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PROBLEMA ENERGÉTICO

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Resumir el problema energético es bastante difícil, pero si nos fijamos en el origen del problema podemos seguir las pautas y entenderlo en toda su globalidad.

Los orígenes del problema son dos:

El planeta Tierra es finito y por lo tanto sus recursos son finitos.

Vivimos en una sociedad de consumo, que obliga a ser cada vez más consumistas para mantener la propia sociedad.

Estas son las causas, a mi forma de ver, del problema medioambiental, han pasado de largo las cumbres de Río y de EEUU y todavía no hay soluciones definitivas, la reducción de la contaminación que está calentando el planeta no cesa, es más, se siguen aumentando esas emisiones de humos contaminantes, los árboles se siguen talando sin discriminación, cada año se talan árboles equivalente a una superficie igual a la de España y los animales y plantas se extinguen a la velocidad de 5000 especies por año, 10000 veces superior a la natural.

Los problemas que hay en la actualidad son derivados de estas dos causas, de los cuales se derivan otras.

Que el planeta Tierra sea finito, no es un problema, es una realidad; esto lo podemos comparar con una caja llena de petróleo, carbón, árboles, gas, minerales diversos, en definitiva, recursos que el hombre necesita para obtener energía y construir su mundo.

Si vamos utilizando el contenido de esta «caja», llegará un momento que nos la encontraremos vacía, lo cual es el problema. El modo de remediarlo sería no utilizar más el contenido de ella, lo cual es difícil, por no decir imposible, la única solución es utilizar el contenido de esta «caja» con inteligencia, es decir sustituyendo el uso de esos recursos que se agotan por otros inagotables (energía renovable), reutilizar los recursos finitos todas las veces que sea necesario, para minimizar el vaciado de nuestra «caja» (reciclado) y utilizar nuestra tecnología para crear productos eficientes, desde el punto de vista energético (electrodomésticos, casas, sistemas de calefacción, iluminación, etc.) y fuentes de energía limpias (fusión).

El problema de la sociedad de consumo es otro muy diferente y de no tan fácil solución, desde que se conoce la existencia del hombre, este utiliza los recursos de su entorno para vivir de una forma más cómoda y confortable, y contra más consume de estos recursos mejor es su confortabilidad, de hecho los habitantes de los países industrializados, consumen 10 veces más energía que un habitante de un país en proceso de desarrollo.

La sociedad de consumo es un círculo vicioso, en la cual, cuando se empieza ya no se puede parar, el hecho de consumir es la forma para que la sociedad funcione y no desaparezca, pero con un agravante, para que siga funcionando hay que consumir más que el día anterior. Una empresa debe de producir más cantidad de lo mismo para obtener mayor beneficio, lo cual crea más puestos de trabajo, mejores sueldos, los cuales los utilizamos para obtener más servicios que nos hagan más fáciles y confortables nuestras vidas, una de las cosas que causan terror en una comunidad es el cierre de la empresa en la cual trabajamos, esto significa que no tenemos ingresos y que no podremos comprar más cosas, no podremos pagar las facturas del gas para calentar nuestra casa, ni el recibo de la luz eléctrica. Por lo tanto podemos decir que nuestros recursos naturales es el capital natural, base de nuestra sociedad de consumo.

El hecho de la visible mejora en la calidad de vida en los países industrializados, mayores consumistas, hace que otros países quieran conseguir ese objetivo, ser un país industrializado, lo cual tienen el mismo derecho que un país que ya lo es, con el agravante de que no tienen recursos económicos para poder llegar a serlo con el mínimo impacto en el capital natural.

Otro de los agravantes actuales es la superpoblación, el incremento de individuos consigue acelerar el proceso del detrimento del capital natural, base del sistema económico y base de vida. En un principio el planeta Tierra podía abastecer a unos pocos, era fácilmente soportable, con el tiempo el aumento de población exigió más recursos, llegándose a un equilibrio, la propia naturaleza podía reponerse a la misma velocidad con la que se extraían recursos, ahora estamos en la que a la naturaleza le es imposible reponerse a la velocidad con la que se la extrae (ejemplo: árboles).

Conclusión, la sociedad de consumo tal y como la entendemos debe de cambiar o desaparecer, por este motivo surgió el «desarrollo sostenible», una forma de ver la calidad de vida de forma diferente a la que la vemos ahora, es un paso lógico para no hacer desaparecer nuestro capital natural ni nuestras fuentes de energía no renovables, utilizándolas para la fabricación de productos especiales y de gran valor y no quemándolos para hacer mover un vehículo.

La solución es la formación, divulgación y apoyo a todo lo relacionado con el desarrollo sostenible, para nuestra generación es difícil cambiar hábitos adquiridos, pero podemos hacer que nuestros hijos y nietos queden libres de esas ataduras, proporcionándoles la educación necesaria para romper con ellas.

Cambiar el mundo o la forma de pensar de sus habitantes es un proceso lento pero necesario, pudiendo acelerarlo a consecuencia del conocimiento y entendimiento de los problemas y las causas a que estos conllevan. Es el trabajo de la próxima generación, sin olvidar que nosotros debemos hacerles entender el problema.

EL EFECTO INVERNADERO

A largo plazo la Tierra debe liberar al espacio la misma cantidad de energía que absorbe del sol. La energía solar llega en forma de radiación de onda corta, parte de la cual es reflejada por la superficie terrestre y la atmósfera. Sin embargo, la mayor parte pasa directamente a través de la atmósfera para calentar la superficie de la Tierra. Esta se desprende de dicha energía enviándola nuevamente al espacio en forma de radiación infrarroja, de onda larga.

El vapor de agua, el dióxido de carbono y los otros «gases de efecto invernadero» que existen en forma natural en la atmósfera, absorben gran parte de la radiación infrarroja ascendente que emite la Tierra, impidiendo que la energía pase directamente de la superficie terrestre al espacio. A su vez, procesos de acción recíproca (como la radiación, las corrientes de aire, la evaporación, la formación de nubes y las lluvias) transportan dicha energía a altas esferas de la atmósfera y de ahí se libera al espacio. Afortunadamente existe este proceso más lento e indirecto, ya que si la superficie de la Tierra pudiera irradiar libremente la energía, nuestro planeta seria un lugar frío y sin vida, tan desolado y estéril como Marte.

Al aumentar la capacidad de la atmósfera para. absorber la radiación infrarroja, nuestras emisiones de gases de efecto invernadero alteran la forma en que el clima mantiene el equilibrio entre la energía incidente y la irradiada. De no registrarse ningún otro cambio adicional, la duplicación de la concentración de gases de efecto invernadero de larga vida proyectada para comienzos del próximo siglo reduciría en alrededor del 2 por ciento la proporción de energía que nuestro planeta emite al espacio. :La energía no puede acumularse sin más: el clima deberá adaptarse de alguna manera para deshacerse de ese excedente, y si bien un 2 por ciento puede no parecer mucho, tomando a la Tierra en su conjunto, ello equivale a retener el contenido energético de 3 millones de toneladas de petróleo por minuto.

Los científicos señalan que estamos alterando el «motor» energético que acciona el sistema climático. Algo tiene que cambiar para atenuar el impacto.

LA ENERGÍA

La energía es una magnitud física que asociamos con la capacidad que tienen los cuerpos para producir trabajo mecánico, emitir luz, generar calor, etc.  En todas estas manifestaciones hay un sustrato común, al que llamamos energía, que es propio de cada cuerpo (o sistema material) según su estado físico-químico, y cuyo contenido varía cuando este estado se modifica.

En física la energía es uno de los conceptos básicos debido a su propiedad fundamental: La energía total de un sistema aislado se mantiene constante.  Por tanto en el universo no puede existir creación o desaparición de energía, sino transferencia de un sistema a otro o transformación de energía de una forma a otra.

La energía es, por lo tanto, una magnitud física que puede manifestarse de distintas formas: potencial, cinética, química, eléctrica, magnética, nuclear, radiante, etc., existiendo la posibilidad de que se transformen entre sí pero respetando siempre el principio de la conservación de la energía.

UNIDADES SE USAN PARA MEDIR LA ENERGÍA

Si la energía que posee un cuerpo se pone de manifiesto realizando un trabajo, el valor de este trabajo será una medida de la energía que posee.  Si por el contrario hemos realizado un trabajo sobre un cuerpo y éste lo ha almacenado en forma de energía, la medida del trabajo realizado sobre el cuerpo nos dará el valor de la energía que permanece de forma latente en el cuerpo.  Por todo ello la energía liberada o acumulada tendrá las mismas unidades que la magnitud trabajo.

En el Sistema internacional de unidades (SI) la unidad de trabajo y de energía es el julio (J) definido como el trabajo realizado por la fuerza de 1 newton cuando desplaza su punto de aplicación 1 metro.

En física nuclear se utiliza como unidad el electronvoltio (eV) definido como la energía que adquiere un electrón al pasar de un punto a otro entre los que hay una diferencia de potencial de 1 voltio.

Su relación con la unidad del SI es:

1 eV = 1,602 x 10-19 J

Para la energía eléctrica se emplea como unidad de producción el kilovatio-hora (kW – h)* definido como el trabajo realizado durante 1 hora por una máquina que tiene una potencia de 1 kilovatio.

Su equivalencia con la unidad del SI es:

1 kWh = 36 x 105 J

Para poder evaluar la calidad energética de las distintas fuentes de energía se establecen unas unidades basadas en el poder calorífico de cada una de ellas. Las más utilizadas en economía energética son kcal/kg, tec y tep.

kcal/kg aplicada a un combustible nos indica el número de kilocalorías que obtendríamos en la combustión de 1 kg de ese combustible.

1 kcal = 4,186 x 103 J

tec: tonelada equivalente de carbón.  Representa la energía liberada por la combustión de 1 tonelada de carbón (hulla).

1 tec = 29,3 x 109 J

tep: tonelada equivalente de petróleo.  Equivale a la energía liberada en la combustión de 1 tonelada de crudo de petróleo.

1 tep = 41,84 x 109 J

Relación entre estas unidades:

1 tep = 1,428 tec

LA POTENCIA

Al trabajo realizado por un sistema en la unidad de tiempo se le llama potencia.  Su unidad en el sistema internacional (SI) es el vatio, definido como la potencia de una máquina que realiza el trabajo de 1 julio en el tiempo de 1 segundo.  Su símbolo es W Con frecuencia se utilizan múltiples de esta unidad.

Son el kilovatio (kW) y el caballo de vapor (CV ó HP)

1 kW = 103 W

1 CV ó HP = 735,5 W

1 MeV · s-1 = 1,602 X 10-13 W

CLASIFICACION DE LAS FUENTES DE ENERGÍA

Para clasificar las distintas fuentes de energía se pueden utilizar varios criterios:

a) Según sean o no renovables.

b) Según la incidencia que tengan en la economía del país.

c) Según sea su utilización.

a) Llamaremos fuentes de energía renovables a aquéllas cuyo potencial es inagotable por provenir de la energía que llega a nuestro planeta de forma continua como consecuencia de la radiación solar o de la atracción gravitatoria de otros planetas de nuestro sistema solar.  Son la energía solar, eólica, hidráulica, maremotriz y la biomasa.

Las fuentes de energía no renovables son aquéllas que existen en una cantidad limitada en la naturaleza.  No se renuevan a corto plazo y por eso se agotan cuando se utilizan.  La demanda mundial de energía en la actualidad se satisface fundamentalmente con este tipo de fuentes.  Los más comunes son carbón, petróleo, gas natural, uranio e hidrógeno (éstas utilizadas en fisión y fusión nuclear respectivamente).

b) Si atendemos al segundo criterio de clasificación, llamaremos fuentes de energía convencionales a aquéllas que tienen una participación importante en los balances energéticos de los países industrializados.  Es el caso del carbón, petróleo, gas natural, hidráulica, nuclear.

Por el contrario se llaman fuentes de energía no convencionales, o nuevas fuentes de energía, a las que por estar en una etapa de desarrollo tecnológico en cuanto a su utilización generalizada, no cuentan con participación apreciable en la cobertura de la demanda energética de esos países.  Es el caso de la energía solar, eólica, maremotriz y biomasa.

c) Según sea su utilización las fuentes de energía las podemos clasificar en primarias y secundarias.  Las primarias son las que se obtienen directamente de la naturaleza, como ejemplo tenemos el carbón, petróleo, gas natural.  Es una energía acumulada.  Las secundarias, llamadas también útiles o fínales, se obtienen a partir de las primarias mediante un proceso de transformación por medios técnicos.  Es el caso de la electricidad o de los combustibles.

LA ENERGÍA HIDRÁULICA Y CÓMO SE APROVECHA

Podemos considerar la energía hidráulica como la energía que se obtiene a partir del agua de los ríos.  Es una fuente de energía renovable.

De forma indirecta tiene al Sol como origen.  El calor evapora el agua de los mares formando las nubes, que a su vez se transformarán en lluvia o en nieve, asegurando así la perennidad del ciclo.

El mayor aprovechamiento de esta energía se realiza en los saltos de agua de las presas.  El agua se encuentra generalmente retenida en los embalses o pantanos.  Estos son unos grandes depósitos que se forman, generalmente, de manera artificial, cerrando la boca de un valle mediante un dique o presa en el que quedan retenidas las aguas de un río.  Esta agua almacenada puede ser utilizada posteriormente para el riego, abastecimiento de poblaciones o para la producción de energía eléctrica en una central hidroeléctrica.

La mayoría de las presas hidráulicas se destinan a la producción de energía eléctrica.  Los países con gran potencial hidráulico obtienen la mayor parte de la electricidad en centrales hidráulicas por sus grandes ventajas, entre ellas la de ser un recurso inagotable que se renueva de forma gratuita y constante en la naturaleza, pudiéndose aprovechar el excedente para otros fines.

Pero también presenta inconvenientes.  No es posible hacer predicciones, puesto que dependen de la hidraulicidad anual, y los años de sequía o lluviosos no es algo sobre lo que el hombre pueda incidir.  Los emplazamientos hidráulicos suelen estar lejos de las grandes poblaciones, por lo que es necesario transportar la energía eléctrica producida a través de costosas redes.  Otro aspecto poco favorable es el efecto negativo que puede tener la creación de un embalse sobre el entorno, con problemas de alteración de cauces, erosión, incidencias sobre poblaciones, pérdida de suelos fértiles, etc.

Estos inconvenientes, unidos a las grandes inversiones necesarias en este tipo de centrales, y a la cada vez más difícil localización de emplazamientos son los que impiden una mayor utilización de esta fuente energética.  Sin embargo la energía hidráulica sigue siendo la más empleada entre las fuentes de energía renovables para la producción de energía eléctrica.

LA ENERGÍA SOLAR Y COMO SE APROVECHA

Energía solar es la energía que llega a la Tierra en forma de radiación electromagnética procedente del Sol, en donde es generada por un proceso de fusión nuclear.

En el Sol se producen constantemente reacciones de fusión: los átomos de hidrógeno se fusionan dando lugar a un átomo de helio, liberando una gran cantidad de energía.  De ésta sólo una pequeña parte llega a la Tierra, pues el resto es reflejado hacia el espacio exterior por la presencia de la atmósfera terrestre.

La energía solar llega a la superficie de la Tierra por dos vías diferentes:

Incidiendo en los objetos iluminados por el Sol (radiación directa),

Por reflexión de la radiación solar absorbida por el aire y el polvo atmosférico (radiación difusa).

La primera es aprovechable de forma directa, Los colectores planos y las células fotovoltaicas aprovechan la segunda, en alguna medida.

Las ventajas de la energía solar son:

Es inagotable a escala humana y no contaminante.

Mediante procesos convenientes de concentración pueden alcanzarse con ella temperaturas hasta 3.000 ºC, que en principio permiten poner en marcha ciclos termodinámicos de alto rendimiento.

Los inconvenientes de esta fuente de energía son:

No puede ser almacenada, por lo que tiene que ser transformada inmediatamente en otra forma de energía (calor, electricidad, biomasa).

Su aprovechamiento exige disponer de sistemas de captación de grandes superficies y algunos de sus principales componentes son muy caros.

Es discontinuo y aleatoria.

Por tanto la energía solar que llega a la Tierra es gratuita, pero su transformación en energía útil es muy costosa y, en muchos casos, está en fase de experimentación.

El aprovechamiento de la energía solar puede hacerse por dos vías: térmica y fotovoltaica.

A) Vía térmica: Transforma la energía proveniente del Sol en energía calorífica.  Esta transformación puede darse a baja, media y alta temperaturas.

Transformación a baja temperatura: Se emplea generalmente para calefacción doméstica, climatización de locales, calentamiento de agua en hospitales, piscinas… Es necesario captar la energía solar, para lo que se dispone de una serie de colectores que absorben la radiación solar y la transmiten en forma de calor para alimentar el sistema de calefacción.

Estos sistemas aprovechan la energía solar a temperaturas que oscilan entre 35QC y 90@C y su rendimiento es superior al 50%.

Instalaciones a medía temperatura: En estas instalaciones las temperaturas que se obtienen oscilan entre 90 ºC y 200 ºC, para lo que es necesario captar la energía solar y concentrarla mediante dispositivos especiales: El rendimiento en estos casos es del 60%.

Estas instalaciones constan de un conjunto de colectores de concentración de distintas formas:

a) Cilíndrico-parabólica: recogen la energía solar y la transmiten a un fluido (aceite térmico) en forma de calor.

b) Heliostatos: formados generalmente por espejos orientables de forma que la radiación incidente sea reflejada en un punto fijo.

Las aplicaciones de este tipo de instalaciones son fundamentalmente industriales.  El principal inconveniente es que utilizan sólo la radiación directa del Sol, pero no la difusa.

Instalaciones a alta temperatura: son las centrales termoeléctricas.  La temperatura alcanzada es superior a 200 ºC.  Están formadas por una amplia superficie de heliostatos sostenidos por soportes que reflejan la radiación solar y la concentran en un pequeño punto receptor.  El receptor transmite la radiación solar en forma de calor a un fluido (agua, aire, metales líquidos) que circula por un circuito primario.  Este es enviado a un generador de vapor que convierte en vapor el agua que circula por un circuito secundario, la cual pone en movimiento un grupo turbina-alternador produciendo energía eléctrica.

El rendimiento de estas instalaciones es aproximadamente del 20%.

B) Conversión fotovoltaica: Los sistemas solares fotovoltaicos están formados por un conjunto de células solares o fotovoltaicas dispuestas en paneles que transforman directamente la energía solar en energía eléctrica.

La luz solar transporta la energía en forma de un flujo de fotones.  Cuando estos fotones inciden en determinado tipo de materiales y bajo ciertas condiciones, provocan una corriente eléctrica. Es lo que se conoce como efecto fotovoltaico.

Las células solares o fotovoltaicas son pequeños elementos fabricados con un elemento cristalino semiconductor, silicio-germanio (Si-Ge).  Al incidir sobre ellas, los fotones producen un movimiento de electrones en el interior de la célula y aparecen entre sus extremos una diferencia de potencial que los convierte en un pequeño generador eléctrico.  El coste de estas células es muy elevado y el rendimiento es del 15 al 25%.

El desarrollo de estos sistemas está ligado a la técnica de los satélites artificiales.  En una primera etapa, debido a la fiabilidad de su funcionamiento, su reducido peso y sus escasas necesidades de funcionamiento, estos sistemas fueron utilizados para cubrir las necesidades energéticas de los satélites.

LA ENERGÍA EÓLICA Y CÓMO SE APROVECHA

La energía eólica es la energía producida por el viento.  Fue una de las primeras fuentes de energía utilizada por el hombre.  Los barcos de vela y los molinos de viento son las primeras manifestaciones del aprovechamiento energético de la energía eólica.

Esta fuente de energía presenta las ventajas y los inconvenientes de la energía solar: es inagotable, limpia, no contaminante y, una vez hecha la instalación para su captación, gratuita, Pero al mismo tiempo es dispersa, intermitente y se presenta de forma irregular en cuanto a su intensidad.  Además, el viento presenta otros problemas específicos.  A medida que aumenta la intensidad del mismo se incrementan los problemas en las instalaciones: corrosión, erosión, esfuerzo sobre la estructura y necesidad d e que la parte móvil se oriente hacia el viento, factores que hay que tener muy en cuenta al realizar el diseño de las máquinas eólicas.

En la actualidad se utiliza para accionar molinos industriales, bombas y pequeñas dinamos.  Existen también sistemas de transformación de energía eólica en energía eléctrica, aunque están en fase experimental y el rendimiento obtenido es muy pequeño en relación a la producción.

LA ENERGÍA BIOMÁSICA Y CÓMO SE PUEDE APROVECHAR

Es la energía que se puede obtener de los compuestos orgánicos formados por procesos naturales.  Es lo que comúnmente se llama biomasa.

La energía de la biomasa se puede conseguir fundamentalmente:

Estableciendo determinados cultivos que puedan transformarse posteriormente en combustible.

Aprovechando residuos forestales, agrícolas y domésticos, transformándolos después en combustible (biomasa residual).

Transformando química o biológicamente ciertas especies vegetales para convertirlas también en combustible (metanol y etanol).

La biomasa residual ofrece grandes perspectivas en cuanto a su aprovechamiento energético ya que se produce de forma continua como consecuencia de la actividad humana.  La eliminación de residuos naturales constituye normalmente un problema cuya solución requiere grandes desembolsos.  El aprovechamiento energético de los residuos, además de proporcionar energía, ahorrará los costes de su eliminación, aunque no hay que olvidar que su recogida, generalmente en terrenos difíciles, implica también considerables inconvenientes.

LA ENERGÍA GEOTÉRMICA Y CÓMO SE APROVECHA

La energía geotérmica ha sido utilizada por el hombre desde los tiempos más remotos.  Podemos considerarla como la energía que encierra la Tierra en forma de calor y que ha sido producida fundamentalmente en la desintegración de las sustancias radiactivas de su núcleo.  Este calor tiende a difundirse en el interior hasta escapar por la superficie de la corteza terrestre.  Esta cantidad de calor sería suficiente para cubrir las necesidades mundiales de energía si pudiera aprovecharse.  Pero como esto no es posible, hemos de intentar mejorar el aprovechamiento de este calor profundizando en la Litosfera.

La temperatura se distribuye de forma irregular según las zonas de la corteza terrestre.  Las bolsadas de magma que proceden de las zonas más profundas se desplazan hacia zonas de menor presión.

A su contacto las rocas se funden y desprenden grandes cantidades de gases que tienden a salir por las grietas y las fisuras de la corteza, dando lugar a fenómenos de vulcanismo como son las erupciones volcánicas, salidas de gases a altas temperaturas (fumarolas y solfataras), salida de agua hirviendo y vapor (geiseres) y salida de agua caliente (fuentes termales), aunque sólo algunas de éstas son aprovechabas.

El aprovechamiento de la energía geotérmica se hace a distintas temperaturas.

Baja energía: Se aprovecha directamente el agua caliente (a menos de 100 ºC) en muy variadas aplicaciones: calefacción, agua caliente doméstica, piscinas, invernaderos, secaderos…-.

Media energía (90 – 150 ºC): Existe la posibilidad de producir energía eléctrica, recurriendo a un fluido intermedio para su extracción. (amoníaco, freón).  El rendimiento es muy bajo.

Alta energía: El vapor a presión o el agua a más de 150 ºC tienen un valor suficiente de fuerza motriz como para alimentar una central eléctrica.  El rendimiento sigue siendo bajo.

Rocas calientes y secas: Se encuentran a profundidades hasta 6.000 metros y a temperaturas de 300 ºC.  Con ellas se puede obtener energía eléctrica, pero su explotación presenta grandes dificultades.

En general la energía geotérmica, aunque ofrece grandes posibilidades de aprovechamiento, tiene enormes limitaciones: es de aplicación local, no puede transmitiese a largas distancias y, además, en muchos casos el vapor tiene una gran cantidad de humedad, por lo que existe grave riesgo de corrosión en las instalaciones.

LA ENERGÍA MAREMOTRIZ Y CÓMO SE PUEDE APROVECHAR

La energía maremotriz es la energía desarrollada por las aguas del mar cuando están en movimiento.

Las mareas  son el resultado de la atracción gravitatoria ejercida por el Sol y la Luna sobre nuestro planeta.  En algunos lugares el desnivel de las mareas alcanza con frecuencia varios metros de diferencia entre la marea baja y la marea alta (bajamar y pleamar).  Su utilización industrial sólo es posible en aquéllas zonas costeras que reúnan determinadas condiciones topográficas y marítimas en las cuales el valor de amplitud del desnivel de las mareas sea comparable a una instalación hidroeléctrica de escasa altura de caída de a pero de considerable masa de ésta.

En algunos casos particulares en que la marea penetra por un paso estrecho, es posible mediante diques dejar entrar en él la marea ascendente y hacer pasar el agua a través de la turbina cuando la marea se retira.  Este es el principio de las centrales maremotrices.

La energía de las olas es mucho más difícil de dominar y hasta el presente no se ha conseguido la tecnología adecuada.

EL CARBÓN Y QUÉ USOS TIENE

El carbón es un combustible fósil, resultado final de una serie de transformaciones sobre restos vegetales acumulados en lugares pantanosos, lagunas y deltas fluviales principalmente, durante el período carbonífero de la Era primaria.

Por acciones químicas diversas y variaciones de presión y temperatura a lo largo de grandes intervalos de tiempo estos vegetales se transforman en carbón en un proceso llamado carbonización.  De forma resumida se puede decir que tras la fase de depósito de los vegetales comienza la acción de las bacterias anaerobias (sobre la celulosa y la lignina fundamentalmente).  Los cambios que dan lugar a la transformación de madera en carbón son de dos tipos: químicos y estructurales.  En los químicos se va desprendiendo hidrógeno y oxígeno a medida que la proporción de carbono aumenta.  En algunos casos (como en la antracita) llega a constituir casi la totalidad del. producto resultante.

Existen también cambios estructurales.  La estructura fibrosa de la madera se transforma en estructura microcristalina distinta para cada variedad de carbón, y su color cambia de pardo a negro.

Existen cuatro tipos de carbones diferentes, debido a las distintas clases de vegetal del que proceden y sobre todo a la duración y condiciones (presión y temperatura del proceso de carbonización.  Estos son:

Antracita: Es un carbón duro, totalmente carbonizado.  Muy compacto y brillante.  Con brillo nacarado y color negro.

Hulla: Es un carbón duro, totalmente carbonizado.  Color negro lustroso.  Brillo nacarado a bandas brillantes y mates.

Lignito: Negruzco: Es un carbón blando perteneciente (como la turba) a épocas posteriores al carbonífero, por lo que no ha sufrido el proceso de carbonización completo.  Tiene aspecto de madera quemada y brillo a trozos.

Turba: Es el más reciente de los carbones.  Es blando, de color marrón, mate, ligero de peso y en él se observan todavía restos de plantas.

La potencia calorífica de estos carbones varía de 7.000 a 2.000 kcal/kg, desde la antracita y hulla hasta lignito y turba.  Asimismo, su humedad oscila de el 3% hasta el 40% y las sustancias volátiles pueden ir desde el 8% hasta el 50%.  Como principal impureza tenemos el azufre (S) y el nitrógeno (N), que al quemarse el carbón se liberan en forma de SO2 y NOx para unirse posteriormente al vapor de H2O y producir las lluvias ácidas.

Las aplicaciones más importantes del carbón son:

Como combustible doméstico e industrial.

Como reductor en la siderurgia.

