Un reactor nuclear no es una bomba que explota controladamente. Es, en esencia, una caldera que utiliza el calor liberado al partir átomos de uranio para hervir agua y mover una turbina. La diferencia con una central térmica de carbón o gas es que aquí la energía viene de la fisión nuclear: el núcleo de un átomo pesado se divide en dos más ligeros, liberando una cantidad enorme de energía (millones de veces más que quemar un átomo de carbono). Te explico cómo se controla la reacción en cadena, qué papel juegan las barras de control y el moderador, y por qué no puede explotar como una bomba atómica.
Fisión nuclear: de uranio-235 a neutrones y energía
El combustible de los reactores nucleares comerciales es el uranio, principalmente el isótopo U-235 (0.7% del uranio natural) y, en menor medida, el plutonio-239 generado a partir de U-238. Cuando un neutrón libre choca con un núcleo de U-235, éste se vuelve inestable, se deforma y se divide en dos núcleos más pequeños (productos de fisión, como criptón y bario) más 2 o 3 neutrones adicionales, además de energía en forma de calor y radiación gamma.
La energía liberada por cada fisión es enorme: aproximadamente 200 MeV (millones de electronvoltios). Compáralo con una reacción química típica (como quemar carbono): 1 átomo de carbono produce unos 4 eV. La fisión produce 50 millones de veces más energía por átomo. Por eso 1 kg de uranio-235 puede generar la misma electricidad que 2.500 toneladas de carbón.
Los productos de fisión son radiactivos (isótopos como yodo-131, cesio-137, estroncio-90) y emiten radiación gamma y beta. Su gestión (combustible gastado) es uno de los desafíos de la energía nuclear. Pero durante el funcionamiento normal del reactor, esos productos quedan retenidos dentro de las pastillas de combustible de dióxido de uranio (UO₂).
¿Por qué no se usa uranio-238?
El U-238 (más del 99% del uranio natural) no fisiona con neutrones lentos (térmicos). Solo fisiona con neutrones rápidos (>1 MeV). En los reactores térmicos convencionales (agua), el U-238 se comporta como un «veneno» que absorbe neutrones sin fisionar, pero, hecho interesante, parte de esos neutrones convierten el U-238 en plutonio-239, que sí es fisionable. Así que los reactores producen plutonio como subproducto, que puede ser usado como combustible (reciclaje MOX) o para armas.
Reacción en cadena y masa crítica
La reacción en cadena es el proceso por el cual los neutrones liberados en una fisión provocan nuevas fisiones, generando más neutrones, y así sucesivamente. Si cada fisión produce un promedio de más de un neutrón que causa otra fisión, la reacción se acelera exponencialmente (supercrítico). Si se produce exactamente uno (crítico), la reacción se mantiene constante. Si menos de uno (subcrítico), se para.
La masa crítica es la cantidad mínima de material fisionable necesaria para que, sin un absorbedor de neutrones, la reacción en cadena se sostenga por sí sola. Para una esfera de U-235 puro sin moderador, la masa crítica es ~50 kg. Pero en un reactor se usa una masa mayor (por ejemplo, 100-200 toneladas de combustible) porque se colocan barras de control y moderador que absorben o moderan neutrones. El reactor opera en estado crítico controlado, no supercrítico como una bomba.
El factor de multiplicación efectivo (k_eff) es la relación entre el número de neutrones en una generación y la anterior. k_eff = 1 es crítico. k_eff > 1 es supercrítico (aumento de potencia), k_eff < 1 es subcrítico (descenso). Los reactores nucleares se controlan manteniendo k_eff = 1 a la potencia deseada mediante las barras de control.
El moderador: cómo se frenan los neutrones para mantener la fisión
Los neutrones emitidos en la fisión son rápidos (velocidad ~ 2·10⁷ m/s, energía ~ 2 MeV). El U-235 tiene una sección eficaz (probabilidad de fisión) mucho mayor para neutrones lentos (térmicos, velocidad ~ 2·10³ m/s, energía ~ 0.025 eV). La sección eficaz para neutrones térmicos es de ~585 barns (1 barn = 10⁻²⁸ m²), mientras que para neutrones rápidos es de solo ~1 barn. Por tanto, los neutrones deben ser frenados para que el reactor funcione de manera eficiente. Ese frenado lo hace el moderador.
