almacenamiento final en galería del combustible gastado y un área específica delrepositorio para los rma. Así, el repositorio incluye un área de almacenamientode raa, un área de almacenamiento de rma y un área central de infraestructu-ra. La disposición general del repositorio está dividida en paneles rectangulares,que se adaptarán a las características de la roca alojante. Cada campo de alma-cenamiento consta de un sistema de galerías de almacenamiento horizontales yparalelas.

Las cápsulas se emplean horizontalmente en galerías de almacenamientocirculares con un diámetro de 2,40 metros, que ofrecen espacio suficiente paralas actividades de construcción y emplazamiento. Una capa de un material depropiedades adecuadas de aproximadamente 0,72 metros de espesor actúa comoelemento de sellado o de relleno, rodeando a la cápsula.

El calor emitido por los residuos radiactivos se propaga a través del medioalojante y genera un incremento de temperatura que es función del tiempo. Ladisposición geométrica a seleccionar para un emplazamiento específico debe sercompatible con los diferentes requisitos térmicos impuestos al sistema de barre-ras. El espaciamiento entre las galerías de almacenamiento es dependiente delas propiedades termomecánicas de la roca alojante y no puede ser establecidopara un concepto genérico. En cuanto a la galería de almacenamiento, su longi-tud está limitada a quinientos metros por razones prácticas, tiene una secciónde cerca de cinco metros cuadrados y puede admitir hasta 87 cápsulas. Paraconseguir una adecuada instalación del material de relleno, la distancia entrecápsulas se fija en un metro.

14.6.6. Los análogos naturales: los «reactores naturales» deOklo

Los analistas que controlaban el enriquecimiento isotópico del uranio en lafábrica de Pierrelatte (Francia) detectaron, en 1972, una anomalía isotópica enuna partida de concentrados de uranio procedente de la República de Gabón.El uranio, en vez de tener la abundancia natural de 0,7202 átomos de 235U porcada cien, tenía sólo 0,7171, apenas un tres por mil menos.

Investigando el caso, se vio que la anomalía se encontraba en el mineral departida, donde se daba una extraña relación inversa, consistente en que cuantomás alta era la ley del mineral, la abundancia isotópica del 235U era menor,llegando a ser en algunos casos tan sólo del 0,44 por ciento. ¿Qué había ocurridoen el pasado geológico para que el uranio presentara una anomalía isotópica tanpronunciada y variable de unos puntos a otros?


La cuestión dio lugar a la hipótesis de que en este sector de la mina de Oklose había alcanzado el estado de criticidad nuclear en el volumen del mineralmás rico, con la ayuda del agua subterránea como moderador y refrigerante,lo que dio lugar a la formación espontánea de un reactor nuclear en el que sefisionó el 235U que faltaba. La prueba de ello la dieron los elementos fisiogénicosque se formaron por decaimiento de los productos de fisión, cuya composiciónisotópica es muy distinta de la que esos mismos elementos tienen en la Tierra.Hoy día se han contabilizado hasta dieciocho zonas mineras en las que se dieronestos fenómenos de criticidad, que la Naturaleza ha conservado a profundidadesentre diez y cien metros. La mayoría de estos reactores se encuentran bastantepróximos entre sí en la región de Oklo; pero un par de ellos, de descubrimientoreciente y apenas estudiados, están situados en las localidades de Bagombéy Okélobondo, a unos treinta kilómetros de Oklo. Estos reactores funcionarondurante unos 500000 años, hace unos 2000 millones de años, quemando un totalde seis toneladas de 235U, que liberaron una energía estimada en 16500 MWaño.

El estudio de los reactores naturales de Oklo ha tenido dos fases: la primera,hasta 1980, dedicada a los estudios neutrónicos y geológicos de estos fenómenosde criticidad natural; y la segunda, en plena actualidad, dedicada al estudiode estos reactores extintos como analogías naturales de los repositorios geoló-gicos profundos que necesitamos construir para nuestros residuos radiactivosactuales, ya que nos ofrecen ejemplos del comportamiento de los radionucleidosde fisión y de activación en el combustible gastado, en escenarios a muy largoplazo, de imposible realización por el ser humano. Desde este punto de vista,son especialmente valiosas las enseñanzas de retención, en la propia matriz delcombustible, de los actínidos, que forman óxidos compatibles con la red de lauraninita (UO2); o de los productos de fisión afines al grupo de metales nobles(Ru, Rh, Tc, Pd, Mo, Te), que forman inclusiones metálicas insolubles en ella.

14.7. El desmantelamiento de las centrales nu-

cleares. El caso de Vandellós I

Al producirse la parada definitiva de una central se lleva a cabo la tomade medidas adecuadas para que no se pueda generar ningún tipo de daño a laspersonas y al medio ambiente, tanto a corto como a medio y largo plazo. Enesta situación el camino universalmente aceptado, en condiciones normales, esproceder al desmantelamiento y clausura de las instalaciones.

Esta operación implica la realización de todas aquellas actividades que tie-nen como resultado final poder utilizar el espacio, hasta ese momento ocupadopor las instalaciones, para cualquier fin que se desee, sin ningún tipo de restric-ción.

El desmantelamiento es un proceso industrial controlado que asegura elcumplimiento de la normativa exigida a los productos finales en función desu destino. Así, se realiza: la descontaminación de equipos e instalaciones, eldesmontaje y la demolición de elementos y estructuras, la segregación de los

192 14.7. Desmantelamiento de centrales. Vandellós I

diferentes materiales obtenidos según sus características físicas, químicas y ra-diológicas, a la vez que se acondicionan según los requisitos de su lugar dedestino: vertederos convencionales, reciclaje, almacén de residuos radiactivos.

La Declaración de Clausura es el acto administrativo por el cual, una vezque la instalación ha sido desmantelada, los espacios hasta ahora sometidos anormas y condicionantes nucleares pasan a ser considerados de libre utilización.

En el desmantelamiento de reactores comerciales de gran potencia se cuentacon escasa experiencia en el mundo, pues es muy bajo el número de instalacionesque han iniciado esta fase y ninguna de ellas ha finalizado completamente. Entodos los casos, se están siguiendo las recomendaciones de la iaea, según lascuales el desmantelamiento de centrales nucleares se ha de realizar ateniéndosea los tres niveles de desmantelamiento siguientes:

– Nivel 1: período inmediatamente posterior a la parada final de una cen-tral; cubre el proceso de dejar la planta en condiciones seguras, retirarel combustible gastado, los residuos de operación y los edificios auxiliaresque ya no se vayan a necesitar.

– Nivel 2: tiene el objeto de desmantelar los edificios y plantas exteriores alblindaje biológico de la central nuclear. Los residuos radiactivos resultan-tes se almacenan fuera del emplazamiento —en un almacén de residuosradiactivos— y el reactor se sella hasta que comience la etapa siguiente.

– Nivel 3: comprende la retirada del reactor de la central con su blindajebiológico y la rehabilitación final del emplazamiento, dejándolo en condi-ciones seguras para un futuro uso.

Una vez terminado el desmantelamiento, se procede a declarar clausuradala instalación y, a partir de ese momento, puede utilizarse en emplazamiento enlas condiciones que se establezcan en la Declaración de Clausura.

En España se ha llevado a cabo, hasta el Nivel 2, el desmantelamiento dela central nuclear de Vandellós i, una de las primeras instalaciones industrialesdel mundo que es sometida a esta operación.

La planta de Vandellós i, del tipo grafito-gas y con una potencia de 500MW, finalizó su actividad productiva en octubre de 1989. En marzo de 1998 seiniciaron las actividades correspondientes al Nivel 2 de clausura, que se dieronpor concluidas a principios de 2003. A partir de ese momento el único edifi-cio del emplazamiento con clasificación nuclear es el del reactor, el cual serádesmantelado tras treinta años de latencia, pasando al Nivel 3 de desmante-lamiento. Los materiales generados en el Nivel 2 de desmantelamiento son lossiguientes: 16.500 toneladas de chatarras convencionales; 277.000 toneladas deescombros de hormigón convencionales; pequeñas cantidades de productos tó-xicos y peligrosos; y 2.000 toneladas de residuos radiactivos de baja y mediaactividad.

Capítulo 15

Diferenciación entre los

usos civiles y militares de

los procesos nucleares. La

no proliferación y las

salvaguardias

15.1. Diferenciación entre los usos civiles y mili-

tares de los procesos nucleares

El primer reactor nuclear fue construido por el equipo de Enrico Fermi en1942 con el objetivo de verificar la posibilidad de obtener una reacción en cadenaauto-sostenida, además de para lograr un modo de generar plutonio para poderfabricar un arma de gran potencia. Este experimento sirvió como base para laconstrucción de reactores de producción de plutonio (reactores plutonígenos)de Hanford (Washington), y éstos a su vez proporcionaron el material para laprimera prueba con una bomba atómica en Alamogordo (Nuevo México) y pos-teriormente para la bomba que se lanzó en Nagasaki. Estos reactores generabancalor pero no electricidad, y estaban diseñados para favorecer la producción de239Pu.

Durante la Segunda Guerra Mundial, Estados Unidos producía uranio enri-quecido de alrededor de un noventa por ciento de enriquecimiento en las plantasde separación de Oak Ridge. Este material fue utilizado para fabricar la bombausada en Hiroshima. Posteriormente, se han usado instalaciones de separaciónde isótopos para obtener el uranio enriquecido al tres o cuatro por ciento que seusa en los reactores comerciales de agua ligera. Este combustible puede hacersecrítico si se dispone adecuadamente en varillas y se modera con agua, pero nopuede usarse para fabricar un arma nuclear. Incluso en el caso de que fallara larefrigeración del combustible en un reactor, el calor de las reacciones de fisión yla desintegración de los productos de fisión podría dañar la varilla y, en el peorde los casos, producir la fusión del combustible. Sin embargo, la reacción quími-

194 15.2. Explosivos nucleares

ca resultante con el agua no tiene nada que ver con una explosión nuclear. Portanto, se puede afirmar categóricamente que un reactor nunca puede explotarcomo una bomba nuclear.

15.2. Explosivos nucleares

Debido a motivos de seguridad, la información detallada sobre la fabrica-ción de las actuales armas nucleares está clasificada, y sólo hay descripcionescualitativas disponibles para el público. Sin embargo, hay fuentes desclasificadasde información sobre las primeras armas nucleares, y éstas son las que puedenexplicarse con más detalle en este apartado.

Se han usado dos tipos de dispositivos: (a) el explosivo de fisión (bombaatómica), que usa plutonio o uranio de alto enriquecimiento, y (b) el explosivode fusión o termonuclear (bomba de hidrógeno). Hay dos posibles procedimientospara crear una reacción explosiva de fisión en cadena: la técnica del disparo o porimplosión. Con el sistema de disparo, se dispara un taco cilíndrico de uranio dealto enriquecimiento dentro de un cilindro hueco de uranio para producir unamasa supercrítica. Un tampón de uranio mantiene unidos momentáneamenteestos dos materiales. Esta bomba atómica es la llamada Little Boy. En el métodode implosión, una esfera de plutonio es comprimida por explosivos químicos dealta potencia hasta la supercriticidad. En este método también se usa un tampónde uranio. A este arma nuclear se la denominó Fat Man. En ambos sistemas esnecesaria una aportación inicial de neutrones. Una posibilidad es la fuente depolonio-berilio, usando la reacción (α, n). El exceso de reactividad de las masassupercríticas causa una fuerte subida de la potencia y la energía acumuladahace estallar el material. En el caso de implosión, cuando el material fisiblese comprime hay un incremento en la relación entre superficie y volumen queaumenta las fugas de neutrones, y una disminución del camino libre medio, quedisminuye las fugas. Este último efecto domina, dando lugar a un incrementoneto positivo de la multiplicación neutrónica.

La masa crítica de un dispositivo esférico de plutonio sin reflector es deaproximadamente 16 kilogramos, mientras que la de uno de uranio de alto enri-quecimiento (93,5 %) es de alrededor de 49 kilogramos. Mediante la adición deuna capa de una pulgada de uranio natural como reflector, las masas críticasdisminuyen hasta 10 y 31 kilogramos respectivamente. La masa crítica del ura-nio con reflector varía mucho con el enriquecimiento en 235U; la masa total deun dispositivo hecho con menos del diez por ciento de 235U es demasiado grandepara poder construir un arma nuclear.

En cuanto a las modernas y versátiles armas termonucleares, no hay dis-ponibles detalles, pero podemos describir los procesos que tuvieron lugar en laprimera explosión de una bomba de hidrógeno: el lanzamiento de Ivy/Mike enel Pacífico Sur en 1952. La bomba contenía hidrógeno pesado (deuterio y tritio)como combustible, produciéndose dos reacciones que también tienen lugar enreactores de fusión:

2H + 2H −→ 3H + 1H, o bien 2H + 2H −→ 3He + n,2H + 3H −→ 4He + n.

15. Usos civiles y militares de los procesos nucleares 195

Un ejemplo típico de esta clase de bombas es la unidad llamada Sausage, quetiene un cilindro hueco de acero de 20 pies de longitud y 6 pies y 8 pulgadas dediámetro. En un extremo de la cavidad había una esfera «primaria» de plutonioy uranio enriquecido, que fisionaría por implosión. En el centro de la cavidadhabía un recipiente cilíndrico de deuterio líquido, con una forma parecida ala de un termo. A lo largo de su eje tenía una varilla de plutonio llamadaSparkplung, que sería de fuente de fisión «secundaria». El recipiente de deuterioestaba rodeado por un pusher o empujador de uranio.

La secuencia que se verificaba era la siguiente: una descarga eléctrica a losdetectores hacía explotar el explosivo del primario. El tapón de uranio y sucápsula se vaporizaban y comprimían la bola de plutonio central, a la vez queiniciaba una fuente interna de polonio-berilio, liberando neutrones. Los rayos Xresultantes de la bola supercrítica calentaban el polietileno hasta crear un plas-ma que re-radiaba rayos X para calentar el empujador de uranio. Se liberabanneutrones y partículas α de alta energía en el deuterio calentado y tenía lugarla fisión en el Sparkplung. Se formaba algo de tritio, que contribuía a la reacciónde fusión, y del de los neutrones rápidos de fisión en el 238U del tampón seincorporaba energía adicional. La explosión resultante creaba un cráter de 200pies de profundidad y una milla de longitud.

En versiones posteriores, el componente de fusión se componía de deuterioy tritio. Los neutrones de fisión interactúan con el 6Li según la ecuación:

6Li + n∆H=−4,8MeV−−−−−−−−−→ 3H + 4He.

El tritio producido permite que ocurra la reacción deuterio-tritio. Otrosdispositivos termonucleares utilizan tritio como el material explosivo principal.Se han referenciado diseños especiales, incluidas armas radiológicas, para dis-persar materiales radiactivos peligrosos como el 60Co y el 137Cs. Otro caso esla «bomba de neutrones», una pequeña cabeza termonuclear para misiles. Si seexplosiona a alturas de dos kilómetros sobre la superficie de la tierra, las dosisson letales.

Mediante dispositivos especiales del material en la bomba de fusión, podríanacentuarse ciertos tipos de radiación y dirigirse a objetivos concretos. Algunasarmas nucleares de tercera generación podrían enviar gran cantidad de rayos γletales o pulsos electromagnéticos (emp) que destruyeran los circuitos electróni-cos.

Como consecuencia del mayor intercambio de misiles nucleares cerca de lasuperficie de la tierra aumentarían las partículas suspendidas en el aire. Partede ellas sería polvo creado por la explosión y parte sería el humo de los fuegosen los bosques y otros combustibles que entraran en ignición por el calor. Comoresultado de ello, la gran cantidad de radiación que llegaría al suelo se reduciría,causando el enfriamiento de la atmósfera. Esta situación ha sido llamada «in-vierno nuclear» por algunos investigadores, que predicen serias modificacionesen el clima, con una reducción de la producción agrícola.

196 15.3. La cooperación internacional en materia de proliferación

15.3. La cooperación internacional en materia de

proliferación

Actualmente existen varios países que poseen armas nucleares.1 Durante la«Guerra Fría», entre los años cincuenta y ochenta, hubo un crecimiento masivodel armamento nuclear, sobre todo en Estados Unidos y en la antigua UniónSoviética. Los esfuerzos por reducir la proliferación de armas nucleares han sidouna función central en las prioridades de la iaea, fundada en 1957 por resoluciónde las Naciones Unidas.

Una de las funciones de la iaea es «establecer y administrar salvaguardiasdiseñadas para asegurar que el material fisible especial y otros materiales (. . . )no sean usados de tal modo que puedan perseguir cualquier propósito militar».La iaea se encarga de detectar cualquier desviación de material nuclear de acti-vidades nucleares pacíficas hacia la fabricación de explosivos nucleares. Además,pretende desalentar esta desviación mediante su capacidad para una deteccióntemprana. La iaea también aconseja a sus miembros sobre el uso de materialesnucleares en otras áreas no militares como la agricultura, industria y medicina,y desarrolla estándares de seguridad para centrales nucleares.

La iaea no sólo se creó en el contexto de la Guerra Fría; a mediados delos años cincuenta se produce un potente movimiento de países del «TercerMundo» que no se encuentran alineados en ninguno de los dos bloques. En esasituación, la iaea se establece para impedir la adquisición de armamento nuclearpor cualquier otro país exceptuando las cinco potencias hegemónicas.

Este es el contexto en el que se negocia el documento clave para contro-lar la proliferación de las armas nucleares: el Tratado de No-Proliferación deArmas Nucleares (Non-Proliferation Treaty o ntp.) El npt fue esencialmenteun acuerdo entre los países con armamento nuclear y otros países interesadosen la tecnología nuclear. El acuerdo consistía en que se intercambiaría asisten-cia y cooperación por la promesa, asegurada mediante un control internacional,de que no se desviaría ninguna instalación ni ningún material para uso mili-tar. Quienes rehusaran firmar este tratado serían excluidos de la cooperacióninternacional o el intercambio comercial de energía nuclear.