Como materia prima en la fabricación de gas del alumbrado.

Como combustible en las centrales térmicas.

La antracita se utiliza fundamentalmente como combustible doméstico e industrial, fundamentalmente para la producción de energía eléctrica.  La destilación seca de la hulla da lugar a cuatro fracciones: amoníaco, alquitrán, gas natural y coque.  Este último (duro, resistente y poroso) se utiliza en la metalurgia del hierro y del acero (siderurgia).  El lignito se emplea fundamentalmente en las centrales térmicas para obtener de él energía eléctrica.  La turba se utiliza como combustible doméstico.

EL PETRÓLEO Y QUE USOS TIENE

El petróleo es un aceite mineral de color muy oscuro o negro, menos denso que el agua y de un olor acre característico.  Está formado por una mezcla de hidrocarburos acompañados de azufre, oxígeno y nitrógeno en cantidades variables.  El petróleo se encuentra sólo en las rocas sedimentarlas.

El petróleo se origina a partir de una materia prima formada fundamentalmente por restos de organismos vivos acuáticos, vegetales y animales que vivían en los mares, las lagunas, las desembocaduras de los ríos y en las cercanías del mar.  Estos restos fueron atacados en los fondos fangosos por bacterias anaerobias que consumieron su oxígeno dejando únicamente moléculas de carbono e hidrógeno llamadas hidrocarburos.

La presión ejercida por la enorme masa de sedimentos provoca la expulsión del líquido que se encuentra entre las capas de la roca sedimentaría.  Este líquido, el petróleo, migra siguiendo la pendiente a decenas de kilómetros hasta que encuentre una roca porosa e incompresible cuyos huecos rellena.  Esta roca es la llamada roca almacén.

Los campos petrolíferos se encuentran normalmente muy lejos de los lugares de consumo. El transporte terrestre de los crudos se realiza, normalmente, a través de oleoductos que van del pozo a la refinería o al puerto de expedición más próximo.  El transporte marítimo a larga distancia lo cubren los buques cisternas o petroleros.

Los principales usos del petróleo son:

a) Como combustible doméstico e industrial.

b) Como carburante y lubricante.

c) Para la obtención de materias primas básicas en la industria petroquímica.

El crudo del petróleo es una mezcla de hidrocarburos desde el más sencillo (CH4 metano) hasta especies complejas con 40 átomos de carbono.  El petróleo, tal como mana del pozo, tiene muy pocas aplicaciones.  Para obtener los diversos derivados es necesario someterlo a un proceso de refino.  La operación principal de éste es la destilación fraccionada.  En ella obtenemos, a distintas temperaturas, toda una gama de productos comerciales a partir del petróleo bruto.  Sustancias gaseosas tales como metano, etano, propano y butano; líquidas como las gasolinas, el queroseno y el fuel; sólidas como las parafinas y los alquitranes, se obtienen a distintas temperaturas en este proceso.

Para satisfacer las necesidades del mercado ha sido necesario desarrollar técnicas de transformación que, modificando la estructura de los productos obtenidos en la destilación fraccionada, permitan obtener las sustancias que la sociedad demanda.  Entre esas técnicas la más importante son el craqueo y la polimerización.

En la operación de craqueo lo que se logra es la ruptura de una molécula pesada con muchos átomos de C (fuel por ejemplo), originando varias moléculas ligeras (gasolinas y gases, por ejemplo).

La polimerización es la unión de varias moléculas de un compuesto llamado monómero (p. ej. Etileno), para formar una molécula llamada polímero (p. ej. polietileno).  Este proceso es de gran importancia en la industria petroquímica.

Una de las aplicaciones más importantes del petróleo es su utilización como materia prima en toda la industria petroquímica.  El 60% de los productos químicos que se encuentran en el mercado y el 80% del sector orgánico proceden de la petroquímica.  Abonos, plásticos, anticongelantes, detergentes, cauchos sintéticos, colorantes, explosivos, fibras plastificantes, disolventes… son productos obtenidos a partir del petróleo.

Por todo ello, podemos afirmar que el petróleo juega un importante papel, no sólo en el campo de los suministros energéticos, sino también en el de la industria química.

¿Qué es el gas natural y que usos tiene?

El gas natural es una mezcla de gases entre los que se encuentra en mayor proporción el metano, CH4.  La proporción en la que se encuentra este compuesto es del 75 al 95% del volumen total de la mezcla. (Por esto, se suele llamar metano al gas natural).  El resto de los componentes son etano, propano, butano, nitrógeno, dióxido de carbono, sulfuro de hidrógeno, helio y argón.

El desarrollo del empleo del gas natural se ha realizado con posterioridad al uso del petróleo.  El gas natural que aparecía en casi todos los yacimientos petrolíferos se quemaba como un residuo más.  A pesar de su enorme poder calorífico no se podía aprovechar, por los grandes problemas que planteaban su almacenamiento y transporte.

La necesidad de encontrar nuevas fuentes de energía, la puesta a punto de las técnicas de licuefacción de gas y procedimientos de soldadura de tuberías para resistir grandes presiones, han hecho posible la utilización de todos estos recursos energéticos.

El gas natural se utiliza:

a) Como combustible doméstico e industrial.- Tiene un gran poder calorífico.  Su combustión es regulable y produce escasa contaminación.

b) Como materia prima en la industria petroquímica para la obtención de amoníaco, metanol, etileno, butadieno y propileno.

EL NÚCLEO DE LOS ÁTOMOS

El núcleo de los átomos fue descubierto en 1911 por Rutherford a partir del análisis de partículas ce dispersadas por los átomos.  Es a partir de 1932, con el descubrimiento del neutrón por Chadwick y con las reacciones llevadas a cabo por los esposos Joliot-Curie, cuando el núcleo empieza a tener verdadera importancia.

El núcleo tiene dimensiones muy reducidas.  Ocupa la parte central del átomo; en él reside toda la carga positiva y casi la totalidad de la masa atómica.  Está formado fundamentalmente por protones y neutrones.  Los protones tienen una carga positiva cuantitativamente igual a la del electrón (1,602 X 10 -19C). Los neutrones son eléctricamente neutros.  A las partículas del núcleo se les llama nucleones.  Las fuerzas que mantienen unidas las partículas del núcleo entre sí, venciendo, incluso, las de repulsión electrostática entre los protones, son unas fuerzas de naturaleza desconocida y corto alcance que sólo aparecen en el interior de los núcleos y que se llaman fuerzas nucleares.

A la energía acumulada por estas fuerzas nucleares se la llama energía de enlace o de ligadura y se calcula mediante la relación de Einstein E = MC2.

Al determinar la masa del núcleo observamos que es inferior a la suma de la masa de los componentes.  La diferencia entre ambas se llama defecto másico (Dm) y la energía de enlace será

E = Dm.c2.

Una parte de la masa del núcleo se ha transformado en energía de enlace para mantener unidas las partículas del núcleo.  Esta energía es la que se libera en una reacción nuclear.  Dividiendo la energía de enlace o de ligadura por el número de componentes del núcleo, se obtiene la energía media por nucleón, valor que nos indica la estabilidad del núcleo.  Si la energía media de enlace tiene un valor alto, será un núcleo estable.  Si su valor es pequeño, será inestable y tenderá a emitir alguno de sus componentes para convertirse en otra forma más estable.  En este caso el núcleo es radiactivo.

ES LO MISMO ENERGÍA NUCLEAR QUE ENERGÍA ATÓMICA

Los términos energía atómica y energía nuclear son sinónimos y definen el mismo concepto.  La razón de esta doble denominación es de origen histórico.  Existen unos países a los que podemos llamar «pioneros» en las investigaciones relacionadas con la energía emitida por los cuerpos radiactivos y otros a los que podemos llamar «usuarios» de dicha energía.  Entre los primeros podemos incluir a Francia y al Reino Unido, países en los que Becquerel, los esposos Curie, Rutherford y sus colaboradores hablaban en sus comunicaciones de energía atómica y lo que estudiaban eran «las grandes cantidades de energía almacenadas en los átomos radiactivos» (el núcleo no fue descubierto hasta 1912).  En el segundo grupo (en el que podemos incluir a España) el término nucleares el que se empezó a utilizar con rigor y precisión.

Existe un intento de generalizar el uso del término nuclear en todos los países.  Sin embargo es difícil que se deje de hablar de energía atómica. por la gran cantidad de organismos oficiales y de normas que llevan de forma implícita este término.

LA FISIÓN NUCLEAR

La fisión nuclear es una reacción en la cual un núcleo pesado, al ser bombardeado con neutrones, se descompone en dos núcleos, uno de ellos de masa aproximadamente la mitad del otro, con gran desprendimiento de energía y la emisión de dos o tres neutrones.  Estos, a su vez, pueden ocasionar más fisiones al interaccionar con nuevos núcleos fisionables que emitirán nuevos neutrones y así sucesivamente si la constante de multiplicación es mayor que 1. Este efecto multiplicador se conoce con el nombre de reacción en cadena.  En una pequeña fracción de segundo, el número de núcleos que se han fisionado libera una energía 106 veces mayor que la obtenida al quemar un bloque de carbón o explotar un bloque de dinamita de la misma masa.  Debido a la rapidez a la que tiene lugar una reacción nuclear, la energía se desprende mucho más rápidamente que en una reacción quírfii.ca. Este es el principio en el que está basada la bomba atómica.  Las condiciones bajo las que se llegó a su descubrimiento y construcción forman parte de la historia d e la humanidad y son conocidas por todos.

Si por el contrario se logra que sólo uno de los neutrones liberados produzca una fisión posterior, el número de fisiones que tienen lugar por segundo es constante y la reacción está controlada.  Este es el principio de funcionamiento en el que están basados los reactores nucleares, que son fuentes controlables de energía nuclear de fisión.

LA FUSIÓN NUCLEAR

Recibe el nombre de fusión nuclear la reacción en la que dos núcleos muy ligeros se unen para formar un núcleo más pesado y estable, con gran desprendimiento de energía.

Para que tenga lugar la fusión, los núcleos cargados positivamente, deben aproximarse venciendo las fuerzas electrostáticas de repulsión. La energía cinética necesaria para que los núcleos que reaccionan venzan las interacciones se puede suministrar en forma de energía térmica o utilizando un acelerador de partículas.

La solución más viable es la fusión térmica.  Estas reacciones de fusión térmica, llamadas reacciones termonucleares, se producen en los reactores de fusión y fundamentalmente con los isótopos del hidrógeno

El aprovechamiento por el hombre de la energía de fusión pasa por la investigación y el desarrollo de sistemas tecnológicos que cumplan dos requisitos fundamentales: calentar y confinar.  Calentar para conseguir un gas sobrecalentado (plasma) en donde los electrones salgan de sus órbitas y donde los núcleos puedan ser controlados por un campo magnético; y confinar, para mantener la materia en estado de plasma o gas ionizado, encerrada en la cavidad del reactor el tiempo suficiente para que pueda reaccionar.

Este tipo de reacciones son muy atractivas como fuente de energía ya que el deuterio no es radiactivo y se encuentra de forma natural y prácticamente ilimitada en la naturaleza.  El tritio no se presenta de forma natural y además es radiactivo.  Sin embargo las investigaciones están básicamente centradas en las reacciones de fusión deuterio-tritio, debido a que libera una mayor energía y la temperatura a la que tiene lugar la fusión es considerablemente menor que las otras.

Las tres partículas elementales que entran a formar parte del átomo son: el electrón, el protón y el neutrón: el electrón posee una masa de 9,11 x 10-31 kg (aproximadamente 1/1800 de la masa del átomo de hidrógeno) y una carga negativa de 1,602 x 10-19 C (este valor se toma como unidad en física nuclear); el protón tiene una masa de 1,673 x 10-27 kg.; (aproximadamente, la masa del átomo de hidrógeno) y una carga positiva igual en valor absoluto a la carga del electrón; el neutrón tiene una masa ligeramente inferior al protón y carece de carga eléctrica.  Hoy se sabe que el protón y el neutrón no son esencialmente distintos, sino que son dos estados de una misma partícula denominada nucleón, de tal modo que un neutrón puede desintegrarse en un protón más un electrón, sin que ello signifique que el electrón existiese anteriormente sino que se forma en el momento de la desintegración.  Análogamente, un protón puede transformarse en un neutrón para lo que ha de emitir un electrón positivo (positrón)

Otra partícula de gran importancia en física nuclear es el neutrino, que, aunque carece de masa y de carga, posee energía y cantidad de movimiento.  La existencia del neutrino se dedujo a partir de consideraciones teóricas que hacían necesaria la existencia de esta partícula si determinados procesos subatómicos habían de cumplir las leyes de la física.

El estudio de la radiación cósmica, así como los experimentos que se llevan a cabo en los aceleradores de partículas, han permitido comprobar la existencia de un número mucho mayor de partículas elementales, todas ellas de vida efímera, es decir, que se desintegran en otras; estas partículas han recibido los nombres de muones, tauones, mesones, hiperones.  El número de partículas elementales descubiertas hasta la fecha rebasa el centenar.

También se sabe que además de cada partícula existe la antipartícula correspondiente, la cual posee la misma masa que ella e igual carga pero de signo contrario.  Así, el antiprotón es una partícula con la misma masa que el protón pero cuya carga es una unidad negativa; el antielectrón (que recibe el nombre de positrón) es igual que un electrón con carga positiva.  Las antipartículas tienen una vida muy corta, ya que cuando se encuentran con una partícula se aniquilan liberando energía.

RELACIÓN ENTRE BIENESTAR Y CONSUMO DE ENERGÍA

El consumo de energía por habitante constituye uno de los indicadores más fiables del grado de desarrollo económico de una sociedad, algo que está íntimamente vinculado con el bienestar material. En este sentido, la demanda energética se asocia de forma generalizada con el producto nacional bruto de un país, con su capacidad industrial y con el nivel de vida alcanzado por sus habitantes.

Aunque desde ciertas perspectivas ecologistas se quiere negar la evidencia, es claro que existe una alta correlación entre consumo energético y toda una serie de magnitudes económicas, verificable tanto en el plano sincrónico como en el histórico. Desde la primera óptica se puede comprobar como un elevado porcentaje de la energía utilizada en el mundo es absorbida por los países desarrollados.

La correspondencia entre el nivel de vida y consumo energético se puede apreciar, asimismo, desde la perspectiva histórica, pues se pueden examinar las evidentes relaciones entre crecimiento económico e incremento de la demanda de energía. La explicación puede hacerse a través de los cambios estructurales que se suceden a lo largo de la historia económica de un país y, simultáneamente, considerando que dentro de las distintas actividades económicas existen enormes diferencias de consumo energético para obtener una unidad de producción.

Cuando un país empieza a avanzar por la senda del desarrollo su estructura económica se caracteriza por un predominio de las actividades primarias, a las que se unen algunas artesanales, por tanto su consumo energético es bajo. Iniciado el proceso de crecimiento, la industria aumenta en importancia, lo mismo que los transportes, sectores que, en general requieren gran cantidad de energía. A ello se une la creciente mecanización de todas las actividades económicas y el aumento del uso de energía en las economías domésticas, redundando todo en fuertes incrementos en el empleo de energía. No obstante, la mayor eficiencia técnica de las máquinas permite reducir progresivamente el uso de energía para iguales niveles de satisfacción material.

ENERGÍAS PRIMARIAS QUE SE UTILIZAN ACTUALMENTE

De todas las fuentes de energía aludidas en el capítulo anterior únicamente cinco se emplean de forma masiva y por este orden en el mundo actual: petróleo, carbón, gas natural, nuclear de fisión y energía hidráulica. Esto es algo importante a tener en cuenta por que, por el momento, son las únicas que pueden responder en cantidad, calidad y precio a las necesidades energéticas de la humanidad.

Sin embargo, existen otras también empleadas bajo circunstancias muy diferentes. Así, en el llamado Tercer Mundo y para cubrir las necesidades domésticas se emplean diversos tipos de biomasa (desde leña hasta residuos agrícolas). En algunos países se utilizan la energía solar y eólica para obtener pequeñas cantidades de electricidad; en Francia y Canadá existen sendas centrales maremotrices y en Islandia existe un aprovechamiento relativamente importante de los recursos geotérmicos. Todas estas energías primarias tienen hoy una relevancia muy escasa, en bastantes países puramente anecdótica.

SUSTITUCIONES EN EL USO DE LAS ENERGÍAS PRIMARIAS

A largo plazo, además de aumentar la cantidad de energía consumida, también se producen variaciones en su composición, al mortificarse la participación relativa de cada energía primaria en el total. En estos procesos de sustitución intervienen numerosos factores, como la tecnología, la disponibilidad de nuevos recursos y la aparición de consumos específicos.

A fin de centrar el tema pueden agruparse en cuatro puntos los diferentes factores, sin que el orden expositivo implique jerarquía o relevancia.

a) La mayor eficiencia técnica de unas energías primarias sobre otras. Esto significa que a igualdad de volumen o de peso, unas fuentes tienen mayor poder calorífico que otras, por lo cual resulta más atractivo y económico su uso.

b) La aparición de consumos específicos, que requieren un tipo determinado de energía, sin alternativas razonables.

c) Ventajas de limpieza, comodidad y facilidad de uso.

d) Diferencias relativas de precios.

LA CRISIS ENERGÉTICA

Se puede definir como un desajuste temporal entre la oferta y la demanda energéticas que se salda, de forma habitual, con fuertes incrementos de los precios de las distintas energías. Esto último se da, obviamente, en el caso de que la oferta sea superada por la demanda, supuesto desencadenante de la crisis desde la perspectiva de una nación importadora (como es el caso de los países del mundo occidental, en general, y de España en particular). Sin embargo, desde la óptica de un país explotador (caso de cualquiera de la OPEP), la crisis surgiría en el caso de exceso de oferta y de caída de los precios energéticos. Si se acepta este doble enfoque de crisis, es preciso reconocer que éstas son bastantes habituales en la historia económica contemporánea. No obstante, y por las razones apuntadas, la idea de crisis más generalizada es la primera.

El desencadenamiento de las crisis energéticas suele ocurrir cuando los tirones alcistas de la demanda -impulsados por el crecimiento económico- no van acompañados de incrementos paralelos de la producción, lo que se debe a la falta de respuesta de ésta a corto plazo ante el largo período de maduración de las inversiones para acrecentarla, pues transcurren varios años entre su comienzo y el momento en que se puede iniciar la explotación comercial del yacimiento o de las instalaciones de transformación.

El ajuste, vía precios, entre una demanda desbordante y una oferta incapaz de satisfacerla en cantidad y calidad constituye un mecanismo -aunque traumático- de reequilibrio, pues los altos precios precipitan una nueva oleada de inversiones en busca de nuevos yacimientos, nuevas fuentes de energía o nuevas técnicas de uso que, finalmente, restablecerán el equilibrio entre la oferta y la demanda a más bajos precios.

En definitiva, las crisis energéticas son bastante habituales y, en cierta medida, favorecen el progreso.

EL IMPACTO DE LAS CRISIS ENERGÉTICAS SOBRE LA ECONÓMICA MUNDIAL

Por su carácter paradigmático y por ser la más reciente (el conflicto del Golfo no supuso escasez de oferta y por ello no cabe considerarlo en sentido estricto como crisis energética) podemos centrarnos en la crisis energética iniciada en octubre de 1973 con la subida de los precios de los crudos y con restricciones de oferta aplicadas por los países de la OPAEP (Organización de los Países Arabes Exportadores de Petróleo), y alimentada por hechos similares en los años siguientes. Aunque los efectos fueron múltiples, algunos, por su relevancia, merecen ser destacados:

a) Se cerró un largo período de precios energéticos bajos y decrecientes y se abrió otro de precios altos y crecientes que duró casi un decenio.

b) El alza de los precios de los crudos -hecho desencadenante- fue acompañado de elevaciones     -algo menores- en los precios de otras energías primarias.

c) El carácter aleatorio e imprevisible de las alzas de los precios de los crudos, unido a su falta de relación con los costes de extracción, provocó graves incertidumbres a corto y medio plazo sobre la conveniencia de realizar grandes esfuerzos inversores, tanto para desarrollar nuevas fuentes energéticas, como para investigar los recursos de las ya conocidas, si se exceptúa, claro, el caso de los hidrocarburos.

d) Los países industriales, todos grandes importadores de crudos, vieron sus economías muy afectadas por el alza de precios. De entrada, sufrieron un grave quebranto en sus balanzas comerciales, pero, además, su crecimiento cayó en picado, a la vez que sus tasas de inflación llegaron a dos dígitos y se elevó el paro muy por encima de las cifras del decenio precedente.

e) Dadas las interdependencias existentes en la economía mundial, la recesión de los países industrializados no tardó en generalizarse al resto, sobre todo por la vía del comercio internacional, que experimentó una fuerte contracción.

f) Los países exportadores de crudos, como era lógico esperar, se vieron muy beneficiados, obteniendo enormes superávit en sus balanzas comerciales al aumentar mucho sus ingresos, casi exclusivamente basados en la venta de crudos. Las reservas de divisas que acumularon (pues a corto plazo apenas si aumentó su propensión a importar), colocadas en los principales centros financieros internacionales -Nueva York, y Londres- beneficiaron a algunos países desarrollados, pero sometieron a grandes tensiones al sistema financiero internacional.

g) Las alzas del precio de la energía, la inflación subsiguiente y las políticas de ajuste provocaron cambios en la división internacional del trabajo, pues mientras ciertos países perdieron competitividad y cuota de mercado, otros aprovecharon la situación al tener ventajas de especialización en sectores no intensivos en energía.

ESCASEZ DE ENERGÍA EN EL MUNDO

Se trata de una cuestión controvertida sobre la cual existen posturas enfrentadas. El desacuerdo está, tratando de simplificar al máximo, tanto en los datos de base para el análisis, como en la propia valoración de los mismos.

El primer punto se concreta en la estimación de los recursos y reservas mundiales de energía, tema sobre el que es preciso hacer algunas puntuaciones previas. La primera estriba en que es preciso desdeñar la idea de que tanto los recursos como las reservas son algo fijo o constante. En lo referente a reservas esto es fácil de entender puesto que avances técnicos o cambios en los precios relativos pueden convertir parte de los recursos en reservas, aunque lo contrario también puede suceder. Sin embargo, en lo relativo a recursos esta idea casi nunca se tiene en cuenta y es fundamental, pues los recursos, efectivamente, pueden agotarse si se utilizan, pero, asimismo, pueden incrementarse como consecuencia de los trabajos de exploración minera que permiten descubrir yacimientos antes desconocidos. Esto último viene sucediendo de forma bastante frecuente en los últimos decenios.

La segunda puntualización es la relativa a los métodos de cálculo de recursos y reservas que pueden presentar resultados finales con una considerable discrepancia cuantitativa.

Tomados en su conjunto los recursos energéticos con que cuenta la humanidad pueden evaluarse de relativamente abundantes, pues son suficientes para abastecer la demanda energética mundial durante más de un siglo, y esto en el supuesto, muy improbable, de que no se añadieran nuevos recursos al descubrirse yacimientos actualmente desconocidos. El plazo indicado parece suficientemente lejano como para poder rechazar las tesis apocalípticas que de forma más o menos periódica e interesada salen a la luz pública.

Sin embargo, el panorama optimista varía si del conjunto pasamos a las partes, pues, aunque las reservas de carbón y uranio son abundantísimas, las de hidrocarburos lo son bastante menos sobre todo las de petróleo, que resulta ser, desde hace más de un cuarto de Siglo, la energía primaria más utilizada. No obstante, el petróleo puede ser sustituido en bastantes aplicaciones -desde la calefacción a la producción de electricidad- por otras fuentes, como el carbón o la electronuclear.

Otra cuestión de interés es la relativa a la distribución geográfica de las reservas denominadas por grandes diferencias entre áreas y países. Así, América del Norte y la antigua URSS se reparten casi a partes iguales la mitad del total mundial, mientras que el Próximo Oriente alberga casi el 60 por 100 del petróleo y un alto porcentaje del gas natural. Por el contrario, Europa (excepto la URSS) es pobre en recursos energéticos, sobre todo en lo referente a hidrocarburos, aunque dispone de abundante carbón.

En definitiva, nuestro planeta cuenta todavía con recursos energéticos suficientes para continuar abasteciendo durante al menos medio siglo consumos similares a los actuales. Aunque desde la perspectiva económica el plazo parece no preocupante, para algunos puede parecer demasiado breve.

POR QUÉ DEBE AHORRARSE ENERGÍA

Las reservas y los recursos energéticos no son ilimitados, aunque sean relativamente abundantes. Desde el punto de vista económico son bienes escasos (no son bienes libres, como el agua o el aire) y, por tanto, su uso debe ser racional, evitándose el despilfarro. Esto implica que debe extraerse el máximo aprovechamiento de la energía empleada, evitándose pérdidas innecesarias en la extracción, manipulación y transporte, utilizando técnicas y maquinas eficientes, y para el consumidor final, imponiendo precios disuasorios que penalicen el derroche y la dilapidación. Con ello, sin afectar al nivel de vida, se logrará prolongar el máximo las reservas y los recursos actualmente disponibles, encaminando la transición hacia nuevas energías de forma moderada, evitándose así situaciones traumáticas con elevaciones desmesuradas de los precios, reflejo, en la mayoría de las ocasiones, de escaseces relativas.

RECURSOS Y RESERVAS ENERGÉTICOS

El mero conocimiento y cuantificación de la existencia de materias primas energéticas no significa necesariamente que éstas se puedan emplear para la obtención de energía útil. Para ello, además tiene que ser técnicamente posible su explotación y económicamente rentable la misma, es decir, que los costes de extracción sean inferiores a los precios del mercado. Asimismo, es preciso que la energía útil que se obtenga del recurso sea muy superior a la consumida en su extracción y transformación. Las cantidades de materia prima energética que cumplan todos estos requisitos se denominan reservas, que pueden aprovecharse para su transformación en energía útil en condiciones económicas rentables. Al resto de las cuantificadas se las denominan recursos. La proporción de recursos que pasan a ser reservas, sin descubrirse nuevos yacimientos, aumenta a medida que se abaratan técnicamente los costes de explotación, o bien porque en el mercado alcanzan un mayor precio. Así, la fuerte elevación de los precios del petróleo en 1973 provocó que el crudo del Mar del Norte dejase de considerarse únicamente recurso para considerarse reserva.

La diferenciación entre recursos y reservas es fundamental en el análisis económico de la energía y decisiva para una planificación racional, puesto que, mientras que los recursos energéticos son muy abundantes, las reservas energéticas son más escasas, aunque bastante variables.

¿QUÉ ES UN ÁTOMO?

La teoría atómico-molecular fue establecida a principios del siglo XIX; Dalton, Avogado y Proust fueron sus principales artífices. Según ella, la materia es discontinua, de tal modo que la menor parcela que se puede obtener de un cuerpo es una molécula. Las moléculas, a su vez, pueden dividirse en unas entidades menores denominadas átomos; las moléculas de los cuerpos simples están formadas por átomos iguales entre sí, mientras que las moléculas de los cuerpos compuestos están formadas por átomos de dos o más clases. También afirmaba esta teoría que los átomos eran indivisibles, a lo que alude su nombre («átomos» significa «no divisible» en griego), y que todos los átomos de un mismo elemento eran iguales. Por lo tanto, podemos definir un átomo como «la parte más pequeña y eléctricamente neutra de que está compuesto un elemento químico y que puede intervenir en las reacciones químicas sin perder su integridad». Hoy se conocen 1 07 elementos químicos distintos, algunos de los cuales no existen en la naturaleza y se han obtenido artificialmente.