El moderador es una sustancia ligera (átomos de masa similar al neutrón) que reduce la velocidad de los neutrones por colisiones elásticas. Los mejores moderadores son: agua ligera (H₂O), agua pesada (D₂O, deuterio), grafito (carbono) y berilio. En las colisiones, el neutrón cede parte de su energía cinética al núcleo moderador (especialmente eficaz si el núcleo tiene masa similar: el hidrógeno tiene aproximadamente la misma masa que el neutrón, por lo que en una colisión frontal el neutrón puede detenerse por completo). Un neutrón rápido requiere unas 50-100 colisiones con agua para termalizarse.
Pero el moderador también absorbe neutrones (captura radiactiva). El agua ligera absorbe algo más que el agua pesada (D₂O tiene una sección eficaz de captura 100 veces menor). Por eso los reactores CANDU usan agua pesada como moderador y pueden funcionar con uranio natural (sin enriquecer), mientras que los reactores PWR y BWR necesitan uranio enriquecido al 3-5% porque el agua ligera absorbe más neutrones.
El problema del vaciado del moderador (reactor RBMK)
En el diseño RBMK (Chernóbil), el moderador era grafito sólido, pero el refrigerante era agua ligera (hirviendo). Si se producía una pérdida de refrigerante, el vaciado de agua disminuía la absorción de neutrones pero el grafito seguía moderando, lo que podía aumentar la reactividad (coeficiente de vacío positivo). Eso fue una de las causas del accidente de 1986. Los reactores PWR y BWR modernos tienen coeficiente de vacío negativo (el agua actúa como moderador y refrigerante; si hierve, se reduce la moderación y la reacción se frena automáticamente).
Barras de control: el freno de mano del reactor
Las barras de control son varillas de un material que absorbe fuertemente los neutrones, típicamente boro (en forma de carburo de boro, B₄C) o cadmio (Cd). Se introducen en el núcleo del reactor desde la parte superior o inferior (dependiendo del diseño). Al insertar las barras, se absorben neutrones, disminuyendo k_eff, la potencia baja. Al retirarlas, aumenta k_eff y sube la potencia.
El sistema de control es redundante (múltiples grupos de barras con accionamiento electromagnético o hidráulico). Para una parada de emergencia (SCRAM), las barras caen por gravedad o son forzadas a insertarse completamente en < 2-4 segundos, deteniendo la reacción en cadena en décimas de segundo. Después de la parada, la potencia térmica no baja a cero inmediatamente porque los productos de fisión siguen decayendo y liberando calor de desintegración (aproximadamente el 6-7% de la potencia térmica inicial). Ese calor residual requiere refrigeración durante días o semanas, incluso con el reactor apagado, y fue la causa del accidente de Fukushima (los generadores diésel fallaron por el tsunami y no pudieron bombear agua para enfriar el núcleo).
Tipos de reactores comerciales: PWR y BWR
La mayoría de los reactores de potencia en el mundo (más del 80%) son de agua ligera (LWR), divididos en dos familias: reactores de agua presurizada (PWR) y reactores de agua en ebullición (BWR).
PWR (agua presurizada)
- Circuito primario (agua a 155 bar, 320°C): El agua no hierve porque la presión es muy alta. Atraviesa el núcleo, se calienta y va a un generador de vapor.
- Generador de vapor: Transfiere el calor del circuito primario al secundario (agua a menor presión que hierve produciendo vapor).
- Circuito secundario y turbina: El vapor mueve la turbina de alta y baja presión, el generador produce electricidad, y el vapor se condensa en el condensador.
- Ventajas: El agua primaria no irradia la turbina (mantenimiento más sencillo); el reactor es inherentemente estable (coeficiente de vacío negativo).
- Ejemplos: Westinghouse (AP1000), Areva (EPR), ROSATOM (VVER).
BWR (agua en ebullición)
- Circuito único: El agua hierve directamente en el núcleo del reactor (~70 bar, 285°C). El vapor generado se separa del agua y se envía directamente a la turbina.
- Menos componentes: No tiene generador de vapor, por lo que la central es más compacta.
- Inconveniente: La turbina se irradia ligeramente (se necesita blindaje y cuidado en el mantenimiento).
- Ejemplos: General Electric (BWR/2 a BWR/6, y el ABWR avanzado).