El primer grupo de signatarios del npt son los estados sin armamento nu-clear. Estos deben acordar no fabricar o adquirir armas nucleares u otros dis-positivos para explosivos nucleares. Estos Estados están obligados a concretaracuerdos con la iaea para la aplicación de las salvaguardias en toda la extensiónde su programa nuclear.

Los otros signatarios del npt son los Estados con armamento nuclear. Este

1Son: Estados Unidos, Reino Unido, Rusia, Francia y China. Israel se describe como thres-hold state, manteniendo ambigüedad sobre el estado de armamento nuclear, pero consideradoposeedor de armas. Sudáfrica desmanteló voluntariamente su programa de armamento nu-clear, mientras que India y Pakistán han demostrado estar en posesión de armas nucleares—sobre todo por las pruebas efectuadas en 1998—, pero sólo pueden adherirse al Tratado deNo Proliferación si, como Sudáfrica, renuncian voluntariamente a su armamento nuclear y lodesmantelan.


grupo incluye a los que habían fabricado y explotado armas nucleares antes de1967: Estados Unidos, la ex Unión Soviética, Reino Unido, Francia y China.2 Aestos países no se les requiere cumplir las salvaguardias en todo el campo de suprograma nuclear, aunque el npt contiene ciertas obligaciones en relación conel desarme que sí se les aplican. Todos ellos, sin embargo, han firmado el npt yhan aceptado algunas salvaguardias en sus actividades nucleares pacíficas.

15.4. El Tratado de No Proliferación y las salva-

guardias

Durante más de treinta años, el npt ha tenido éxito internacional, coope-rando en el desarrollo de la energía nuclear para la generación de electricidada la vez que aseguraba que el uranio civil, el plutonio y las instalaciones aso-ciadas no permitieran la proliferación de armas nucleares. En este sentido, esimportante resaltar que las salvaguardias nucleares internacionales están cen-tradas sólo en el control de los materiales nucleares, y por tanto nada tienenque ver con los aspectos técnicos o logísticos de seguridad de reactores, gestiónde residuos o transporte; éstos son cubiertos por otros acuerdos y convencio-nes internacionales. El objetivo específico de las salvaguardias es verificar si elmaterial nuclear se circunscribe al ciclo del combustible nuclear civil y se usasólo para usos pacíficos o no; para ver si una nación está adhiriéndose a suscompromisos en relación con el material combustible nuclear.

Las salvaguardias nucleares internacionales establecidas formalmente en elnpt, firmado por 186 Estados y Taiwán, son administrados por la iaea. Lassalvaguardias del npt requieren que las naciones:

– informen a la iaea de cuáles son los materiales nucleares que tienen y cuáles su localización,

– acepten visitas de los auditores e inspectores de la iaea para verificar deforma independiente sus informes de materiales e inspeccionar físicamentelos materiales nucleares para confirmar los inventarios físicos de éstos.

La iaea también administra los procedimientos específicos de salvaguardiapara algunos países que no han firmado el npt. Las salvaguardias de la iaeason actualmente los principales procedimientos de control nuclear en el mundo,cubriendo casi 900 instalaciones nucleares y otras localizaciones con materialnuclear en 57 países sin armamento nuclear.

Sin embargo, existen también otros sistemas de salvaguardias, por ejemploentre varias naciones europeas (salvaguardias de Euratom) o entre países in-dividuales, como Australia-Estados Unidos o Japón-Estados Unidos (acuerdosbilaterales). Estos sistemas de salvaguardias han sido efectivos en la prevenciónde cualquier desvío de materiales de su cobertura. Sin embargo, a medida quese extiende el uso de reactores nucleares de potencia, reactores de investigación

2Estos dos países no ratificaron el npt hasta 1992.

198 15.5. Materiales fisibles y su uso militar

y componentes del ciclo de combustible, la labor de las salvaguardias se hacemás compleja.

Un ejemplo de la mejora de las salvaguardias es el acuerdo, firmado afinales de los setenta entre las naciones exportadoras de tecnología nuclear,de restricción de la venta de tecnologías del ciclo de combustible sensibles —enriquecimiento, fabricación de combustible y reprocesamiento—. Este acuerdotambién persigue que se controle muy de cerca la exportación de reactores nu-cleares, y estipula la necesidad de garantías gubernamentales en relación con eluso para fines pacíficos, además de la aceptación por los países «clientes» de lasinspecciones de las salvaguardias en toda su extensión y en todas las actividadesnucleares presentes y futuras.

En mayo de 1997, la iaea comenzó a desarrollar e implementar medidasreforzadas, conocidas ahora como Salvaguardias Integradas, para su uso por laAgencia cuando verifica el cumplimiento del estado de sus compromisos de noproducir armas nucleares. Éstas responden a la idea extendida de que la iaea,habiendo conseguido tanto en el control del tráfico de materiales fisibles, podíaahora observar cualquier material y tecnología nuclear como indicador de pro-gramas nucleares no declarados y por tanto materiales nucleares no declarados.Se espera que la mayoría de los 186 signatarios del npt estén de acuerdo enestas medidas, que se detallan en un Protocolo Adicional, con el cual los paísesaceptarían verificaciones más importantes e intrusivas en su territorio.3

Las nuevas medidas permiten a los inspectores mayor acceso para informarsesobre los programas nucleares existentes y planeados, y a más localizaciones. Elacceso no estará restringido a las instalaciones nucleares declaradas, sino quese extenderá a casi cualquier lugar, incluyendo las instalaciones industriales dealta tecnología. Las actividades de inspección pueden incluir vigilancia remota,muestreo ambiental y sistemas de monitorización en lugares clave. Los Estadosque acepten el protocolo tendrán que eliminar requisitos restrictivos para losinspectores, de modo que éstos puedan visitar cualquier lugar avisando con unabreve antelación.

15.5. Materiales fisibles y su uso militar

El plutonio es una sustancia de propiedades variables que dependen de suorigen. Contiene varios isótopos, entre los cuales están el 238Pu, 239Pu, 240Puy 241Pu. De entre ellos, sólo el 239Pu y el 241Pu pueden fisionar en un reactorcomercial. El 239Pu es, por sí mismo, un excelente combustible nuclear. Tambiénha sido muy usado en armas nucleares debido a que tiene una tasa de fisionesespontáneas bastante baja y una masa crítica pequeña. Por esto, al 239Pu —con

3El texto es lo suficientemente claro como para no necesitar demasiados comentarios. «Ve-rificaciones importantes» e «intrusivas» supone que los inspectores de la iaea, controladospor Estados Unidos en su inmensa mayoría, se injieran completamente en la política internade los países verificados. La «cuestión nuclear» es así, lógicamente, uno de los campos en losque se manifiesta claramente la existencia de dos reglas del juego muy diferentes para laspotencias hegemónicas —en este caso, Estados Unidos casi en exclusiva— y el resto de lasnaciones.—Nota de M.M.


un pequeño porcentaje de los otros isótopos— se le llama a menudo plutoniomilitar o weapons-grade plutonium. Este plutonio es el que se usó en la bombaatómica de Nagasaki en 1945, y en muchas de las bombas de los arsenales dearmamento nuclear de distintos países.

Por otro lado, el plutonio comercial o reactor-grade plutonium, producidode forma rutinaria en todos los reactores nucleares comerciales, y que puedeser separado durante el reprocesamiento del combustible gastado, es totalmentedistinto al plutonio militar. El plutonio comercial contiene una gran proporción—de hasta el cuarenta por ciento— de los isótopos más pesados del plutonio,debido a su larga permanencia en el reactor. Esto no representa un problemapara la reutilización posterior del plutonio en el combustible de óxidos mixtospara reactores, pero afecta seriamente a su uso en armamento nuclear. Debi-do a la fisión espontánea del 240Pu, sólo puede usarse un pequeño porcentajede éste para la fabricación de armas nucleares, pues la presencia de neutronesprocedentes de esta fisión espontánea provocaría una detonación prematura ypor tanto una explosión ineficiente. Tanto el diseño como la construcción deexplosivos basados en plutonio comercial serían difíciles y poco fiables, y hastaahora no se han llevado a cabo.4 Sin embargo, los procedimientos contempladosen las salvaguardias asumen que los dos tipos de plutonio podrían usarse paraconcebir armas nucleares. En esto se fundamenta la objeción de algunos paísespor el reprocesamiento y separación de plutonio del combustible gastado.

Conviene aclarar que un reactor nuclear que use combustible de tipo moxpara un tercio de su núcleo no es productor neto de plutonio, y que la compo-sición del combustible mox gastado es menos adecuada para uso militar que ladel combustible mox fresco.

Por tanto, el plutonio comercial es un material mucho menos atractivo parala fabricación de armas nucleares que el plutonio producido en reactores plutoní-genos —reactores especiales para la producción de plutonio militar— diseñadospara producir 239Pu, que permiten acortar el tiempo de estancia del combusti-ble en el reactor mediante un sistema especial de cambio de combustible. Sinembargo, en estos últimos años el desarrollo de la tecnología de enriquecimientopor láser puede hacer posible el enriquecimiento del plutonio comercial para darplutonio militar. Por esto, las salvaguardias se adecuan para tener en cuenta lasposibilidades de proliferación incluso de plutonio comercial, puesto que el enri-quecimiento convencional no puede utilizarse para separar el 239Pu del 240Pu,debido a la gran similitud de sus masas atómicas.

El ciclo del combustible de los reactores rápidos basado en el plutonio tienecaracterísticas que podrían dar lugar a problemas de proliferación armamentís-tica. Sin embargo, los reactores térmicos convencionales generan normalmentemayor cantidad de plutonio en su ciclo del combustible. Esto sugiere que enel futuro predecible los reactores rápidos se utilizarán más como «incinerado-res» de plutonio para tener menos plutonio en almacenamientos o en elementoscombustibles que en otro tipo de reactores.

4En 1962 se detonó en Estados Unidos un dispositivo nuclear con plutonio procedente deun reactor comercial del Reino Unido. Las composiciones isotópicas de este plutonio no se hanrevelado, pero evidentemente tenía en torno al noventa por ciento de 239Pu.

200 15.6. Reciclaje de uranio y plutonio de origen militar

Hay otros dos materiales fisibles que podrían ser usados para armas y losdos son isótopos del uranio. El más común es el 235U, el que se utilizó parahacer la bomba de Hiroshima. Este material se produce enriqueciendo el uranionatural en las plantas de enriquecimiento, no al tres o cuatro por ciento, como serequiere para el combustible de un reactor de agua ligera, sino al 93 por cientode 235U o superior.

El 233U es el otro isótopo del uranio que puede usarse en explosivos nuclea-res. Este material se produce a partir del combustible de 232Th en reactores deuna forma similar a aquella en la que se forma el plutonio a partir del 238U. Eluso de reactores con combustible de torio no ha ido más de la fase experimentaly el 233U no se ve como un problema de proliferación significativo.

15.6. Reciclaje del uranio y plutonio de origen mi-

litar en centrales nucleares

Paradójicamente, los esfuerzos internacionales para el desarme nuclear hanocasionado algunos problemas de seguridad graves. El desmantelamiento de lascabezas nucleares bajo los acuerdos de desarme entre Estados Unidos y Rusia(start i y start ii) dio lugar a la acumulación de material nuclear de origenmilitar —plutonio y uranio de alto enriquecimiento—. Además, la preocupaciónaumentó con la escisión de la antigua Unión Soviética, por la posibilidad derobo, tráfico ilegal o usos terroristas de este material nuclear. Entre los motivosque han provocado esta preocupación está el hecho del control inadecuado delmaterial nuclear en Rusia, la gran envergadura de los programas nucleares deeste país y la baja seguridad de sus instalaciones nucleares, por debajo de losestándares.

Actualmente, el aislamiento y la disposición definitiva del material fisiblede origen militar que ya que no se requiere para usos militares, especialmenteel plutonio, es una prioridad de la comunidad internacional. La iaea ha estadoexaminando posibles acciones en relación con la gestión y el uso de las reservasde plutonio de origen militar. Lo más importante es su protección frente al roboy frente a su desvío a otros usos, mientras se determina el modo más apropiadode su disposición definitiva.

Cada vez se incide más en el uso del plutonio de origen militar (más del93 por ciento de 239Pu) en combustible de óxidos nítricos (mox) para reactoresciviles. Podría fabricarse combustible mox utilizando una mezcla de plutoniomilitar y plutonio de origen civil, procedente del reprocesamiento del combusti-ble de las centrales nucleares. Éste sería el único medio de disposición definitivaque retiraría de la circulación de forma permanente el plutonio de origen military lo destruiría de forma efectiva.

Después de tres décadas de preocupación por el posible uso militar del ura-nio de los reactores nucleares comerciales, ahora es el uranio militar el detraídodel ciclo del combustible nuclear civil para su uso en la generación nuclear comer-cial. El primer material de este tipo llegó a Estados Unidos en 1995 procedente


de cabezas nucleares soviéticas, y ahora el material nuclear de origen militargenera el diez por ciento de la electricidad nuclear estadounidense. También seha comenzado a reciclar el uranio de las cabezas nucleares estadounidenses pa-ra la generación de electricidad; el uranio de alto enriquecimiento se diluye enla proporción de 25 a uno con uranio empobrecido obtenido en las plantas deenriquecimiento o con un material similar.

Capítulo 16

Normativa sobre

instalaciones nucleares y

radiactivas

En la operación de centrales nucleares y en el uso de radioisótopos, es deobligado cumplimiento toda la normativa nacional para poder mantener la licen-cia. En España, el principal documento del organismo regulador —el Consejo deSeguridad Nuclear— está basado en el documento del nrc (Nuclear RegulatoryCommission, el organismo regulador estadounidense) Code of Federal Regula-tions: 10 Energy, Part 20, Standards for Protection Against Radiation, que sesuele abreviar 10CRF20.

El establecimiento de la normativa es un proceso lento que comienza con elestudio de la información de investigación por organismos consultivos como elicrp y el nrcp (en Estados Unidos), recomendaciones para los límites de dosisy políticas de protección, revisión por el organismo regulador con intervenciónde la opinión pública, instituciones e industria, y con el establecimiento final derequisitos de obligado cumplimiento, con la edición de documentos de apoyo.

16.1. Organismos reguladores de la energía nu-

clear

Los países que poseen centrales nucleares se han dotado, por regla general,de respectivos Organismos Reguladores. Éstas son las autoridades competentes,designadas por los Estados, para otorgar licencias y controlar el cumplimientode la normativa en materia de emplazamiento, diseño, construcción, puesta enservicio, explotación y desmantelamiento de las instalaciones nucleares y radiac-tivas.

Se considera que su organización, su estructura jurídica y sus decisiones,deben ser independientes de cualquier otra organización u organismo público o

204 16.2. El papel del Consejo de Seguridad Nuclear

privado encargado de la promoción o de la utilización de la energía nuclear.

El Organismo Regulador debe supervisar y regular la seguridad de las ins-talaciones nucleares, otorgar licencias y controlar la aplicación de la normativasobre emplazamiento, diseño, construcción, puesta en servicio, explotación ydesmantelamiento de las instalaciones nucleares, teniendo en cuenta que en sutarea debe verificar que existen las medidas necesarias para que las instalacionesnucleares dispongan y mantengan dispositivos eficaces contra los posibles ries-gos radiológicos, con el fin de proteger a los individuos, la sociedad y el medioambiente contra los efectos nocivos de las radiaciones ionizantes.

Asimismo, debe velar por prevenir los accidentes que tengan consecuenciasradiológicas y atenuar dichas consecuencias en el caso de que tales accidentesse produjeran; aplicar todas las medidas adicionales que permitan garantizar laseguridad de las instalaciones nucleares, garantizar la gestión a largo plazo detodos los materiales, incluidos los residuos radiactivos y el combustible gasta-do, con arreglo a las normas básicas relativas a la protección sanitaria y de lapoblación y de los trabajadores contra los peligros derivados de las radiacionesionizantes.

Una función básica de los Organismos Reguladores es la inspección, en ma-teria de seguridad nuclear y radiactiva, de las instalaciones. Los OrganismosReguladores deben ser independientes, abiertos, eficientes, claros y concretos ensus informes. Un Organismo independiente se mide por cuatro parámetros quehan de darse simultáneamente:

– Potestad reguladora, o, lo que es lo mismo, posibilidad de otorgar, modi-ficar o extinguir autorizaciones de emplazamiento o de funcionamiento delas instalaciones nucleares y radiactivas.

– Potestad sancionadora, o, lo que es lo mismo, posibilidad de iniciar, tra-mitar y resolver los expedientes sancionadores que resulten dentro de lalabor inspectora y evaluadora del organismo.

– Potestad de auto-organización, lo que significa autonomía presupuestariay flexibilidad en materia de personal, para cubrir sus necesidades en lasdiferentes etapas.

– Potestad reglamentaria.

En todo caso, y salvo excepciones, los Organismos Reguladores no reúnenla potestad ni las funciones que configuran una verdadera independencia, y esposible que en un futuro cercano se produzcan diversos ajustes y se armonicensus funciones y competencias, al menos en el ámbito de la Unión Europea.

16.2. El papel del Consejo de Seguridad Nuclear

El csn, organismo regulador en España, fue creado en 1980 (Ley 15/1980)como una institución independiente de la Administración del Estado. Está dirigi-do por el Consejo, un órgano integrado por cinco miembros (presidente y cuatro

16. Normativa sobre instalaciones nucleares y radiactivas 205

consejeros) cuyo nombramiento es propuesto por el Gobierno y refrendado porel Congreso de los Diputados.