Una serie de descubrimientos que tuvieron lugar en el último tercio del pasado siglo y primer tercio del presente obligaron a revisar esta teoría atómica: la Ley periódica de Mendeleiev, las teorías sobre la ionización y la radiactividad dieron lugar a que, primero, Rutherford y, luego, Bohr y Heisenberg establecieran el modelo atómico hoy vigente. Según este modelo el átomo no es indivisible sino que está formado por entidades más pequeñas, llamadas partículas elementales. En el átomo se pueden considerar dos partes: una central o núcleo atómico formada por protones y neutrones, y una parte externa o corteza, formada por electrones (hay tantos electrones en la corteza como protones en el núcleo, por lo cual el átomo es eléctricamente neutro), los cuales giran alrededor del núcleo a semejanza de los planetas que giran alrededor del Sol. El radio del átomo es de unos 10-8 cm, y el del núcleo es de 10-13 cm, lo que indica que la materia está casi totalmente vacía.

¿QUÉ SON LAS PARTÍCULAS ELEMENTALES?

Hoy sabemos que los átomos no son indivisibles sino que están formados por unas partículas subatómicas, llamadas partículas elementales. Estas se pueden definir como entes físicos más simples que el núcleo atómico, y se considera que son el último constituyente de la materia.

Las tres partículas elementales que entran a formar parte del átomo son: el electrón, el protón y el neutrón: el electrón posee una masa de 9,11 x 10-31 kg (aproximadamente 1/1800 de la masa del átomo de hidrógeno) y una carga negativa de 1,602 x 10-19 C (este valor se toma como unidad en física nuclear); el protón tiene una masa de 1,673 x 10-27 kg. (aproximadamente, la masa del átomo de hidrógeno) y una carga positiva igual en valor absoluto a la carga del electrón; el neutrón tiene una masa ligeramente inferior al protón y carece de carga eléctrica. Hoy se sabe que el protón y el neutrón no son esencialmente distintos, sino que son dos estados de una misma partícula denominada nucleón, de tal modo que un neutrón puede desintegrarse en un protón más un electrón, sin que ello signifique que el electrón existiese anteriormente sino que se forma en el momento de la desintegración. Análogamente, un protón puede transformarse en un neutrón para lo que ha de emitir un electrón positivo (positrón)

Otra partícula de gran importancia en física nuclear es el neutrino, que, aunque carece de masa y de carga, posee energía y cantidad de movimiento. La existencia del neutrino se dedujo a partir de consideraciones teóricas que hacían necesaria la existencia de esta partícula si determinados procesos subatómicos habían de cumplir las leyes de la física.

El estudio de la radiación cósmica, así como los experimentos que se llevan a cabo en los aceleradores de partículas, han permitido comprobar la existencia de un número mucho mayor de partículas elementales, todas ellas de vida efímera, es decir, que se desintegran en otras; estas partículas han recibido los nombres de muones, tauones, mesones, hiperones. El número de partículas elementales descubiertas hasta la fecha rebasa el centenar.

También se sabe que además de cada partícula existe la antipartícula correspondiente, la cual posee la misma masa que ella e igual carga pero de signo contrario. Así, el antiprotón es una partícula con la misma masa que el protón pero cuya carga es una unidad negativa; el antielectrón (que recibe el nombre de positrón) es igual que un electrón con carga positiva. Las antipartículas tienen una vida muy corta, ya que cuando se encuentran con una partícula se aniquilan liberando energía.

¿QUÉ SON LOS ISÓTOPOS?

Una especie atómica viene definida por dos números enteros: el número de protones que hay en el núcleo y el número total de protones más neutrones. El primero, llamado número atómico, Z, define el elemento químico al que pertenece el átomo; es decir, independientemente del número de neutrones que posean, todos los átomos que tienen un protón son átomos de hidrógeno, todos los que tienen ocho protones son átomos de oxígeno, etc. El segundo número, denominado número másico, A, es el número entero más próximo a la masa (expresada en unidades de masa atómica) del átomo en cuestión; es decir, todos los átomos con A igual a 2 tienen una masa de, aproximadamente, 2 unidades másicas; los que tienen A=235, tienen una masa de unas 235 unidades de masa atómica.

Ocurre que existen varias especies atómicas (o clases de átomos) que tienen el mismo número atómico pero poseen números másicos distintos. Esto significa que, dentro de cada elemento químico, existen varias especies atómicas que difieren en su masa atómica. Estas especies de un mismo elemento se llaman isótopos, nombre que alude (isos: igual; topos: lugar) a que estos átomos ocupan el mismo lugar en la tabla periódica de los elementos. Por ejemplo, el hidrógeno tiene tres isótopos: el isótopo con A = 1 , denominado protio (que carece de neutrones); el isótopo con A = 2, llamado deuterio (que posee 1 neutrón); y el isótopo con A = 3, denominado tritio (que posee 2 neutrones).

¿NUCLEIDO E ISÓTOPO, SON CONCEPTOS EQUIVALENTES?

Nucleido es el nombre genérico que se aplica a todos los átomos que poseen el mismo número atómico y el mismo número másico.

Dos nucleidos que difieren en el número másico pero tienen un mismo número atómico son «especies» de un mismo elemento químico. Se dice que estos dos nucleidos son isótopos de dicho elemento. De acuerdo con estas definiciones nucleido se refiere a considerar cada especie por sí misma, mientras que el concepto isótopo implica una relación de comparación.

Ahora bien, en la práctica se suele olvidar esta distinción semántica tan sutil entre ambos vocablos, y, aunque no sea riguroso, es moneda corriente el empleo de isótopo como sinónimo de nucleido, aunque no al contrario. En esta obra, y en mor de seguir el uso, emplearemos isótopo con los dos significados: isótopo «strictu sensu» y nucleido.

¿QUÉ ES LA RADIACTIVIDAD?

La radiactividad fue descubierta por el científico francés Antoine Henri Becquerel en 1896. El descubrimiento tuvo lugar de una forma casi ocasional: Becquerel realizaba investigaciones sobre la fluorescencia del sulfato doble de uranio y potasio y descubrió que el uranio emitía espontáneamente una radiación misteriosa. Esta propiedad del uranio – después se vería que hay otros elementos que la poseen – de emitir radiaciones, sin ser excitado previamente, recibió el nombre de radiactividad.

El descubrimiento dio lugar a un gran número de investigaciones sobre el tema. Quizás las más importantes en lo referente a la caracterización de otras sustancias radiactivas fueron las realizadas por el matrimonio, también francés, Pierre y Marie Curie, quienes descubrieron el polonio y el radio, ambos en 1898.

La naturaleza de la radiación emitida y el fenómeno de la radiactividad fueron estudiados en Inglaterra por Ernest Rutherford, principalmente, y por Frederick Soddy. Como resultado pronto se supo que la radiación emitida podía ser de tres clases distintas, a las que se llamó alfa, beta, y gamma, y que al final del proceso el átomo radiactivo original se había transformado en un átomo de naturaleza distinta, es decir, había tenido lugar una transmutación de una especie atómica en otra distinta. También se dice (y esta es la terminología actual) que el átomo radiactivo ha experimentado una desintegración.

Hoy sabemos que la radiactividad es una reacción nuclear de «descomposición espontánea»; es decir, un nucleido inestable se descompone en otro más estable que él, a la vez que emite una «radiación». El nucleido hijo (el que resulta de la desintegración) puede no ser estable, y entonces se desintegra en un tercero, el cual puede continuar el proceso, hasta que finalmente se llega a un nucleido estable. Se dice que los sucesivos nucleidos de un conjunto de desintegraciones forman una serie radiactiva o familia radiactiva.

Digamos, por último, que son radiactivos todos los isótopos de los elementos con número atómico igual o mayor a 84 (el polonio es el primero de ellos), y que hoy se obtienen en el laboratorio isótopos radiactivos de elementos cuyos isótopos naturales son estables; es la llamada radiactividad artificial. La primera obtención en el laboratorio de un isótopo artificial radiactivo (es decir, el descubrimiento de la radiactividad artificial) la llevó a cabo en 1934 el matrimonio francés Joliot-Curie, formado por Fréderic Joliot e lrene Curie, hija de los esposos Curie.

¿QUÉ TIPOS HAY DE DESINTEGRACIONES RADIACTIVAS?

Al estudiar el fenómeno de la radiactividad, Rutherford descubrió que la radiación emitida por una desintegración radiactiva podía ser de tres clases: alfa, beta, y gamma; además también hay que considerar hoy la emisión de neutrones.

La radiación alfa (a) está formada por núcleos del isótopo 4 del helio, es decir, está constituida por una radiación corpuscular, en la que cada corpúsculo está formado por dos protones y dos neutrones. Ello significa que tiene una masa atómica de 4 unidades y una carga eléctrica de 2 unidades positivas. Estos protones y neutrones formaban antes parte del núcleo que se ha desintegrado.

La radiación beta (b) está constituida por electrones, lo que significa que es también de naturaleza corpuscular, en la que cada corpúsculo tiene una masa atómica de l/1800, aproximadamente, y una carga de 1 unidad negativa. A diferencia del caso anterior, el electrón emergente no existía anteriormente en el núcleo sino que procede de la transformación de un neutrón en un protón, que queda dentro del núcleo, y el electrón, que es eyectado.

Posteriormente, se descubrió la radiación beta positiva, semejante a la beta pero con carga positiva. Está formada por positrones procedentes de la transformación de un protón en un neutrón.

La radiación gamma (c) es de naturaleza electromagnética, semejante a la luz ordinaria o a la radiación X, pero con mucho menor longitud de onda. Es, por lo tanto, de naturaleza ondulatorio, carente de masa en reposo y de carga. Esta radiación tampoco existía antes en el núcleo, sino que es energía que se emite como consecuencia de un reajuste energético del núcleo.

En la fisión espontánea, así como en la fisión inducida y en otras reacciones nucleares, se produce una radiación de neutrones, formada por estas partículas, con masa, por lo tanto, de 1 unidad de masa atómica y sin carga.

Las leyes que rigen los distintos tipos de desintegración fueron descubiertas por Soddy y Fajans. Estas leyes son:

En la desintegración alfa, puesto que se emiten dos protones y dos neutrones, el nucleido hijo tiene dos protones menos que el padre, lo que significa que ha retrocedido dos puestos en el sistema periódico y su masa ha disminuido en cuatro unidades.

En la desintegración beta negativa, ya que un neutrón se transforma en un protón, el átomo hijo tiene un protón más que el padre, lo que representa que avanza un puesto en el sistema periódico, y no varía su masa atómica.

En la desintegración beta positiva ocurre exactamente lo contrario que en la desintegración beta ordinaria: el nucleido hijo tiene un protón menos que el padre y la misma masa atómica.

La emisión gamma no constituye una desintegración propia sino que se produce acompañando a la radiaciones alfa beta, en las desintegraciones de este tipo, o en la desexcitación de nucleidos que se encontraban en un nivel energético superior al normal de ese nucleido (nucleidos excitados).

En la desintegración con emisión de un neutrón, el nucleido hijo es un isótopo del padre, pero posee una masa menor en una unidad.

¿QUÉ LEY RIGE EL PROCESO DE UNA DESINTEGRACIÓN RADIACTIVA?

La desintegración de un cuerpo radiactivo es un proceso estadístico; ello quiere decir que si consideramos un determinado átomo radiactivo no podemos conocer en qué momento tendrá lugar su desintegración, pero si tomamos un número muy grande de átomos de un mismo nucleido, podemos conocer la ley que, como promedio, sigue el conjunto en su desintegración.

Se demuestra que la probabilidad de que se desintegre un átomo radiactivo permanece constante a lo largo del tiempo. Ello se traduce en que al desintegrarse una sustancia radiactiva la cantidad de ella que no se ha desintegrado disminuye exponencialmente con el tiempo. Se llama período de semidesintegración, T, al tiempo que ha de transcurrir para que la cantidad de sustancia radiactiva se haya reducido a la mitad. El valor de T puede variar entre fracciones muy pequeñas de segundo (isótopos de vida corta) a millones de años (isótopos de vida larga).

¿QUÉ SON LAS REACCIONES IONIZANTES?

El término radiación se emplea genéricamente para designar la energía electromagnética o las partículas’ materiales- que, a partir de un foco emisor, se propagan en el espacio. Esta propagación, en ausencia de campos que influyan sobre la radiación, es rectilínea (en forma de «rayos», a lo cual alude el nombre).

Determinadas radiaciones son capaces de producir partículas cargadas (iones) a su paso por la materia, por lo que reciben el nombre genérico de radiaciones ionizantes: en unos casos la radiación está formada por partículas cargadas que poseen energía cinética suficiente para producir iones en su colisión con los átomos que encuentran a su paso (se las llama, por eso, radiaciones directamente ionizantes); en otros casos la radiación está formada por partículas no cargadas que pueden dar lugar en la materia a la liberación de partículas directamente ionizantes, por lo que reciben el nombre de radiaciones indirectamente ionizantes.

Las principales radiaciones ionizantes, son: las radiaciones alfa, beta, y gamma, los rayos X y los neutrones.

¿QUÉ SON LAS REACCIONES NUCLEARES?

Por analogía con las reacciones químicas, se llaman reacciones nucleares las interacciones entre núcleos atómicos o entre núcleos atómicos y partículas elementales; por extensión, se incluyen también las interacciones entre partículas elementales.

La primera reacción nuclear llevada a cabo en el laboratorio, la realizó Rutherford, en 1919, bombardeando el isótopo 14 del nitrógeno con partículas alfa. En la reacción se producen el isótopo 17 del oxígeno y un protón.

Al igual que en química se considera que la descomposición espontánea de una molécula inestable es la reacción química más simple (reacción monomolecular), la radiactividad es el tipo más simple de reacción nuclear, y es la que se descubrió primero.

En los demás tipos de reacciones nucleares hay, en general, dos núcleos o partículas que reaccionan, para dar lugar a productos de reacción. A semejanza de lo que ocurre en una reacción química, para producir una reacción nuclear normalmente es necesario comunicar al sistema inicial una energía de activación. En la reacción se libera energía, que se manifiesta en forma de energía cinética de los productos de la reacción, acompañada en ocasiones por la producción de radiación gamma.

¿CÓMO SE REALIZA UNA REACCIÓN NUCLEAR?

Una reacción nuclear puede representarse esquemáticamente en la forma: a + X ® Y + b donde X e Y son los núcleos inicial y final, a es la partícula empleada como proyectil y b la partícula emergente. Para que ocurra la reacción es necesario que la partícula a tenga una energía suficiente para producirla. En las primeras reacciones nucleares realizadas en el laboratorio se emplearon como proyectiles partículas procedentes de una desintegración radiactiva. Más adelante se construyeron los llamados aceleradores de partículas, donde la energía necesaria se obtiene mediante la acción de campos eléctricos o magnéticos.

Un criterio ampliamente usado para clasificar las reacciones nucleares consiste en definirlas sobre la base de las dos partículas incidente y emergente, a y b. Así, se habla de reacciones (n, p) en las que la partícula incidente es un neutrón y la emergente un protón, etc.

Cuando no existían aún los aceleradores, se utilizaba como proyectil la radiación alfa de una desintegración radiactiva; los trabajos de Rutherford en los primeros decenios de este siglo se centraron en este tipo de reacciones. La construcción de aceleradores de partículas permitió el empleo de otros proyectiles cargados, principalmente protones. En 1934 el físico italiano Enrico Fermi concibió la idea de emplear el neutrón como proyectil y el grupo de investigadores dirigido por él estudió sistemáticamente las reacciones entre neutrones y los diversos elementos de la tabla periódica. En una de estas reacciones, la que tiene lugar entre el uranio 235 y el neutrón, en los últimos días de 1938 Otto Hahn descubrió la fisión.

Entre los tipos más importantes de reacciones nucleares debemos citar:

Dispersión: En ellas la partícula emergente es de la misma naturaleza que el proyectil. Todo ocurre como si éste hubiese rebotado contra el blanco, aunque nadie podría asegurar que la partícula emergente sea la misma que incidió. Cuando la energía cinética total de los productos originales es igual a la de los productos finales de la reacción se dice que se trata de una dispersión elástica. Si, por el contrario, la energía cinética total de los productos de reacción es menor que la inicial, diremos que es una dispersión inelástica. En este caso, la diferencia entre ambas energías es absorbida por el blanco, el cual queda excitado.

Captura: En esta reacción la partícula incidente es absorbida por el blanco sin que se produzca ninguna partícula emergente, con la excepción de fotones gamma.

Fisión: En este tipo de reacción, un núcleo pesado se rompe en, generalmente, dos fragmentos cuyos tamaños son del mismo orden de magnitud, lo que va acompañado de una emisión de neutrones y radiación gamma, con la liberación de una gran cantidad de energía. Aunque existen casos de fisión espontánea o de fisión por captura de un fotón, la reacción se produce normalmente por la captura de un neutrón.

Fusión nuclear.- Es una reacción entre dos núcleos de átomos ligeros en la que se produce un núcleo de un átomo más pesado, unido a la liberación de partículas elementales y de una gran cantidad de energía.

La energía liberada en el Sol y en las estrellas proviene de reacciones de fusión nuclear.

¿QUÉ ES UNA REACCIÓN DE FISIÓN NUCLEAR EN CADENA?

La fisión nuclear es una reacción que se produce mediante el bombardeo con neutrones de determinados nucleidos, denominados nucleidos fisionables. En la fisión acontece que al romperse el núcleo blanco se liberan varios neutrones con una energía igual o superior a la de los neutrones incidentes, lo que permite que los neutrones producidos den lugar a nuevas fisiones, y los liberados en ellas a otras nuevas, etc. Con ello se puede conseguir que una vez iniciada la reacción no sea necesario continuar con el bombardeo de neutrones externos, sino que la reacción se mantenga por sí misma.

Cuando una vez iniciada una reacción es capaz de mantenerse por sí sola se dice que se trata de una reacción en cadena. Según esta definición, una reacción de fisión nuclear en cadena es un proceso de fisiones nucleares sucesivas en las que todos o parte de los neutrones liberados en cada fisión originan nuevas fisiones, y así sucesivamente.

Para conocer en qué condiciones puede tener lugar la reacción de fisión nuclear en cadena, es preciso estudiar las vicisitudes que siguen los neutrones producidos en la fisión. Si imaginamos un neutrón que reacciona con un núcleo de uranio 235, dará lugar a su fisión, proceso en el que como promedio se liberan 2,5 neutrones. Una parte de los neutrones producidos dará lugar a nuevas fisiones; otra parte será absorbida por núcleos de otros elementos presentes en el sistema, sin dar lugar a fisiones; una última parte escapará al exterior, sin que tampoco origine nuevas fisiones. Si el número de neutrones del primer grupo es igual a la unidad se habrá obtenido una reacción autosostenida y con un número constante de fisiones por unidad de tiempo, ya que cada neutrón que produjo inicialmente una fisión dará lugar a otro neutrón útil para continuar el proceso. Se dice, entonces, que el sistema forma un conjunto crítico. Si el número de neutrones útiles para producir nuevas fisiones fuera mayor que la unidad, el número de fisiones por unidad de tiempo sería creciente y tendríamos un conjunto hipercrítico. Si, por el contrario, fuera menor que la unidad, la reacción decrecería con el tiempo y acabaría deteniéndose; el conjunto recibe el nombre de subcrítico.

Un conjunto será crítico, hipercrítico o subcrítico dependiendo de la proporción relativa de neutrones en cada uno de los tres grupos, lo que es función de la concentración de átomos de U235 en el medio, de la concentración y naturaleza de los restantes nucleidos presentes, y de la relación entre volumen y superficie del medio donde tiene lugar la reacción.

¿DÓNDE RESIDE EL INTERÉS PRÁCTICO DE LA FISIÓN?

El hecho de que la fisión pueda dar lugar a una reacción de fisión nuclear en cadena permite que, una vez iniciada ésta, se mantenga por sí misma, lo que significa que puede obtenerse una producción de energía en régimen estacionario. La consecuencia práctica es que la fisión es una reacción nuclear que puede servir como fuente de energía para cubrir necesidades energéticas de la sociedad. Esto es semejante, en un proceso nuclear, a lo que ocurre con las reacciones químicas de combustión, que también sirven como fuentes de energía porque una vez iniciada la combustión del carbón o del petróleo, la reacción se mantiene por sí misma sin necesidad de ninguna acción exterior.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR COMBUSTIBLE NUCLEAR?

Se llama combustible nuclear cualquier material que contiene nucleidos fisionables y puede emplearse en un reactor para que en él se desarrolle una reacción nuclear en cadena.

Según esto el uranio es un combustible nuclear, como también lo es el óxido de uranio. En el primero caso nos referimos a un elemento químico, alguno de cuyos isótopos es fisionable; en el segundo, a un compuesto químico determinado que contiene tales isótopos.

Entendemos por isótopos fisionables aquellos nucleidos susceptibles de experimentar fisión. Para hablar con precisión, sería necesario especificar la energía de los neutrones que pueden hacer fisionar dicho isótopo; por ejemplo, el U238 no es fisionable por los neutrones térmicos, pero sí por los rápidos, aunque con pequeña sección eficaz. Normalmente, y a no ser que se hagan mayores precisiones, suele entenderse por isótopo fisionable cualquier nucleido que fisiona por la acción de los neutrones térmicos.

El único isótopo fisionable por neutrones térmicos que existe en la naturaleza es el uranio235. Se encuentra en una proporción del 0,711 por ciento en el uranio natural.

Hay otros isótopos fisionables que no existen en la naturaleza pero que pueden obtenerse artificialmente. Los principales son:

El uranio 233, que se obtiene por captura de un neutrón por un núcleo de torio 232. El núcleo intermedio formado sufre dos desintegraciones beta, dando lugar al mencionado U233.

El plutonio 239: Aunque han podido detectarse trazas de él, se considera que no es un isótopo natural. Se forma en la captura de un neutrón por un núcleo de U238, seguida de dos emisiones beta.

Menor importancia que los anteriores tiene el plutonio 241. Se forma por captura de un neutrón en el Pu-240, el cual procede, a su vez, de la captura de un neutrón por un núcleo de Pu 239.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR MATERIAL FÉRTIL?

Existen determinados nucleidos de elementos de elevado peso atómico que reaccionan con los neutrones, capturando éstos y emitiendo después partículas beta, con la circunstancia de que el nucleido final es fisionable. Dichos nucleidos iniciales, no fisionables, son de un gran interés práctico, puesto que si se introducen dentro de un reactor nuclear sirven de materia prima para la obtención de combustible nuclear. Reciben el nombre de nucleidos fértiles y el material que los contiene el de material fértil.

El torio 232 y el U-238 son los dos isótopos fértiles más importantes. Por lo tanto el torio y el uranio natural empobrecido son los dos materiales fértiles de mayor interés técnico.

¿DÓNDE RADICA EL INTERÉS PRÁCTICO DE LA FUSIÓN NUCLEAR?

El interés práctico de la fusión nuclear se encuentra en la cantidad de energía obtenida y en la abundancia de los elementos atómicos empleados, lo que le da el carácter de energía inagotable.

En las reacciones nucleares de fusión se emplean elementos atómicos ligeros, en general el hidrógeno y sus isótopos: el deuterio y el tritio. El deuterio abunda en el agua del mar en una proporción de un átomo por cada 6.500 de hidrógeno. Como además, 3/4 del planeta están cubiertos por agua, se puede afirmar que las reservas son inagotables. El tritio aunque es escaso en la naturaleza, se puede generar mediante reacciones nucleares con neutrones y con los dos isótopos del litio, material, por otro lado, abundante en la corteza terrestre (20 ppm) y en el agua del mar (0,17 ppm).

Desde el punto de vista energético, por la fusión del deuterio contenido en un litro de agua, se obtiene una energía equivalente a la producida en la combustión de 300 litros de gasolina.

¿A QUE RADIACIONES IONIZANTES ESTÁ EXPUESTO EL SER HUMANO?

Las personas están expuestas continuamente a radiaciones ionizantes, y lo han estado desde los albores de la humanidad. De estas radiaciones, unas proceden de la propia naturaleza, sin que el hombre haya intervenido en su producción; otras están originadas por acciones ocasionadas por el hombre.

Las primeras constituyen el fondo radiactivo natural. Podemos distinguir tres causas de este fondo radiactivo:

Las radiaciones ionizantes procedentes del espacio exterior (radiación cósmica). Están originadas por los procesos nucleares que tienen lugar en el exterior de la Tierra. Puesto que la atmósfera absorbe parcialmente las radiaciones, el fondo natural debido a esta causa varía con la altitud de tal modo que es menor al nivel del mar que en lo alto de una montaña.

Las radiaciones emitidas por las sustancias radiactivas presentes en la corteza terrestre. Esta componente del fondo radiactivo varía notablemente entre unos y otros puntos de la Tierra, ya que no es uniforme la distribución de los elementos químicos. Por ejemplo, el fondo radiactivo terrestre de la sierra de Guadarrama, cuyas rocas graníticas poseen una radiactividad relativamente alta, es mucho mayor que el correspondiente a las zonas de naturaleza calcárea.

La radiación de los isótopos radiactivos contenidos en el propio organismo humano, principalmente isótopos del carbono y del potasio,. A ella hay que unir la radiación producida por el radón que inhalamos al respirar, el cual procede de la desintegración del radio y el torio.

Como promedio, el 15% de la dosis procedente del fondo natural que recibe una persona en España se debe a la radiación cósmica; el 20% a la radiación terrestre, el 15% al propio organismo y el 50% al radón.

Las causas artificiales de radiación se deben a la exposición a diversas fuentes de origen no natural, como son las exploraciones radiológicas con fines médicos, las esferas luminosas de relojes, la televisión en color, los viajes en avión (en este caso se debe a la mayor dosis de radiación cósmica que se recibe durante el vuelo a gran altura), el poso radiactivo procedente de las explosiones nucleares en la atmósfera que tuvieron lugar en el pasado, las emisiones de las centrales térmicas de carbón, cuyos humos contienen isótopos radiactivos; y las instalaciones nucleares.

Dentro de las causas artificiales la principal fuente de irradiación son las exploraciones radiológicas, que en los países desarrollados dan lugar a unas dosis sobre la población semejantes a la radiación cósmica. Las centrales nucleares producen una dosis prácticamente nula sobre el público en general y una dosis muy pequeña y controlada sobre el personal de la central.

¿QUÉ DOSIS RECIBEN NORMALMENTE LAS PERSONAS?

Los seres humanos están sometidos a las radiaciones procedentes del fondo natural, así como al fondo derivado de las actividades humanas.

La radiación natural se debe a tres causas: la radiación cósmica, los elementos radiactivos contenidos en la corteza terrestre, y los isótopos radiactivos presentes en el propio organismo de los individuos. La dosis recibida a causa de este fondo natural varía mucho de unos a otros puntos de la Tierra; por ejemplo, en alguna región de Brasil llega a alcanzar 76 mSv/año.

De acuerdo con el informe del Consejo de Seguridad Nuclear al Congreso y al Senado, la dosis que como promedio recibe una persona, por causas naturales, es de 2,41 mSv/año. Esta dosis se reparte, aproximadamente, en: 0,35 mSv/año a causa de la radiación cósmica, 0,45 mSv/año por la radiación del suelo, 1,26 mSv/año por la inhalación del radón, 0,34 mSv/año por los isótopos incorporados al organismo y 0,01 mSv/año por el poso radiactivo de los experimentos nucleares..