En ambos casos, el núcleo del reactor está compuesto por elementos combustibles: varillas de dióxido de uranio (UO₂) sinterizado en pastillas, apiladas dentro de vainas de aleación de zirconio (zircaloy). Las vainas son herméticas y contienen los productos de fisión. Los elementos combustibles se agrupan en conjuntos de 17×17 varillas (PWR) o 10×10 (BWR). Un reactor PWR típico (1000 MWe) tiene unos 200 conjuntos combustibles, con un total de 100-150 toneladas de uranio.
| Parámetro | PWR (Westinghouse) | BWR (GE) |
|---|---|---|
| Potencia eléctrica típica | 1000-1700 MWe | 600-1600 MWe |
| Presión primaria | 155 bar | 70 bar (en el núcleo) |
| Temperatura primaria | 320°C (salida) | 285°C (ebullición) |
| Número de circuitos | 2 (primario + secundario) | 1 (directo) |
| Generador de vapor | Sí | No |
| Combustible | UO₂ enriquecido 3-5% | UO₂ enriquecido 3-4% |
Otros tipos: CANDU (agua pesada), RBMK (grafito) y reactores rápidos
Además de los LWR, existen otros diseños significativos, algunos históricos, otros de nueva generación:
- CANDU (Canadá): Moderador de agua pesada (D₂O) y refrigerante de agua pesada a presión (similar a PWR pero con agua pesada). Ventaja: puede usar uranio natural (no enriquecido), porque el D₂O absorbe muy pocos neutrones. Desventaja: el agua pesada es cara (unos 500-1000 dólares el kg). Son reactores de tubos de presión (no vasija de gran diámetro), lo que permite recargar combustible en operación. Se usan en Canadá, India, Argentina, Rumanía, Corea del Sur.
- RBMK (soviético, hoy en desuso): Moderador de grafito sólido, refrigerante de agua ligera en ebullición (canales verticales). Diseño inherentemente inestable a baja potencia por el coeficiente de vacío positivo. Se construyeron 17, todos menos uno fueron cerrados o modificados tras Chernóbil. El último RBMK (Smolensk-3) sigue operando con modificaciones de seguridad.
- Reactores rápidos (Gen IV): No usan moderador; mantienen neutrones rápidos. Pueden fissionar U-238 y actínidos (transmutando residuos radiactivos de larga vida). Utilizan combustible de óxido mixto (MOX) o metal líquido (sodio, plomo) como refrigerante. En fase experimental/comercial: BN-800 (Rusia), Superphénix (Francia, clausurado), JSFR (Japón). Permiten cerrar el ciclo del combustible y aprovechar el 99% del uranio en lugar del 1% de los LWR.
- Reactores de sal fundida (MSR): El combustible está disuelto en una sal de fluoruros fundidos (lidio-berilio). Ofrecen alta seguridad (drenaje pasivo, baja presión) y pueden operar con torio. En desarrollo (China está construyendo uno experimental).
Sistemas de seguridad: vasija de contención y barreras de protección
Los reactores nucleares modernos disponen de múltiples barreras para evitar la liberación de radiactividad al medio ambiente:
- Pastilla de combustible (UO₂): El uranio está en forma cerámica, muy estable, que retiene la mayor parte de los productos de fisión.
- Vaina de zirconio: Tubo metálico hermético que encapsula cada pastilla. Es la primera barrera de contención de gases radiactivos.
- Vasija del reactor: Recipiente de acero forjado de 10-20 cm de grosor, que contiene el núcleo, el moderador y el refrigerante a alta presión. Diseñada para soportar presiones internas extremas.
- Edificio de contención: Estructura de hormigón pretensado (de 1-2 m de espesor) con revestimiento de acero. Es la última barrera, diseñada para resistir impactos de aviones, terremotos y accidentes internos (ruptura de la vasija). Contiene sistemas de pulverización de agua para reducir la presión y lavar los aerosoles radiactivos.
Además, hay sistemas de seguridad activos (bombas, generadores diésel) y pasivos (gravedad, convección natural) para evacuar el calor residual. Los diseños de tercera generación (AP1000, EPR, VVER-1200) incorporan sistemas pasivos (por ejemplo, torres de enfriamiento emergencias que funcionan por gravedad sin necesidad de bombas).
Fusión del núcleo (meltdown): no es una explosión nuclear
Un accidente de fusión del núcleo (meltdown) ocurre cuando la refrigeración es insuficiente y las varillas de combustible se sobrecalientan, fundiéndose y acumulándose en el fondo de la vasija. No puede producirse una explosión nuclear tipo bomba porque el uranio está muy diluido (3-5% de U-235, frente al 90% de una bomba) y la geometría no permite la supercriticidad rápida. El peligro es la liberación de productos de fisión volátiles (yodo, cesio) si la contención falla. En Fukushima, el hidrógeno generado por la reacción zirconio-agua explotó dañando la contención, liberando radiactividad al ambiente.