Las funciones del csn son las siguientes:

– Vigila el medio ambiente. Para vigilar la calidad radiológica del medioambiente, el csn mide de manera continua y en tiempo real la radiacti-vidad ambiental, mediante una red de estaciones automáticas repartidaspor toda España. Además, cuenta con otra red de muestreo que analiza laatmósfera, el medio terrestre y las aguas de ríos y mares. El csn exige a losoperadores de las centrales que mantengan planes de vigilancia radiológicaambiental, que incluyen 2000 y 13000 análisis de agua, aire y alimentos.Estos resultados se contrastan con programas independientes.

– Concede licencias de personal. Examina y concede licencias a las personasque operan en las instalaciones nucleares y radiactivas. Supervisa la reali-zación de cursos y comprueba el nivel de conocimientos de quienes aspirana tener licencias de operadores en cualquier instalación radiactiva.

– Informa sobre proyectos de instalaciones. Estudia e informa acerca de ca-da proyecto de instalación nuclear y radiactiva. Antes de autorizar queuna instalación de este tipo entra en funcionamiento, se analizan minucio-samente las especificaciones que el proyecto requiere y se exige su cumpli-miento.

– Controla el funcionamiento de las instalaciones. El csn mantiene un es-tricto programa de control y vigilancia tanto de las instalaciones nuclearescomo de las radiactivas, dedicadas a usos médicos, industriales o de in-vestigación. Mediante este control, se garantiza que su funcionamiento seajusta a los criterios de seguridad. Cada uno de los reactores nuclearescuenta con un grupo de trabajo propio en el Consejo que, de manera cons-tante, analiza el funcionamiento de la planta e inspecciona que se cumplanlas normas que el csn ha considerado aplicables para cada planta. En to-das las centrales nucleares hay inspectores residentes, técnicos del Consejoque controlan in situ el funcionamiento de la planta. Por término medio, elcsn realiza actualmente cerca de 200 inspecciones de control a las centra-les nucleares que operan en España y 1500 inspecciones a las instalacionesradiactivas, hechas por el csn o, a través de acuerdos de encomienda, pordiversos servicios de las comunidades autónomas.

– Actúa en caso de emergencia. El csn proporciona apoyo técnico en casode emergencia nuclear o radiactiva y participa en la elaboración de planesde emergencia. La Sala de Emergencias (Salem) coordina la respuesta encaso de emergencia. La Salem está equipada con sistemas redundantes decomunicación que aseguran la información en tiempo real, facilitando lafunción asesora del csn en caso de emergencia.

– Controla las dosis de los trabajadores. Controla la dosis de radiación quepueden recibir tanto los trabajadores expuestos como la población en ge-neral. El Consejo emite los carnés radiológicos necesarios para los trabaja-dores de las instalaciones nucleares o radiactivas. Los datos se almacenanperiódicamente en el Banco Dosimétrico Nacional, para controlar que nin-gún trabajador reciba dosis superiores a los límites establecidos.

206 16.3. El papel de la Comisión Internacional de Protección Radiológica

– Realiza y promueve planes de investigación. Realiza y promueve planes deinvestigación en materia de seguridad nuclear y protección radiológica. Elcsn, aunque no es en sí mismo un organismo de investigación, desarrollasu propio plan de I+D, para fomentar la investigación en los campos dela seguridad nuclear y la protección radiológica.

– Propone reglamentación y normativa. Propone al Gobierno las reglamenta-ciones necesarias en materia de seguridad nuclear y protección radiológica.Se trata de generar la normativa que se considere conveniente, además deadecuar la legislación nacional a la internacional, especialmente la deriva-da de las directivas de la Unión Europea. Además, el csn tiene capacidadpara dictar por iniciativa propia normas de obligado cumplimiento sin querequiera la aprobación posterior de cualquier otro poder o administración.El Consejo está asistido en su trabajo por la Secretaría General, de laque dependen la Dirección Técnica de Seguridad Nuclear y la DirecciónTécnica de Protección Radiológica. La presidencia está asistida por unGabinete Técnico que se ocupa de relaciones internacionales, relacionesinstitucionales y comunicación.

– Informa a la opinión pública y a las Cortes. El csn elabora informes parael Congreso de los Diputados y el Senado, en los que rinde cuentas de susactividades de vigilancia y control.

– Mantiene relaciones con la Administración del Estado. Debe rendir cuen-tas de sus actuaciones ante el Parlamento; mantiene también relaciones decolaboración con las instituciones del Estado, a nivel central, autonómicoy local.

– Mantiene relaciones con otros organismos similares. Mediante una parti-cipación activa en grupos de trabajo en el seno de organismos internacio-nales y acuerdos, protocolos o convenios con organismos de competenciassimilares, el csn realiza un importante intercambio de conocimientos yexperiencias en cuestiones como la seguridad nuclear, la protección radio-lógica y la gestión de los residuos radiactivos.

16.3. El papel de la Comisión Internacional de

Protección Radiológica

La Comisión Internacional de Protección Radiológica (icrp) surge con elobjetivo de establecer la filosofía de la protección radiológica fundamentada enlos conocimientos científicos sobre los efectos biológicos de las radiaciones io-nizantes. Sus conclusiones, que se dan a conocer a través de recomendaciones,proporcionan asesoramiento sobre los principios fundamentales que sirven de ba-se al establecimiento de una protección radiológica adecuada, y han constituidouna base sólida para las normas reguladoras de los distintos países de acuerdocon sus prácticas y políticas habituales.

En 1997, la icrp hace pública su recomendación número 26, en la que seestablece un sistema de protección radiológica basado en tres principios básicos:justificación, optimización y limitación de dosis. Este sistema de protección ra-


diológica fue refrendado y reforzado con las nuevas recomendaciones de la icrpemitidas en 1990 a través de su publicación número 60.

El objetivo principal de este sistema es asegurar que no se adopte ningunapráctica a menos que su introducción produzca un beneficio neto y positivo, quetodas las explotaciones necesarias se mantengan tan bajas como sea razonable-mente posible, teniendo en cuenta los factores económicos y sociales, y que lasdosis recibidas por los individuos no excedan ciertos límites establecidos.

La Comunidad Europea estableció normas básicas para la protección sa-nitaria contra los riesgos que se derivan de las radiaciones ionizantes en lasDirectivas 80/836/Euratom y 84/476/Euratom basadas en las recomendacionesbásicas de la publicación de la icrp número 26 de 1997. Dichas directivas fueronadoptadas por la legislación española en el Reglamento de Protección Sanitariacontra las Radiaciones Ionizantes actualmente en vigor (Real Decreto 53/1992).

Las nuevas recomendaciones establecidas en la publicación número 60 dela icrp, fueron recogidas en la Directiva 96/29/Euratom de 13 de mayo de1996 y quedarán reflejadas en la próxima publicación del nuevo Reglamentode Protección Sanitaria contra las Radiaciones Ionizantes que transpondrá lacitada directiva.

En la aplicación de los tres principios del sistema de protección radiológi-ca para la protección de los trabajadores, adquiere una especial relevancia elprincipio de optimización. Mientras que el establecimiento de unos límites dedosis a trabajadores asegura la protección frente a exposiciones intolerables, laaplicación del principio de optimización reduce tanto las exposiciones como elnúmero de trabajadores expuestos a un valor «tan bajo como sea razonablemen-te alcanzable», lo que supone la reducción de los riesgos a valores aceptablesdespués de realizar una valoración frente a los beneficios alcanzables.

Su puesta en práctica supone el establecimiento de medidas de control yvigilancia para la prevención de la exposición de los trabajadores expuestos,tales como: la clasificación de los lugares de trabajo y de los trabajadores enfunción de los riesgos, la vigilancia radiológica tanto de los lugares como de lostrabajadores, los métodos para la determinación de las dosis y los controles delas dosis recibidas en la realización de los distintos trabajos.

16.4. El Organismo Internacional de la Energía

Atómica

El nacimiento del Organismo Internacional de la Energía Atómica (iaea)está ligado al discurso «Átomos para la paz» pronunciado por el presidente Ei-senhower ante la Asamblea General de la onu el 8 de diciembre de 1953, en elque anunció la convocatoria de la Primera Conferencia Internacional sobre losUsos Pacíficos de la Energía Atómica (que se celebraría en Ginebra en 1955) y lacreación de un organismo internacional al respecto, que tendría dos cometidosbásicos: la cooperación internacional en investigación nuclear con fines pacíficos,y el control de instalaciones y materiales nucleares, para evitar que se desvia-sen a la fabricación de armas nucleares. El tratado de constitución del nuevoOrganismo entró en vigor en julio de 1957 y, con el nombre de Organismo Inter-

208 16.5. La Agencia para la Energía Nuclear

nacional de Energía Atómica (iaea en inglés), fijó su sede en Viena ese mismoaño. España ingresó en 1959 y, en 2002, contaba con 134 Estados miembros.

La iaea está regida por su Conferencia General, en la que cada Estadomiembro tiene un voto. Una Junta de Gobernadores, de la que forman parte35 representantes de otros tantos Estados, actúa a modo de consejo de admi-nistración. Al frente del Organismo hay un Director General, nombrado por laConferencia General a propuesta de la Junta de Gobernadores, que dispone deun cuerpo de funcionarios procedentes de los Estados miembros, que durante sutiempo de servicio en el Organismo están sólo vinculados a él.

A lo largo de su historia, el Organismo ha realizado una labor sólida y eficazen la difusión de los conocimientos nucleares y el fomento de la cooperación entrelos Estados miembros. Sus actividades se pueden clasificar en:

– Formulación de recomendaciones sobre seguridad nuclear y protección ra-diológica. Es una actividad fundamental del Organismo, orientada a quesean muy semejantes los principios y métodos que los Estados miembrosaplican en este campo. Los manuales, guías, normas, etc., que publica elOrganismo son útiles para la redacción de las reglamentaciones nacionales.

– Fomento de los usos pacíficos de la energía nuclear e intercambio de in-formación. Celebración de simposios, cursos, reuniones de expertos, etc.Es especialmente significativa, en este campo, la actuación del Organismocomo depositario, entre otras, de las convenciones internacionales sobreSeguridad Nuclear y Seguridad en la Gestión de Residuos Radiactivos yCombustible Gastado.

– Asistencia técnica y suministro de materiales nucleares y equipos a Estadosmiembros. Esta actividad está concebida, sobre todo, como ayuda a paísesen desarrollo que quieren un apoyo para iniciar sus programas nucleares.

– Realización de investigaciones propias. El Organismo dispone de varioscentros de investigación propios, como el laboratorio de Seibersdorf, cercade Viena, donde se imparten cursos y se investiga sobre los efectos bioló-gicos de las radiaciones; el Laboratorio de Biología Marina, en Mónaco; elCentro de Investigación en Trieste, compartido con la unesco; y el CentroRegional de Isótopos de Oriente Medio, entre otros.

– Normativa e inspección de salvaguardias, para que los materiales e ins-talaciones no se desvíen a usos militares. Se ha hecho referencia a lassalvaguardias como una de las razones primordiales para la creación de laiaea.

– Colaboración con otros organismos internacionales. Son dignas de destacarla colaboración con la fao, la oms y la Agencia de Energía Nuclear de laocde.

16.5. La Agencia para la Energía Nuclear

La Agencia de la ocde para la Energía Nuclear (nea) fue fundada el 10 defebrero de 1958 con el nombre de Agencia Europea para la Energía Nuclear, y


recibió su denominación actual el 20 de abril de 1972 al incorporarse Japón comoprimer país no europeo miembro de pleno derecho. En la actualidad cuanta conla participación de 28 países miembros de la ocde: Australia, Canadá, RepúblicaCheca, República de Corea, República de Eslovenia, Estados Unidos, Hungría,Islandia, Japón, México, Noruega, Suiza, Turquía y los quince países de la UniónEuropea (antes de la ampliación a los peco). La Comisión Europea tambiénparticipa en las actividades de la Agencia.

Desde sus comienzos, y a través de la cooperación internacional, la nea hadirigido sus esfuerzos a asesorar a los países miembros en las tareas de mante-ner y desarrollar las bases científicas, tecnológicas y legales necesarias para lautilización segura, económica y respetuosa con el medio ambiente de la energíanuclear.

La nea actúa a la vez como foro para el intercambio de información yexperiencias entre sus 28 países miembros y como centro de competencia enmateria nuclear al que acudir para aportar y mantener al día conjuntamente susconocimientos técnicos. La Agencia apoya las políticas nucleares de sus paísesmiembros proporcionándoles evaluaciones objetivas y desarrollando puntos devista comunes sobre temas clave que puedan servir como base para las decisionesde los gobiernos en materia de energía nuclear.

Entre los temas que son de competencia específica de la Agencia se inclu-yen: la seguridad y la regulación de las actividades nucleares, la gestión de losresiduos radiactivos, la protección radiológica, las ciencias nucleares, los análisiseconómicos y técnicos del ciclo de combustible nuclear, la legislación y la respon-sabilidad civil en materia nuclear y la información pública. El Banco de Datosde la nea dispone de un servicio que suministra datos nucleares y programasde ordenador a sus miembros.

La Agencia también participa en la formulación de proyectos de colabora-ción y de investigación y desarrollo en áreas científicas y técnicas en las que lapuesta en común de los recursos y conocimientos entre los organismos partici-pantes es de vital importancia.

La nea trabaja en estrecha colaboración tanto con el Organismo Internacio-nal de Energía Atómica —con el que tiene suscrito un Acuerdo de Cooperación—como con otras organizaciones internacionales de ámbito nuclear.

La nea es la única organización intergubernamental del campo de la energíanuclear que agrupa a los países desarrollados de América del Norte, Europa yla región Asia-Pacífico en un foro de dimensiones reducidas, sin una orientaciónpolítica preconcebida y con una vocación especializada hacia la técnica y laformulación de políticas nucleares.

16.6. Efectos sobre el medio ambiente

En las anteriores recomendaciones de la Comisión Internacional de Pro-tección Radiológica (1977) se afirmaba que «si el hombre está adecuadamenteprotegido, entonces los otros seres vivos probablemente también lo estén». Dichaafirmación se ha venido aceptando en el pasado sin mucha discusión, a pesar

210 16.6. Efectos sobre el medio ambiente

de su ambigüedad. De hecho, al examinar la situación en el entorno de ins-talaciones concretas, siempre se ha encontrado que resulta razonable e inclusoconservadora. No obstante, la complejidad de las relaciones entre las especies decualquier ecosistema hace aconsejable un estudio más detallado de los efectosde la radiación sobre las especies no humanas.

Como se ha podido constatar tras el accidente de Chernobyl, la liberaciónde radionucleidos al medio ambiente puede ocasionar dosis de radiación a ciertosorganismos mucho mayores que las recibidas por el ser humano. La diferenciaprincipal reside en la forma en que los riesgos planteados se valoran. Así, mien-tras que el riesgo a las personas se valora individualmente, en el caso de losanimales se trata de valorar el impacto sobre las especies. Podría resultar admi-sible que se causaran daños a algunos individuos mientras que la población engeneral no se viese amenazada. Por el contrario, en el caso de especies amena-zadas o protegidas, también se podrá énfasis en la protección de los individuos.

Las recomendaciones más recientes de la icrp (1991) han modificado elpárrafo antes mencionado:

La Comisión cree que el nivel de control medioambiental necesario

para proteger al ser humano en la medida considerada actualmente como

deseable asegurará asimismo que otras especies no se expongan a situación

de riesgo. Miembros individuales de especies no humanas podrían, a veces,

ser dañados, pero no hasta el punto de poner en peligro especies enteras

o crear desequilibrios entre distintas especies.

Este principio sitúa el interés de la protección radiológica sobre aquellasvariables de interés para evaluar el efecto sobre el mantenimiento de la población,tales como la mortalidad, fertilidad y tasas de mutación genética.

Los conceptos de exposición «aguda» y «crónica» han de referirse ahora,respectivamente, a períodos breves comparados con el desarrollo biológico de losorganismos afectados o del orden de una fracción significativa de su vida. Unaexposición será «elevada» si puede causar un efecto patológico serio y rápido,mientras que se considerará «baja» si ofrece sólo efectos marginales sobre lamortalidad, pero puede llegar a causar efectos biológicos observables. Todosestos términos serán relativos dependiendo de a qué especies se refieran: unaexposición «crónica» para una bacteria sería una exposición «aguda» para unaplanta; una dosis «elevada» para un mamífero se podría considerar con seguridadcomo «baja» para un molusco. La información sobre estos efectos procede en sumayor parte de los experimentos realizados en Estados Unidos en los años de laGuerra Fría.

La extrapolación de los resultados de los resultados de dichos experimen-tos a la evaluación del impacto ecológico de una contaminación significativa delmedio ambiente es siempre difícil, pero en la actualidad se están produciendoavances notables hacia una normalización de las evaluaciones de impacto eco-lógico. Tal vez sea ésta la última cuestión pendiente, ya en curso de estudio,en cuanto a la normativa sobre protección radiológica. La complejidad de losecosistemas hace preciso basar su protección en evaluaciones integradoras detodos los aspectos implicados. El desarrollo necesario en este sentido pasa por


establecer magnitudes y unidades adecuadas para la dosis recibida por las otrasespecies, modelos dosimétricos de referencia, con geometrías y organismos sufi-cientemente representativos, y medidas del daño y efectos biológicos causados.