Hay que hacer notar que las grandes diferencias en el fondo natural entre distintas regiones de la Tierra no parece que afecten a la incidencia de cáncer, defectos genéticos, etc., lo que constituye un dato significativo a la hora de estudiar los efectos de la radiación sobre las personas.

La dosis recibida como consecuencia de las actividades humanas depende en gran medida de las vicisitudes por las que atraviesan las personas. Por ejemplo, una persona que hiciera viajes en avión para recorrer 25.000 km. al año recibiría 1 mSv más que otra persona que llevara el mismo régimen de vida y que no volara nunca. Entre todas las fuentes de irradiación de este tipo la más importante es la contribución debida a las exploraciones radiológicas con fines médicos, la cual varía considerablemente entre distintas personas: en una radiografía de tórax se recibe una dosis de 0,05 mSv; en una tomografía computarizada de región lumbar la dosis es de 6 mSv.

En relación con la dosis recibida por la presencia de centrales nucleares, una persona que permaneciera todo el año a una distancia inferior a 2 km. de la central, recibiría una dosis adicional de 0,005 mSv/año; la dosis disminuiría a medida que la persona se alejara de la central, de tal modo que si se mantuviera a una distancia superior a los 10 km. no recibiría dosis adicional alguna. Conviene recordar aquí que la reglamentación establece zonas de acceso prohibido o restringido en el entorno de una central nuclear, por lo que puede considerarse que es nula la dosis que por esta causa recibe el público en general.

¿SON PELIGROSAS LAS RADIACIONES IONIZANTES PARA LOS SERES VIVOS?

La respuesta a una pregunta tan simple y categórica no puede reducirse a un SI o un NO, sin más distingos, sino que exige una contestación más detallada.

Las radiaciones se pueden emplear para producir un efecto beneficioso a las personas: las radiaciones X y gamma se usan con efectos curativos o paliativos en el tratamiento de tumores en la técnica denominada radioterapia,- también en medicina se emplean la radiación X o los isótopos radiactivos con fines diagnósticos, en las especialidades de radiología y medicina nuclear. Pueden citarse otros ejemplos de utilización biológica de las radiaciones, que no están relacionados con la salud de las personas pero sí con su bienestar, como es el caso de la inducción de mutaciones genéticas en cereales para mejorar el rendimiento de las cosechas o la calidad de las proteínas contenidas en el grano.

Ahora bien, las radiaciones pueden producir daños o implicar riesgos para los seres vivos, aunque también aquí hay que matizar que los efectos producidos por la radiación dependen de las dosis recibidas. Con dosis muy altas se produce la muerte del individuo; con dosis menores, pero todavía altas, se producen lesiones tanto más graves cuanto mayor es la dosis; las dosis bajas no producen necesariamente un daño sino que hacen aumentar la probabilidad de que se origine el daño, en función de la dosis recibida.

Por ello y fuera de los casos específicos en que la radiación se emplea deliberadamente para producir un determinado efecto beneficioso, la reglamentación considera que las radiaciones son potencialmente peligrosas y hay que precaverse frente a ellas

¿QUÉ DIFERENCIA EXISTE ENTRE IRRADIACIÓN Y CONTAMINACIÓN RADIACTIVA?

Recibe el nombre de irradiación o exposición la acción de someter a una persona u objeto a las radiaciones ionizantes. Se habla de irradiación externa cuando la fuente de radiación es exterior al individuo, mientras que la irradiación interna está originada por fuentes radiactivas situadas en el interior del individuo. Cuando existen simultáneamente ambos tipos de fuentes, la exposición total es la suma de las dos exposiciones parciales. Si el organismo completo sufre la irradiación, se dice que se trata de una exposición global, mientras que el término exposición parcial se refiere a la irradiación de un órgano determinado.

Contaminación es la presencia indeseada de sustancias radiactivas en la superficie o en el interior de un cuerpo u organismo. En el primer caso se habla de una contaminación externa y en el segundo de una contaminación interna. Una persona sufrirá una contaminación externa cuando se depositen sobre su piel sustancias radiactivas, mientras que la contaminación interna se producirá cuando penetren isótopos radiactivos en el organismo, sea por ingestión, sea por inhalación o a través de heridas, etc.

Un individuo irradiado por una fuente radiactiva exterior a él sufre en sus tejidos los efectos biológicos de la radiación mientras está próximo a la fuente, pero bastará que se aleje suficientemente de ella para que cese la irradiación. Por el contrario, un individuo contaminado continuará siendo irradiado en tanto no cese la contaminación, y él mismo puede actuar como fuente de contaminación o irradiación de otras personas.

La contaminación externa es fácilmente eliminable mediante lavado de la superficie contaminada, mientras que en la contaminación interna los efectos dependerán del tropismo de los elementos radiactivos, que los hace depositarse en unos u otros órganos en función de las características metabólicas de los mismos; la permanencia de la actuación de los radionucleidos depende, por una parte, de la capacidad de eliminación de esa sustancia por el organismo a través de las vías naturales, y, por otro, del período de semidesintegración del isótopo en cuestión.

¿QUÉ ES LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA Y CUALES SON SUS OBJETIVOS?

El mal uso de las radiaciones ionizantes puede ser peligroso para los seres vivos, por lo que en toda actividad en la que pueda producirse una irradiación a partir de una fuente de radiación o de una contaminación radiactiva, es necesario asegurarse que las personas y otros seres vivos que se desea proteger no reciben una dosis que pueda originarles riesgos radiactivos o, menos aún, producirles un daño cierto.

De esto se ocupa la protección radiológica, que se define como el conjunto de normativa, métodos y acciones que se toman para evitar dichos riesgos y daños, así como las acciones, medidas y análisis que se llevan a cabo para comprobar que se han aplicado correctamente los criterios de protección adecuados. En una instalación nuclear o radiactiva existe la posibilidad, al menos teórica, de que se emitan productos radiactivos al medio ambiente, los cuales podrían perjudicar luego a los seres vivos; por ello, la protección radiológica se ocupa también de establecer los límites de emisiones radiactivas al ambiente y la medida de la radiactividad en éste.

No se crea que la protección radiológica ha nacido con las centrales nucleares, sino que al comprobarse que el uso indebido de las radiaciones es peligroso, en 1901 se establecieron las primeras normas de protección frente a los rayos X, y en 1916 las primeras recomendaciones sobre protección frente a los rayos X y al radio. Durante las primeras cuatro décadas de nuestro siglo las radiaciones ionizantes se emplearon únicamente en medicina, por lo que la protección radiológica se ocupó sólo de los usos médicos de las radiaciones.

Cuando hacia la mitad del siglo se produjeron los desarrollos de las aplicaciones de la energía nuclear, la protección radiológica pasó a ocuparse también de los temas nucleares y adquirió el auge e importancia que hoy tiene.

¿CUÁLES SON LOS ORGANISMOS INTERNACIONALES QUE SE OCUPAN DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA?

El más veterano entre todos ellos es la Comisión Internacional de Protección Radiológica (CIPR), constituido en 1928 bajo la denominación de Comisión internacional para la protección frente a los rayos X y el radio, nombre que expresa que su cometido se refería a las aplicaciones médicas de la radiación. Originalmente estaba formada solamente por médicos y biólogos, pero al ampliar sus cometidos a la protección radiológica de instalaciones nucleares y radiactivas, en 1950, además de cambiar de nombre ha incorporado en su seno a físicos, químicos, ingenieros, etc.

De ella dependen cuatro comités dedicados a:

Efectos de las radiaciones.

Definición de límites secundarios de la carga corporal.

Protección radiológica en medicina.

Implantación de las recomendaciones que ella formula.

A pesar de que esta Comisión no tiene carácter intergubernamental, su prestigio y la solidez científica de sus recomendaciones hacen que éstas sean aceptadas por todos los organismos internacionales y adoptadas por las reglamentaciones oficiales de todos los Estados que desarrollan actividades nucleares.

El organismo nuclear intergubernamental más importante del mundo es el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA), creado por las Naciones Unidas en 1956. La sede del Organismo está en Viena, y forman parte de él 112 Estados, según datos de finales de 1991. Sus cometidos son muy amplios dentro del campo de la energía nuclear, tales como: investigación y desarrollo, celebración de conferencias científicas, control sobre los usos pacíficos de los materiales fisionables y formulación de recomendaciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica. La reglamentación española exige que estas recomendaciones del OIEA – como las de los restantes organismos internacionales de los que España forma parte – sean de obligado cumplimiento en las instalaciones nucleares y radiactivas españolas.

La Agencia de Energía Nuclear de la OCDE (NEA) fue creada en el seno de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico en 1957. Forman parte de ella 19 Estados europeos, además de Canadá, Estados Unidos, Japón, Australia y Nueva Zelanda; su sede está en París. Dentro de la Agencia existen cuatro direcciones técnicas: ciencias y técnicas nucleares; desarrollo tecnológico; seguridad nuclear; protección radiológica y gestión de residuos radiactivos. Al pertenecer España a la NEA, sus recomendaciones – al igual que ocurre con el OIEA – son de obligado cumplimiento en España.

La Comunidad Europea de Energía Atómica (EUROATOM), hoy integrada dentro de la Comunidad Europea, establece también una normativa sobre protección radiológica, que es exigida a los países de la Comunidad.

Existen otros varios organismos internacionales que formulan recomendaciones sobre protección radiológica.. Como más importantes merecen citarse: la Organización Mundial de la Salud (OMS), la Organización Internacional del Trabajo (OIT), y el Comité Científico de las Naciones Unidas para el Estudio de las Radiaciones Atómicas (UNSCEAR).

¿QUÉ ORGANISMO ESTA ENCARGADO EN ESPAÑA DE LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA?

Cuando en 1948 se iniciaron las investigaciones nucleares en España, en la Junta de Energía Nuclear, se encargó a este organismo de velar por la protección radiológica en el país.

Al igual que antes había ocurrido en otras naciones, ante el auge adquirido por la energía nuclear, en 1980 se decidió crear un organismo consagrado exclusivamente a la seguridad nuclear y la protección radiológica, organismo que habría de actuar con total independencia de las demás Administraciones públicas.

Para ello, la Ley 15/1980, de 22 de abril, creó el Consejo de Seguridad Nuclear «como Ente de Derecho Público, con personalidad jurídica y patrimonio propio e independiente de los del Estado, y como único Organismo competente en materia de seguridad nuclear y protección radiológica». El Consejo está regido por un presidente y cuatro consejeros, «designados entre personas de conocida solvencia dentro de las especialidades de seguridad nuclear, tecnología, protección radiológica y del medio ambiente, medicina, legislación o cualquier otra conexa con las anteriores, así como en energía en general o seguridad industrial, valorándose especialmente su independencia y objetividad de criterio» y dispone de un cuerpo de funcionarios propios, el Cuerpo técnico de seguridad nuclear y protección radiológica.

Vemos, pues, que la protección radiológica es cuestión que ha interesado al Estado desde el mismo momento en que se iniciaron las actividades nucleares en España y que existe un organismo técnico, capaz e independiente, que vela por la protección de las personas y del medio ambiente, en relación con las radiaciones ionizantes.

¿CÓMO PUEDEN PROTEGERSE LAS PERSONAS DE IRRADIACIÓN POR UNA FUENTE EXTERNA?

Cuando una persona está sometida a la irradiación de una fuente externa, la dosis de radiación que se recibe es igual al producto de la tasa de dosis (dosis recibida en la unidad de tiempo) por el tiempo durante el cual se está expuesto a la radiación.

Por su parte, la tasa de dosis en un punto es proporcional al flujo de radiación en él, y este flujo decrece con el alejamiento de la fuente de radiación según el producto de otros dos factores: el primero sigue la ley del decrecimiento con el cuadrado de la distancia, es decir, que, aunque la radiación no fuese absorbida en su recorrido desde la fuente hasta el objeto de la irradiación, la tasa de dosis disminuiría en forma inversamente proporcional al cuadrado de la distancia al foco emisor, en el caso de una fuente puntual.

Además, la radiación es absorbida parcialmente por el medio interpuesto entre emisor y receptor, lo que significa que el segundo factor de decrecimiento da la tasa de dosis en función de la distancia sigue una ley exponencial.

Como consecuencia de lo anterior, la protección contra la irradiación por una fuente externa se consigue mediante la combinación de tres factores: tiempo de exposición, distancia y blindaje.

El tiempo de exposición ha de reducirse de modo que la persona permanezca en la zona de irradiación durante el período mínimo que sea imprescindible, y debe controlarse el tiempo en que se permanece en dicha zona.

La distancia entre la fuente y la persona ha de controlarse también, procurando que se esté lo más lejos que sea posible de la fuente.

Como no siempre es posible que la combinación entre tiempo de exposición y distancia den lugar a una dosis admisible, la protección se consigue interponiendo una sustancia que absorba la radiación entre la fuente y el sujeto. Es lo que se llama un blindaje contra la radiación.

Las radiaciones alfa son absorbidas fácilmente por todos los cuerpos: bastan para ello unos centímetros de aire o algunas centésimas de milímetro de agua, por lo que la protección frente a la radiación alfa no necesita ningún blindaje.

La radiación beta, aunque algo más penetrante, se absorbe también con facilidad, bastando para ello algunos metros de aire, unos milímetros de agua, o un sólido delgado.

Por el contrario, la radiación gamma es muy penetrante, por lo que, para protegerse de ella, son necesarios blindajes de un material pesado, como puede, ser el plomo o el hormigón, de gran espesor.

Los neutrones son también muy penetrantes, sin que sean absorbidos por el aire. Los compuestos de algunos elementos químicos, como el boro y el cadmio, son buenos absorbentes de neutrones.

En las centrales nucleares el reactor está rodeado de un fuerte blindaje, que absorbe gran parte de la radiación gamma y los neutrones, y la central se divide en áreas, según los niveles de radiación que hay en ellas. El acceso al interior de aquellas áreas en las que el nivel de radiación es apreciable está rigurosamente controlado y sólo se permite el acceso a ellas al personal que ha de realizar allí un trabajo concreto; a la vez se limita su tiempo de permanencia en la zona y se mide la dosis recibida, que nunca puede rebasar los límites autorizados por la reglamentación. En el exterior de la central, al igual que en las zonas de oficinas, descanso, etc., el nivel de radiación es nulo.

¿QUÉ MEDIDAS SE USAN PARA LA DESCONTAMINACIÓN RADIACTIVA DE PERSONAS?

Como consecuencia de accidentes o explosiones nucleares puede producirse la irradiación y contaminación de personas. Con objeto de no actuar de forma improvisada es necesario tener previstas y planificadas una serie de actuaciones. En el caso de que las personas precisen primeros auxilios de reanimación o tratamiento de urgencia, éstos primarán sobre las medidas de descontaminación. Es indispensable intentar conocer desde el primer momento cuales son los radionucleidos contaminantes así como sus formas físicas y químicas, ya que esto facilitará la actuación del personal sanitario.

En el caso de contaminación externa, la conducta que se sigue está encaminada a eliminarla y evitar que se incorpore al organismo a través de las heridas, orificios naturales, o inhalación, en el caso de atmósferas contaminantes. Las medidas consisten en quitar la ropa, almacenándola en bolsas de plástico, duchado con agua tibia y jabón neutro, en el caso de que la contaminación sea difusa, o simple lavado de las zonas contaminadas, en el caso de que ésta se reduzca a áreas definidas. El lavado y enjuague se repiten las veces necesarias, controlando con un detector que la descontaminación sea lo más perfecta posible. En el caso de heridas y para evitar la incorporación de los agentes contaminantes a través de vasos linfáticos y sanguíneos, es conveniente la compresión de las venas próximas a las heridas y el lavado de las mismas con suero fisiológico, aplicando antisépticos y apósitos estériles.

Las medidas de descontaminación interna son más complejas y están en relación con las características metabólicas y capacidad difusora del radisótopo, sus características físicas (actividad, energía, período de semidesintegración), así como la vía de entrada y tropismo especial por determinados órganos. Por ejemplo, sabemos que el yodo radiactivo accede al tiroides, el cesio al músculo, el estroncio a huesos, etc. Las primeras medidas que se toman tienden a favorecer la eliminación de los radionucleidos, para lo que se hace tomar líquidos abundantes a la persona contaminada o laxantes suaves, fluidificantes bronquiales, etc., así como medicamentos convenientes para intentar formar complejos químicos con los radionucleidos, o para bloquear su captación por los órganos críticos.

¿CUÁLES SON LOS PRINCIPIOS BÁSICOS EN LOS QUE SE FUNDA LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA?

Las radiaciones ionizantes no son siempre perjudiciales para la salud de las personas, y en determinados casos, como ocurre con las aplicaciones médicas de las radiaciones, pueden resultar beneficiosas. Pero ante la eventualidad de que las radiaciones produzcan daños, según las circunstancias, o impliquen un riesgo de que tenga lugar el daño, esta universalmente admitido que, fuera de los casos de aplicaciones terapéuticas, las radiaciones ionizantes deben considerarse siempre como potencialmente peligrosas.

En consecuencia: nadie debe recibir nunca una dosis que no sea necesaria- la dosis ha de estar siempre por debajo de unos límites establecidos, que se sabe no son peligrosos; la dosis, aun por debajo de estos límites, ha de ser siempre la mínima posible; en el caso de que una persona desarrolle una actividad en la que pueda recibir dosis por encima del fondo natural, la dosis debe ser controlada y ha de medirse.

¿CUÁLES SON LAS NORMAS SOBRE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA QUE ESTABLECE LA REGLAMENTACIÓN?

La reglamentación española establece las dosis máximas que, bajo ningún concepto, se pueden rebasar. La reglamentación distingue entre miembros del pública, que son las personas que no desarrollan actividades específicamente relacionadas con las radiaciones (es decir, el «ciudadano de a pie») y el personal profesionalmente expuesto, que son las personas que trabajan en actividades nucleares, las cuales han adquirido una capacitación especial para efectuar estas tareas y están sometidas a un rígido control médico y radiológico. El cuadro 13 indica los valores de las dosis máximas admisibles en ambos casos.

Asimismo, para los isótopos radiactivos existen unos límites de la carga corporal admisible,- es decir la cantidad máxima de cada isótopo que puede incorporarse al organismo.

Los valores de dosis máxima y de carga corporal admisible que recoge la reglamentación española son los mismos que los establecidos en otras reglamentaciones nacionales y recomendadas por los organismos internacionales.

CUADRO 13

LIMITES ANUALES DE DOSIS SEGUN LA REGLAMENTACION ESPAÑOLA

a) Para personal profesionalmente expuesto:  

50 mSv (5 rem) para exposición total y homogénea del organismo.

50 mSv (5 rem) de dosis efectiva para exposición total no homogénea o parcial del organismo.

150 mSv (15 rem) de dosis equivalente para el cristalino.

500 mSv (50 rem) de dosis equivalente para cualquier órgano o tejido, considerado individualmente.

500 mSv (50 rem) de dosis equivalente para la piel,

500 mSv (50 rem) de dosis equivalente para las manos, antebrazos, pies y tobillos.

Límites especiales  

Para menores de 18 años y mayores de 16 las dosis son 3/10 de 50 mSv (5 rem).

Para mujeres con capacidad de procrear la dosis en el abdomen no debe sobrepasar 13 mSv (1 3 rem) en un trimestre.

Para las mujeres gestantes las condiciones de trabajo deberán ser tales que la dosis para el feto desde el diagnóstico del embarazo hasta el final no exceda de 10 mSv (1 rem).

Operaciones especiales  

Las dosis recibidas o la dosis interna integrada como consecuencia de una operación especial planificada no deberá sobrepasar en un año el doble de los límites anuales de dosis, y a lo largo de toda la vida, el quíntuplo de estos límites de dosis.  

b) Para los miembros del público en general:  

5 mSv (0,5 rem) para exposición total y homogénea del organismo.

5 mSv (0,5 rem) de dosis efectiva para exposición total no homogénea o parcial del organismo,

Para cualquier otro caso la dosis a tejidos u órganos es siempre la décima de la dosis para el personal profesionalmente expuesto.

¿EN QUE CONSISTEN LAS MEDIDAS DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA QUE SE ADOPTAN EN UNA CENTRAL NUCLEAR Y EN SU ENTORNO?

Con estas medidas se pretende garantizar que no se producen contaminaciones ni vertidos no autorizados de productos radiactivos y que las dosis de radiación que reciben las personas están por debajo de los límites establecidos en la reglamentación.

Para ello la central se diseña y construye de tal modo que los productos radiactivos queden confinados, es decir, que se evite que puedan dar den lugar a contaminación; los vertidos al exterior de pequeñas cantidades de ellos han de estar por debajo de unos límites que se han calculado previamente, teniendo en cuenta las características del entorno, de tal modo que no produzcan el más pequeño riesgo. Estos límites son aprobados por el Consejo de Seguridad Nuclear. Asimismo, en el proyecto se estudio qué blindajes hay que colocar para reducir los niveles de radiación dentro de la central, con objeto de permitir la realización de los trabajos a que haya lugar dentro de ella.

Antes de la puesta en marcha de la central se redacta el reglamento de operación, que de acuerdo con los niveles máximos de radiación que pueden alcanzarse en las distintas áreas de la central, la divide en zonas, según el tiempo de máxima permanencia en ellas: en la zona de acceso permanente, el nivel de radiación es nulo; hay varias clases de zonas controladas, según sus niveles de radiación, donde se limita quiénes y durante cuánto tiempo pueden permanecer y las precauciones que han de observar.

Durante el funcionamiento de la central, se miden los niveles de radiación y de contaminación en las diversas zonas, para comprobar que están de acuerdo con lo previsto. El servicio de protección radiológica vela porque el personal cumpla el reglamento establecido y mide las dosis recibidas por las personas, y en el caso en que se produzcan desviaciones respecto a lo previsto en los reglamentos, decide las medidas que hay que tomar.

Por lo que respecta al entorno, desde dos años antes de que se introduzca en la central algún material radiactivo se hace un control sistemático de la radiactividad ambiental (aire, ríos, mar, fauna, flora, cosechas, etc.) para conocer el fondo radiactivo de la región. Durante la explotación de la central se continúa con estas medidas, y la menor desviación por encima de los límites admitidos daría lugar a la parada inmediata de la central.

¿TIENEN APLICACIONES MÉDICAS LAS RADIACIONES IONIZANTES?

Las radiaciones ionizantes tienen múltiples aplicaciones en el campo de la medicina. La especialidad denominada radiología utiliza los rayos X procedentes de un tubo de rayos catódicos para la realización de múltiples tipos de exploraciones radiológicas diagnósticos. En la especialidad de medicina nuclear se manejan diferentes tipos de isótopos no encapsulados (en forma líquida o gaseosa) que son administrados al paciente o utilizados en laboratorio en pruebas analíticas con fines eminentemente diagnósticos. En el campo de la terapia las radiaciones ionizantes se emplean para el tratamiento de tumores malignos, dando lugar a la especialidad denominada radioterapia.

Además de en estas tres especialidades las radiaciones ionizantes procedentes de isótopos radiactivos se utilizan ampliamente en el campo de la investigación médica, habiéndose realizado gran número de estudios cinéticos y metabólicos en fisiología humana y animal por medio de radiotrazadores.

El gran desarrollo de estas especialidades se debe por una parte a un mejor conocimiento de la física y aplicaciones de las radiaciones y por otra a los continuos avances en los equipos de producción, detección y utilización de las mismas. Los equipos más sofisticados tienen un elevado costo y exigen para su manejo personal multidisciplinario altamente especializado, que incluye no sólo médicos sino también físicos, radiofarmacéuticos y químicos que trabajan en estrecha colaboración. Esto hace que en ocasiones sólo se disponga de estos servicios en grandes centros médicos que sirven a grandes núcleos de población. En la actualidad en España se cuenta, tanto a nivel de sanidad pública como privada, de múltiples centros que disponen de equipos de última generación y personal bien cualificado.

¿QUÉ ES LA MEDICINA NUCLEAR?

La medicina nuclear es una especialidad médica, de historia relativamente corta, unos 25 años, que utiliza las radiaciones ionizantes procedentes de los radisótopos o radionucleidos para la realización de estudios morfológicos y funcionales de numerosos órganos, así como para las determinaciones radioanalíticas de numerosas sustancias contenidas en el organismo. Para la realización de los estudios sobre los pacientes es necesaria la introducción en el organismo de una pequeña cantidad de sustancia radiactiva denominada radiofármaco, por diferentes vías, generalmente la intravenosa o bien la digestiva, inhalación, etc. Estas sustancias, por su especial afinidad, se fijan en el órgano que se desea estudiar, emitiendo radiación gamma que es detectada por un equipo denominado gammacámara cuyo detector se sitúa sobre el órgano a explorar, recibiendo los fotones procedentes del radiofármaco.

Estas señales son transformadas en impulsos eléctricos que son modulados, amplificados y procesados por medio de un ordenador adjunto al equipo, lo que permite la representación espacial del órgano, denominada gammagrafía, sobre una pantalla o placa de rayos X o la visualización de imágenes sucesivas del mismo para el estudio de una determinada función. Recientemente se cuenta con cámaras que permiten la obtención de cortes del órgano según las tres direcciones del espacio, lo que mejora la calidad de los estudios.

En algunos centros se dispone de equipos denominados de PET (tomografía de emisión de positrones) que emplean radionucleidos que emiten positrones en vez de fotones como en los métodos clásicos de medicina nuclear. La calidad de las imágenes obtenidas con estos equipos es superior a la de los convencionales, pero en la actualidad debido a su alto coste y complicada tecnología, ya que es preciso disponer de un ciclotrón al pie del equipo para producir isótopos de vida media ultracorta del orden de minutos, sólo existen unos pocos equipos comercializados en el mundo, ninguno de ellos en España hasta la actualidad.

Las ventajas fundamentales de los métodos exploratorios de medicina nuclear son el no ser peligrosos ni molestos para el paciente y el tener efectos secundarios mínimos, ya que la radiación que se recibe es igual o menor a la de estudios radiológicos de rutina.

Las técnicas analíticas denominadas radínmunoanálisis permiten la detección y cuantificación de numerosas sustancias que están en cantidades muy pequeñas en sangre u orina y que son muy difíciles de detectar por medios analíticos convencionales. Se realizan gracias a un ingenioso sistema que combina una reacción de unión antígeno-anticuerpo con el marcado con un isótopo, generalmente el yodo-125, de uno de estos dos componentes.

Aunque la medicina nuclear es una especialidad fundamentalmente diagnostica, los radisótopos no encapsulados pueden utilizarse como medio de tratamiento en aplicaciones puntuales, hablándose entonces de radioterapia metabólica. Esta consiste en administrar una dosis relativamente grande de sustancia radiactiva en forma líquida por medio de inyección o ingestión para que se acumule en el órgano o lugar tratado, donde actúa por medio de la radiación emitida sobre los tejidos en contacto próximo con ella. La aplicación más frecuente es el tratamiento de pacientes con cáncer de tiroides o hipertiroidismo y para la realización del mismo estos pacientes son generalmente ingresados en unidades de hospitalización especiales que disponen de habitaciones con medios de radioprotección y que son atendidos por personal especializado.

¿SE PRODUCEN RESIDUOS RADIACTIVOS EN LAS ACTIVIDADES MÉDICAS CON ISÓTOPOS?