Capítulo 17

La energía nuclear en la

planificación energética:

aspectos económicos,

medioambientales y

estratégicos

17.1. Introducción

De todas las fuentes de energía primaria, los combustibles fósiles son en laactualidad la fuente más importante: representan el 87 por ciento del consumomundial de energía primaria, frente al 6 por ciento de energía nuclear y al 6por ciento de energía hidráulica; en el uno por ciento restante se engloban lasenergías renovables, a excepción de la hidráulica.1 En los países desarrollados,estos porcentajes de consumo varían ligeramente, siendo del 83 y del 11 porciento para combustibles fósiles y para energía nuclear, respectivamente. Cadahabitante del planeta consume al año una media de 1,3 toneladas equivalentesde petróleo de combustible fósil, resultando así un consumo total anual de 7600millones de Tep.2

1En realidad, todo este apartado se resume en una secuencia argumental tan simple comoendeble: cada vez hay más consumo de energía; cada vez hay menos combustibles fósiles; laenergía nuclear, a diferencia de la derivada de combustibles fósiles, no emite CO2; luego laenergía nuclear es la única alternativa. Iremos viendo por partes las críticas a esta clase deargumentación, que por otra parte la industria nuclear y sus representantes universitarios einstitucionales llevan veinte años defendiendo.—Nota de M.M.

2Aquí se vislumbra ya un primer problema: la presencia de datos agregados oculta laprofunda asimetría que se da en el consumo energético mundial, en el que los países delCentro —Estados Unidos especialmente, como es natural— consumen muy por encima dela media, y los países de la Periferia —especialmente los llamados eufemísticamente «PaísesMenos Avanzados» consumen muy por debajo. Y esta asimetría es una cuestión esencialporque muestra la imposibilidad —no sólo en términos energéticos, sino también materiales—de generalizar el modelo de vida, desarrollo y consumo a todos los países del planeta. Anteesa imposibilidad, que los propios países del Centro detectaron ya en la época del Informe


En cuanto al uso de la energía primaria, la producción de electricidad re-presenta hoy en día casi la mitad del consumo total de energía primaria. Ladiversidad de fuentes de energía que pueden utilizarse par producir electrici-dad, así como su comodidad, flexibilidad y limpieza en el punto de consumo—aunque no en el punto de producción— la hacen cada vez más atractiva.3 Loscombustibles fósiles suministran en la actualidad el 63 por ciento de la electri-cidad producida en el mundo —correspondiendo un 38 por ciento al carbón, un16 al gas y un 9 al petróleo—, la energía nuclear el 17 y las energías renovables(incluyendo la hidráulica) el 18 por ciento.

En las próximas décadas, el consumo mundial de energía primaria se veráincrementado de forma importante. Los diversos estudios realizados para extra-polar las necesidades energéticas para el siglo xxi no son unánimes, y prevénincrementos de la demanda entre el 50 y el 250 por ciento, según considerenescenarios de bajo o alto crecimiento económico.4

Impacto de la producción y el consumo de energía La producción de energíafinal a partir de cualquier tipo de energía primaria posee un alto impacto me-dioambiental. En relación con el empleo de combustibles fósiles, hay que teneren cuenta las emisiones de partículas y gases ácidos procedentes de la combus-tión, que deterioran la calidad del aire y son responsables de la lluvia ácida yel efecto invernadero; son efectos que implican un riesgo de cambio climático,constituyendo una amenaza para las generaciones futuras.

La energía nuclear puede tener un papel relevante para la consecución delos principios del Desarrollo Sostenible. La operación de las centrales nuclearesde fisión no genera ningún tipo de gases causantes de lluvia ácida, ni gases deefecto invernadero. Pueden, por ello, contribuir a la disminución de la polu-ción atmosférica y a las estrategias para evitar el recalentamiento climático del

Meadows, caben dos alternativas: la imposición sistemática de un doble rasero para paísesricos y pobres en cuanto a su capacidad para contaminar (este es el contenido central de lasConferencias sobre Medio Ambiente y sobre Cambio Climático); o el cuestionamiento de unmodelo de desarrollo cada vez más devorador de energía y recursos.—Nota de M.M.

3Es curioso, en este sentido, que no se haga la más mínima referencia al rendimiento del usode energía eléctrica —en cuya producción nuclear se alcanzan rendimientos situados en tornoal treinta por cientos— en el punto de consumo en lugar de otras fuentes de energía: el ejemplomás cotidiano es el uso de electricidad para calentar el agua, la comida o la casa.—Nota de

M.M.4Es importante hacer referencia a que el consumo energético crece muy por encima del

crecimiento del Producto Interior Bruto y del crecimiento demográfico. A pesar de que eltexto hace referencia a la supuesta «estabilización» del consumo energético en los paísesdel Centro, lo cierto es que, en estos países, el consumo energético per capita no cesa decrecer, a pesar de la «creciente eficiencia» de sus procesos productivos. Sauvan hace aquíreferencia, sin desarrollarlo explícitamente, a lo que en Economía Ambiental se denominanlas Curvas Medioambientales de Kuznets, que afirman que, pasado cierto punto «crítico»,el deterioro medioambiental se atenúa con el crecimiento económico. Sin embargo, las pocascuantificaciones disponibles con respecto al uso de energía y materiales muestran justamentelo contrario: en los países del Centro crece su consumo directo y crece, especialmente, suconsumo indirecto, i.e., la energía y los materiales que se trasladan de la Periferia al Centro,posibilitando nuestro modelo de vida energívoro y depredador. De ahí proviene la apariencia de«desmaterialización» de nuestras sociedades desarrolladas, una apariencia que sólo se superacon una mirada sobre la totalidad de los flujos sociales de materia y energía que acontecen anivel planetario. En este sentido, el concepto de «huella ecológica» resulta de suma utilidad.—Nota de M.M.

17. La energía nuclear en la planificación energética 215

planeta. Una central nuclear de 1000 MW evita la emisión de ocho millonesde toneladas de CO2 anuales. En la Unión Europea, el funcionamiento de lascentrales evita una cantidad de emisiones equivalente a las producidas por elcincuenta por ciento de los vehículos que circulan por la ue.

Por otra parte, la energía nuclear y las fuentes renovables son complemen-tarias. La primera, con sus plantas en funcionamiento continuo, es una buenaopción para las centrales de base para grandes zonas urbanas e industriales.Las segundas, debido a su naturaleza dispersa e intermitente, son una soluciónidónea para áreas rurales de baja densidad de población. La idea según la cuallas energías renovables podrían sustituir a las convencionales es incierta, en elestado actual de desarrollo de las tecnologías solar y eólica y de las técnicas dealmacenamiento y transporte de la energía eléctrica.5

17.2. Aspecto económico

La generación de energía supone dos tipos de costes: los costes internoso directos —también llamados costes de generación— y los costes externos oexternalidades. El precio de mercado refleja únicamente los costes internos, cons-tituyendo un indicador económico relevante, aunque no refleja el coste total quepara la sociedad tiene la generación de energía.

17.2.1. Costes internos o directos

Veamos por qué la energía nuclear es competitiva respecto a las otras alter-nativas de generación eléctrica. La energía nuclear se caracteriza por una graninversión para la construcción de la central, y bajos costes marginales —preciodel combustible, costes de mantenimiento y operación—. Es decir, una vez enfuncionamiento, una central nuclear tiene unos costes de producción estables.La inversión, teniendo en cuenta los intereses de amortización, representa unsesenta por ciento del coste total de la producción de electricidad de origennuclear, mientras que el mantenimiento y el precio del uranio representan apro-

5Esto hace referencia a un aspecto esencial: nuestro modelo territorial y demográfico llevaimplícita la producción masiva y centralizada de energía a partir de fuentes no renovables.Pero caben entonces dos posibilidades: avalar, haciendo apología de lo real, el orden existente,considerando la producción energética como un medio necesario (o un «mal menor») para unfin incuestionable; o poner en tela de juicio justamente dicho modelo territorial, demográfico,económico y ético. La preocupación por el mundo rural que posee la industria nuclear se revelaen el hecho de que enresa está pagando grandes cantidades a ayuntamientos de zonas rurales—aquejados, por regla general, de déficits fiscales graves— para que almacenen los recursosnucleares. De este modo, el mundo rural se convierte no sólo en un territorio a esquilmarpara mayor gloria del crecimiento económico, sino, cada vez más, en un vertedero de lasconsecuencias no deseadas de dicho crecimiento, ahora en versión radiactiva. Finalmente,hablar de la escasa viabilidad económica y técnica de las energías renovables es, de nuevo, unejemplo de cómo, al describir lo real sin buscar sus causas, su genética, se hace apología delo existente. Si las energías renovables son menos viables, ello se debe, al menos en parte, alescasísimo interés tecnológico y financiero que se les ha dedicado, a diferencia de las ingentessumas de dinero que ha drenado la industria nuclear —incluida la de armamento— a lo largode los últimos sesenta años.—Nota de M.M.

216 17.2. Aspecto económico

ximadamente un veinte por ciento cada uno.

Los costes para construir una central de combustible fósil pueden ser sig-nificativamente menores que los de una central nuclear; sin embargo, los costesdel combustible suponen entre el cincuenta y el setenta por ciento de los costesde generación según la materia prima utilizada. Así, la competitividad de estetipo de producción depende en gran medida de la volatilidad de los precios delcombustible.

Debido a la larga duración de la construcción de una central nuclear —unossiete años, respecto a cinco años para una central de carbón y de dos a tres añospara una de gas—, la competitividad de la energía nuclear depende mucho delas condiciones de la inversión, especialmente del tipo de interés y del períodode amortización. Depende a su vez de factores que pueden variar de una nacióna otra, como son la legislación propia del país en materia medioambiental, ladisponibilidad de fuentes alternativas, recursos financieros, etc. Los costes de se-guridad y desmantelamiento están incluidos en el precio de una central nucleary amortizados en toda la vida de la central. Es decir, el consumidor de elec-tricidad paga la seguridad nuclear, los seguros contra los accidentes nucleares,el desmantelamiento de las instalaciones y el almacenamiento de los residuosradiactivos.

La mayoría de las centrales nucleares actuales seguirán en funcionamientohasta la fecha programada de su parada. Es muy rentable aumentar su dura-ción de vida, invirtiendo los recursos necesarios para garantizar la seguridad ymejorar el rendimiento. De esta forma, las centrales nucleares pueden continuarsu funcionamiento una media de diez años. Los daños estructurales sufridos porla vasija del reactor impiden alargar más esta duración.

En la década de los años treinta del presente siglo, casi todas las centralesde tercera generación en funcionamiento tendrán que ser reemplazadas por cen-trales de nueva generación. Estas nuevas centrales deberán ser menos costosas yde más rápida construcción, para entrar en competencia con las nuevas centralestérmicas.6

17.2.2. Costes externos o externalidades

Lo importante de los costes externos es que, en ausencia de normativa deregulación, no son tenidos en cuenta en los costes de producción. Por ello, enel precio de la electricidad generada no están recogidos todos los costes que seestán originando, sino únicamente los costes internos. Así, el precio de la energíaes un precio artificialmente bajo, lo que puede interpretarse como un subsidioque la sociedad aplica a la generación energética.

6No es necesario insistir en que permanentemente se manifiesta la contradicción entre lanecesidad de obtener altos beneficios de la inversión en una central y la seguridad, a todoslos niveles, de la misma. Pretender que la legislación puede eliminar dicha contradicción, queestá clavada en la naturaleza misma del capitalismo, es una ilusión propia de quien opinaque el Estado es una institución neutral, que emana de un contrato social entre iguales. Lasreferencias genéricas a «la sociedad», de las que el texto está plagado, denotan una concepciónde esta clase, que borra la existencia de asimetrías y relaciones de poder en el seno de dichasociedad.—Nota de M.M.


Para las industrias que utilizan combustible fósil, el impacto del cambioclimático y la contaminación ambiental son costes externos, dado que no secuantifica el coste para el medio ambiente de las emisiones que contribuyen alcalentamiento global del planeta, la lluvia ácida, la emisión de metales pesados,etc. Sin embargo, en las centrales nucleares, la mayoría de los costes externos sehan considerado e incluido entre los costes de producción:7

– El coste para la seguridad y protección radiactiva. Se han impuesto enlas centrales multitud de barreras y de redundancia en los sistemas deseguridad que impiden la liberación al medio ambiente de los materialesradiactivos, tanto en funcionamiento normal como en caso de accidente.

– El coste de la gestión de los residuos radiactivos. Estos tienen un importan-te impacto económico, pero, en cualquier caso, dicho impacto es asumidopor las plantas generadoras.

– El coste del desmantelamiento de las instalaciones.

17.3. Aspecto estratégico

La política energética de la mayor parte de los países se basa en diversificar,es decir, e disponer de distintas fuentes de energía para evitar en lo posible ladependencia de suministro de combustible del exterior. La producción energéticade origen nuclear supone garantía de suministro, garantía de producción y mayoreficacia en el aprovechamiento de los recursos.

Garantía de suministro La energía nuclear dispone de fuentes de suministroen prácticamente todos los países, lo que asegura el autoabastecimiento. A nivelmundial, las centrales nucleares consumen aproximadamente 60000 toneladasde uranio natural al año. Los recursos conocidos de uranio representan más desetenta años, y las reservas demostrables y económicamente explotables repre-sentan unos cuarenta años de consumo a ritmo actual. Sin embargo, el uranioabunda abunda en la corteza terrestre y se estima que los recursos convenciona-les representan alrededor de 250 años años de consumo al ritmo actual. Además,los recursos no convencionales, contenidos en los fosfatos marinos y en el aguade mar, son mayores al menos en dos órdenes de magnitud.

Además, los recursos de combustible nuclear podrían verse aumentados alreciclar los materiales fisibles —fabricando por ejemplo combustible de óxidosmixtos para reactores de agua ligera—, y poniendo en marcha ciclos de com-bustibles avanzados que permitan convertir uranio y torio fértiles en materiales

7Es cierto que la industria nuclear, debido a la presión social, ha internalizado algunosde sus costes externos, cosa que en la mayor parte de la industria es todavía impensable.De todos modos, el hecho de que se valore sólo el coste de extracción del recurso, y noel coste (energético) de su reposición, vicia todo el argumento. Especialmente teniendo encuenta que el coste de reposición del uranio, por su naturaleza atómica, por la exigencia de suenriquecimiento y por la enorme cantidad de áridos que exige remover, es considerablementemás elevado que el de los combustibles fósiles.—Nota de M.M.

218 17.4. Aspecto medioambiental

fisibles. La decisión de adoptar tales ciclos de combustible multiplicaría con-siderablemente la energía producida por unidad de masa de uranio natural, ytransformaría las instalaciones de combustible gastado en fábricas de combus-tible nuclear; es decir, el combustible gastado podría verse como un recursopotencial en lugar de como un residuo. Debido al mayor aprovechamiento ener-gético, los materiales de torio y uranio de baja concentración podrían llegar aser económicamente rentables.

Garantía de producción Las centrales nucleares producen 10000 veces másenergía por unidad de masa de uranio que otras tecnologías a partir de com-bustible fósil o renovable (biomasa). Por tanto, por cada kilovatio-hora de elec-tricidad producido se procesa una cantidad mucho menor de material, siendolos volúmenes de residuos considerablemente menores. Esa gran concentraciónenergética del combustible hace posible y rentable conservar unas reservas estra-tégicas de combustible en la propia central nuclear para asegurara la continuidadde la producción en el caso de interrupción en el suministro. Por otra parte, lageneración de electricidad de origen nuclear tiene la ventaja de no estar sujetaa condiciones climáticas cambiantes o fluctuaciones impredecibles de costes.

Mayor productividad de los recursos En la actualidad, el uranio se empleaúnicamente como combustible en las centrales nucleares. Por tanto, la produc-ción de electricidad de origen nuclear libera recursos para otros usos esenciales,reservando por ejemplo los hidrocarburos para el transporte o la industria pe-troquímica.

En conclusión, la incorporación de la energía nuclear como una de las fuentesde abastecimiento energético aumenta la diversidad, la fiabilidad del suminis-tro energético y contribuye a una mayor eficacia y productividad global de losrecursos. Por otra parte, reduce la dependencia del exterior si no se dispone decombustibles fósiles para el autoabastecimiento, como es el caso español. Portanto, desde el punto de vista estratégico, existen claras ventajas del uso de laenergía nuclear.

17.4. Aspecto medioambiental

Protección radiológica El objetivo principal de la protección radiológica, segúnla icrp, es proporcionar un estándar apropiado de protección a la radiación, sinlimitar de manera indebida los efectos beneficiosos derivados de una adecuadaexposición. Los estándares y recomendaciones se basan en limitar el riesgo deefectos sobre la salud, siguiendo tres principios : justificación de la actividad,limitación de las dosis —mantenimiento de las dosis individuales dentro de loslímites regulados— y optimización —mantenimiento de las dosis dentro de loslímites más bajos razonablemente alcanzables.

Los límites de dosis recomendados son de 1 mSv por año para la exposicióndel público y 20 mSv por año para la exposición del personal profesionalmente


expuesto. Estos límites deben compararse con la dosis media de radiación natu-ral, que es de unos 3 mSv por año, aunque varía considerablemente en funciónde la localización geográfica, llegando hasta 10 mSv al año en algunas regiones,sin que se hayan identificado efectos en la población.

Para las poblaciones próximas a las centrales nucleares, las dosis anualesa los individuos del público más expuestos oscilan entre 1 y 20 µSv, i.e., entrecincuenta y mil veces inferior al límite anual. Por otra parte, la dosis media anualrecibida por los trabajadores en cualquier actividad del ciclo de combustiblees de unos 3 mSv, comparable a la dosis natural o a los 2 a 3 mSv de lasexposiciones recibidas por las tripulaciones aéreas, debidas principalmente a laradiación cósmica a altitudes elevadas.

17.4.1. Seguridad nuclear

Una actividad potencialmente peligrosa no tiene por qué ser insegura si seincorporan las medidas adecuadas capaces de reducir el riesgo a niveles acep-tables. Este es el objetivo de la seguridad nuclear. Esto significa que no debehaber liberación radiactiva ni en condiciones normales de operación ni en casode accidente, cuya posibilidad de ocurrencia debe ser muy baja.

Se ha calculado que el riesgo de que se produzca un accidente que conduzcaa daños importantes es inferior a 10−5 por año de operación de la planta, parareactores en funcionamiento en los países de la ocde. Las mejoras de diseño yde los procedimientos hacen que se siga reduciendo significativamente el riesgode accidentes.

Gestión de residuos radiactivos No hay que perder de vista que la caracterís-tica de larga duración no es privativa de los residuos nucleares. Otros tipos deresiduos nocivos, tales como los metales pesados y muchos productos químicos,permanecen indefinidamente en la biosfera o provocan un impacto suficiente acorto plazo para influir de forma permanente a largo plazo. Por el contrario, losresiduos radiactivos de larga vida pueden aislarse de la biosfera durante milesde años usando las tecnologías disponibles.8

8No deja de ser grotesco el empeño en demostrar que la industria nuclear contamina,pero las demás lo hacen más y peor. Esta clase de argumentos obvia lo esencial: el profundoentrelazamiento que existe entre la industria nuclear y las «convencionales» —habida cuentade que la propia industria convencional demanda enormes cantidades de energía eléctrica,en relación directa a la contaminación que genera— y, sobre todo, que el capital fluye de laindustria nuclear a la convencional y viceversa, no en función de su carácter más o menoscontaminante sino de las perspectivas de beneficios. Pero hay más: la supuesta preocupaciónpor realizar un análisis del ciclo de vida de la generación de energía eléctrica de origen nuclearobvia la generación de una elevadísima cantidad de residuos «convencionales» como resultadode la operación de las nucleares. Tal es el caso, por ejemplo, del reactor rápido refrigerado porplomo (¿qué ocurrirá con ese metal pesado altamente contaminante?), uno de los de cuartageneración, tan eficientes, limpios y seguros.—Nota de M.M.

Capítulo 18

Reactores avanzados de

fisión nuclear: objetivos de

la tercera y cuarta

generación de centrales

nucleares

18.1. Introducción

Los reactores nucleares de fisión utilizados para producción de energía eléc-trica han experimentado mejoras continuas y profundos cambios tecnológicosdesde los comienzos de la ingeniería nuclear civil en los años cincuenta. Cadacambio importante ha dado lugar al nacimiento de lo que se ha denominado unageneración. Hoy en día nos encontramos en la transición entre la segunda y latercera generación de reactores nucleares.

Reactores de primera generación La primera generación agrupa los reactoresprototipo construidos en el mundo (Estados Unidos, Francia, Reino Unido) entrelas décadas de los cincuenta y setenta. La concepción de estos reactores estuvomuy influenciada por las limitaciones del ciclo de combustible del uranio. Poruna parte, no se disponía de tecnología de enriquecimiento del uranio. Por otraparte parte, los distintos países querían dotarse de armas de disuasión nuclear,con la consiguiente necesidad de producir material fisible. En este contexto, losreactores debían funcionar con uranio nuclear, requiriendo entonces la utilizaciónde grafito o agua pesada como moderador, puesto que no es posible moderar conagua ligera utilizando uranio natural como combustible por razones de economíaneutrónica. Estos tipos de reactores presentaban una serie de inconvenientes,como el importante coste de inversión debido a su tecnología, las dificultadespara mejorar la seguridad y los problemas para extrapolarlos a instalaciones depotencia superior.

222 18.2. Reactores de tercera generación

Reactores de segunda generación La segunda generación se refiere a los reac-tores comerciales puestos en servicio entre 1970 y 2000, que nacen de la necesidadde hacer viable la explotación de la energía nuclear para generar electricidad eindependizarse así de los combustibles fósiles. Comprende los tipos pwr, bwr,rbmk —Reaktor Bolqoi Mownosti Kanalniy, o reactor de agua en ebu-llición de gran potencia, reactores que, como el de Chernobyl, constituyen elcuarenta por ciento del parque nuclear de la antigua Unión Soviética—, vver—reactor de agua presurizada de tecnología soviética—, candu —reactor detecnología canadiense que utiliza agua pesada como moderador—. Este es elperíodo de desarrollo y extensión de los reactores pwr y bwr, que se revelancomo los más simples, fiables y económicos. De hecho, constituyen actualmentemás del 85 por ciento del parque electronuclear mundial, con 441 reactores.

Reactores de tercera generación El accidente de Three Mile Island en 1979concienció a la industria nuclear de la necesidad de prestar más atención a losfactores humanos, acentuando la importancia de una nueva cultura de seguridad.Se persiguió una concepción de los reactores que incluyera mejoras significativasde la seguridad, manteniendo la competitividad económica. Nacieron entonceslos reactores de tercera generación. Éstos están concebidos sobre los mismosprincipios que los de segunda, pero incluyen la experiencia adquirida en losanteriores. El refuerzo de la seguridad se tiene en cuenta en el propio diseñodel reactor, traduciéndose en una redundancia de los dispositivos de seguridadpara disminuir aún más la probabilidad de accidente, y en una concepción quegarantice de forma pasiva, i.e., sin necesidad de ninguna intervención humana,las acciones de seguridad en situación accidental.

Reactores de cuarta generación La cuarta generación es la de los sistemasdel futuro: aquellos que incluyen innovaciones y desarrollos importantes con elobjetivo de conseguir mayor durabilidad, competencia económica, seguridad yfiabilidad. Además, deben responder no sólo a la producción de energía eléctrica,sino también a la producción de hidrógeno o desalación de agua de mar. Sobrela base de los objetivos propuestos, se han seleccionado seis sistemas como losmás prometedores para reemplazar a partir de 2035 a los reactores de tercerageneración.

18.2. Reactores de tercera generación

Los reactores de tercera generación son aquellos que sustituirán a los reac-tores actuales cuando lleguen al final de su vida útil. Esta renovación del parquenuclear ya ha comenzado; así, por ejemplo, en Corea del Sur están en construc-ción cuatro generadores de agua a presión con dispositivos de nueva generación.

18.2.1. Objetivos de la tercera generación

El objetivo global de los reactores de tercera generación es mejorar la seguri-dad respecto a sus predecesores, así como la rentabilidad económica a través de

18. Reactores avanzados de fisión nuclear 223

una estandarización de los mecanismos de los reactores avanzados. No incluyentecnología revolucionaria ni diseños innovadores con respecto a la generaciónanterior, sino que son evoluciones de diseños actuales —fundamentalmente pwry bwr— que incorporan dispositivos para satisfacer los requisitos exigidos a lasnuevas centrales nucleares:

– Aumento de la seguridad del funcionamiento de las centrales.

– Disminución del impacto sobre el medio ambiente, i.e., minimización dela producción de residuos radiactivos y de las eventuales emisiones atmos-féricas de caso de accidente en el reactor.

– Mejora de la fiabilidad de rentabilidad económica de las centrales, con elfin de aumentar la competitividad de la energía nuclear.

– Mejora de la percepción de la energía nuclear por parte de la opiniónpública.

En la situación actual, los principales factores que conducen a una mayorrentabilidad económica frente a fuentes de energía alternativas son: disminucióndel coste y tiempo de puesta en marcha de la central, ciclos de funcionamientomás largos, disminución del tiempo de parada, duración de vida más larga paralos elementos combustibles y los principales componentes del reactor, aumentode la potencia unitaria. Los reactores de tercera generación deberán ser, portanto, capaces de cumplir estos requisitos.

18.2.2. Aspectos estratégicos

Con el fin de mantener una capacidad de producción de electricidad nuclearen Estados Unidos, en 1990 ese país elaboró un Plan Estratégico para sacar a laindustria nuclear de su estancamiento, a través de una mejora de la rentabilidadeconómica de las centrales futuras. El elemento principal del plan, sostenido porlas compañías eléctricas, los suministradores de equipo y los constructores dereactores, radicaba en la búsqueda de una estandarización del reactor avanza-do de agua ligera. Esta estandarización debería permitir a la nrc otorgar un«certificado de concepción« destinado a facilitar la obtención de licencia de ex-plotación y así reducir los tiempos de puesta en funcionamiento de las nuevasinstalaciones.

A finales de 1991, se tomó una iniciativa estratégica similar por parte delos productores de electricidad de varios países europeos —Alemania, Bélgica,España, Francia y Reino Unido, a los que se unieron más tarde Italia, Finlandia,Holanda y Suecia—. Esta iniciativa, conocida como eur (European Utility Re-quirements), consistía en definir las características comunes de los reactores deagua ligera de tercera generación que deberían ser construidos en Europa, con elfin de disminuir el tiempo de puesta en funcionamiento de las nuevas centrales.Desde el punto de vista de la seguridad de las instalaciones, el documento eurintroduce dos objetivos de nivel de probabilidad:

224 18.2. Reactores de tercera generación

– Un objetivo de 10−5 por año como valor de la frecuencia acumulada defusión del núcleo.

– Un objetivo de 10−6 por año como valor de la frecuencia acumulada deeventos que den lugar a una emisión importante de elementos radiactivosal medio ambiente.

El objetivo de seguridad perseguido en ese documento es minimizar las me-didas de protección radiactiva necesarias en caso de accidente en un radio de800 metros alrededor de la central. En particular, no se necesitará evacuaciónde la población durante un período largo, superior a un año. Además, las con-secuencias de un accidente deben ser extremadamente limitadas en el tiempo yel espacio respecto a la utilización de las tierras cercanas.

18.2.3. Ejemplos de reactores avanzados

Existen varios proyectos de reactores de tercera generación. Los principalesson los de agua ligera tal como el AP600, abwr, epr, S80+, sbwr, etc. Todosellos tienen características comunes, tales como: duración de vida operacionalde sesenta años; factor de carga que ronda el noventa por ciento; tiempo deconstrucción previsto de cuatro a cinco años; ciclos de carga cada 24 meses, conun tiempo máximo de parada de 30 días entre recarga y mantenimiento; tasade quemado de combustible (UO2 y mox) que alcanza los 60 GWd/t; seguridadque asegura una probabilidad fusión del núcleo inferior a 10−5 por reactor yaño y una probabilidad de emisión grave al medio ambiente de 10−6 por reactory año; tasa de dosis colectiva recibida por el personal inferior a 0,8 mSv porpersona y año.

A los reactores de agua ligera hay que añadir el reactor htr (High Tempe-rature Reactor). Tiene también especial importancia el proyecto concebido paraquemar el plutonio militar ruso. Este reactor, de 600 MW térmicos, refrigeradocon helio y acoplado a una turbina de gas para producir electricidad, es conocidocomo gt-mhr (Gaz Turbine-Modular Hellium Reactor).

El reactor EPR El reactor epr (European Pressurized Reactor) es un reactoravanzado de agua a presión de 1450 MW eléctricos. Es un reactor desarrolladoconjuntamente por Framatome y Siemens y consiste en una evolución de losreactores franceses y alemanes actualmente en funcionamiento. El comienzo dela construcción del primer reactor de este tipo en Francia está previsto para2007, para una puesta en funcionamiento en torno a 2011.

En este reactor, el núcleo y la vasija están diseñados para que sirvan dereflector neutrónicos, lo que permite reducir el enriquecimiento de combustibleen 235U. En el núcleo se puede utilizar también combustible mox hasta uncincuenta por ciento, para reciclar plutonio. Con una tasa de quemado quepuede alcanzar los 65 GWd/t y una masa global de combustible mayor que losreactores de la generación anterior, las recargas se efectuarán tras ciclos de 18 a24 meses. Todos estos aspectos permitirán reducir los costes de funcionamientoy, en particular, aquellos generados por el combustible y el mantenimiento.


En el epr se ha tenido en cuenta el riesgo de fusión del núcleo desde elprincipio de la concepción del reactor. Las mejoras residen en la prevención delaccidente con sistemas de comandos donde el error humano está minimizadoy dando al operador un tiempo de reacción para actuar relativamente largo(treinta minutos), ya sea en funcionamiento normal o en caso de incidente oaccidente. Un pozo situado debajo del núcleo tiene como función recuperar elcorium en caso de fusión del mismo. Si tal evento se produjera, el corium caeríaen el fondo del pozo y se extendería, evacuando así su calor residual. Las reservasde agua del primario que sirven para la recarga del circuito están almacenadasen el edificio del reactor para usarse como refrigerante del núcleo fundido. Estediseño asegura la imposibilidad de emisiones radiactivas fuera del edificio decontención del núcleo.

El reactor AP600 El reactor AP600 es un reactor de agua a presión de 600MW eléctricos desarrollado por Westinghouse. Sus elementos de seguridad pa-siva están más desarrollados que en otros reactores de agua ligera de tercerageneración. Las principales evoluciones de este tipo de reactores están ligadas ala simplicidad y la seguridad.

En este tipo de reactor se ha privilegiado la simplicidad, reduciéndose enbuena medida el número de válvulas, cañerías y bombas respecto a un reactorconvencional. Esto permite reducir tanto el coste de construcción de la centralcomo la duración de la construcción de la misma.

Desde el punto de vista de la seguridad, el reactor AP600 está dotado dedistintos sistemas pasivos correspondientes a:

– El sistema de inyección de seguridad, para suministrar agua borada alrefrigerante para limitar la temperatura de las vainas en caso de accidentede pérdida de refrigerante.

– El sistema pasivo para la eliminación del calor residual.

– El sistema pasivo para la refrigeración del edificio de contención.

El reactor GT-MHR El reactor gt-mhr es un proyecto internacional en el queestán implicados Estados Unidos, Rusia, Japón y Francia. Su finalidad es apro-vechar energéticamente el plutonio de origen militar. El reactor está derivado delos reactores de alta temperatura refrigerados por gas (htr, High TemperatureReactor), que no consiguieron imponerse como reactores comerciales a pesarde sus excelentes cualidades técnicas (calidad del combustible, alto rendimientoenergético, seguridad del reactor).

El aspecto más destacado de este tipo de reactor es el combustible. Se puedeutilizar tanto plutonio como mox, óxido de uranio enriquecido u óxido de torio.El combustible se presenta en forma de microbola (de 0,01 a 0,1 metros), cuyorevestimiento está compuesto de material refractario. La temperatura de estasmicrobolas puede alcanzar los 1600◦C sin que haya fugas de material radiactivoal exterior de la bola. Las altas temperaturas soportadas por el revestimiento del

226 18.3. Reactores de cuarta generación

combustible hacen de este reactor un reactor intrínsecamente seguro. De hecho,aun si hay pérdida completa del refrigerante en el reactor, las temperaturasalcanzadas no llegan a provocar la fusión del núcleo.

En cuanto al refrigerante, se utiliza gas helio. Este gas tiene muchas ventajaspara este tipo de aplicación: no es absorbente neutrónico, es un buen refrigerantey su neutralidad química hace que no reaccione con las tuberías del reactor.

El rendimiento térmico de un reactor de este tipo de 300 MW eléctricoses aproximadamente del 48 por ciento. Este reactor permite un quemado delcombustible muy elevado, que puede alcanzar el 95 por ciento para el caso delplutonio. Esta característica como quemador de plutonio le confiere un futuroprometedor en el mercado de la energía, incluso si no resulta competitivo frentea reactores de agua ligera.

18.3. Reactores de cuarta generación

Los reactores de cuarta generación serán los destinados a sustituir al par-que nuclear de tercera generación alrededor de 2035. La diferencia fundamentalcon respecto a los de la generación precedente es que su diseño es totalmentenovedoso.

18.3.1. Objetivos de la cuarta generación

Los principales objetivos son los siguientes:

– Los nuevos reactores tienen que englobarse en el marco del desarrollo sos-tenible, i.e., deben necesitar menos recursos energéticos que los reactoresactuales, producir menos residuos radiactivos y ser menos proliferantes.1

– La seguridad y la fiabilidad deben ser puntos clave en la concepción de lacentral, siendo el objetivo fundamental eliminar la necesidad de evacuarla población del entorno de la central en cualquier circunstancia.

– En el aspecto económico, el coste de construcción de la central, así comoel coste de generación del kWh, tendrá que ser competitivo frente al deotras fuentes de energía.

18.3.2. El reactor de agua supercrítico

La principal ventaja del scwr es que permite aprovechar toda la experienciaadquirida con los reactores de agua ligera actuales con mayor rendimiento.

1Se entiende por proliferación la capacidad de producir material fisible de uso militar apartir de instalaciones civiles.


El estado supercrítico del agua se obtiene para una temperatura superiora 374◦C y una presión superior a 22,1 MPa. A la salida del reactor el aguaestá a una temperatura de 550◦ y una presión de 25 MPa. Este agua en estadosupercrítico entra directamente a la turbina, lo que permite eliminar los inter-cambiadores de calor y el circuito secundario que existen en los reactores deagua a presión. El ciclo termodinámico permitiría alcanzar un rendimiento deaproximadamente el 45 por ciento.

Según la configuración que se adopte para el núcleo, este reactor podráutilizar un espectro rápido con un ciclo de combustible cerrado, o un espectrotérmico con un ciclo abierto.

En este tipo de reactor, la principal labor de investigación está orientada alestudio de la respuesta de los materiales en las condiciones extremas de tempe-ratura y presión a las que están sometidos; en particular, a las respuestas de losmateriales a la irradiación respecto a la fragilización, corrosión y descomposiciónquímica.

18.3.3. El reactor de muy alta temperatura

El reactor de muy alta temperatura se inscribe en la línea de los reactoresde gas del tipo gt-mhr. Al igual que en éstos, el combustible está confinado enel interior de microbolas fabricadas con material refractario. Se pueden utilizardistintos combustibles con un alto grado de quemado, incluyendo por ejemploel combustible descargado de las centrales de agua a presión actualmente enfuncionamiento. La diferencia fundamental respecto a los gt-mhr proviene deque la temperatura del gas refrigerante llega a alcanzar los 1.000–1.100◦C.