Como consecuencia de la utilización y manipulación de isótopos no encapsulados en medicina nuclear para el diagnóstico y tratamiento de pacientes, se produce una pequeña cantidad de residuos radiactivos de vida media corta y de baja concentración, que, no obstante, deben gestionarse siguiendo todos los criterios y normas legales previstos.

Los residuos procedentes de las dosis administradas y que son eliminados por los pacientes ingresados son sustancias radiactivas líquidas. Dada su vida media corta, en general tras un período de espera en depósitos protegidos pierden gran parte de su actividad, pudiendo ser vertidos en la red de desagüe previa dilución, utilizándose sistemas de vertidos lentos y controlados.

Los residuos sólidos provienen de las jeringas contaminadas, tubos y viales utilizados en técnicas analíticas, así como productos contaminados por los pacientes ingresados, como ropas de cama, pijamas y otros objetos cuya contaminación será previamente comprobada. Deben ser generalmente almacenados hasta perder su actividad en recipientes con los blindajes apropiados y sólo en el caso de persistir esta actividad a niveles valorabas, serán retirados por la Empresa Nacional de Residuos Radiactivos (ENRESA) para su almacenamiento definitivo en lugares adecuados.

En cuanto a los residuos gaseosos, vapores o partículas radiactivas en suspensión que se generan, habrá de tenerse en cuenta que los trabajadores de estas instalaciones radiactivas no superen nunca los límites permitidos de inhalación anual, utilizando sistemas de ventilación adecuados. Para la expulsión del aire contaminado deberá considerarse la posible utilización de medios de dilución o filtros con objeto de no sobrepasar los límites máximos permitidos de concentración de sustancias radiactivas en el aire.

En los servicios de medicina nuclear, considerados por la legislación como instalaciones radiactivas de segunda categoría, deben seguirse unas normas de protección radiológica para evitar riesgos de irradiación externa y de contaminación tanto en los pacientes como en el personal que trabaja en el servicio. Así mismo deberán efectuarse una serie de controles dosimétricos de contaminación de superficies, lugares y personas con la periodicidad conveniente y tener previstas una serie de actuaciones en caso de emergencia o accidente.

En los servicios de radioterapia se generan residuos sólidos en forma de fuentes encapsuladas (pilas de cobalto, agujas, alambres o semillas de material radiactivo) de muy poco volumen pero de actividad media. Debe llevarse un registro de los movimientos de cada fuente, pruebas de hermeticidad y tener previstas actuaciones ante incidentes o accidentes. La retirada de las fuentes del servicio se realizará por la empresa autorizada (ENRESA).

¿SABE EL LECTOR QUE BUENA PARTE DE LOS PRODUCTOS DE USO MÉDICO SE ESTERILIZAN MEDIANTE RADIACIONES NUCLEARES?

Las radiaciones ionizantes emitidas por los radionucleidos tienen la propiedad de inhibir la reproducción celular y, con ello, causar la muerte de microorganismos, insectos y, en general, de cualquier ser viviente, si la dosis de radiación aplicada es suficiente. Esta propiedad biocida de las radiaciones tiene muchas aplicaciones prácticas, pero entre todas destaca, por su importancia para la salud humana, la esterilización de productos de uso frecuente en clínica y en cirugía, donde se requiere un alto grado de asepsia; tal es el caso de productos como guantes, jeringuillas, gasas, sondas, cánulas, pipetas, recipientes, etc., y, en general, de cuantos productos son de «usar y tirar».

La gran ventaja de esta técnica reside en el poder de penetración que tiene la radiación gamma, como la emitida por el cobalto-60, que puede producir la esterilización de los productos a dosis relativamente bajas (25 kGy) una vez envasados y listos para el suministro, lo que evita toda posibilidad de recontaminación por manipulaciones previas al uso.

Desde el punto de vista económico es importante, también, el hecho de que los productos puedan ser fabricados utilizando ambientes «normales», en lugar de ambientes estériles (mucho más costosos), a sabiendas que la radiesterilización posterior va a permitir alcanzar grados de asepsia mayores que los requeridos por la normativa sanitaria.

Las mencionadas ventajas han hecho que la radiesterilización haya alcanzado pleno desarrollo industrial en los países más avanzados, utilizándose para ello irradiadores de cobalto-60 (y, a veces, de cesio-137) de varios millones de curios, que permiten tratar anualmente unos 3 millones de M3 de productos listos para el suministro. Con ello, la radiesterilización ha desplazado al clásico procedimiento de la fumigación con óxido de etileno, que ya ha sido prohibido en muchos países (EE.UU., Japón, Australia, y ahora en la CE), por haberse descubierto que da lugar a residuos cancerígenos, que pueden afectar a los pacientes y al personal sanitario.

¿PUEDEN LAS RADIACIONES NUCLEARES ALIVIAR LOS TRABAJOS RUTINARIOS DEL HOMBRE?

Las radiaciones nucleares son entes reales del mundo físico, que pueden ser utilizados en beneficio del hombre para mejorar su calidad de vida. De hecho, las radiaciones nucleares emitidas por los átomos radiactivos, dada la facilidad con que pueden ser detectadas, permiten utilizar dichos átomos como trazadores radiactivos de los elementos químicos a los que pertenecen, lo que conduce a su empleo en la visualización de los caminos que siguen los elementos en los sistemas físicos, químicos y biológicos en la naturaleza.

Así pues, los trazadores radiactivos permiten desentrañar los mecanismos de funcionamiento o de transformación del mundo material, ahorrando la paciente tarea de laboratorio que tendría que realizarse mediante miles y miles de análisis para obtener un conocimiento semejante. Por ello, no resulta exagerado afirmar que, en los últimos cincuenta años, hemos más que duplicado el acervo de nuestros conocimientos actuales sobre el mundo físico, con la ayuda de los trazadores radiactivos, que son el gran paradigma de la investigación científica de los sistemas materiales.

Pero las aplicaciones de los átomos radiactivos no se limitan exclusivamente a esta ampliación de nuestra capacidad perceptiva con el auxilio de un detector; los átomos radiactivos, confinados herméticamente, se transforman en fuentes emisoras de radiaciones, cuya interacción con la materia nos aporta señales para medir propiedades de los objetos circundantes. Las radiaciones pueden atravesar los objetos opacos, sufriendo un debilitamiento en proporción a la materia que encuentran en su camino (figura 47); o pueden ser reflejadas, dándonos información sobre la densidad del medio donde rebotan; o pueden excitar la emisión de otras radiaciones, características de los elementos presentes.

Estos fenómenos de interacción son el fundamento de multitud de aparatos empleados en el control automático de procesos de fabricación de productos laminares (papel, plástico, chapas metálicas, etc.), de recubrimientos metálicos sobre sustratos plásticos o sobre otros metales (cincado, cromado, plateado, etc.), de interruptores de nivel en depósitos de líquidos, etc. Mediante estos aparatos de control, las radiaciones nucleares no sólo ahorran al hombre trabajos rutinarios de control «en diferido» de los procesos industriales, sino que permiten realizar el control «en tiempo real», con todas las ventajas que ello supone para la productividad, el ahorro de materias primas, o la calidad de los productos.

En resumen, las radiaciones nucleares -partículas alfa, beta, neutrones y fotones gamma- ofrecen un amplio repertorio de posibilidades interactivas con la materia, de las cuales se derivan múltiples aplicaciones, ya sea ayudándonos a detectar fenómenos imperceptibles, ya sea «midiendo» por transmisión, reflexión o fluorescencia las propiedades materiales que «ve» la fuente radiactiva.

¿PUEDEN LAS RADIACIONES NUCLEARES SER UTILIZADAS EN LA RESTAURACIÓN DE OBJETOS ARTÍSTICOS?

Las radiaciones nucleares (en especial, la radiación gamma) tienen dos propiedades características: por un lado, son ionizantes y forman radicales libres, lo que permite utilizarlas como catalizadores de polimeración cuando actúan sobre monómeros conteniendo dobles enlaces (como los compuestos etilénicos, vinílicos, etc.); por otro lado, las radiaciones ionizantes tienen, a altas dosis, efectos biocidas, esto es, inhiben la reproducción biológica y, como consecuencia, producen la muerte celular, de lo cual se deriva su uso como agentes esterilizantes.

En una obra de arte en estado de franco deterioro (trátese de una estatua de madera, un pergamino, etc.), nos encontramos con que lo primero que hay que hacer es esterilizarla, para erradicar insectos xilófagos, eliminar hongos, etc.; y, en segundo lugar, es necesario consolidarla, de modo que el medio ambiente (humedad, compuestos químicos contaminantes de la atmósfera, etc.) no sigan deteriorándola.

Pues bien, las propiedades anteriormente mencionadas permiten utilizar la radiación gamma para realizar ambas operaciones a la vez, la esterilización y la consolidación; para lo cual lo único que se requiere es haber impregnado la obra de arte, después de su limpieza, con una disolución monomérica que, por efecto de la radiación y se transformará in situ en una sustancia polimérica, la cual le dará consistencia y le protegerá de la posible acción nociva medioambiental.

¿PODRÍAN LAS RADIACIONES NUCLEARES CONTRIBUIR A QUE DESAPAREZCA EL HAMBRE EL MUNDO?

Las radiaciones nucleares, especialmente la radiación gamma, tienen una aplicación de gran alcance para la humanidad, que es la conservación de alimentos por Irradiación, en la que se saca partido a la propiedad esterilizante de las radiaciones (destrucción de microorganismos) y, también, al retardo enzimático de la maduración de frutas, inhibición de la germinación de semillas, etc.

La irradiación es un procedimiento más en el acondicionamiento de alimentos, que viene a sumarse al largo repertorio de los ya existentes -cocción, congelación, refrigeración, deshidratación, envasado al vacío, fermentación, salado, ahumado, adición de preservantes químicos, etc.,- cada uno de los cuales tiene su ámbito propio de aplicación, si bien nada impide que se emplee una combinación de ellos, como en nuestro caso la irradiación de alimentos congelados, desecados o envasados al vacío, etc., o la aplicación de los procedimientos culinarios normales a los alimentos irradiados; en algunos casos, por otro lado, las autoridades sanitarias están prohibiendo el uso de los preservantes químicos (bromuro de metilo, dibromoetileno, etc.) cuyo hueco está siendo ocupado (o puede serio en un futuro próximo) por la irradiación con fotones gamma del cobalto-60.

La irradiación de alimentos tiene actualmente dos vertientes principales de desarrollo; la reducción de las pérdidas de alimentos tras su recolección, y la mejora de la calidad sanitaria de los alimentos en general.

En cuanto a la reducción de pérdidas, pueden citarse los casos siguientes:

la Irradiación de fruta fresca, para eliminar insectos (mosca de la fruta, sobre todo), que causan verdaderos estragos en más de un centenar de variedades de frutas durante su almacenamiento, a la vez que se retrasa también el proceso de maduración, prolongando su vida comercial útil; la destrucción de larvas en cereales, legumbres y semillas, que devoran, en su fase de gorgojo, grandes cantidades de las reservas almacenadas; la inhibición de la brotación en bulbos y tubérculos (patata, cebolla, ajo, etc.), que detiene el proceso germinativo espontáneo de estos productos.

En los países del Tercer Mundo se estima que se pierden entre el treinta y el cincuenta por ciento de los alimentos recolectados.

La otra vertiente tiende hacia el cumplimiento de especificaciones microbiológicas, cada vez más estrictas, en los alimentos, que muchas veces son portadores de cantidades inaceptables de gérmenes patógenos (salmonella, trichina, campyiobacter, etc.); también se aplica la irradiación a la higienización de especias (sobre todo, para la fabricación de embutidos), y en la preparación de dietas especiales para enfermos con escasas defensas inmunológicas. En cuestión de higiene alimentarla queda mucho camino por recorrer, incluso en los países más desarrollados, donde anualmente una de cada dos personas padece algún episodio infeccioso transmitido por vía alimentarla.

Como se deduce de lo dicho, la conservación de alimentos por irradiación encierra un gran potencial para remediar el problema del hambre en el mundo, pero el nivel de desarrollo tecnológico y cultural del Tercer Mundo impide, hoy por hoy, beneficiarse de esta técnica, desarrollada por los países más avanzados, que son los que menos la necesitan.

¿SE INDUCE RADIACTIVIDAD EN LA CONSERVACIÓN DE ALIMENTOS POR IRRADIACIÓN?

En el sector de la alimentación, algunas autoridades nacionales, algunos empresarios industriales y algunos consumidores asocian la irradiación de alimentos con la inducción de radiactividad en los mismos, con la pérdida de poder nutritivo, y con posibles riesgos a largo plazo producidos por el consumo continuado de estos productos; esto, sin contar con la fuerte oposición de determinados grupos seudoecologistas que creen que toda técnica relacionada con lo nuclear es intrínsecamente rechazable.

Por lo tanto, la irradiación de alimentos cuenta, de entrada, con un ambiente muy desfavorable para su despliegue industrial, paso imprescindible para mejorar la calidad de la alimentación en general y el problema del hambre en el mundo, en particular. Esta singular situación ha motivado, desde hace años, el desarrollo de extensos planes de investigación sobre alimentos irradiados, coordinados por las Organizaciones de las Naciones Unidas -FAO, OMS, OIEA, y la Comisión del «Codex alimentarius»- en virtud de su doble misión, tanto de promover el desarrollo como de remediar los problemas más urgentes en las poblaciones más desfavorecidas.

El problema de la inducción de radiactividad hay que reconocer que tiene un remoto fundamento científico, que se junta con una actitud de desconfianza radicalizada hacia los científicos y las instituciones oficiales. En efecto, ¡qué duda cabe! que irradiando alimentos, o cualquier otro material, con radiaciones dotadas de suficiente energía induciremos reacciones nucleares, y que éstas producirán átomos radiactivos. Por ello, se especifica en los procedimientos de «buena práctica», autorizados por la Comisión del «Codex alimentaras», que:

a) La radiación gamma, utilizada en la irradiación de alimentos, deberá tener energía inferior a 5 MeV, lo que garantiza la ausencia de reacciones nucleares en los elementos componentes de los alimentos.

b) Los electrones acelerados, que se emplean como alternativa, deberán tener energía inferior a 10 MeV, porque tales electrones no pueden inducir -indirectamente, a través de la radiación gamma de frenado- reacciones nucleares en proporción significativa.

Por lo tanto, las ciencias nucleares y las instituciones reguladoras han previsto las salvaguardias tecnológicas necesarias para prevenir la inducción de radiactividad; es más, basta con que la radiación gamma utilizada proceda de fuentes isotópicas (como el cobalto-60), para que las condiciones previstas se cumplan automáticamente, porque no hay radionucleidos que emitan fotones gamma por encima de unos 3 MeV.

Actualmente, medio centenar de países (los más desarrollados) han autorizado la irradiación de alimentos para el consumo público, condición ésta imprescindible para que pueda existir un comercio internacional de los mismos. En parte, también, esta lentitud de penetración comercial que citábamos al principio es debida al carácter enormemente conservador de la industria alimentarla, que no arriesga su dinero mientras no se hayan allanado todos los escollos reglamentarios y se haya informado correctamente al público, para que éste quede predispuesto para su aceptación.

¿CÓMO SE HA DETERMINADO LA EDAD DE LA TIERRA?

La edad de la Tierra se ha medido utilizando los relojes atómicos contenidos en los materiales más primitivos del sistema solar a los que hemos tenido acceso, como son:

a) Las rocas terrestres más antiguas;

b) las rocas lunares traídas por americanos y soviéticos; y

c) los meteoritos que la Tierra intercepta en su deambular alrededor del Sol.

Dos han sido las clases de relojes utilizados: unos, con «poca cuerda», que se pararon mientras transcurría el Intervalo de transición y otros, con «mucha cuerda», que han llegado en marcha hasta nuestros días. Los prototipos de estos relojes son los siguientes:

El reloj de yodo-129, que impulsado por este radionucleido decae con un período de 17 Ma a xenón-129 (estable), y que permite medir lapsos de tiempo del orden de los cien millones de años. Las lecturas de este reloj pueden hacerse en los meteoritos que, por ser cuerpos celestes muy pequeños, se enfriaron inmediatamente después de su formación, así se ha observado por el xenón-129 acumulado, que todos los meteoritos se formaron durante el intervalo de transición, unos, como el meteorito Allede, en el inicio mismo del intervalo, y otros, como el meteorito Guareña (por citar sólo nombres hispánicos), unos 100 Ma después (como más tarde). En el ínterin de la transición se piensa que se formaron también los planetas, por acreción gravitatoria de pequeños asteroides; pero esto ha sido conocido, en parte, con el concurso de los relojes de «mucha cuerda», cuyo prototipo se cita a continuación.

El reloj de rubidio-87, que impulsado por este radionucleido decae, con un período de unos 50.000 Ma, a estroncio-87 (estable), el cual se acumula en todo mineral que contenga rubidio; los datos aportados por diversos meteoritos confirman la linealidad de esta acumulación temporal de estroncio-87, lo que permite extrapolar los resultados al tiempo «cero», del inicio del intervalo de transición. Ello ha sido ratificado haciendo uso de otro reloj de la misma clase, el de uranío-238 (figura 74), que decae, con un período de 4.507 Ma, para dar plomo-206 (estable).

En resumen, utilizando distintos relojes atómicos, ha sido posible determinar que la edad de la Tierra (y del sistema solar en su conjunto) es de 4.550 Ma, y que su formación requirió un intervalo de transición, entre la nébula galáctica y la concreción de los planetas, de unos 100 Ma.

¿SABE VD. QUE LAS RADIACIONES NUCLEARES SE EMPLEAN EN LA MEJORA DE CULTIVOS AGRÍCOLAS?

Actualmente la alimentación humana está basada en el cultivo de unas pocas especies vegetales, que han sido el resultado de unos diez mil años de prácticas agrícolas, encaminadas a la selección de las variedades más adecuadas para satisfacer las necesidades alimentarlas del hombre.

Se sabe, desde principios de siglo, que la variabilidad de las especies es consecuencia de las mutaciones genéticas que se producen espontáneamente en las plantas; esto es, de pequeñas variaciones en alguno de los muchos genes -del orden de cien mil- que definen los caracteres de una especie vegetal. Estas mutaciones espontáneas tienen, no obstante, un ámbito muy limitado de aplicación, porque su frecuencia de aparición es muy baja, ya que son debidas a las radiaciones del fondo radiactivo natural o a compuestos químicos mutágenos existentes en el medio ambiente. A ello se une el hecho de que las mutaciones son de naturaleza aleatoria y modifican los caracteres de las plantas al azar, tanto mejorándolos como empeorándolos. Las prácticas agrícolas tradicionales lo que hicieron fue, en definitiva, seleccionar pacientemente las variantes que iban apareciendo y que presentaban modificaciones de aspecto positivo, esto es, con mayor resistencia a las condiciones climáticas, a los gérmenes patógenos, a las pestes, etc., o con mayor contenido en sustancias tróficas (proteínas, grasas, azúcares, etc.).

Ahora que disponemos de un amplio repertorio de fuentes de radiación, el uso eficiente de las mutaciones nos invita a la inducción artificial de las mismas en las especies más prometedoras, con el fin de abreviar el lento proceso evolutivo natural, pasando de los milenios de la agricultura consuetudinaria a simples decenios; porque, si bien es fácil aumentar la tasa de mutaciones, es necesario pasar por la fase de expresión de las mismas, que son los cultivos de las plantas resultantes, sobre los cuales hay que realizar la selección de las variedades ventajosas, lo cual conlleva unos años de experimentación.

Afortunadamente, hoy día son muchos los centros de investigación dedicados a la selección genética de semillas, y entre los años de 1970 y 1990 se han introducido más de un millar de cultivos, especialmente en el sector de los cereales, que cubren ahora grandes extensiones agrarias en los países con mayores problemas demográficos (China, India, Japón, etc.).

La selección genética de los cultivos agrícolas es la verdadera «revolución verde» que necesita la humanidad, de la cual estamos aún en sus inicios. El cultivo in vítro de plantas (reproducción clonal rápida), recientemente desarrollada y la biotecnología (transferencia dirigida de genes entre especies diferentes), que ha hecho sus primeros balbuceos, son los dos grandes pilares en que se apoyará el futuro desarrollo agroalimentario, cuyas posibilidades son todavía insospechadas.

¿QUÉ ES UNA CENTRAL ELÉCTRICA?

Una central eléctrica es una instalación capaz de convertir la energía mecánica, obtenida mediante otras fuentes de energía primaria, en energía eléctrica.

En general, la energía mecánica procede de la transformación de la energía potencial del agua almacenada en un embalse; de la energía térmica suministrada al agua mediante la combustión del carbón, gas natural, o fuel, o a través de la energía de fisión del uranio.

Para realizar la conversión de energía mecánica en eléctrica, se emplean unas máquinas denominadas generadores, que constan de dos piezas fundamentales: el estator y el rotor. La primera de ellas es una armadura metálica cubierta en su interior por unos hilos de cobre, que forman diversos circuitos. La segunda, el rotor, está en el interior del estator, y está formada en su parte interior por un eje, y en su parte más externa por unos circuitos, que se transforman en electroimanes cuando se les aplica una pequeña cantidad de corriente.

Cuando el rotor gira a gran velocidad, debido a la energía mecánica aplicada, se producen unas corrientes en los hilos de cobre del interior del estator. Estas corrientes proporcionan al generador la denominada fuerza electromotriz, capaz de proporcionar energía eléctrica a cualquier sistema conectado a él.

Esta energía eléctrica generada se envía a través de una red de líneas eléctricas hasta los lugares de consumo. A la salida de la central eléctrica, la tensión es de 110 kV, 220 kV ó 380 kV; es decir, mediante el transformador se obtiene esta alta tensión, para que las pérdidas en el transporte sean mínimas. Después, en los lugares de consumo, se vuelve a transformar, mediante otros transformadores, a las bajas tensiones conocidas de 380 VI 220 V ó 125 V, que son las que usualmente empleamos en nuestros equipos y aparatos.

¿QUÉ ES UNA CENTRAL HIDROELÉCTRICA?

Una central hidroeléctrica es aquélla en la que la energía potencial del agua almacenada en un embalse se transforma en la energía cinética necesaria para mover el motor de un generador, y posteriormente transformarse en energía eléctrica.

Las centrales hidroeléctricas se construyen en los cauces de los ríos, creando un embalse para retener el agua. Para ello se construye un muro grueso de piedra, hormigón u otros materiales, apoyado generalmente en alguna montaña. La masa de agua embalsada se conduce a través de una tubería hacia los álabes de una turbina que suele estar a pie de presa, la cual está conectada al generador. Así, el agua transforma su energía potencial en energía cinética, que hace mover los álabes de la turbina.

Una central eléctrica no almacena energía, sino que la producción sigue a la demanda solicitada por lo usuarios. Como esta demanda es variable a lo largo del día, y con la época del año, las centrales eléctricas pueden funcionar con una producción variable. Sin embargo, la eficacia aumenta si la producción es constante; para ello existe un camino para almacenar la energía producida en horas de bajo consumo, y usarla en momentos de fuerte demanda, mediante las centrales hidráulicas de bombeo. Estas centrales tienen dos embalses situados a cotas diferentes. El agua almacenada en el embalse superior produce electricidad al caer sobre la turbina, como antes se indicó, cubriendo las horas de fuerte demanda. El agua llega posteriormente al embalse inferior, momento en que se aprovecha para bombear el agua desde el embalse inferior al superior, usando la turbina como motor, si fuera reversible, o el alternador.

¿QUÉ ES UNA CENTRAL TÉRMICA NO NUCLEAR?

Una central térmica para producción de energía eléctrica, es una instalación en donde la energía mecánica que se necesita para mover el rotor del generador y por tanto obtener la energía eléctrica, se obtiene a partir del vapor formado al hervir el agua en una caldera. El vapor generado tiene una gran presión, y se hace llegar a las turbinas para que en su expansión sea capaz de mover los árabes de las mismas.

Los tipos de centrales térmicas no nucleares son: de carbón, de fuel o de gas natural. En dichas centrales la energía de la combustión del carbón, fuel o gas natural se emplea para hacer la transformación del agua en vapor.

Una central térmica no nuclear se compone de una caldera y de una turbina que mueve el generador eléctrico. La caldera es el elemento fundamental, y en ella se produce la combustión del carbón, fuel o gas.

¿QUÉ ES UNA CENTRAL NUCLEAR?

Una central nuclear es una central térmica en la que actúa como caldera un reactor nuclear. La energía térmica se origina por las reacciones de fisión en el combustible nuclear formado por un compuesto de uranio.

El combustible nuclear se encuentra en el interior de una vasija herméticamente cerrada. El calor generado en el combustible del reactor y transmitido después a un refrigerante se emplea para producir vapor de agua, que va hacia la turbina, transformándose su energía en energía eléctrica en el alternador.

¿QUÉ ES UN REACTOR NUCLEAR Y QUÉ ELEMENTOS LO CONSTITUYEN?

Un reactor nuclear es una instalación capaz de iniciar, mantener y controlar las reacciones de fisión en cadena, con los medios adecuados para extraer el calor generado. Un reactor nuclear consta de varios elementos, que tienen cada uno un papel importante en la generación del calor. Estos elementos son:

El combustible, formado por un material fisionable, generalmente un compuesto de uranio, en el que tienen lugar las reacciones de fisión, y por tanto es la fuente de generación del calor.

El moderador, que hace disminuir la velocidad de los neutrones rápidos, llevándolos a neutrones lentos o térmicos. Este elemento no existe en los reactores denominados rápidos. Se emplean como materiales moderadores el agua, el grafito y el agua pesada.

El refrigerante, que extrae el calor generado por el combustible del reactor, Generalmente se usan refrigerantes líquidos, como el agua ligera y el agua pesada, o gases como el anhídrido carbónico y el helio.

El reflector, que permite reducir el escape de neutrones de la zona del combustible, y por tanto disponer de más neutrones para la reacción en cadena. Los materiales usados como reflectores son el agua, el grafito y el agua pesada.

Los elementos de control, que actúan como absorbentes de neutrones, permiten controlar en todo momento la población de neutrones, y por tanto, la reactividad del reactor, haciendo que sea crítico durante su funcionamiento, y subcrítico durante las paradas, Los elementos de control tienen forma de barras, aunque también puede encontrarse diluido en el refrigerante.

El blindaje, que evita el escape de radiación gamma y de neutrones del reactor. Los materiales usados como blindaje son el hormigón, el agua y el plomo.

¿QUÉ TIPOS DE REACTORES NUCLEARES SE EMPLEAN EN LAS CENTRALES NUCLEOELÉCTRICAS?

Los reactores nucleares se clasifican, de acuerdo con la velocidad de los neutrones que producen las reacciones de fisión, en: reactores rápidos y reactores térmicos. Por tanto las centrales nucleoeléctricas existentes tendrán: un reactor rápido o un reactor térmico.

A su vez, los reactores térmicos se clasifican, de acuerdo con el tipo de moderador empleado, en: reactores de agua ligera, reactores de agua pesada y reactores de grafito. Con cada uno de estos reactores está asociado generalmente el tipo de combustible usado, así como el refrigerante empleado.