Además de para producir electricidad, este tipo de reactor podrá funcionaren modo de cogeneración. En este caso, en lugar de colocar directamente unaturbina en el circuito primario (ciclo directo), se implanta un intercambiadorde calor y se conduce la energía térmica hasta el lugar de utilización (cicloindirecto).

La posibilidad de utilizar este tipo de reactor en aplicaciones de cogeneraciónle confiere una gran ventaja frente a otros reactores de cuarta generación. No hayque perder de vista que muchos procesos de fabricación industriales necesitanuna fuente de calor a temperatura elevada (fabricación de cemento, papel, vidrio,acero. . . ).

Entre todos estos procesos se encuentra también la producción de hidró-geno. De entre las distintas técnicas de producción de hidrógeno, las tres másprometedoras hoy en día son el reformado de gas natural, la electrólisis a altatemperatura y la termoquímica. En este último proceso, el rendimiento del cicloaumenta con la temperatura a la que se produce.

18.3.4. El reactor rápido refrigerado por sodio

El principal interés de este tipo de reactor es que, además de producir elec-tricidad, puede reprocesar residuos de alta actividad y, en particular, plutonio y

228 18.3. Reactores de cuarta generación

otros actínidos. Se ha demostrado que estos reactores de neutrones rápidos soncapaces de aprovechar la casi totalidad de los recursos fisionables frente al unopor ciento de los reactores de espectro térmico. Por tanto, el funcionamientode estos reactores en ciclo cerrado permitirá la incineración de los residuos delcombustible utilizado en los reactores de agua ligera.

El sodio reacciona violentamente con el agua y el aire. Para evitar riesgo deescape de sodio radiactivo en caso de que se dé la reacción entre sodio y agua, secoloca un circuito secundario que permite el intercambio de calor entre el sodioque refrigera el reactor y el vapor de agua que acciona la turbina.2

18.3.5. El reactor rápido refrigerado por gas

Este reactor refrigerado por gas utiliza helio como refrigerante, aunque eldióxido de carbono constituye asimismo una posible vía a estudiar. El mayorinterés del reactor rápido refrigerado por gas (gfr), como todos los reactores deespectro rápido, es que permite aprovechar al máximo el combustible y mini-mizar los residuos radiactivos. Se considera que el gfr tendrá mayor capacidadpara incinerar los actínidos que el vhtr. Una de las principales dificultades deeste tipo de reactor es la evacuación del calor en caso de pérdida de refrigerante.Además, los nuevos materiales tendrán que reemplazar la estructura del núcleo,puesto que el grafito ralentiza los neutrones.

18.3.6. El reactor rápido refrigerado por plomo

Los reactores rápidos refrigerados por plomo están inspirados en los reac-tores de submarinos rusos. El lfr es considerado como un reactor con un altogrado de seguridad pasiva, superior al de los demás reactores de neutrones rá-pidos (sfr y gfr).

El núcleo del reactor puede ser concebido como un cartucho o módulo quese cambia en el momento de la recarga. Los ciclos de recarga de este tipo dereactores son muy largos, entre 15 y 20 años.

Su modularidad permitirá instalar este tipo de reactor, por un lado, de

2Los reactores de cuarta generación se basan en procesos que, al menos en una primeraaproximación, podríamos calificar como más peligrosos que en los actuales: agua en estadosupercrítico, reactores rápidos, utilización de sodio en lugar de agua como refrigerante, circu-lación del combustible por el circuito de refrigeración. . . ¿Hasta qué punto eso es compatiblecon la afirmación tajante de que estos reactores son mucho más seguros? Su seguridad, en todocaso, se basa en la proliferación de más y más medidas de seguridad y control, con el riesgode colapso que traen consigo. En todo caso, es curiosa la afirmación de la industria nuclearen relación con la seguridad de los reactores: «en el pasado ha habido riesgo, pero ahora nolo hay y en el futuro habrá aún menos»; sin embargo, los reactores que ahora se consideran«inseguros», y sobre cuya inseguridad se erigen las sucesivas oleadas de innovación tecnológicanuclear, antes se consideraban seguros. Ocurre lo mismo en otras ramas de la industria. Lasincineradoras de hace quince años, por ejemplo, que los movimientos ecologistas denunciabancomo contaminantes, eran defendidas por la industria como plenamente inocuas; ahora, sinembargo, se reconocen sus defectos y sobre este reconocimiento se levanta la defensa de lasnuevas que, estas sí, ya son «absolutamente seguras».—Nota de M.M.


forma deslocalizada tanto para la producción de electricidad como para la pro-ducción de calor para procesos industriales tales como la desalación de agua demar. Y, por otro lado, permitirá instalarlo en países en desarrollo que no tenganlas infraestructuras necesarias para gestionar el ciclo de combustible.3

18.3.7. El reactor de sales fundidas

La particularidad de los reactores de sales fundidas es que el combustiblecircula por el sistema de refrigeración. Esta particularidad permite un funcio-namiento continuo del reactor, i.e., no es necesario detenerlo para llevar a cabola recarga de combustible. Por otra parte, tiene la ventaja de simplificar la ela-boración de combustible, puesto que toda la materia fisible o fértil que se deseaintroducir en el reactor podrá ser disuelta en la solución de sales fundidas. Estacirculación de combustible permite también, vía tratamiento químico, eliminardel combustible los venenos neutrónicos, lo que permite un ahorro neutrónico y,por tanto, un mayor grado de quemado del combustible.

Uno de los ciclos de combustible aprovechable puede ser el ciclo que empleatorio como combustible fértil. Al capturar un neutrón, el 232Th se transforma en233Th y, por desintegración β, en 233Pa y posteriormente en 233U, fisible segúnla cadena:

232Th + n −→ 233Thβ−(22 min)−−−−−−−→ 233Pa

β−

−−→ 233U.

El problema que presenta esta cadena es que la vida media del 233Pa esde 27 días, y si durante este tiempo permanece en el interior del núcleo delreactor, puede capturar un neutrón y dar lugar a un núcleo de 234U tras unadesintegración β. De este modo, no se formaría el isótopo fisible buscado, sinouno totalmente inútil para la fisión:

233Pa + n −→ 234Paβ−

−−→ 234U.

La solución a este problema es apartar durante 27 días fuera del reactor elproactinio para que se transforme en 233U, y después inyectarlo nuevamente enel interior del núcleo del reactor.

3El doble rasero del «aspecto estratégico» y la dependencia del exterior: se trata de evitara toda cosa depender de fuentes de suministro de países periféricos, pero los países «subdesa-rrollados» en los que se instalen estos reactores deberán depender de los países del Centro —o,para ser más exactos, de sus grandes multinacionales de la energía nuclear— para el aprovisio-namiento de combustible en forma de núcleo modular. Se vislumbra así una nueva concreciónde la dependencia de la periferia, inscrita en el contexto de una «división internacional deltrabajo» asimétrica y reproductora de su propia asimetría.—Nota de M.M.

Capítulo 19

Sistemas transmutadores de

residuos nucleares

19.1. Introducción

La explotación de los reactores nucleares origina distintos tipos de residuosradiactivos. Algunos de ellos, aunque representan sólo una pequeña fracción delvolumen total de residuos de una central, son residuos de elevada radiotoxicidady larga vida, que mantienen su actividad durante miles e incluso millones de añosen algunos casos. Se trata de productos de fisión y de actínidos minoritarios,principalmente el neptunio, americio y curio, núcleos pesados procedentes de lacaptura neutrónica del uranio.

Qué hacer con los isótopos radiactivos de larga vida Desde hace una décadase está investigando mucho acerca de cómo transformar los raa en isótoposestables —i.e., no radiactivos— o de duración mucho más corta: es la transmu-tación. Esta sería una alternativa más limpia para la gestión de los residuos dealta actividad y vida larga producidos por los reactores actuales, al ser capaz dereducir significativamente su inventario y toxicidad y, por tanto, los requisitosde almacenamiento a largo plazo.

Cómo llevar a cabo la transmutación La transmutación se lleva a cabo bom-bardeando los núcleos blanco con partículas elementales de alta energía, deforma que los núcleos pesados se rompan en núcleos más pequeños y los produc-tos de fisión se transformen en núcleos estables. Para ello, habrá que concebirun reactor apropiado para tal fin. Los reactores asistidos por acelerador se hanrevelado como una de las mejores propuestas de sistemas transmutadores.

19.2. La transmutación en la gestión de residuos

Los residuos radiactivos están formados por radionucleidos muy variados.Las diferencias entre ellos, en términos de toxicidad y duración de vida, justifican

232 19.2. La transmutación en la gestión de residuos

que se sigan vías distintas para su tratamiento.

Así, los residuos de baja y media actividad y corta duración de vida, consi-derados como aquellos con un período de semidesintegración menor de treintaaños, son almacenados en superficie durante el tiempo necesario para que suradiactividad haya decrecido hasta un nivel equivalente a la radiactividad natu-ral. Suponen aproximadamente el noventa por ciento de los residuos radiactivosgenerados por las actividades nucleares, e incluyen trajes de protección, guan-tes, filtros de reacciones, material hospitalario, etc. Su gestión no representaproblemas.

Los residuos de vida larga, constituidos fundamentalmente por el combus-tible quemado, presentan una mayor problemática, debido a su elevada radio-toxicidad a largo plazo.

19.2.1. Residuos de vida larga del combustible irradiado

El combustible irradiado está compuesto por distintos elementos. De ellos,los radionucleidos de vida larga son: el uranio, el plutonio, los actínidos1 mino-ritarios (neptunio, americio y curio), algunos productos de fisión (como el 129I,135Cs, 99Tc, 93Zr) y algunos productos de activación (como el 14C).

Se llama radiotoxicidad a la medida de la capacidad tóxica de una cantidadde materia radiactiva. Se evalúa relacionando la actividad de dicha cantidadde materia con la dosis que sería recibida por el conjunto de personas que lahubieran inhalado o ingerido. Así, la actividad del radionucleido inhalado oingerido se convierte en dosis multiplicándola por un factor de dosis (Sv/Bq).Los factores de dosis tienen en cuenta el metabolismo de los radionucleidos enel organismo una vez ingeridos o inhalados, la naturaleza de los rayos emitidos,la radiosensibilidad de los tejidos. . . En general, los factores de dosis atribuidosa los actínidos son de varios órdenes de magnitud más elevados que los de losproductos de fisión.

La evolución del inventario radiotóxico de un combustible gastado en fun-ción del tiempo muestra que:

– El inventario radiotóxico global del combustible gastado decrece con eltiempo. Se llega al nivel de la radiotoxicidad del mineral de uranio inicialdespués de 250.000 años.

– El plutonio es el principal contribuyente al inventario radiotóxico a largoplazo del combustible gastado. Después de 300 años, representa más delochenta por ciento del inventario total y casi el noventa por ciento despuésde 500 años.

1Los actínidos son los elementos de número atómicos mayor que el del actinio, i.e., com-prendidos entre el 90 y el 103. Dentro de éstos, al neptunio, americio y curio se les conocecomo actínidos minoritarios. Por otra parte, con el término transuránidos se denomina a loselementos de número atómico superior al del uranio (92). Los principales son el neptunio (93),plutonio (94), americio (95) y curio (96).

19. Sistemas transmutadores de residuos nucleares 233

– Después del plutonio, son los actínidos minoritarios los que contribuyenmás significativamente al inventario radiotóxico, pues suponen un ordende magnitud menos que el plutonio y tres órdenes de magnitud más quelos productos de fisión.

Se puede concluir que, en el combustible gastado, los actínidos son los prin-cipales contribuyentes al inventario radiotóxico. En menor medida contribuyenalgunos productos de fisión como el 129I, 135Cs y 99Tc, que aun así deben te-nerse en cuenta, ya que su solubilidad y alta movilidad los hace susceptibles demigrar más rápidamente a la biosfera y, a largo plazo, provocar al ser humanouna exposición no despreciable a la radiación.

Sin embargo, los productos de fisión son los que determinan a corto plazola cantidad de calor producida en el combustible gastado.

19.2.2. La transmutación dentro del ciclo de combustible

Ciclo abierto En el ciclo abierto, el combustible gastado es tratado como resi-duo, así como el uranio empobrecido de salida de las plantas de enriquecimiento,cuyo uso no está contemplado. Se deposita directamente en formación geológicaprofunda después de haber permanecido un tiempo almacenado para evacuarsu calor residual. Esta estrategia no escapa a dos críticas fundamentales, la se-gunda de las cuales hace que cuente claramente con la oposición de la opiniónpública:

– Conduce a desperdiciar los materiales fisibles residuales, que representansin embargo el equivalente de más del treinta por ciento de la energíaproducida.

– Obliga a almacenar y tratar definitivamente cantidades considerables deresiduos, precisamente los más peligrosos: los de vida larga.

Ciclo cerrado simple El ciclo cerrado simple está basado en el reprocesamien-to del combustible irradiado, que ya no se trata como un residuo. Esta operaciónpermite separar y recuperar el uranio y el plutonio contenidos en los elementoscombustibles (uno por ciento de 239Pu y 0,8 por ciento de 235U) para la fabrica-ción de un nuevo combustible que es irradiado en reactores de agua ligera (porejemplo, en forma de mox2) o en reactores rápidos. Al mismo tiempo, permitereunir los productos de fisión y los actínidos minoritarios bajo una forma con-centrada, residuos de alta actividad que, una vez tratados, son enviados a unalmacenamiento geológico profundo. El problema es que la irradiación del com-bustible de plutonio conlleva la producción de una gran cantidad de actínidosminoritarios, por lo que esta estrategia no supone una reducción significativa dela radiotoxicidad.

2El mox (Mixed Oxide Fuel) es un combustible formado por una mezcla de plutonio yuranio (UO2 + PuO2).

234 19.2. La transmutación en la gestión de residuos

Por tanto, cualquiera de las opciones actualmente posibles en materia degestión del combustible irradiado pasa por el almacenamiento definitivo de can-tidades considerables de residuos de alta actividad. Por ello, desde principios delos años noventa se están consagrando importantes esfuerzos a la investigaciónde estrategias de separación y transmutación para la eliminación de los residuosde larga vida. La separación comprende el conjunto de tratamientos químicos ymetalúrgicos destinados a separar nucleidos o grupos de nucleidos radiotóxicosdel combustible irradiado. La transmutación engloba la incineración o conjun-to de transformaciones de dichos nucleidos en otros estables o de vida corta,reduciendo así el inventario radiotóxico.

La puesta en marcha de la transmutación para la gestión de residuos radiac-tivos modifica el ciclo de combustible. Hay muchas variables posibles, aunquebásicamente los procesos son similares en todas ellas, destacando el llamadociclo cerrado de doble estrata.

Ciclo cerrado de doble estrata En este escenario convive un parque mixtode reactores dedicados a la producción de energía eléctrica y a la destrucciónde residuos. La mayor parte de la producción de electricidad tiene lugar en losreactores de agua ligera. Los pasos a seguir son los siguientes:

– Se reprocesa el combustible irradiado separando en distintas corrientes eluranio, plutonio, actínidos minoritarios y productos de fisión. Los proce-sos para separar estos últimos serían similares a los que se llevan a caboactualmente para la separación del plutonio.

– Con el plutonio se fabrica un nuevo combustible que será irradiado enreactores de agua ligera o en reactores avanzados, lo que constituye elprimer estratum.

– Con los actínidos minoritarios, procedentes del reprocesamiento del com-bustible de óxido de uranio y del que contiene óxido de plutonio, junto conel plutonio no utilizado en el primer estratum, se fabrica un nuevo com-bustible que será irradiado en reactores especialmente concebidos para talfin, como reactores con neutrones rápidos o sistemas híbridos, lo que cons-tituye el segundo estratum. La fabricación de combustible que contengaactínidos minoritarios plantea problemas de cara a los procesos industria-les implicados, debido a los altos niveles de radiactividad. En cuanto a lafase de irradiación en el reactor, hay que tener en cuenta la tendencia delos actínidos minoritarios a producir un elevado número de neutrones, loque podría plantear problemas de control de la reactividad.

– Los únicos actínidos que se depositarían en formación geológica profundaserían las pérdidas por reprocesamiento, lo que permitiría reducir al menosen dos órdenes de magnitud tanto el inventario como la radiotoxicidad.

– Los productos de fisión también se almacenarían definitivamente. Si biense podría contemplar su transmutación, las bajas secciones eficaces de cap-tura neutrónica los hace difíciles de transmutar, y se requerirían períodosde irradiación muy largos.


Por consiguiente, en el ciclo de doble estrata se aprovecha el contenido ener-gético de los transuránidos, se elimina el riesgo de proliferación del combustibleirradiado y se reducen los requisitos del almacenamiento geológico. A más largoplazo, lo ideal serían ciclos de combustible donde cada reactor nuclear fueracapaz de realizar la transmutación de sus propios residuos.

19.3. Principios de la transmutación

La transmutación, aplicada al tratamiento de residuos nucleares, consisteen modificar los isótopos de vida larga para transformarlos en otros estableso de vida mucho más corta o que presenten una radiotoxicidad menor. Estamodificación se consigue bombardeando los isótopos con partículas elementales.

Estas partículas podrían ser, en principio, fotones, protones o neutrones. Sinembargo, teniendo en cuenta que la transmutación debe ser además tecnológi-camente viable y energéticamente rentable —la destrucción de residuos no debeconsumir más energía que la generada al producirlos— cabe hacer las siguientesconsideraciones:

– Los fotones de alta energía susceptibles de producir transmutación se ob-tienen por efecto Bremsstrahlung bombardeando un blanco con un haz deelectrones acelerados. Debido al elevado flujo de fotones necesarios parala transmutación, se requiere una elevada corriente de electrones, inalcan-zable con la tecnología actual, por lo que esta técnica no es viable.

– Para producir transmutación con protones mediante interacción directa,se requieren protones de muy alta energía capaces de superar la barreracoulombiana. Esta energía, del orden del GeV, es superior a la energíaobtenida e la explotación del reactor que originó el residuo que requieretransmutarse; por consiguiente, esta técnica no es rentable.

– Debido a la ausencia de carga eléctrica, los neutrones no requieren ener-gías tan elevadas para producir la transmutación. Por otra parte, se pue-den obtener altos flujos neutrónicos mediante una reacción denominadaespalación.

Por tanto, el neutrón es, con diferencia, la partícula que mejor satisface lasnecesidades que impone la transmutación.

19.3.1. Reacciones de transmutación

Para la reducción del inventario radiotóxico, las reacciones de transmutaciónmás apropiadas son:

– La fisión inducida por neutrones (o captura neutrónica más fisión, o captu-ra más desintegración más fisión), en el caso de los actínidos minoritarios,

236 19.4. Sistemas transmutadores

que viene dada por las siguientes ecuaciones:

236Np + n −→ 237Np

237Np + n −→ 138Xe + 96Y + 3n ↗ 138Xe14min−−−−→ 138Cs

32min−−−−→ 138Ba.

↘ 96Y6s−→ 96Zr.

– La captura neutrónica, en el caso de los productos de fisión:

99Tc + n −→ 100Tc16 s−−→ 100Ru.

Los nuevos nucleidos pueden dar lugar a otras desintegraciones radiactivasde períodos relativamente cortos, dando lugar al final de la cadena a un nucleidoestable.

19.4. Sistemas transmutadores

La transmutación de cantidades apreciables de actínidos mediante interac-ción directa con protones no es rentable energéticamente, por lo que la trans-mutación directa con aceleradores de partículas fue rápidamente rechazada.

La transmutación se puede llevar a cabo únicamente en sistemas dondeexista un flujo neutrónico apreciables, tales como: reactores de fisión, térmicoso rápidos; reactores subcríticos asistidos por acelerador.

La elección de uno u otro tipo dependerá del objetivo prioritario que sepersiga: consumo de plutonio, transmutación de actínidos minoritarios o de pro-ductos de fisión de larga vida. Así, para los productos de fisión, transmutablesúnicamente por captura neutrónica, lo óptimo serán flujos neutrónicos intensosen el dominio térmico, donde la probabilidad de captura es mayor, por lo quese elegirían reactores térmicos. Por el contrario, para los actínidos minorita-rios, transmutables a través de reacciones de fisión, se trata de privilegiar lasfisiones respecto a las capturas neutrónicas. Esto conduciría a elegir espectrosneutrónicos rápidos, i.e., reactores rápidos.

Sin embargo, la tendencia de los actínidos minoritarios a emitir un grannúmero de neutrones hace difícil controlar la criticidad del reactor cuando seutiliza una gran proporción de actínidos minoritarios en el combustible. Porello, se pensó en diseñar un núcleo subcrítico donde el déficit de neutrones seríacompensado por una fuente externa que los proporcionase.

19.4.1. La reacción de espalación

La espalación es una reacción nuclear en la cual intervienen un núcleo pe-sado y una partícula —en general, un protón— acelerada hasta una energía delorden del GeV. Cuando ocurre una colisión entre el núcleo blanco y la partículaincidente, algunos nucleones son eyectados, dejando al núcleo en estado excitado.Este núcleo se desexcita después emitiendo partículas, en su mayoría neutrones,


de energías de algunos MeV. Parte de estos nucleones poseen suficiente energíapara inducir nuevas reacciones de espalación con otros núcleos pesados. En elblanco, este fenómeno conduce a una cascada de reacciones, produciéndose asíun número elevado de neutrones. Un protón de 1 GeV que incide sobre un blancode plomo puede de esta forma producir entre 25 y 30 neutrones.

En conclusión, las reacciones de espalación se pueden utilizar para producirneutrones, los cuales pueden servir para la transmutación de residuos. Cabepreguntarse si este proceso es energéticamente rentable.

Con anterioridad se ha visto que el empleo de protones de 1 GeV no erarentable desde el punto de vista energético para la eliminación de residuos. Eneste caso, un protón servía para eliminar un solo núcleo. Con la espalación, unprotón de 1 GeV produce unos 25 neutrones que pueden transmutar hasta 25núcleos. Es como si cada reacción de transmutación requiriera unos 40 MeV deenergía, mientras que una reacción de fisión produce unos 200 MeV.

Por consiguiente, se pueden producir intensos flujos neutrónicos de formaenergéticamente rentable a partir de reacciones de espalación, que pueden tenercomo aplicación la transmutación de residuos nucleares. Esta vía es la basede los reactores transmutadores que acoplan un acelerador de protones de altaintensidad con el medio a transmutar.

19.4.2. Reactores subcríticos asistidos por acelerador

Estos sistemas, también llamados híbridos, consisten en asociar un acelera-dor de partículas a un reactor nuclear subcrítico. El haz de partículas (normal-mente protones) es acelerado hasta energías del orden de 1 GeV e incide sobreun blanco pesado. En el proceso de espalación se produce la emisión de un grannúmero de neutrones, los cuales pueden fisionar los núcleos del combustible. Deesta forma, el acelerador acoplado al blanco de espalación hace las funciones deun generador de neutrones que alimenta el medio multiplicador subcrítico. Esteaporte exterior de neutrones permite mantener el funcionamiento estacionario.

Estos sistemas ofrecen las siguientes ventajas fundamentales:

– Pueden fisionar el plutonio y los actínidos minoritarios procedentes delcombustible gastado en los reactores en operación, por lo que constituyenincineradores de residuos.

– Tienen un espectro neutrónico rápido, lo que mejora para los actínidosminoritarios la relación entre probabilidad de fisión y probabilidad de cap-tura. Por otra parte, tienen una importante tasa de conversión de materialfértil a fisible.

– Son intrínsecamente seguros. Al ser el medio subcrítico, la reacción en ca-dena se interrumpe al detener el acelerador. Debido a esta subcriticidad, sepuede contemplar la utilización de combustible de cualquier composición,lo que no es posible en reactores críticos.

238 19.4. Sistemas transmutadores

– Pueden diseñarse para la producción de electricidad aprovechando la ener-gía contenida en los residuos. Una parte de la electricidad producida poreste reactor serviría entonces para hacer funcionar el acelerador de partí-culas.

Se han propuesto diferentes esquemas conceptuales de reactores de este tipo,como por ejemplo el Accelerator-Driven Transmutation of Waste (atw) desa-rrollado en Estados Unidos, el Accelerator-Driven System (ads) de Alemania yRusia, y el Energy Amplifier (ea) del cern.

Sin embargo, junto a las ventajas anteriormente mencionadas, los reactoreshíbridos plantean desafíos tecnológicos importantes. Este es el caso, por ejem-plo, de la ventana de acoplamiento del acelerador a la vasija del reactor, deltratamiento selectivo de los residuos producidos durante el proceso de incine-ración, del sistema de refrigeración, etc. Estos aspectos requieren considerablesesfuerzos de investigación, lo que supondrá altos costes y plazos de tiempo parallevar a cabo un proyecto de este tipo. A corto plazo, y con una importantecolaboración internacional, se ha proyectado la construcción de un prototipo delaboratorio que permita mostrar su viabilidad.

En alguno de los esquemas de funcionamiento de esta clase de reactores,el refrigerante es plomo fundido. La energía de fisión en el núcleo combustiblees transportada por este refrigerante metálico en circulación natural hasta unosintercambiadores de calor, desde los cuales se aporta el estado térmico al fluidomotor de un ciclo térmico convencional.

Capítulo 20

Aprovechamiento de la

reacción de fusión nuclear.

Reactores de fusión

20.1. Introducción

La fusión nuclear es la fuente de energía que permite la vida en la Tierra,puesto que es la reacción que ocurre tanto en el Sol como en el resto de lasestrellas. La energía liberada en esta reacción1 llega hasta nosotros en forma deradiación electromagnética.

Para que se produzca una reacción de fusión, son necesarias, principalmente,dos condiciones:

– Calentar hasta muy alta temperatura el combustible (protón, deuterón,tritio. . . ), con el fin de dotar a las partículas de la energía cinética suficientepara vencer la barrera coulombiana y poder fusionarse.

– Confinar el combustible un tiempo suficiente para que las partículas pue-dan reaccionar.

En el Sol estas dos condiciones se cumplen gracias a la actuación de la fuerzagravitatoria. Al haber gran concentración de partículas, éstas chocan entre sí yse calientan hasta alcanzar la temperatura suficiente para fusionarse.

A estas temperaturas tan elevadas, el medio considerado ya no está enestado de gas, sino de plasma. En este estado, los electrones están desligadosde los núcleos y se mueven independientemente unos de otros. El estado deplasma existe bajo varias formas en el Universo, con características de densidady temperatura muy variables.

En un reactor de fusión es imposible confinar las partículas gracias a la

1Dicha energía se libera en forma de radiación γ y energía cinética de las partículas.

240 20.2. Principios de la fusión nuclear

fuerza gravitacional, habiéndose desarrollado dos conceptos distintos de confi-namiento:

– El confinamiento magnético, donde las partículas son forzadas a perma-necer en un espacio limitado bajo la acción de un campo magnético.

– El confinamiento inercial, donde las partículas están concentradas en unespacio muy pequeño y de alta densidad, debido a la acción de una presiónexterna.

20.2. Principios de la fusión nuclear

20.2.1. Reacción de fusión nuclear

La reacción de fusión nuclear tiene lugar entre núcleos ligeros. En este pro-ceso, se libera una gran cantidad de energía, ya que la suma de las masas delos núcleos formados es menor que la suma de las masas de los núcleos iniciales.Esta diferencia de masa se traduce en una energía liberada bajo la forma deradiación electromagnética y/o de energía cinética de los núcleos finales.

La energía de fusión liberada vendrá dada por Qf = ∆M · c2, donde

∆M =∑

Mi −∑

Mf =∑ Bf

c2−

∑ Bi

c2,

siendo B la energía de ligadura del núcleo.

Ahora bien, para que se verifiquen este tipo de reacciones es necesario quelos núcleos se acerquen lo suficiente para que la fuerza que los liga pueda actuar.Esta fuerza, denominada interacción fuerte, es atractiva y entra en competenciacon la fuerza de Coulomb repulsiva para dos cargas eléctricas idénticas. A cortadistancia, del orden del tamaño nuclear, la fuerza fuerte es mucho más intensaque la fuerza de Coulomb; por el contrario, a una distancia mayor que el radionuclear, esta fuerza fuerte es nula.

Para que un núcleo pueda entrar en la región r < R0 necesita una energíasuperior a la de la «barrera de Coulomb». Esto sería así en el caso de la físicaclásica; en física cuántica, sin embargo, la partícula puede entrar en la regiónr < R0 aun si su energía no supera la de la barrera. Este fenómeno se denominaefecto túnel. La probabilidad de que la partícula entre en esta región es menorcuanto más grande sea la diferencia entre la energía de la partícula Ep y laenergía de la barrera EC .

Se deduce que para obtener reacciones de fusión, la energía de las partículasha de ser elevada para tener una alta probabilidad de atravesar la barrera cou-lombiana. De ahí la necesidad de tener partículas con altas energías cinéticas o,dicho de otro modo, tener un plasma a alta temperatura.

Para que la fusión se pueda producir se necesita un segundo requisito: que

20. Reactores de fusión 241

haya bastantes partículas en un mismo volumen durante un tiempo razonablepara que éstas puedan colisionar.

Supongamos una partícula blanco en reposo rodeada de una nube de par-tículas de densidad n, moviéndose en direcciones aleatorias a velocidad v. Sise introduce una probabilidad de colisión σ, se puede deducir el número de co-lisiones por segundo que sufrirá la partícula blanco: r = σvn. Ahora bien, sise considera que cada partícula de la nube puede ser a su vez un blanco, po-demos obtener una tasa de reacciones por segundo y por unidad de volumenR = σvnn. Finalmente, el número de colisiones durante el tiempo τE vendrádada por N = RτE = σvn2τE .

De esta relación podemos concluir que para aumentar el número de coli-siones —i.e., de reacciones de fusión—, se puede actuar sobre la densidad departículas n, sobre la velocidad de las partículas v —i.e., la temperatura delplasma— o sobre el tiempo durante el cual la nube de partículas tiene densidadn. Este tiempo se denomina tiempo de confinamiento τE y es un parámetroesencial en las reacciones de fusión nuclear.

El confinamiento, i.e, el hecho de que el plasma se quede en un volumenlimitado, no es un fenómeno natural. Si se deja un plasma, o gas, en un es-pacio abierto, éste se expandirá para ocupar todo el volumen disponible. Paraque el plasma no se expanda será necesario compensar la presión cinética conuna presión externa. El modo de obtener esta presión externa es el modo deconfinamiento (gravitacional, magnético o inercial).

El objetivo de un reactor de fusión es producir energía con un balance ener-gético positivo. Los experimentos realizados hasta el momento han conseguidoobtener reacciones de fusión con liberación de energía, pero la energía liberadaes muy pequeña con respecto a la invertida para producir dichas reacciones.Para evaluar los progresos alcanzados y el camino que queda por recorrer, seutilizan una serie de parámetros, que s definen a continuación.

20.2.2. Balance energético

El balance energético del plasma viene dado por las fuentes de energía quelo calientan (Pfus + Pext) y las pérdidas que lo enfrían. La potencia total Pfus

producida por la reacción de fusión deuterio-tritio se reparte entre los productosde la reacción, las partículas α y neutrones, de la forma Pfus = Pα + Pn. Losneutrones se llevan el ochenta por ciento de la energía producida, mientras quelas partículas α se quedan con el veinte restante. La deposición de energía deunas y otras partículas tiene lugar en partes diferentes. Las partículas α ceden suenergía al plasma por colisiones, siendo la principal fuente de calentamiento delplasma, mientras que los neutrones, que no interactúan con el plasma,2 escapandel mismo y depositan su energía en las paredes de la cámara que lo contiene.Es el calor producido en estas paredes el que será utilizado como foco caliente

2Tanto para el plasma de confinamiento magnético como de confinamiento inercial, elrecorrido libre medio de un neutrón con una energía del orden de 10 MeV es mayor que lasdimensiones del plasma.

242 20.2. Principios de la fusión nuclear

para generar energía eléctrica.

Si la energía de las reacciones de fusión no es suficiente para compensar laspérdidas, es necesaria la aportación de energía externa Pext para mantener elplasma. Las pérdidas de energía Ppér son debidas en una gran parte a la radiaciónelectromagnética de las partículas cargadas, y principalmente a la radiación deBremsstrahlung.

La variación temporal de la energía del plasma está dada por:

dW

dt= Pα + Pext − Ppér.

En el caso de que dWdt = 0, el plasma está en estado estacionario. En este caso,

se pueden definir los siguientes parámetros:

– El factor de amplificación Q: es el cociente entre la potencia generada porlas reacciones de fusión y la potencia externa suministrada al plasma.

– El break even: es el momento en el que Q = 1, i.e., la cantidad de energíaproducida por fusión iguala la energía suministrada.

– La ignición: es el momento en que la potencia liberada por las reaccionesde fusión que calienta el plasma iguala las pérdidas (Pα = Ppér). En estascondiciones, la reacción de fusión se puede autosostener sin la aportaciónde energía externa. A partir de este momento, un reactor de fusión empiezaa ser energéticamente rentable.

20.2.3. Temperatura de ignición

Se ha visto anteriormente que la tasa de reacciones de fusión dependía dela densidad del plasma y de la velocidad de las partículas. Ahora se verá que lacondición de ignición sólo depende de la temperatura del plasma. Esto significaque para que la fusión se pueda autosostener, el plasma necesita tener unatemperatura mínima, la temperatura de ignición.

La potencia de fusión se puede definir como el producto de la tasa de reac-ciones de fusión por unidad de volumen R por la energía depositada en el medioQc, que depende del tipo de reacción considerada.

Pc = RQc.

El cálculo de la tasa de reacción R conduce a la expresión:

R = n1n2σv,

siendo n1 y n2 las densidades de los núcleos que reaccionan, σv el promediode la sección eficaz de fusión σ multiplicada por la velocidad de las partículas,ponderada por la función de distribución de velocidades de las partículas.

La potencia perdida por Brehmstrahlung viene dada por:

PB = k1ne

√

Te

∑

i

niZ2i ,


siendo k1 = 5,35 ·10−31, ne la densidad electrónica, Te la temperatura electróni-ca, ni la densidad iónica de la especie i y Zi la carga eléctrica de dicha especie.Como se ve, la temperatura de ignición depende del tipo de combustible utili-zado.

20.2.4. Criterio de Lawson

El criterio de Lawson traduce el balance energético del plasma en términosde parámetros físicos del mismo, i.e., en términos de densidad, temperatura ytiempo de confinamiento.

En estado estacionario, Pα+Pext = Ppér = WτE

. Para cada tipo de reacción, elproducto nτE posee un valor dado que es función de la temperatura del plasma.A este producto se le denomina criterio de Lawson.

Por ejemplo, para un combustible de deuterio-tritio a una temperatura de 10keV, el producto nτE es igual a 1014 s·cm−3. Esto significa que para un plasma defusión por confinamiento magnético —cuya densidad se sitúa entre las 1014 y las1015 partículas por centímetro cúbico—, el tiempo de confinamiento es del ordendel segundo, mientras que para un plasma de fusión por confinamiento inercial—cuya densidad es de entre 1025 y 1026 partículas por centímetro cúbico—, eltiempo de confinamiento es del orden del picosegundo (10−12 segundos).