Los reactores más empleados en las centrales nucleoeléctricas son:

a.- Reactor de agua a presión (PWR), que emplea agua ligera como moderador y refrigerante; óxido de uranio enriquecido como combustible. El refrigerante circula a una presión tal que el agua no alcanza ebullición, y extrae el calor del reactor, que después lleva a un intercambiador de calor, donde se genera el vapor que alimenta a la turbina.

b.- Reactor de agua en ebullición (BWR), que emplea elementos similares al anterior, pero ahora el refrigerante, al trabajar a menor presión, alcanza la temperatura de ebullición al pasar por el núcleo del reactor, y parte del líquido se transforma en vapor, el cual una vez separado de aquél y reducido su contenido de humedad, se conduce hacia la turbina sin necesidad de emplear el generador de vapor.

c.- Reactor de agua pesada (HWR), que emplea agua pesada como moderador. Existen versiones en las que el refrigerante es agua pesada a presión, o agua ligera en ebullición. Puede emplear uranio natural o ligeramente enriquecido como combustible.

d.- Reactor de grafito-gas. Este tipo de reactores usan grafito como moderador y CO2 como refrigerante. Mientras que los primeros reactores de este tipo emplearon uranio natural en forma metálica, los actuales denominados avanzados de gas (AGR) utilizan óxido de uranio enriquecido; y los denominados reactores de alta temperatura (HTGR), usan helio como refrigerante.

e.- Reactor de agua en ebullición (RBMK), moderado por grafito, desarrollado en la Unión Soviética, que consiste en un reactor moderado por grafito, con uranio enriquecido, y refrigerado por agua en ebullición. Este tipo de reactores no se han empleado en Europa occidental.

¿QUÉ ES UN REACTOR RÁPIDO?

En este tipo de reactores no existe el elemento moderador para los neutrones y por tanto el flujo de neutrones cae en la zona de los neutrones rápidos. En estos reactores el combustible de la zona central, formado por un óxido de uranio o de uranio y plutonio, se rodea de una zona de óxido de uranio muy empobrecido, con un contenido de uranio-235 menor o igual al del uranio natural.

Con esta disposición, y si se usa un refrigerante que no produzca la moderación de neutrones (normalmente se emplea sodio), se puede conseguir que en la capa de U-238 que rodea al combustible se genere más plutonio que el que se consume. De esta forma, al mismo tiempo que se está generando energía térmica, se está produciendo combustible en forma de Pu-239, que puede usarse en cualquier tipo de reactor, tanto rápido como térmico.

A este tipo de reactores también se les conoce por reactores reproductores, y su importancia es enorme, ya que permiten obtener un mejor aprovechamiento de los recursos existentes de uranio.

En este momento existen muy pocos países que tengan centrales nucleoeléctricas con este tipo de reactores. En primer lugar, Francia con el Superphenix de l2OOMWe funcionando en Creys-Malville, es la mayor central existente. Le sigue la antigua Unión Soviética con un proyecto de varias centrales con reactores de 600 MWe, y finalmente Japón con una central de 300 MWe.

¿QUÉ ES UN REACTOR DE FUSIÓN NUCLEAR?

Un reactor de fusión es aquella instalación en la que tienen lugar reacciones nucleares de fusión en un combustible formado por isótopos del hidrógeno (deuterio y tritio), liberándose energía en forma de calor, para después transformarla en energía eléctrica.

Aunque actualmente no existe ningún reactor de fusión que permita obtener energía eléctrica, existen instalaciones para disponer en el próximo siglo de centrales nucleoeléctricas capaces de producir electricidad mediante reacciones de fusión.

Los reactores nucleares de fusión serán, en un futuro, de dos tipos: aquéllos que empleen el confinamiento magnético, y los que empleen el confinamiento inercial.

Un reactor de fusión por confinamiento magnético estará formado por:

Una cámara de reacción, limitada por una pared metálica.

Una cubierta de material formada por litio, que sirva tanto para extraer el calor de la pared metálica y para la producción de tritio, suponiendo que el combustible de la cámara de reacción sea deuterio-tritio.

Unas grandes bobinas para generar el campo magnético.

Una protección contra las radiaciones.

Un reactor de fusión por confinamiento inercial estará formado por:

Una cámara de reacción de menor tamaño que la anterior, también limitada por una pared metálica.

La cubierta de sitio.

Unas penetraciones para facilitar el paso de la luz procedente de un láser, o las partículas de un haz de iones.

La protección contra las radiaciones.

¿QUÉ ES UNA CENTRAL SOLAR?

Es aquella instalación en la que se aprovecha la radiación solar para producir energía eléctrica. Este proceso puede realizarse mediante la utilización de un proceso fototérmico, o de un proceso fotovoltáico.

En las centrales solares que emplean el proceso fototérmico, el calor de la radiación solar calienta un fluido y produce vapor que se dirige hacia la turbina produciendo luego energía eléctrica. El proceso de captación y concentración de la radiación solar se efectúa en unos dispositivos llamados heliostatos, que actúan automáticamente para seguir la variación de la orientación del Sol respecto a la Tierra.

Existen diversos tipos de centrales solares de tipo térmico, pero las más comunes son las de tipo torre, con un número grande de heliostatos. Para una central tipo de solo 10 MWe, la superficie ocupada por los heliostatos es de unas 20Ha.

Las centrales solares que emplean el proceso fotovoltáico, hacen incidir las radiación solar sobre una superficie de un cristal de semiconductor, llamada célula solar, y producir en forma directa una corriente eléctrica por efecto fotovoltáico. Este tipo de centrales se están instalando en países donde el transporte de energía eléctrica se debería realizar desde mucha distancia, y hasta ahora su empleo es básicamente para iluminación, y algunas aplicaciones domésticas.

¿QUÉ ES UNA CENTRAL EÓLICA?

Es una instalación en donde la energía cinética del aire al moverse se puede transformar en energía mecánica de rotación. Para ello se instala una torre en cuya parte superior existe un rotor con múltiples palas, orientadas en la dirección del viento. Las palas o hélices giran alrededor de un eje horizontal que actúa sobre un generador de electricidad.

A pesar de que aproximadamente un 1% de la energía solar que recibe la Tierra se transforma en movimiento atmosférico, esta energía no se distribuye uniformemente, lo que limita su aprovechamiento.

Existen además limitaciones tecnológicas para alcanzar potencias superiores a un megavatio, lo cual hace que su utilidad esté muy restringida, en primer lugar, por razón de la zona de vientos fuertes, y en segundo lugar por razón de su potencia unitaria.

¿QUÉ ES EL CICLO DEL COMBUSTIBLE NUCLEAR?

Se denomina ciclo del combustible nuclear al conjunto de operaciones necesarias para la fabricación del combustible destinado a las centrales nucleares, así como al tratamiento del combustible gastado producido por la operación de las mismas.

En el caso del uranio, el ciclo cerrado incluye la minería, la producción de concentrados de uranio, el enriquecimiento (si procede), la fabricación de los elementos combustibles, su empleo en el reactor y la reelaboración de los elementos combustibles irradiados, para recuperar el uranio remanente y el plutonio producido, separando ambos de los residuos radiactivos de alta actividad que hay que evacuar definitivamente.

Si el combustible irradiado no se reelabora es considerado en su totalidad como residuo radiactivo, lo que se denomina ciclo abierto, con lo que no se completa el denominado ciclo del combustible nuclear.

¿CÓMO CUBRE ESPAÑA SUS NECESIDADES DE URANIO NATURAL?

Las necesidades de concentrados de uranio para las centrales nucleares españolas es de unas 850 toneladas de U/año, que son cubiertas desde 1.991, en un 80%, con producción nacional y el resto mediante la participación que posee ENUSA en la empresa minera Cominak (Niger).

Para garantizar el suministro de concentrado de uranio al parque nuclear español previsto en 1975, y ante las expectativas de crecimiento de la demanda mundial, ENUSA firmó una serie de contratos de abastecimiento con diferentes suministradores, con lo que el problema que se plantea actualmente es el exceso de oferta en relación con nuestra demanda, lo que obliga tanto a incrementar nuestros stocks, como a renegociar los contratos de suministro y a pagar penalidades por su rescisión o reducción.

¿CÓMO CUBRE ESPAÑA SUS NECESIDADES DE URANIO ENRIQUECIDO?

Tradicionalmente los servicios de enriquecimiento se miden en unidades de trabajo de secar (UTS). Dado que las necesidades españolas de servicios de enriquecimiento no superan el millón de UTS año, no resulta rentable la construcción de una planta de enriquecimiento, que tiene un umbral mínimo de rentabilidad estimada en 4 millones de UTS/año.

Por ello, los servicios de enriquecimiento se garantizan mediante la participación, del 11,11 %, que ENUSA tiene en la planta de difusión gaseosa de EURODIF, situada en Francia.

Asimismo, tiene una serie de contratos con el Departamento de Energía de los EE.UU. y con Technabexport (URSS), que representan, al igual que el caso del concentrado, un exceso de oferta sobre la demanda de nuestras centrales nucleares, lo que está obligando a la renegociación de los contratos.

¿SE FABRICAN ELEMENTOS COMBUSTIBLES NUCLEARES EN ESPAÑA?

La demanda española de combustible nuclear es de unas 200 toneladas de U enriquecido al año, que se satisfacen en su totalidad con la producción de la fábrica de elementos combustibles que posee ENUSA en Juzbado (Salamanca).

En esta instalación se fabrican, desde 1.986, los elementos combustibles destinados a las centrales nucleares españolas, tanto para las PWR como para las BWR.

¿EL URANIO ENRIQUECIDO EMPLEADO EN CENTRALES NUCLEARES, SIRVE PARA FABRICAR BOMBAS ATÓMICAS?

No. Tanto en uno como en el otro caso se emplea uranio enriquecido, centrales nucleares, sirve pero el utilizado en las centrales nucleares tiene un grado de enriquecimiento muy bajo, inferior al 5%. Para fabricar una bomba atómica es necesario un uranio muy enriquecido, por encima del 90%, lo que hace imposible que el uranio enriquecido con fines energéticos pueda emplearse como explosivo nuclear. Digámoslo así, el combustible nuclear empleado en una central nuclear contiene un uranio 235 demasiado diluido para que pueda emplearse como explosivo.

¿QUÉ ES LA REELABORACIÓN Y CÓMO SE REALIZA?

El combustible nuclear produce energía cuando se fisiona en el núcleo del reactor, pero en cambio se generan productos de fisión radiactivos, plutonio y actínidos. En términos generales, cuando se saca del reactor, el combustible nuclear gastado posee una actividad 800 millones de veces mayor que la que tenía al entrar, cuando era sólo uranio. Su alta actividad obliga a aislarlo inmediatamente, por lo que se maneja siempre dentro de sistemas con blindaje biológico que atenúe la radiación hasta niveles admisibles por la legislación.

A corto plazo lo primero que se hace con el combustible gastado, al cual se le llama también indistintamente combustible irradiado o combustible quemado, es depositario en una piscina de almacenamiento que existe dentro del recinto de contención del reactor y a la que se llega por un canal de transferencia. En las piscinas, el agua que hay por encima del elemento sirve de blindaje biológico y además elimina el calor que se desprende de todo material con alta actividad.

Hace veinte años se admitía que el combustible gastado se iba a reelaborar en su práctica totalidad. La reelaboración es un proceso en que se separan selectivamente el uranio y el plutonio que quedan sin quemar en el combustible, dejando como residuos los productos de fisión y los actínidos. El uranio-235 y el plutonio-239 separados se reciclan a las fábricas de combustibles como material fisionable, cerrando así el ciclo del combustible nuclear con aprovechamiento total de los recursos energéticos.

Como residuos de la reelaboración quedan los productos de fisión y los actínidos, que posteriormente se solidifican por vitrificación y se encapsulan en cilindros de acero inoxidable constituyendo los únicos residuos de alta radiactividad que se derivan del ciclo del combustible nuclear, y que es necesario guardar aislados del entorno del hombre confinándolos en depósitos construidos en capas geológicas profundas hasta que pierdan su radiotoxicidad, lo cual se ha calculado que tarda 800 años.

En Francia funciona la planta de reelaboración de La Hague, propiedad de COGEMA, con dos unidades capaces de reelaborar 800 toneladas de combustible gastado al año, y en Inglaterra funciona otra planta en Seliafield, propiedad de BNF, con una capacidad análoga. Japón, -a su vez, está construyendo otra planta. Tanto COGEMA como BNFL ofrecen servicios de reelaboración a otros países, con la cláusula de retornarles los paquetes de residuos radiactivos, eventualmente.

Sin embargo, en los últimos quince años, debido a la abundancia y al abaratamiento del uranio, a las dificultades tecnológicas de la reelaboración y a la vitrificación, y a sus altos costes, que encarecen el -ciclo entre el 7 y el 10%, la reelaboración se ha cuestionado mucho. A título de ejemplo cabe decir que para fin de siglo se habrán descargado de los reactores LWR unas 120.000 toneladas de combustible, de las cuales no más del 20% serán reelaboradas. En el resto, los combustibles nucleares gastados serán considerados directamente como un residuo de alta actividad.

¿PARA QUE PUEDE SERVIR EL PLUTONIO RECUPERADO?

El plutonio-239 es un elemento fisionable igual que el uranio-235, y se genera a partir del uranio-238 por captura de alguno de los neutrones excedentes de la fisión del uranio-235 en los reactores nucleares. El plutonio-239 puede ser considerado por tanto como un combustible nuclear, y de hecho el plutonio producido en los combustibles nucleares se quema en parte durante la estancia del combustible en el núcleo del reactor, contribuyendo a la producción de energía y al inventario de los productos de fisión. Aunque son datos variables, un 25% de la energía generada en una central nuclear procede de ese plutonio.

En el combustible gastado quedan entre 7 y 8 kg de plutonio sin quemar por tonelada. Este plutonio, recuperado en la reelaboración tiene dos usos:

a) Sustituir el uranio-235 en el combustible nuclear, fabricando pastilla de óxido de uranion y óxido

de plutonio mezclados, que se llama combustible MOX y que se está utilizando ya en reactores nucleares.

b) Ser el combustible de los reactores rápidos, donde sólo se usaría el plutonio-239 como combustible.

Potencialmente son los reactores rápidos los que producirían una demanda comercial del combustible gastado. Por consiguiente, la reelaboración tiene un porvenir ligado a la introducción comercial de los reactores rápidos, la cual parece lejana.

¿ES IGUAL EL PLUTONIO QUE PUEDE EXTRAERSE DEL COMBUSTIBLE GASTADO PROCEDENTE DE UNA CENTRAL NUCLEAR QUE EL PLUTONIO QUE SE EMPLEA EN BOMBAS ATÓMICAS?

No. cuando el uranio 238 contenido en el combustible nuclear de una central absorbe neutrones se transforma en una mezcla de isótopos del plutonio; fundamentalmente los isótopos de número másico 239 y 2401 junto a una menor proporción de los isótopos 241 y 242. De ellos, los únicos fisionables son el 239 y el 241. Por razones que sería largo explicar, el plutonio que se extrae de una central nuclear contiene un elevado porcentaje de isótopos pares, y aquí ocurre lo mismo que en el caso del uranio: las bombas atómicas requieren un plutonio mucho más rico en isótopos impares que el que se extrae de las centrales nucleares. Por analogía al caso del uranio enriquecido, podríamos decir que el plutonio producido en una central nuclear está débilmente enriquecido en isótopos impares y que las bombas atómicas necesitan un plutonio de alto enriquecimiento.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR MEDIO AMBIENTE?

Si bien definir qué se entiende por medio ambiente no está exento de dificultades, ya que dicho concepto puede variar según las características sociales, económicas y naturales en que se desenvuelve una determinada colectividad, en general se podría definir como «el conjunto, en un momento dado, de los aspectos físicos, químicos, biológicos, culturales y sociales del entorno susceptibles de tener un efecto directo o indirecto, inmediato o a largo plazo, sobre  los seres vivientes y las actividades humanas».

De lo anterior se deduce que el medio ambiente hay que considerarlo al menos desde una doble perspectiva, la que se refiere al medio ambiente físico, y la que se centra especialmente en el medio ambiente social, término éste de características más amplias e incluso difíciles de determinar, pero si se analizan conjuntamente ambos conceptos, nos permite comprenderlos mejor.

Así, parece evidente que pueden existir países o regiones con unos medio ambientes físicos no deteriorados y especialmente pobres en riqueza de bienes, incluidos los de sanidad y salud social. En este caso, parece lógico pensar que admitir cierta contaminación procedente de un mayor número de industrias pueda proporcionar un mejor bienestar social. Por el contrario, otros países con un elevado nivel de riqueza pueden ser, desde el punto de vista del medio ambiente, verdaderamente pobres.

Será pues responsabilidad de los dirigentes de los países el encontrar un equilibrio entre las necesidades del hombre y la preservación del medio ambiente, equilibrio que habrá de conjugar el progreso y la cadena ecológica entre el hombre y la naturaleza, el medio ambiente físico y el medio ambiente social.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR CONTAMINACIÓN AMBIENTAL?

Teniendo en cuenta que la naturaleza tiene su propia capacidad de autodepuración y reciclaje y que por tanto las emisiones o las inmisiones de productos contaminantes pueden variar de un lugar a otro afectando al bienestar de forma diferente, se podría definir la contaminación ambiental como «la alteración de las condiciones del medio ambiente por la presencia de agentes físicos o químicos, ajenos al mismo, en grado tal que pueda resultar perjudicial para las personas, animales, plantas u objetos, y producir un deterioro en la calidad de vida».

¿QUÉ ES LA LLUVIA ÁCIDA?

Al quemarse los combustibles fósiles se producen óxidos de azufre y de nitrógeno, los cuales al combinarse con el agua de las nubes se precipitan en forma de lluvias ácidas, pudiendo arruinar los bosques, eliminar la vida de los lagos y desertificar grandes áreas terrestres.

Los expertos y organizaciones internacionales que se preocupan del medio ambiente, y en especial el PNUMA, la OMS, la OCDE y la OMM, coinciden cada vez más en señalar la necesidad de aplicar en la fuente del consumo de tales combustibles, (por ejemplo, en las centrales térmicas), estrictas medidas de control ambiental, así como establecer una coordinación internacional para evitar que a través del transporte atmosférico no se perjudique a otros países (contaminación transfronteriza). En un futuro cada vez más cercano se quemarán únicamente combustibles fósiles de muy baja acidez.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR EFECTO DE INVERNADERO?

Se entiende por efecto de invernadero el cambio climático provocado por un aumento de la temperatura ambiental a consecuencia de una mayor concentración de dióxido de carbono (CO2) en la atmósfera, que, aunque permite que la radiación solar llegue a la Tierra, impide que parte de aquélla pueda volver al espacio, siendo reflejada nuevamente y, por lo tanto, facilitando un cambio de clima. Como se puede observar en la figura 103, cuanto mayor sea la concentración de CO2 en la atmósfera mayor será D en relación a C, con lo que la temperatura de la Tierra aumenta.

La intensa utilización de combustibles fósiles es la principal causa del efecto de invernadero.

¿QUÉ SON Y DE DÓNDE PROCEDEN LOS RESIDUOS RADIACTIVOS?

La humanidad ha convivido con la radiación y con los isótopos radiactivos desde la aparición de nuestra vida en el planeta Tierra, donde existían isótopos radiactivos de período de semidesintegración muy largo, como el potasio40, el uranio-238, el uranio-235 y el torio-232, así como los isótopos resultantes de la desintegración de estos tres últimos y la humanidad ha usado, cuando ha sabido y le ha convenido, algunos de estos isótopos radiactivos naturales, por ejemplo el radio-226 en técnicas terapéuticas y el uranio-235 en los reactores nucleares.

La Agencia de Energía Nuclear de la OCDE ha dado la siguiente definición para los residuos radiactivos: «Toda sustancia para la cual no está prevista ninguna utilización y que contiene radionucleidos en concentración superior a la que las autoridades competentes consideran admisibles en materiales que se van a tirar o que se van a manejar sin control».

Hay dos grupos de actividades en las que se producen residuos radiactivos:

El primer grupo corresponde a las aplicaciones energéticas de la energía nuclear, o sea, a la producción de energía eléctrica. Es el grupo más importante. Las etapas que constituyen el ciclo del combustible nuclear y las centrales nucleares donde se quema este combustible son las grandes productoras de residuos radiactivos. Además habrá que sumar aquí los residuos que se produzcan cuando haya que descontaminar y desmantelar las centrales nucleares del ciclo del combustible, como son las propias plantas de tratamiento de residuos. En volumen, más del 95% de los residuos radiactivos tienen esa procedencia.

El segundo grupo lo integran las aplicaciones no energéticas de la energía nuclear y está relacionado con cuatro tipos de actividades: la producción de isótopos radiactivos, la investigación, la medicina y la industria. Este grupo se conoce como el de «pequeños productores» porque incluso en los países de tecnología avanzada, donde las actividades reseñadas están muy desarrolladas, el volumen de residuos radiactivos que generan es pequeño comparado con el originado en la producción de energía nucleoeléctrica, pudiendo afirmarse que siempre es menor al 10% del total, sin que esto quiera decir que su gestión deba ser menos rigurosa.

¿CÓMO SE CLASIFICAN LOS RESIDUOS RADIACTIVOS?

Para clasificar los residuos radiactivos se puede atender a su estado físico, tipo de radiación emitida (alfa, beta, gamma), contenido en radiactividad, período de semidesintegración de los radionucleidos que contiene, generación de calor, etc.

Por su estado físico los residuos pueden ser sólidos, líquidos o gaseosos.

Por su contenido radiactivo se clasifican en residuos de baja, media y alta radiactividad. Usando unidades tradicionales, como es el curio (Ci), para la medida de la radiactividad, hay una regla simplista que permite tener idea del orden de magnitud del contenido radiactivo que corresponde a cada una de estas tres categorías. Residuos de baja actividad son los que contienen hasta varios milicurios (mCi) por litro de residuo, residuos de media actividad los que contienen varios curios por litro y residuos de alta actividad, varios cientos o miles de curios por litro.

Atendiendo a su período de semidesintegración los radionucleidos pueden ser de vida muy corta, corta o larga. Los radionucleidos de vida muy corta decaen rápidamente, por lo que no hay que tenerlos en cuenta pava un almacenamiento a medio o largo plazo. Por consiguiente, la gestión de los residuos radiactivos sólo cuentan realmente los de vida corta y los de vida larga. Cuando un residuo contiene sólo productos de fisión es de vida corta, aunque estén presentes los de período de semidesintegración más largo entre los productos de fisión, como el estroncio-90 (período de semidesintegración: 28 años); y el cesio-137 (período de semidesintegración: 30 años). Lo mismo ocurre con los productos de la activación neutrónica, como el cobalto-60. En cambio, los elementos actínidos (plutonio, neptunio, americio, curio) ‘ tienen períodos de semidesintegración más largos, como el Pu-239 con sus 25.000 años,, por lo que los residuos que los contienen serán de vida larga.

Los residuos de baja y media radiactividad contienen sólo productos de fisión y de activación, por lo que lo normal es que su radiactividad decaiga a niveles de inocuidad en unos pocos decenios. Excepcionalmente, por un gran contenido en cesio-137 y estroncio90, este tiempo se puede alargar a 200-300 años.

Por el contrario, los residuos de alta radiactividad, que contienen el 99,5% de la actividad generada en la fisión y los transuránicos emisores alfa de vida larga, necesitan más tiempo para llegar a inocuidad, y son los que plantean los problemas más serios en la gestión de los residuos radiactivos, pues hay que aislarlos por períodos que pueden alcanzar entre 800 y 4.000 mil años.

Por razones operativas, existe también una división de los residuos radiactivos entre tecnológicos y de proceso. Los residuos tecnológicos son residuos de operación y mantenimiento y consisten en ropas de trabajo, materiales de limpieza y herramientas contaminados que es preferible no descontaminar y se consideran residuos radiactivos directamente. Los residuos de proceso consisten en materiales específicos del proceso usado, por ejemplo, los concentrados de un evaporador de aguas contaminadas.

Actualmente el interés está puesto en clasificaciones concretas para un determinado destino final de los residuos radiactivos. A este respecto, las comunidades científica, técnica y política internacionales consideran que el concepto de confinamiento de los residuos en el subsuelo terrestre (almacenamiento geológico) es un método asequible técnicamente y que proporciona el necesario aislamiento de los residuos y la necesaria protección al hombre. Así pues, la normativa básica internacional contempla esta ruta para los residuos, y para ella el OIEA ha hecho una clasificación genérica de los residuos en cinco categorías.

CATEGORIA DE RESIDUOS. OIEA. 1988:

a) Alta actividad, vida larga.   

b) Media actividad, vida larga.   

c) Baja actividad, vida larga.   

d) Media actividad, vida corta.   

e) Baja actividad, vida corta.

¿QUÉ MODIFICACIONES EXPERIMENTA EL COMBUSTIBLE EN UN REACTOR NUCLEAR?

El combustible nuclear durante su estancia en el núcleo del reactor se encuentra sometido a una elevada irradiación neutrónica, transformándose su constitución a lo largo del tiempo.

Antes de introducir el combustible, se pueden caracterizar tres partes distintas:

a) El propio combustible (UO2).

b) La vaina.

c) Materiales estructurales (rejillas, tubos guía, etc.).

Todos estos materiales experimentan transformaciones, como se indica a continuación:

a) En el combustible (UO2) aparecen productos de fisión (P.F.), que en general son emisores a y b. Al desintegrarse dan lugar a familias de isótopos radiactivos, algunos de los cuales aparecen por primera vez, ya que no existen en estado natural. Por reacciones de captura neutrónica parte del U-235 pasa a U-236 y parte del U-238 se transforma en los elementos pesados, conocidos por transuránicos o actínidos (TRU), como plutonio, neptunio, americio y curio, caracterizados por ser emisores a. La radiactividad artificial que contiene el elemento combustible gastado cuando se saca del núcleo del reactor es 800 millones de veces la radiactividad natural que contenía cuando se introdujo.

b) A su vez, el plutonio generado (Pu-239) se fisiona en parte, pues es un elemento fisionable (1 g de Pu-239 equivale a 1 g de U-235) y contribuye a la generación de energía y al inventario de los productos de fisión. En la figura 110 se esquematizan las transformaciones que experimenta el combustible UO2 durante su estancia en el núcleo del reactor y cuya extensión depende del tiempo de permanencia y la irradiación, o sea, del grado de quemado.

c) El combustible nuclear se gasta. La aparición del U-236, los productos de fisión y los TRU limitan el grado de quemado, aunque aún queden U-235 y plutonio, porque interrumpen la reacción de fisión en cadena al captar neutrones (son venenos neutrónicos) y hay que sacar los elementos del núcleo del reactor y sustituirlos por nuevos en una operación que se llama descarga, que se hace una vez por año y en la que se renueva un tercio del número total de elementos que hay en el núcleo. Los elementos retirados se conocen por combustible irradiado, gastado o quemado.

d) En la vaina y en los materiales estructurales aparecen los denominados productos de activación, formados por reacciones de captura neutrónica por parte de algunos elementos constituyentes de los mismos, dando lugar a elementos radiactivos. El isótopo radiactivo más importante que se forma es el cobalto-60. También el níquel-68.

e) Se genera gran cantidad de energía. La figura 110 representa la transformación correspondiente a un quemado que ha dado lugar a la liberación de 790 millones de kilovatios hora de energía calorífica por tonelada de uranio, una tercera parte de la cual se convertirá en energía eléctrica.

Un reactor de 1000 MW de potencia produce entre 25 y 30 t de combustible irradiado por año. En el combustible irradiado está contenida más del 99,5% de la radiactividad artificial que se genera en la producción de energía eléctrica en las centrales nucleares. Supuesta la estanquidad de las vainas, todos los productos de fisión y los transuránicos quedarán en el combustible gastado, lo cual supone contener la más alta radiactividad específica (unos 2 millones de curios por t de uranio) de todo el ciclo del combustible nuclear.

¿QUÉ SE PUEDE HACER CON EL COMBUSTIBLE NUCLEAR GASTADO?

A las dos estrategias existentes de gestión a largo plazo del combustible nuclear gastado se les denomina ciclo abierto y ciclo cerrado.

La estrategia del ciclo abierto consiste en considerar que el combustible gastado es un residuo radiactivo de alta actividad desde el momento de su descarga del reactor, teniendo que solucionar de alguna manera su aislamiento o confinamiento durante 4.000 años.

La estrategia del ciclo cerrado se basa en someter al combustible gastado a un proceso mecánico y químico que permite separar el uranio y el plutonio que aún contiene de los productos de fisión y los transuránicos. El uranio y el plutonio recuperados se emplean para fabricar nuevo combustible y los productos de fisión y los transuránicos constituyen el residuo de alta actividad, pero, como se ha separado el plutonio que está presente en cantidades apreciables y tiene una vida muy larga (25.000 años), disminuye el tiempo de confinamiento necesario a sólo 800 años. El proceso mecánico-químico se conoce como reelaboración o reproceso.

Si durante su quemado la radiactividad del combustible nuclear aumenta 800 millones de veces, habría que confinar estos residuos de alta actividad hasta que su radiactividad vuelva a ser la que tenían antes de ser quemados, o sea hasta que decaiga al valor equivalente a la radiactividad del uranio natural de que se partió para su fabricación. La figura 111 confirma el tiempo de confinamiento seguro necesario para las dos estrategias tomando como término de comparación los potenciales tóxicos.

Sobre esta base, países como Francia, Inglaterra, Japón y Alemania se han decantado por el ciclo cerrado. Estados Unidos, Suecia, Suiza, Bélgica, Holanda, Finlandia y España se han pronunciado por el ciclo abierto.

Por último, no se puede acabar sin decir que la reducción del tiempo previsto de aislamiento de los residuos de alta radiactividad de 4.000 años a 800 años no justifica la adhesión al ciclo cerrado por razones ambientales, pues se trata de períodos de tiempo comparables en el contexto de la evolución y las edades geológicas.

¿EN QUÉ CONSISTE LA GESTIÓN DEL COMBUSTIBLE IRRADIADO CONSIDERADO COMO RESIDUO?

Cuando se opta por la estrategia del ciclo abierto el combustible irradiado debe gestionarse como un residuo sólido de alta actividad.

En esta estrategia el combustible irradiado pasa por tres etapas antes de su almacenamiento definitivo:

Almacenamiento en las piscinas del reactor.

Almacenamiento intermedio.

Encapsulado para su almacenamiento definitivo.

Una vez extraído el combustible irradiado del reactor pasa a las piscinas de la propia central, donde permanece temporalmente mientras decaen los isótopos de vida corta. Como la capacidad de estas piscinas es limitada, es necesario que al cabo de cierto tiempo el combustible sea trasladado a unos almacenes intermedios, en espera de que su radiactividad y consecuentemente su calor residual decaigan a niveles aceptables para el almacenamiento definitivo.

Existen dos técnicas utilizadas para el almacenamiento intermedio del combustible irradiado- el almacenamiento en piscinas y el almacenamiento en seco (contenedores metálicos o de hormigón, cámaras modulares, etc.), En el almacenamiento en piscinas hay que contar con los residuos radiactivos secundarios originados para mantener la calidad del agua. En el almacenamiento en seco los residuos secundarios se reducen.

Hasta el momento no se ha llevado a la práctica la tercera etapa de esta estrategia aunque está plenamente definida y experimentada.

Cuando se realice, consistirá en un encapsulado del combustible. Para ello se separarán las varillas herméticas conteniendo las pastillas del resto de rejillas y cabezales que componen el elemento. Las varillas se agruparán y se introducirán en una cápsula de cobre, y los huecos entre ellas se rellenarán con cobre fundido, cerrando la cápsula con una tapa de cobre formando un bloque. Esta cápsula será el paquete de residuos radiactivos de alta radiactividad. A partir de aquí su gestión es prácticamente igual que en el caso de los residuos de alta actividad procedentes de seguir la estrategia del ciclo cerrado (reproceso), es decir, se almacenarán de forma definitiva en una formación geológica profunda que cumpla los requisitos exigidos, entre ellos, garantizar su aislamiento por el tiempo estipulado, que para el ciclo abierto es 4.000 años.

¿QUÉ RESIDUOS SE PRODUCEN EN EL DESMANTELAMIENTO DE LAS CENTRALES NUCLEARES?

En el caso de la parada definitiva de una central nuclear se procede en el plazo más breve posible a la retirada de la central de todo el combustible irradiado que hay en ella, tanto en el núcleo del reactor como almacenado en sus piscinas, que son residuos de alta actividad.

En el caso de los reactores de agua, se procede a continuación a tratar el agua de refrigeración y otros líquidos contaminados, concentrándolos y solidificándolos con cemento en bidones metálicos, obteniendo residuos sólidos de baja actividad o de media, que se retiran de la central.

Por último también se retiran todos los residuos sólidos de baja y media actividad que hubiera almacenados en la central en espera de su envío al almacenamiento definitivo.

A continuación tendrán lugar dos procesos diferentes, pero relacionados entre sí, que son la descontaminación y el desmantelamiento.

La descontaminación engloba todas las operaciones de limpieza para remover los pequeños depósitos de residuos radiactivos que pueden estar fijos en las superficies de la vasija, de los tubos, en bombas, circuitos, equipos, suelos, etc.

El desmantelamiento es el desmontaje y demolición de estructuras, tuberías y componentes, de hormigón o metálicos, que están contaminados internamente, y el tratamiento como residuos radiactivos de los restos. El 85% del total de una central nuclear nunca llega a ser radiactivo ni se contamina y son residuos y escombros convencionales.

El volumen de residuos radiactivos de baja y media actividad que se producen en los dos procesos, descontaminación y desmantelamiento, se estima que es equivalente al producido en el funcionamiento de la central durante 25 años.

¿QUÉ ESTRATEGIA SE UTILIZA PARA AISLAR LOS RESIDUOS?

El principio que sigue el almacenamiento en vertederos de cualquier tipo de residuos es aislarlos del entorno humano interponiendo entre ellos y nosotros un sistema de barreras que impida su retorno para siempre, o que minimice los riesgos a un valor prácticamente nulo en el caso de retorno, aunque este sea altamente improbable. Esto se llama confinamiento.

En el caso de los residuos radiactivos el sistema de barreras debe mantener su eficacia hasta que la radiactividad haya disminuido por decaimiento radiactivo a los niveles fijados por las autoridades competentes. En el caso de residuos radiactivos, se elimina, pues, el concepto de perennidad que llevan consigo muchos residuos convencionales.

Actualmente está admitida y tipificada internacionalmente la estrategia a seguir para el almacenamiento final o a largo plazo de los residuos radiactivos, o sea para su confinamiento definitivo.

El peligro a evitar sería que el agua de lluvia o el agua subterránea se pusiera eventualmente en contacto con los residuos radiactivos, disolviera a alguno de los radionucleidos presentes y los transportara al entorno humano.

Para disipar este peligro, la estrategia se basa en: a) hacer con los residuos paquetes insolubles y estables, capaces de resistir la agresión del agua por largo tiempo, b) diseñar un recinto especialmente preparado para impedir que el agua pueda tener acceso a su interior, donde se colocarán definitivamente los paquetes, c) emplazar y construir el recinto en una formación geológica superficial o profunda de nuestra corteza terrestre, que pueda garantizar su integridad durante el tiempo que se requiera (esta formación se conoce como 99 roca receptora», y d) elegir la roca receptora dentro de un medio geológico general (roca encajante) formado por materiales absorbentes que impidan o retarden el retorno a la biota en el caso de un fallo altamente imprevisible de todo el sistema de barreras.

La propia naturaleza se ha encargado de demostrar lo acertado de la estrategia internacional de la gestión de los residuos radiactivos, proporcionando una prueba evidente del buen funcionamiento de las barreras geológicas. Hace 30 años, buscando uranio en el Gabón, se descubrió que en una zona llamada Oklo, se habían producido fisiones en cadena hace 2.000 millones de años, debido a la circulación de agua subterránea en un yacimiento excepcionalmente rico en uranio, funcionando el conjunto como un reactor nuclear natural durante unos 500.000 años. El resultado fue la producción de unas 10 toneladas de productos de fisión y 1,5 toneladas de plutonio hasta el momento en que cesaron las fisiones en cadena. Se ha podido comprobar que los elementos artificiales generados o sus descendientes han permanecido retenidos en un radio de cinco kilómetros alrededor del punto donde se originaron.

Así tenemos este experimento que la naturaleza nos ha brindado y que ocurrió en un sitio que no estaba elegido para ser almacenamiento de residuos sino donde la naturaleza había puesto el uranio. Cabe añadir que el hombre dispone de tecnología geológica para seleccionar y caracterizar exhaustivamente sitios mejores que el de Oklo, y dispone de técnicas químicas y de ingeniería para hacer paquetes y recintos de mucha más alta calidad de los que pueda haber ofrecido ocasionalmente la naturaleza.

¿CÓMO SE PREVÉ EL ALMACENAMIENTO DE LOS RESIDUOS DE ALTA ACTIVIDAD?

En el caso del ciclo cerrado (reelaboración o reproceso) el paquete de residuos de alta radiactividad es una cápsula de acero inoxidable y titanio en cuyo interior se ha introducido el producto vitrificado insoluble obtenido en la planta de reproceso después de recuperar uranio y plutonio. El tiempo de aislamiento geológico para este paquete donde no existe el plutonio de vida larga, es sólo de 800 años.

En el ciclo abierto, el paquete es un contenedor de cobre donde se han metido las varillas del elemento combustible gastado, rellenando con plomo fundido los huecos entre varillas. El tiempo de aislamiento geológico que requiere este paquete es de 4.000 años.

En ambos casos, el paquete de residuos de alta radiactividad se colocará en un almacén construido en una formación geológica entre 300 y 1.000 metros de profundidad. Como roca receptora se eligen, cuando es factible, las formaciones salinas (la presencia de sal garantiza la ausencia de agua) y, en su defecto, el granito o la arcilla, y como roca encajante siempre la arcilla.

La construcción de los almacenamientos de residuos de alta radiactividad es, con ciertas variantes, una labor típica de la minería clásica, como puede apreciarse en la figura 121 donde se muestra un esquema de uno de dichos almacenamientos. Los contenedores se colocan en pozos verticales practicados en el suelo de las galerías y, a continuación, se rellena el hueco con bloques de material muy absorbente como cierto tipo de arcillas, entre ellas la bentonita. Cuando todos los pozos de la galería han sido ocupados, ésta se rellena también de bentonita. Finalmente, cuando todo el almacenamiento haya recibido el total de contenedores previstos se rellenarán también todos los pozos de acceso y quedará aislado del exterior, acción que se ha llamado cerrado y sellado del almacenamiento.

Sólo se prevé un período relativamente corto de control radiológico, después no se considera necesario ningún tipo de vigilancia ambiental ni técnica, pues el sistema tiene que ser pasivo, o sea, capaz de funcionar en adelante y para siempre con la tecnología introducida y los mecanismos previstos.

¿CÓMO SE PREVÉ EL ALMACENAMIENTO DE LOS RESIDUOS DE BAJA Y MEDIA ACTIVIDAD?

En el caso de los residuos de baja y media actividad el paquete es un bidón metálico que contiene los residuos inmovilizados en cemento.

Estos residuos sólo es necesario confinarlos como máximo 250-300 años, siendo la tendencia general construir los almacenamientos en formaciones geológicas superficiales o a poca profundidad.

La tecnología francesa ha desarrollado un sistema de almacenamiento definitivo de residuos de baja y media radiactividad en formaciones superficiales, como es el caso del «Centro de la Mancha», cerca de Cherburgo, donde Francia ha almacenado 500.000 m3 desde el comienzo de su funcionamiento en 1969.

Cuando los módulos están llenos se recubren con arcilla, luego con tierra vegetal y se plantan arbustos formando una duna artificial que queda integrada en el paisaje de dunas de la zona. Este almacenamiento ha sido cerrado a fines de 1991 y desde entonces ha entrado en funcionamiento el de Aube a 205 km. al nordeste de París, donde se prevé almacenar 1.000.000 de m3 a lo largo de los próximos 30 años. El sistema en Aube es también en superficie pero los módulos responden a un diseño operacional más sencillo.

En España está en funcionamiento el almacenamiento de El Cabril, en Hornachuelos, Córdoba, para residuos de baja y media actividad. Hasta 1989 sólo se habían llevado a El Cabril residuos de los pequeños productores, que se albergaban en tres módulos superficiales de reciente construcción. En 1989, tras las autorizaciones pertinentes, se han comenzado a almacenar también residuos de las centrales nucleares y se está construyendo un sistema de almacenamiento con tecnología del tipo proyectado para Aube en Francia, que permitirá almacenar de forma permanente 58.000 m3 hasta el año 2000. En el caso de El Cabril la roca receptora es una pizarra arcillosa y la roca encajante arcilla.

El confinamiento que se produce con estas barreras es suficiente para que el impacto radiológico sea prácticamente nulo. En el caso improbable de una situación accidental no prevista, en que haya degradación de estas barreras, el objetivo de seguridad es que el impacto radiológico sea en cualquier caso inferior al fondo natural. A este respecto, conviene recordar que en el caso de los residuos de baja actividad, un 70% alcanza la inocuidad en unos decenios.

¿ES SEGURO A LARGO PLAZO EL ALMACENAMIENTO DE RESIDUOS RADIACTIVOS?

Para valorar la seguridad del mecanismo de las barreras se han planteado numerosos escenarios, Introduciendo las incertidumbres que lógicamente tiene que haber en un futuro tan lejano. Se utilizan modelos matemáticos en los que se introducen todos los datos de los residuos radiactivos y de las barreras y todos los procesos y sucesos posibles a largo plazo. Con ello se calcula la probabilidad de los efectos radiológicos susceptibles de producirse en el futuro como resultado del almacenamiento definitivo de los residuos. Los cálculos son muy complejos y sólo pueden ser realizados por ordenador.

Los análisis se basan siempre en la estimación del riesgo que supone que los radionucleidos contenidos en los residuos depositados en un almacén centralizado puedan ser lixiviados por el agua subterránea debido a los fallos en el sistema de barreras y transportados a las aguas superficiales, al agua de bebida y a los alimentos, o arrastrados por el viento, llegando al hombre y al medio ambiente.

En los modelos se tienen en cuenta numerosos factores como se relaciona a continuación.

1. Radionucleidos presentes.

2. Propiedades de la matriz de solidificación del paquete de residuos.

3. Corrosión de los materiales del contenedor.

4. Propiedades de la barrera de ingeniería.

5. Lixiviación de los radionucleidos.

6. Paso de los radionucleidos a las aguas subterráneas.

6.1. Permeabilidad de la roca receptora.

6.2. Circulación del agua por las fisuras.

6.3. Absorción de los radionucleidos lixiviados en superficies de fisuras.

6.4. Efecto de las capas geológicas diversas en el itinerario del agua a la biosfera.

6.5. Interacción de todos los efectos citados.

6.6. Dilución del agua subterránea al llegar a la superficie.

6.7. Distribución de la contaminación en los seres vivos (biota).

7. Dosis de radiación al hombre por intermedio de: agua de bebida, alimentos, inhalación, inmersión, otras vías.

Además de los factores citados es necesario tener en cuenta hipótesis de fenómenos naturales como los seismos, las glaciaciones, las ‘inundaciones y el vulcanismo. Estos eventos, aunque anormales, también tienen que ser introducidos en los escenarios que se modelan, aunque no hay que olvidar que los emplazamientos se elegirán en zonas donde sean muy improbables estos fenómenos.

Los resultados obtenidos internacionalmente con los análisis hechos con estos modelos indican que en el caso más desfavorable la dosis máxima al individuo más expuesto está dentro de los límites permitidos por las autoridades competentes.

El resultado de estos estudios, unido a la evidencia de Oklo, ha permitido concluir que el mecanismo de barreras ofrece la seguridad requerida, y el método es hoy aceptado internacionalmente, incluyendo a España, a nivel científico, técnico, político y ético.

¿QUÉ ES ENRESA?

Los Estados o Gobiernos con programas nucleares significativos han creado entes públicos específicos para la gestión de los residuos radiactivos, o han responsabilizado de su creación al consorcio de empresas productoras de energía nucleoeléctrica, reservándose de alguna manera el seguimiento y control técnico y financiero.

En España, la Junta de Energía Nuclear llevó a cabo los estudios y gestiones necesarios para la creación de ENRESA, que tuvo lugar por Real Decreto 1522/1984. Es una sociedad pública, participado en un 80% por el CIEMAT (antes Junta de Energía Nuclear) y en un 20% por el Instituto Nacional de Industria.

ENRESA tiene como misión gestionar adecuadamente los residuos radiactivos producidos en nuestro país y a este respecto se le atribuyen los diversos cometidos necesarios, pero sin duda el de mayor alcance técnico y social es el de resolver el almacenamiento seguro ya largo plazo de todos los residuos radiactivos generados.

Tal como se establece en el Real Decreto de constitución de ENRESA, los costes de las actividades derivadas de la gestión de los residuos radiactivos deben ser financiados por los generadores de dichos residuos, y tienen que cubrir los gastos que se derivan de todas las etapas de la gestión, aunque éstas se realicen después de haber terminado la vida útil de las centrales nucleares o de cualquier otra instalación generadora.

En el sector nucleoeléctrico esta financiación se hace a través de una cuota porcentual sobre la recaudación por venta de toda la energía eléctrica que se consume en el país, y que se hace recaer después sobre el coste de los kilovatios hora nucleares. Esta cuota ha sido del 1,2% en 1991.

En el caso de los pequeños productores, se establece una tarifa por la prestación del servicio que debe ser abonada en el momento de la recogida de los residuos.

El importe actualizado de las cantidades recaudadas, incluyendo los intereses generados, garantiza el pago de los gastos de la gestión, que alcanzarán su máximo cuando haya que construir el almacén geológico definitivo para los residuos de alta radiactividad, entre el año 2015 y el 2025.

El coste total de la gestión de los residuos radiactivos en España se fija en un billón de pesetas (deflactadas a 1990).

¿QUÉ ES Y CÓMO SE DEFINE EL RIESGO?

En toda actividad o instalación industrial existe la posibilidad de que se produzcan diversos tipos de fallos o de funcionamiento defectuoso. La posibilidad de que aparezca uno de ellos viene definida por una probabilidad. A su vez, este fallo, caso de producirse, dará lugar a unos determinados efectos indeseados.

La variable aleatoria que asocia tales efectos adversos con la correspondiente probabilidad de que se produzcan, se llama función del riesgo. En términos reales, debería definirse la función de distribución del riesgo, que es aquélla que da la probabilidad de que se produzcan daños inferiores a uno dado. Estas consecuencias serán, unas veces, número de muertes en un accidente, y otras serán daños materiales valorados en unidades monetarias. Matemáticamente el riesgo se cuantifica mediante el producto de la probabilidad de un cierto accidente, por el daño producido.

¿CUÁL ES EL RIESGO DE LAS CENTRALES NUCLEARES?

El origen del riesgo en las centrales nucleares se encuentra en la presencia y posible escape de las radiaciones y de los productos radiactivos producidos en el núcleo del reactor nuclear.

Por este motivo, la seguridad nuclear consiste en diseñar, construir y operar las centrales nucleares para obtener de forma segura la producción de energía eléctrica, sin que ello suponga un riesgo superior al tolerable para la población y para los trabajadores de la central.

Los riesgos nucleares son extraordinariamente bajos, como se deduce en las figuras obtenidas del informe preparado por Rassmussen. El riesgo es tan bajo, porque la probabilidad de producirse un accidente es muy baja, así como el daño que produciría. A pesar de los dos accidentes más relevantes, Three Mile lsland (TMI) y Chernobil, la probabilidad es baja, así como los daños ocasionados por dichos accidentes.

Si se compara el accidente de TMI, en el cual no hubo un escape radiactivo grande al exterior, con el de Chernobil que sí lo tuvo, es de resaltar que el concepto de seguridad nuclear impuesto por los países occidentales es mucho más estricto que el impuesto por la antigua Unión Soviética, y los países que usan su tecnología nuclear.

¿QUE SE ENTIENDE POR SEGURIDAD INTRÍNSECA DE UNA CENTRAL NUCLEAR?

De acuerdo con el criterio de un diseño seguro, la central debe mantener una seguridad intrínseca y una seguridad incorporada.

La seguridad intrínseca de una central nuclear nace de su diseño, el cual introduce principios físicos en el funcionamiento del reactor que tienden a frenar el desarrollo de una reacción en cadena incontrolado. Un reactor nuclear mantiene para su funcionamiento una configuración crítica, obtenida por el propio diseño del núcleo del reactor, en la que intervienen diversas variables: el enriquecimiento del combustible, la separación entre barras del combustible, su tamaño, el número de barras por elemento combustible, el número de elementos totales, los materiales usados como vaina, y como estructura soportante del combustible, el número total de barras de control y otros mecanismos de control.

Los principios físicos que tienden a disminuir la reactividad, es decir, a hacer el reactor menos crítico, actúan cuando se produce un aumento de la temperatura del combustible, ante un aumento de la temperatura del refrigerante, y ante un aumento del porcentaje de huecos o vapor que aparece en él. Estas condiciones se deben a una falta de refrigeración del combustible, que es la situación más desfavorable; y son independientes de que actúen o no los sistemas de control.

En términos más técnicos, la seguridad intrínseca está unida a los valores de los coeficientes de reactividad, provocados al variar la temperatura del combustible y del moderador, así como la potencia, el nivel de huecos en el refrigerante, o su densidad.

¿CUÁLES SON LOS PRINCIPIOS BÁSICOS DE LA SEGURIDAD NUCLEAR?

La seguridad nuclear tiene como meta fundamental que durante la explotación de una central nuclear no se produzcan escapes de productos radiactivos ni de radiación, sin que se produzcan daños al público, al personal de explotación o al medio ambiente.

Para cumplir este criterio básico, las centrales nucleares se construyen de acuerdo con el principio de seguridad a ultranza. Este principio consiste en prevenir en lo posible los fallos que podrían producirse a consecuencia de errores de diseño, fabricación, construcción u operación o por causas externas, pero aceptar que aún así podría producirse algún fallo, por lo que además han de incorporarse sistemas y adaptarse medidas en la central que anulen o minimicen las consecuencias de estos fallos. En síntesis, la seguridad a ultranza establece unas medidas escalonadas de seguridad, de tal modo que si falla una quedan todavía las siguientes para evitar daños.

Para ello se proyectan y construyen centrales intrínsecamente seguras y se adoptan unos niveles de calidad muy superiores a los de la mayoría de las instalaciones industriales. A pesar de estas medidas, se podrían producir fallos, aunque con una probabilidad muy baja. Las consecuencias de los mismos se reducen a valores mínimos mediante los denominados sistemas de seguridad, que están duplicados (sistemas redundantes) para evitar los fallos de un único sistema. De esta forma, aún en el caso de un accidente, el escape de productos radiactivos al exterior sería prácticamente nulo.

¿CUÁLES SON LAS BARRERAS DE SEGURIDAD QUE PROTEGEN UN REACTOR NUCLEAR?

Los caminos de escape de la radiación y de los productos radiactivos suelen ser similares en cualquier tipo de central nuclear. Sin embargo, una de las principales razones por las que en las centrales nucleares occidentales no se ha producido un accidente con similares consecuencias al de Chernobil es porque las centrales nucleares se han diseñado y construido bajo el concepto de cuatro barreras físicas para impedir el escape de la radiación y de los productos radiactivos. Estas barreras se explican a continuación.

El combustible nuclear es un combustible cerámico, formado por pastillas de óxido de uranio sintetizado de alta densidad, y constituye en sí la primera barrera, pues retiene una gran cantidad de productos de fisión que no pasan a la vaina. Normalmente, a la temperatura de funcionamiento retiene todos los productos de fisión sólidos y el 90 por 100 de los gases y volátiles producidos.

La segunda barrera, es la vaina donde van apiladas herméticamente las pastillas de UO2 que no dejan pasar los productos de fisión al refrigerante. Sin embargo en el diseño de la central se admite que pueda existir una pequeña proporción de defectos mecánicos en las vainas.

La tercera barrera es el circuito primario o circuito de presión que está integrado por la vasija del reactor, que es de acero especial de 20 a 25 cm de espesor, revestida interiormente de acero inoxidable, de las bombas de refrigeración, presionador, cambiadores de calor (lado primario) y tuberías de conexión entre los distintos elementos.

La cuarta barrera es el edificio de contención, construido de hormigón postensado sobre una losa también de hormigón de más de 3 m de espesor. Todo este edificio va recubierto interiormente de una chapa de acero para asegurar la hermeticidad del edificio.

¿QUÉ SON Y PARA QUÉ SIRVEN LAS SALVAGUARDIAS TECNOLÓGICAS?

Además de la seguridad intrínseca de los reactores nucleares, que aparece en el diseño del núcleo del reactor, existe la seguridad incorporada que aparece en el diseño del reactor. Esta comienza en las barreras físicas, en los sistemas de protección y control y las salvaguardias tecnológicas.

Las salvaguardias tecnológicas son un conjunto de sistemas especialmente diseñados para la protección de las barreras físicas y tienen como principal objetivo evitar los accidentes o reducir sus consecuencias a límites muy reducidos. En los reactores de agua existen dos tipos de salvaguardias; unas las denominadas preventivas que tratan de impedir los accidentes, y que se concretan en acciones sobre el núcleo del reactor, como es, por ejemplo, la refrigeración del mismo para que en ningún caso se alcance la temperatura de fusión del UO2; y otras que afectan a la contención, mitigando las consecuencias de los accidentes.

Las salvaguardias tecnológicas de los reactores de agua están formadas por: el sistema de refrigeración de emergencia del núcleo, que asegura en todo momento la refrigeración del mismo; el sistema de evacuación del calor residual, cuando el núcleo no produce energía, y que actúa junto al sistema anterior; el sistema de inyección de seguridad, que suministra agua borada al sistema de refrigeración del reactor. En la contención existen el sistema de aspersión de la contención y el de refrigeración por ventilación; el primero para reducir la presión mediante inyección de agua con boro en la atmósfera del recinto de contención, reduciendo la cantidad de yodo en él, y en general las emisiones radiactivas; y el segundo elimina el calor desprendido en el accidente.

¿CÓMO SE TIENEN EN CUENTA LOS AGENTES EXTERNOS EN EL DISEÑO DE UNA CENTRAL NUCLEAR?

Todas las centrales nucleares están diseñadas y construidas para resistir los efectos de las peores situaciones ajenas a la central, consistentes en fenómenos naturales o accidentes que puedan ocurrir en la zona, como son terremotos, riadas, huracanes, etc. También están diseñadas para el efecto que puedan producir otros sucesos no naturales, como: impacto de cuerpos a gran velocidad, etc.

Tanto en unos casos como en otros, el proyecto tiene en cuenta todos estos agentes, de tal forma, que en el caso de que alguno llegara a presentarse, la central sería capaz de soportar su efecto sin que pudiera afectar a la seguridad.