El criterio de Lawson indica que, para que las reacciones de fusión seanenergéticamente rentables, el plasma habrá de tener: una temperatura T su-ficientemente alta como para que pueda producirse la fusión; una densidad nelevada para que haya bastantes partículas para mantener las reacciones de fu-sión; un tiempo de confinamiento τE suficientemente largo para obtener unaganancia energética.

20.3. El ciclo de combustible de fusión

20.3.1. Reaccione de fusión

Las principales reacciones de fusión son las siguientes:

– La reacción p-p. Es la reacción más elemental. Se produce tras la desinte-gración β+ del núcleo 2He inestable3 dando lugar a un núcleo de deuterio.Es una reacción importante puesto que es la responsable de la producciónde deuterio en las estrellas.

p + p −→ 2H + e+ + νe.

3El núcleo 2He no tiene un estado nuclear ligado. Cuando los dos protones están suficien-temente cercanos, uno de los dos sufre una destintegración p −→ n + e+ + νe.

244 20.3. El ciclo de combustible de fusión

– La reacción deuterio-deuterio:

2H + 2H ↗ 3H + p Qf = 4,03 MeV.↘ 3He + n Qf = 3,27 MeV.

– La reacción deuterio-tritio:

2H + 3H −→ 4He + n Qf = 17,6 MeV.

– La reacción deuterio-helio-3:

2H + 3He −→ 4He + p Qf = 18,3 MeV.

Las tres últimas reacciones son las que tienen mayor interés por ser las másfácilmente realizables en un reactor de fusión.

20.3.2. Combustible

El combustible deuterio-tritio La temperatura de ignición es mucho más bajaen la reacción deuterio-tritio (4 keV) que en la reacción deuterio-deuterio (35keV), por lo que la fusión con combustible deuterio-tritio será más fácil derealizar.

En esta reacción, los productos de la fusión son una partícula α de 3,5 MeVy un neutrón de 14,1 MeV de energía. Esta reacción posee dos desventajas:

– En primer lugar, el tritio es un elemento radiactivo —de período de semi-desintegración de 12,3 años— que hay que producir artificialmente.

– En segundo lugar, el flujo de neutrones que llega a las paredes del reactoractivará el material que las compone. En cualquier caso, como se verá másadelante, dicho flujo neutrónico podrá utilizarse para producir tritio.

En este combustible de deuterio-tritio, se darán también reacciones del tipodeuterio-deuterio. Con un cincuenta por ciento de probabilidad se produciráun núcleo de tritio más un protón, y, con otro cincuenta por ciento, un núcleode 3He más un neutrón. Esta reacción de fusión generará núcleos de 3He quepodrán fusionarse entonces con deuterio, produciendo una partícula α más unprotón. Esta última reacción es la más limpia, puesto que no produce núcleosradiactivos ni neutrones.

El combustible deuterio-deuterio Las reacciones de fusión con este combusti-ble necesitan una temperatura de ignición mayor que las del ciclo deuterio-tritio.Sin embargo, en el ciclo deuterio-deuterio, se puede introducir una pequeña can-tidad de tritio para catalizar la reacción, i.e., al ser menor la temperatura deignición de la reacción deuterio-tritio, ésta servirá para calentar más el plasmay así poder producir las reacciones deuterio-deuterio.

El balance total de la reacción sería:

6 2H −→ 4 4He + 2p + 2n Qf = 43,2 MeV.


20.3.3. Recursos energéticos

Deuterio El deuterio se encuentra en el agua del mar, a razón de un isótopode deuterio por cada 6.500 de hidrógeno; i.e., el 0,15 por mil del hidrógeno delagua del mar es deuterio. Por lo tanto, existe suficiente deuterio para abastecera la humanidad de energía más allá de la duración previsible de nuestro planeta(en el orden de magnitud de los miles de millones de años).4

La obtención de deuterio se puede realizar a pequeña escala mediante elproceso de electrólisis o bien, a escala industrial, utilizando un proceso previode preenriquecimiento por intercambio químico entre H2S y H2O , que se utilizacomo paso previo al proceso de electrólisis común.

Su potencialidad energética se entiende al contemplar que un metro cúbicode agua contiene 1025 átomos de deuterio, lo que supone por fusión 7,94 · 1012

julios. Para obtener esta misma energía se precisarían quemar 300 toneladas decarbón o 1500 barriles de petróleo.

Tritio El tritio no se encuentra de forma natural, ya que es un elemento radiac-tivo, a excepción del producido en capas altas de la atmósfera por la interaccióncon rayos cósmicos. En las instalaciones nucleares de fisión se produce tritio deforma artificial.

En un reactor de fusión se podrá aprovechar el flujo neutrónico para pro-ducir tritio por captura según las siguientes reacciones con litio:

6Li + n −→ 4He + 3H Qf = 4,8 MeV,7Li + n −→ 4He + 3H + n Qf = −2,47 MeV.

Existe abundante litio (distribuido en un 7,4 por ciento de 7Li y un 92,6por ciento de 7Li) en la corteza terrestre, siendo aproximadamente 15 vecesmás abundante que el uranio. Incluso la concentración en el agua de mar esrelativamente elevada, de aproximadamente 0,17 ppm y 20 ppm en la cortezaterrestre. De manera que su duración, supuesta una tasa de consumo constanteigual a la del año 2000 y facilitada exclusivamente por fusión, sería de 2,3 · 107

años.

4Esta clase de frases impactantes dicen, sin embargo, bien poco. En primer lugar, es necesa-rio saber cuál es el coste energético y material de la separación isotópica —no olvidemos que laelectrólisis es, actualmente, uno de los procesos industriales que más electricidad demanda—,qué residuos genera, cuál es la toxicidad y duración de éstos, etc. En segundo lugar, es obvioque, como ocurre con cualquier material, a medida que se consuma deuterio su abundanciarelativa descenderá, con lo cual será energética y materialmente más costoso obtenerlo. Algosimilar ocurre con los argumentos respecto a la abundancia del uranio frente a otras fuentesenergéticas de carácter no renovable. Se nos lo presenta como una fuente inagotable de energíacuando las reservas conocidas, al ritmo de consumo actual, durarán apenas setenta años. Peroademás, si se acepta como algo dado el crecimiento exponencial del consumo energético y,además, se pretende que la nuclear sustituya a la energía convencional, la duración previsiblede dichas reservas, como mínimo, se demediaría.—Nota de M.M.

246 20.4. Fusión por confinamiento magnético

20.4. Fusión por confinamiento magnético

20.4.1. Confinamiento del plasma

El plasma es un medio conductor de electricidad, en el cual los iones yelectrones se mueven independientemente unos de otros. Si a este plasma se leaplica un campo magnético, los iones y electrones seguirán trayectorias en formade hélice alrededor de las líneas de campo, quedando atrapados en ellas. De estaforma el plasma queda confinado.

Para crear estos campos magnéticos, se pensó en diseños en forma de cilin-dro, pero éstos tenían el inconveniente de dejar escapar a las partículas en susextremidades. Para evitarlo, se cerraron sobre sí mismas las líneas de campo,utilizando bobinas dispuestas en forma toroidal. Sin embargo, la curvatura delcampo y su falta de homogeneidad —el campo es más intenso en el borde interiordel toro que en el borde exterior— causan una deriva de las partículas cargadas.Los iones y electrones tienden a separarse, unos hacia arriba y otros hacia abajo.Para compensar este efecto, las líneas de campo están modificadas para que sehagan helicoidales. Las partículas pasan así sucesivamente hacia arriba y haciaabajo de la configuración magnética, y así se compensa el efecto de deriva, quesiempre está en el mismo sentido. Esta forma helicoidal del campo es obtenidaañadiendo un campo poloidal perpendicular al campo toroidal inicial.

El método utilizado para crear las líneas de campo helicoidal ha dado lugara dos tipos de instalaciones:

– El tokamak, donde el campo poloidal está creado por una corriente eléc-trica que circula en el plasma. Esta corriente es producida por la variaciónde un campo magnético exterior; es como si el toro de plasma fuera elcircuito secundario de un transformador.

– El stellator, donde la configuración magnética es creada por corrientes quecirculan por bobinas externas.

El plasma se comporta como un gas y ejerce una presión cinética sobre las«paredes» que depende de la temperatura y la densidad. Si se quiere confinarel plasma, esta presión debe ser compensada por otra. Y esa es la función delcampo magnético, que al tener las partículas atrapadas en sus líneas de campocrea una presión que impide al plasma expandirse.

20.4.2. Calentamiento del plasma

Una vez formado el plasma, tiene que calentarse para alcanzar temperaturasque permitan que se puedan producir las reacciones de fusión. Existen variasformas de calentar el plasma:

– Calentamiento óhmico. La corriente que circula por el plasma lo calientadebido a su resistividad. A medida que la temperatura del plasma va cre-


ciendo, su resistividad baja y también lo hace la eficacia del calentamiento.Este tipo de calentamiento no se puede realizar en un stellator puesto queno existe corriente en el plasma.

– Inyección de partícula neutra. Un haz de iones es acelerado al exterior dela máquina y es inyectado en el plasma después de haber sido neutraliza-do. Estas partículas, al atravesar el plasma, se ionizan y redistribuyen suenergía por colisiones, calentando así el plasma.

– Calentamiento por ondas electromagnéticas. El plasma puede absorberenergía de ondas electromagnéticas cuya frecuencia corresponda a frecuen-cias características del medio. Esta radiación es emitida por antenas situa-das en el interior de la máquina. Según la frecuencia de la onda, la energíapodrá ser absorbida bien por los iones, bien por los electrones.

– Calentamiento por partículas α. Una vez iniciadas las reacciones de fusión,el plasma se autocalentará gracias a las partículas α o a los protonescreados durante la reacción de fusión. Estas partículas cargadas cederánsu energía a los electrones e iones del plasma por colisiones.

20.4.3. Reactor de fusión por confinamiento magnético

En este reactor, el combustible de deuterio-tritio es inyectado en una cá-mara donde, debido a los sistemas de confinamiento y calentamiento, pasa alestado de plasma y se quema de forma continua. El plasma produce residuos(átomos de helio) y energía bajo forma de partículas cargadas o radiación (neu-trones o radiación electromagnética). Las partículas cargadas que se escapan yla radiación ceden su energía a la primera pared, que se calienta. Esta paredestá refrigerada por un sistema de extracción de calor. Este calor es utilizadopara producir vapor y alimentar un conjunto clásico turbina-alternador paraproducir electricidad.

La primera pared tiene varias funciones :

– Recuperar la energía de los neutrones. Un fluido refrigerante circula en laestructura de la pared para evacuar el calor y así producir electricidad.

– Producir el litio necesario para la reacción de fusión. Este tritio se producecon la reacción de un neutrón con un núcleo de 6Li o 7Li. Sería convenienteprivilegiar la reacción con 6Li, puesto que ésta libera una energía quepodría ser aprovechada.

– Blindaje, atenuando el flujo neutrónico y protegiendo todos los constitu-yentes externos.

20.5. Fusión por confinamiento inercial

Al contrario que la fusión por confinamiento magnético, que puede funcio-nar en modo continuo —i.e., el quemado de combustible se produce de forma

248 20.5. Fusión por confinamiento inercial

continua una vez iniciada la reacción—, la fusión por confinamiento inercialtiene un modo de funcionamiento discontinuo. Las etapas de un ciclo son lassiguientes:

– Una cápsula o microesfera de deuterio-tritio (de aproximadamente dosmiligramos), que constituye el combustible, es inyectada en la cavidad delreactor. Una vez que se encuentra en el centro de la cavidad, se producela iluminación mediante potentes haces de partículas (fotones, rayos X,iones pesados o ligeros), que comprimen y calientan el combustible hastala fase de ignición.

– El combustible se irá quemando (sólo se quema un porcentaje pequeño) ylos productos de la fusión (principalmente neutrones y partículas α) esca-parán del combustible con una energía cinética muy elevada. La energíade los neutrones será recuperada y utilizada en un ciclo termodinámicopara elevar la temperatura de un refrigerante.

– Se limpia la cavidad del reactor, permitiendo la iluminación de la siguientemicroesfera.

20.5.1. Principales fases del proceso de fusión en confina-miento inercial

El proceso de fusión de una cápsula de combustible en fci comprende cua-tro etapas: absorción de la radiación, compresión de la cápsula, ignición delcombustible y quemado termonuclear.

En la fase de absorción, al incidir la radiación sobre la cápsula de combusti-ble, el material se transforma en plasma. La cápsula se ablaciona y las partículasde la cáscara se expanden con una velocidad de entre 105 y 106 m/s. Esta ex-pansión, por conservación de la cantidad de movimiento, produce un empujehacia la parte interior de la cápsula, comprimiendo y calentando el combustible;esta es la fase de compresión o implosión.

Si al final del proceso de implosión se alcanzan las condiciones específicas defusión, comienza la fase de ignición. En este momento, las partículas α produci-das aumentan la temperatura del combustible, venciendo las pérdidas de energíadebidas a la radiación, la conducción térmica y la expansión. Si la densidad essuficientemente alta, las partículas α se quedan atrapadas en el combustible noquemado que rodea al núcleo. De esta forma, las partículas α calientan este com-bustible hasta encenderlo. Así va avanzando la onda de quemado hacia afuera;esta es la fase de quemado termonuclear, que se extingue cuando la densidad esinsuficiente para que se produzcan las reacciones de fusión.

Para que el proceso de compresión y calentamiento del combustible seaefectivo, hay que procurar que se comprima la cápsula en primer lugar y que secaliente después. De esta forma, se pueden alcanzar altas compresiones, condu-ciendo a su vez a grandes valores de Q. Si se calienta antes de tiempo, la presiónen el interior de la cápsula aumenta, oponiéndose a la compresión.


20.5.2. Método de irradiación

La irradiación de la microesfera se puede hacer de dos formas distintas:

– Directa, i.e., que el haz láser o de iones deposite directamente su energíaen la microesfera. El interés de este esquema reside en la elevada eficaciade la transferencia de energía a la microesfera. En cambio, los haces debenirradiarla de manera uniforme, lo que exige un gran número de haces dealta calidad.

– Indirecta. En esta configuración, la microesfera se coloca dentro de unacavidad de algunos milímetros constituida por un material de alto núme-ro atómico (oro, volframio, etc.). Los haces irradian la pared interna deesta cavidad y crean un plasma caliente que emite radiación x, la cualprovoca la implosión de una microesfera. El interés de la iluminación in-directa reside en la uniformidad de la irradiación de la microesfera, conlo que se consigue una mayor estabilidad hidrodinámica de su implosión.La desventaja de este método reside en la eficiencia en la transferencia deenergía, i.e., una gran parte de la energía del haz láser se pierde durantela conversión a rayos X y no contribuye a la implosión de la cápsula.

20.5.3. Cápsula de combustible

Las cápsulas de combustible tienen un radio del orden del milímetro y estánformadas por una cáscara sólida que contiene una mezcla de deuterio y tritiogaseosa. La cáscara consta de dos partes:

– La externa (el material de ablación), compuesta por un material ligero detipo plástico dopado por un material pesado de alta opacidad.

– La interna, constituida por el combustible frío en estado sólido.

La colocación de material de alta opacidad impide a la radiación del plasmade la cáscara penetrar en el interior del combustible y calentarlo, lo que dismi-nuiría la eficiencia de la compresión, tal como se ha comentado con anterioridad.

20.5.4. El láser

En principio, aunque no se han abandonado las investigaciones con acelera-dores de iones, los diseños de reactores de fci incluyen la irradiación medianteláseres. Esto es debido a que los haces láser son más fáciles de propagar y enfo-car sobre el blanco, a pesar de su baja eficiencia eléctrica. Por el contrario, loshaces de iones tienen mejor eficiencia, pero son más difíciles de enfocar.

Actualmente, se están construyendo dos láseres de características simila-res5 que permitirán alcanzar condiciones para la ignición del combustible y así

5Estos láseres tienen unos doscientos haces que suman una energía de unos 2 MJ. Laduración del impulso láser es de unos nanosegundos.

250 20.5. Fusión por confinamiento inercial

comprobar la viabilidad de los reactores de fci. Estos láseres e encuentran enEstados Unidos y en Francia, y son el paso previo a la construcción de un láserpara la utilización comercial de un reactor de este tipo.

Para producir 1 GW eléctrico, un reactor fci requerirá un láser que tendráque ser capaz de suministrar cada segundo diez impulsos de 5 MJ cada uno, conuna eficiencia superior al diez por ciento.

20.5.5. Reactor de fusión por confinamiento inercial

El funcionamiento de un reactor comercial de fci es el siguiente. En unacámara de vacío se inyecta el blanco de combustible. Cuando éste se encuentreen el centro de la cámara, se lo irradia con una serie de haces láser, produciendola implosión de las cápsulas, seguida de una mini-explosión termonuclear. Lasbombas de vacío retiran los gases y residuos de la explosión antes de que unnuevo blanco sea inyectado.

Se hacen aproximadamente diez inyecciones por segundo, de manera que laenergía liberada pueda ser recolectada de forma continua. Los neutrones que seproducen en las reacciones ceden su energía a las paredes de la cámara. El calorgenerado se extrae con un refrigerante que servirá de foco térmico para producirelectricidad, según un ciclo convencional.

Para que un reactor de este tipo pueda llegar a operar, hay que resolveruna serie de problemas, como por ejemplo la composición de las paredes de lacámara. Éstas deben ser capaces de soportar la continua e intensa irradiaciónneutrónica sin fundirse o descomponerse. Se han propuesto varios métodos deprotección o aislamiento de las paredes, como hacer un recubrimiento de litiolíquido o rodear el blanco con chorros de metal líquidos. Así, por ejemplo, en elproyecto de reactor de fusión fci Hylife II, se emplea una pared gruesa de flibe(Li2BeFe4) para la protección de la primera pared estructural.

Documents

Fisica Fundamentos de Ingeniería Nuclear - Apuntes ETSII UNED