En relación con otro tipo de acciones no naturales, como son las acciones intencionadas de tipo terrorista, en todas las centrales existe un plan y medidas de protección física y de vigilancia que hacen muy difícil que tales acciones pudieran llevarse a cabo.

¿QUÉ MEDIDAS SE TOMAN PARA GARANTIZAR LA SEGURIDAD DE UNA CENTRAL NUCLEAR?

Las medidas de seguridad empleadas en las centrales nucleares occidentales, y por tanto en las españolas, son entre otras, las siguientes:

a) Selección de un emplazamiento apropiado, teniendo en cuenta las características geológicas, sísmicas, hidrológicas y meteorológicas del mismo. Se realizan una serie de análisis, sondeos y observaciones para diseñar la instalación de modo que soporte los daños producidos por terremotos, inundaciones, cargas del viento y efectos adversos originados por otros fenómenos.

b) Antes del comienzo de la construcción de la central, se somete a la aprobación de la Administración el Estudio preliminar de seguridad, que describe los criterios del proyecto de la instalación y analiza el funcionamiento de los distintos sistemas y estructuras. Además, considera incidentes hipotéticos anormales y demuestra que, aunque se produjesen estos casos, la población no sufriría daños inaceptables.

c) Para obtener el permiso de explotación se presenta el Estudio final de seguridad, semejante al anterior, pero en el que se ha de demostrar que se ha cumplido lo especificado en él y en el que se describe y analiza cómo ha quedado construida la central. En este estudio final se detalla que:

Los productos radiactivos que se generan en el núcleo están protegidos por cuatro barreras sucesivas que impiden su liberación directa al exterior.

Aun en el caso hipotético de un accidente, existen sistemas de seguridad que impiden que las consecuencias del mismo causen daños inaceptables.

Los sistemas importantes para la seguridad tienen componentes duplicados e independientes, para que en caso de fallo de uno de ellos actúe su «doble», sin que se deriven efectos perjudiciales. También se duplican las líneas eléctricas, acometidas de agua y otros sistemas, cuando por razones de seguridad hay que asegurar el suministro.

La central se protege contra posibles sabotajes y dispone de sistemas muy elaborados de protección contra incendios.

La fabricación de componentes y la instalación y montaje se han realizado de acuerdo con un programa de garantía de calidad muy severo.

d) Antes del comienzo de la operación comercial de la central, se preparan una serie de documentos oficiales para la explotación que, tras ser aprobados por la Administración, regulan detalladamente todos los aspectos de aquélla.

e) Antes y durante el funcionamiento de la central, los diversos componentes se someten a pruebas para comprobar que funcionan de acuerdo con lo previsto en el proyecto. Asimismo se efectúa el mantenimiento preventivo de la instalación.

f) La Administración regula la concesión de licencias al personal de operación de la central, las cuales hay que renovar periódicamente.

g) La Administración ejerce una vigilancia sobre el buen funcionamiento y el cumplimiento de las especificaciones de explotación durante toda la vida de la central.

h) Antes de que la central comience a funcionar, se estudia el fondo radiológico de la zona. Durante la explotación, se ejerce una vigilancia ambiental para comparar los resultados de sus medidas con el fondo y poder determinar la más mínima influencia de la instalación sobre la zona.

¿CÓMO ES LA SEGURIDAD DE UNA CENTRAL NUCLEAR DURANTE SU OPERACIÓN?

La seguridad de una central nuclear durante su operación se realiza con varios sistemas de seguridad.

El control de la operación se basa en seguir la potencia del reactor y en controlar su reactividad. Para ello, el sistema de instrumentación y control del reactor determina el valor de todas las variables de la operación, como son la temperatura del refrigerante, el flujo neutrónico, etc., limitando sus valores, los cuales controla mediante el flujo de refrigerante, y las barras de control.

Además, existe el sistema de protección del reactor cuyo fin es producir el disparo del reactor, o la parada rápida del mismo, mediante una rápida inserción de las barras de control ante una indicación de que algún parámetro del reactor está en valores fuera del rango previsto.

Además de estos sistemas, la seguridad durante la operación de la central está complementada con la inspección, vigilancia y comprobación periódicas de dichos sistemas, mediante ensayos previamente programados. Existe también, un plan de vigilancia radiológica ambiental, tanto en el emplazamiento de la central, como en la zona de los alrededores de la misma, durante todo el período de explotación, y básicamente consiste en:

a) Toma de datos de dosis en las estaciones ambientales seleccionadas.

b) Toma de muestras de la fauna y la flora de la zona.

c) Toma de muestras de agua, aire y leche.

d) Preparación y recuento radiológico de las muestras.

e) Evaluación radiológica y cálculo de dosis acumuladas.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR GARANTÍA DE CALIDAD Y CÓMO SE APLICA DURANTE LAS DIVERSAS ETAPAS DE LA VIDA DE UNA CENTRAL NUCLEAR?

La garantía de calidad es un conjunto de métodos de gestión de la calidad, aplicados en forma sistemática y planeada, con las siguientes características.

a) Se trata de una gestión integrada de la calidad; es decir, abarca todos los períodos de la vida de la instalación, desde su diseño a su desmantelamiento definitivo pasando por la fabricación, la construcción, el montaje, las pruebas y puesta en marcha, la explotación y el mantenimiento, y sin establecer fronteras entre las empresas o grupos que intervienen en las fases, de tal modo que los programas de garantía de calidad de todas las entidades participantes han de estar coordinados y establecidos con un criterio unitario.

b) Se trata de un programa de «cero defectos», es decir, donde hay que asegurarse que todos los elementos sometidos al programa poseen la calidad exigida.

No solamente ha de conseguirse esta calidad, sino que hay que establecer una evidencia objetiva de que así ha sido, y esta evidencia ha de documentarse, archivándose la documentación durante toda la vida de la instalación.

Este sistema, introducido inicialmente en los Estados Unidos, demostró muy pronto su eficacia, por lo que, con muy ligeras variantes, ha sido adoptado por todas las reglamentaciones nacionales e internacionales. El Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) publicó en 1979 su recomendación 50-C-QA «Código de práctica de garantía de calidad para la seguridad en las centrales nucleares», que básicamente es equivalente al sistema norteamericano.

En España se aplican ambos sistemas a nuestras centrales (en realidad, se aplica el sistema vigente en el país de origen de la central y el del OIEA), habiéndose publicado ya tres normas UNE compatibles con ambos.

La importancia que nuestra reglamentación da a la garantía de calidad es tal que entre la documentación que preceptivamente se ha de presentar a la Administración al solicitar cada una de las autorizaciones pertinentes, se encuentra el describir la organización de garantía de calidad que se va a aplicar en la fase siguiente.

Los brillantes resultados que se han obtenido al emplear los métodos de garantía de calidad en las instalaciones nucleares han dado lugar a que en muchos otros sectores industriales de alta tecnología se estén aplicando ya métodos semejantes.

¿QUÉ OCURRIÓ EN LA CENTRAL NUCLEAR DE THREE MILE LSLAND (HARRISBURG)?

La central nuclear Three Mile lsland está situada a tan sólo 16 km. de la ciudad de Harrisburg (Pensilvania), que tenía una población de unos 70.000 habitantes.

El accidente se produjo el día 28 de marzo de 1979 en la unidad 2 (TMI-2), que llevaba un año de funcionamiento. El reactor es del tipo de agua a presión, con un diseño diferente de los reactores similares funcionando en España,

La causa inicial fue la obstrucción de una tubería del circuito de depuración del condensado, debido a un exceso de aglomeración de las resinas empleadas en dicho sistema. Este hecho, que en sí no tiene una gran importancia, en TMI-2 desencadenó una serie de sucesos, con fallos, errores y otras circunstancias. Parece que la principal de las causas fue el incumplimiento del reglamento del funcionamiento de la central, al mantener inadvertidamente cerradas dos válvulas de aislamiento del sistema de alimentación de emergencia, después de una inspección. Posteriormente se produjeron errores en la interpretación de los sucesos, lo que dio lugar a decisiones equivocadas.

El resultado final del accidente produjo un daño importante al núcleo del reactor, y una emisión de producto radiactivo al exterior ligeramente superior a la autorizada.

Los efectos radiológicos sobre la población cercana a la central fueron sin embargo muy bajos. Según las estimaciones realizadas por un grupo de técnicos de la Comisión de Regulación Nuclear (NRC), del Departamento de la Salud, Educación y Bienestar y de la Agencia de Protección Ambiental, se observó una dosis equivalente colectiva hasta el día 7 de abril de 3.300 personas-rem, lo cual representa un incremento del 1,5 por 100 en la dosis equivalente anual recibida en la zona debida a la radiación natural, que es de unos 100 mrem en dicha zona. La conclusión del informe fue que la dosis equivalente recibida por la población representaba un riesgo mínimo de producción de efectos estocásticos en dicha población.

El accidente de TMI-2 puso de manifiesto que el concepto de seguridad a ultranza había funcionado correctamente y que para que el accidente ocurriera fue necesario que se provocara una cadena de sucesos desfavorables. Por este motivo se han sacado importantes conclusiones para mejorar la seguridad de las centrales, definiéndose medidas correctoras que los distintos países han ido incluyendo dentro de sus centrales (excepto los países dentro de la órbita de la Unión Soviética), y sobre todo las medidas se han extendido a la formación y entrenamiento del personal operador de las centrales, los cuales en este caso tuvieron una actuación destacada en la evolución del accidente.

¿QUÉ OCURRIÓ EN CHERNOBIL?

La central nuclear de Chernobil consta de cuatro unidades de 1.000 MWe cada una, equipadas con un reactor del tipo RBMK, que es de tipo heterogéneo con moderador de grafito, refrigerado por agua en ebullición, que circula a través de un canal en el que se encuentra el combustible.

Los reactores RBMK no disponen de edificio de contención, en el sentido que se tienen de él en las centrales occidentales, sobre todo las PWR y BWR, La parte superior del edificio del reactor es un cierre convencional sobre las paredes de hormigón, y por tanto no tiene el carácter de cuarta barrera de seguridad.

Además de esta característica, este tipo de reactores carece del concepto de seguridad intrínseca, ya que se da la circunstancia de que el coeficiente de reactividad por aumento de la temperatura en el grafito es positivo, y también es positivo el coeficiente de huecos del refrigerante. Por tanto en algún punto de la operación se produce una situación inestable.

El accidente se produjo cuando al realizar un experimento de tipo convencional, en el que se pretendía demostrar que la energía eléctrica producida por el alternador a partir de la inercia de la turbina sin vapor podría usarse para alimentar ciertos componentes del sistema de refrigeración de emergencia, hasta que estuvieran disponible los generadores de emergencia.

En el experimento se violaron las normas de funcionamiento, llevando el reactor a situaciones en las que el margen de seguridad se redujo a límites inaceptables, por las características intrínsecas del reactor.

La descripción oficial del accidente indica que ocurrió la noche del 25 al 26 de abril de 1986 provocado por un transitorio de potencia, al aumentar la reactividad como consecuencia de la ebullición del agua. Al acumularse una energía en el combustible del orden de 300 cal/g, se produjo una disgregación del combustible seguida de dos explosiones. La violencia de la energía desprendida provocó la elevación de la losa soporte del reactor, rompiendo la cavidad del reactor, haciendo por tanto inoperativo el recinto de contención.

La entrada de aire facilitó la combustión del grafito; y también el contacto con el exterior provocó la liberación de productos radiactivos, alcanzándose niveles de varios millones de curios al día.

¿QUÉ OCURRIÓ EN VANDELLÓS I?

En la central de Vandellós l, situada en la provincia de Tarragona, y con un reactor de tipo grafito-gas, se produjo, el 19 de octubre de 1989, un accidente que se inició por un incendio en un edificio convencional de la central y tuvo múltiples implicaciones.

El incendio se origina como consecuencia de la rotura de tuberías de engrase, lo que produjo un vertido importante de aceite en muy poco tiempo. A continuación y como consecuencia del incendio se produjo una serie sucesiva de fallos de sistemas, como, por ejemplo, una alimentación deficitario de agua en los generadores de vapor, una inundación de los bajos del edificio de turbinas y edificio del reactor, por entrada del agua del mar, entrada de humo en el edificio de auxiliares eléctricos y sala de mando.

Pese a todos estos hechos, se consiguió llevar la central a la situación de parada segura, sin alcanzar en los elementos combustibles temperaturas cercanas a la de fusión de vainas; no se produjo eliminación de anhídrido carbónico del circuito de refrigeración, así como tampoco se produjo daño alguno a las personas que intervinieron en el control de la central.

La principal conclusión que se obtiene de este accidente es que en ningún momento S produjo contaminación de zonas ni de las personas involucradas en las labores de recuperación de la central, ni vertidos radiactivos al exterior.

¿SE PODRÍA PRODUCIR UN ACCIDENTE SEMEJANTE AL DE CHERNOBIL EN LAS CENTRALES NUCLEARES ESPAÑOLAS?

El accidente de la central nuclear de Chernobil no se podría producir nunca en las centrales españolas por diversos motivos.

1. No existe ninguna central nuclear española con diseño similar a la de Chernobil, que además tiene coeficientes de reactividad del moderador y refrigerante positivos.

2. La seguridad intrínseca de los reactores nucleares españoles es tal que los coeficientes de reactividad son siempre negativos, por tanto ante condiciones extremas de seguridad, nunca producirán un accidente de reactividad.

3. Las centrales nucleares españolas se basan en el concepto de seguridad a ultranza, izando las barreras físicas interpuestas al escape de la radiación o productos radiactivos. i última barrera, no existente en reactores similares al de Chernobil, hubiera sido capaz de tener toda la energía liberada en el accidente, así como los productos radiactivos con lo cual, en el caso de que Chernobil hubiera tenido una barrera de estas características, el accidente se hubiera producido, pero sin liberación de productos al exterior.

COOPERACIÓN INTERNACIONAL EN LA PREVENCIÓN DE ACCIDENTES NUCLEARES

Sí. Existe el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA) creado en 1957 y con sede en Viena. Este organismo elabora, mediante colaboración con los Estados Miembros, estudios sobre seguridad nuclear, protección radiológica, garantía de calidad, tratamiento y evacuación de desechos radiactivos, etcétera. Estos estudios se publican en forma de recomendaciones y normas, que en muchos casos han servido como base a la elaboración de la reglamentación nacional de los Estados Miembros.

También en la OCDE, existe la Agencia de Energía Nuclear, que en una de sus direcciones técnicas se encarga de la seguridad nuclear y la protección radiológica. Además los explotadores de centrales nucleares de los países occidentales han creado la asociación WANO. Su misión es maximizar la seguridad y fiabilidad de la explotación de las centrales nucleares mediante el intercambio de información.

Estas organizaciones son las que más han desarrollado la colaboración internacional, aunque existen cooperaciones bilaterales, como en el caso español, que acepta la normativa de las centrales de los países de origen, como son Estados Unidos y Alemania. Por tanto, todos los desarrollos que se hacen en materia de seguridad en esos países, se aceptan en las centrales españolas, así como las recomendaciones de las organizaciones citadas.

REGLAMENTACIÓN ESPECÍFICA DE LA SEGURIDAD NUCLEAR

Como ocurre con casi todas las actividades industriales, la energía nuclear es potencialmente peligrosa: esto significa que si no se adoptaran precauciones adecuadas, las radiaciones ionizantes emitidas en los procesos nucleares podrían originar daños en la salud de las personas o en sus bienes.

Ahora bien, la ciencia y la técnica han puesto en nuestras manos medios suficientes para asegurar que en la explotación de una instalación nuclear o radiactiva no se van a producir tales daños. El coste que supone la aplicación de estas medidas de protección es lo suficientemente moderado para permitir que el uso de la energía nuclear sea económicamente atractivo.

El Estado, en su obligación de velar por el bien de las personas y del conjunto de la sociedad, debe asegurarse de que se adoptan correctamente las medidas de protección que nos enseña la técnica, para lo cual ha establecido en España, como ocurre en las demás naciones, una reglamentación específica sobre seguridad nuclear y protección radiológica y comprueba que esta reglamentación se aplica correctamente en todas las instalaciones nucleares y radiactivas.

Este hecho no constituye ninguna novedad en la misión de tutela sobre la salud y el bienestar públicos que tiene el Estado, sino que todas las actividades industriales que podrían implicar riesgos están sometidas también a una reglamentación dirigida a reducir estos riesgos. La diferencia entre la reglamentación nuclear y otras reglamentaciones industriales es que aquélla es mucho más estricta e impone unas condiciones más restrictivas que las demás.

¿CUÁLES SON LOS PRINCIPALES ORGANISMOS INTERNACIONALES QUE FORMULAN RECOMENDACIONES SOBRE SEGURIDAD NUCLEAR?

Los principales organismos intergubernamentales son: el Organismo Internacional de Energía Atómica, la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE y el EURATOM.

El más importante de ellos es el Organismo Internacional de Energía Atómica (OIEA). Es un organismo intergubernamental que fue creado bajo los auspicios de las Naciones Unidas en 1956. Su estatuto entró en vigor en julio de 1957 y en octubre del mismo año se celebró su primera Conferencia General. Su sede está en Viena.

Forman parte del Organismo 112 Estados (dato de finales de 1991), cuyos representantes se reúnen anualmente en una Conferencia General, la cual constituye el supremo órgano rector del Organismo. Como órgano subordinado a él está la Junta de Gobernadores, formada por 35 miembros, en representación de otros tantos Estados. El Organismo tiene un cuerpo de funcionarios propio, formado por personal procedente de los Estados miembros.

Las misiones principales del Organismos son: formulación de recomendaciones sobre seguridad nuclear y protección radiológica; comprobación de que no se emplean en aplicaciones explosivas aquellos materiales fisionables destinados a usos pacíficos; intercambio de información; asistencia técnica, fomento de los usos pacíficos de la energía nuclear; realización de investigaciones.

Sobre el tema de la seguridad nuclear, el Organismo formula una gran cantidad de recomendaciones en forma de guías de seguridad, códigos de práctica, manuales, etc., que sirven de base para la redacción de reglamentos y guías por parte de los Estados miembros. Ha constituido, además el Grupo Internacional de Evaluación de la Seguridad Nuclear, que está encargado de formular la doctrina del Organismos en, materia de seguridad nuclear, y el Grupo de Revisión de la Evaluación de la Seguridad operativo, encargado de verificar el cumplimiento práctico de esta doctrina.

Dependiendo de la Organización de Cooperación y Desarrollo Económico (OCDE), existe la Agencia de Energía Nuclear de la OCDE (NEA), formada por sus 24 Estados miembros, la cual se constituyó en 1987 y cuyo estatuto entró en vigor el año siguiente. Su sede está en París. La NEA no tiene autonomía propia sino que actúa como órgano subordinado a la OCDE aunque con cierta dependencia funcional. Está regida por un Comité de Dirección. Bajo la autoridad de un director general existen cuatro direcciones técnicas: ciencias y técnicas nucleares; desarrollo tecnológico; seguridad nuclear; protección radiológica y gestión de residuos radiactivos. La dirección de seguridad nuclear formula recomendaciones y efectúa estudios, así como constituye comités de expertos para realizar evaluaciones concretas.

La Comunidad Europea de Energía Atómica (EURATOM) no es realmente un organismo internacional sino una asociación de Estados en el marco de un tratado internacional. El Tratado de Euratom fue firmado en 1957 por sus seis Estados fundadores, a los que más adelante se agregaron otros hasta constituir los doce miembros actuales. Estos doce Estados son partes también de otros dos tratados por los que se constituyeron la Comunidad Europea del Carbón y del Acero (CECA), y la Comunidad Económica Europea (CEE); el Acta Unica, firmada entre ellos en febrero de 1 986, ha establecido un nexo entre los tres tratados y una mayor homogeneización entre sus órganos de gobierno, con lo que EURATOM, CECA y CEE han quedado unidos formando la Comunidad Europea (CE). A diferencia de los organismos internacionales antes mencionados, que solamente pueden formular recomendaciones ya que no tienen autoridad sobre sus miembros, la CE ha recibido determinadas atribuciones de los suyos, lo que la faculta para establecer directivas que obligan a los países de la Comunidad.

Por su parte la industria nuclear, tratando de maximizar la seguridad y la fiabilidad de las centrales nucleares, creó en 1989 un organismo internacional de carácter no estatal que se ocupa de reforzar los lazos de cooperación entre los explotadores de centrales nucleares y de intercambiar datos sobre la experiencia en la explotación. Recibe el nombre de Asociación Mundial de Explotadores Nucleares (World Association of Nuclear Operators, WAND).

La Asociación está estructurado en cuatro centros regionales (Atlanta, Moscú, París y Tokio) y un centro de coordinación en Londres. Está regida por una Asamblea General, de la que forman parte todos los miembros, y un Consejo de Administración, constituido por 13 Consejeros.

¿QUÉ ORGANISMO ESTÁ ENCARGADO DE VELAR EN ESPAÑA POR LA SEGURIDAD NUCLEAR?

El Consejo de Seguridad Nuclear (CSN), que fue creado por Ley 15/1980, de 22 de abril.

De acuerdo con esta Ley el Consejo es una Administración independiente, que informa de sus actividades al Congreso de los Diputados y al Senado y asesora al Gobierno en materias de su competencia. Está regido por un Presidente y cuatro Consejeros y dispone de un cuerpo de funcionarios propio. El Consejo de Seguridad Nuclear es el único órgano que tiene competencias en el dominio de la seguridad nuclear y la protección radiológica y puede delegar parte de estas funciones en las Administraciones de las Comunidades Autónomas.

El Consejo colabora con el Gobierno en la elaboración y revisión de la reglamentación sobre seguridad nuclear y protección radiológica, informa sobre la concesión o retirada de autorizaciones, inspecciona la construcción, puesta en marcha y explotación de instalaciones nucleares o radiactivas, participa en la confección de planes de emergencia y promociona la realización de trabajos de investigación.

¿CÓMO VELA EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR POR LA SEGURIDAD NUCLEAR Y LA PROTECCIÓN RADIOLÓGICA EN ESPAÑA?

El Consejo de Seguridad Nuclear, como único organismo competente en el país en estas materias, vela por sus objetivos fundacionales proponiendo al Gobierno la reglamentación necesaria para la explotación sin riesgos de las instalaciones nucleares y radiactivas españolas.

Para ello, existe un Reglamento (Real Decreto 2.869/1972, de 21 de julio), que clasifica las instalaciones en nucleares y radiactivas. Las primeras son las centrales nucleares, los reactores de investigación y las fábricas que producen, tratan, utilizan o almacenan sustancias nucleares; y las segundas, aquellas instalaciones que alberguen fuentes de radiación ionizante, los aparatos que las obtengan y los locales, laboratorios o fábricas donde se produzcan, manipulen o almacenen sustancias radiactivas. Las instalaciones radiactivas, a su vez, se subdividen en instalaciones de:

1ª categoría, que son las fábricas de producción de concentrados de uranio y los irradiadores industriales.

2ª categoría, que son las instalaciones autorizadas para utilizar radionucleidos sin límite de actividad, los aceleradores de partículas, y las instalaciones de rayos X cuya tensión máxima sea superior a 200 kV.

3ª categoría, las que pueden utilizar radionucleidos en cantidades limitadas y las instalaciones de rayos X no comprendidas en la segunda categoría.

De acuerdo con dicho Reglamento, el Consejo emite informes, preceptivos y vinculantes, antes de que la Administración conceda autorizaciones para el emplazamiento, construcción, puesta en marcha o clausura de las instalaciones nucleares y radiactivas, a que se autorice el transporte de sustancias nucleares y radiactivas, o que se dé curso a la fabricación de componentes que puedan afectar a la seguridad nuclear de las instalaciones.

Las principales actividades del Consejo son:

a) Inspeccionar y controlar los proyectos, su ejecución y la explotación posterior de las instalaciones nucleares y radiactivas, y está facultado para suspender las obras o el funcionamiento, por razones de seguridad.

b) Colaborar con las autoridades de Protección Civil en la elaboración de los planes de emergencia de las instalaciones nucleares y radiactivas.

c) Controlar y vigilar los niveles de radiactividad dentro y fuera de las instalaciones, y su impacto sobre la población y el medio ambiente.

d) Conceder y renovar las licencias y títulos del personal de operación de las instalaciones.

e) Autorizar los servicios o unidades técnicas de protección radiológica y los servicios de dosimetría personal existentes en el país.

Por lo tanto, en España se cumplen, a través del Consejo de Seguridad Nuclear, los requisitos básicos de autorización previa y de control administrativo del uso de las sustancias nucleares y radiactivas, exigidos a nivel internacional y, en concreto, en la CE, en cumplimiento del Tratado de EURATOM.

¿QUÉ CONTROLES EJERCE EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR SOBRE LAS CENTRALES NUCLEARES EN EXPLOTACIÓN?

El Consejo de Seguridad ejerce un control sobre todas las actividades que se desarrollan en la central y pueden estar relacionados con la seguridad nuclear y la protección radiológica. Para ello, la central ha de remitir periódicamente al Consejo una información sobre su funcionamiento y, en caso de incidencia, ha de comunicar ésta inmediatamente a través de un sistema de transmisión de datos que une la central con la sede del Consejo.

En la central se encuentra destacado un inspector residente del Consejo, quien controla las actividades en la central. Asimismo, se realizan inspecciones y auditorías periódicas por personal del Consejo que se desplaza desde éste a la Central.

En concreto, el Consejo de Seguridad Nuclear controla:

a) La concesión de licencias de supervisores, operadores y jefes de servicio de protección radiológica.

b) Las dosis que recibe el personal.

c) Los vertidos de efluentes radiactivos, los residuos radiactivos generados y acondicionados, y el inventario de elementos combustibles que se almacenan en la central.

d) El transporte de materiales radiactivos, tanto del combustible como de los residuos radiactivos.

e) Los ejercicios de simulación de emergencia interior de la central.

f) La estimación de la dosis interna potencial del grupo crítico de la población, que pudiera atribuirse a los efluentes e incidencias de la central, para lo cual ésta un plan de vigilancia radiológica ambiental en su entorno de 30 km. de radio.

Por otro lado, las centrales nucleares deben operar dentro de un estrecho margen de valores de sus especificaciones técnicas de funcionamiento, y cualquier desviación debe ser comunicada al Consejo para su evaluación, previa parada de la central si las condiciones lo requirieran. Del mismo modo, cualquier modificación que afecte a los sistemas de seguridad de la central o a sus procedimientos operativos, deberá ser propuesta al Consejo para su aprobación.

Por lo tanto, el control ejercido por el Consejo de Seguridad Nuclear sobre las centrales nucleares en explotación puede considerarse minucioso y exhaustivo, hasta el punto de afirmarse que no existe actividad industrial alguna que soporte tantos y tan rigurosos controles.

¿QUÉ CONTROLES EJERCE EL CONSEJO DE SEGURIDAD NUCLEAR SOBRE LAS INSTALACIONES RADIACTIVAS?

Las autorizaciones que se requieren en los distintos tipos de instalaciones radiactivas son:

Instalaciones de primera categoría: Autorizaciones previa, de construcción y de puesta en marcha.

Instalaciones de segunda categoría: Autorizaciones de construcción y de puesta en marcha.

Instalaciones de tercera categoría: Autorización de puesta en marcha.

La concesión de cada una de estas autorizaciones requiere una serie de documentos y trámites semejantes al caso de las centrales nucleares; al igual de lo que ocurre con éstas, son necesarios unos dictámenes, vinculantes en cuanto a las exigencias establecidas en ellos, del Consejo de Seguridad Nuclear.

En cumplimiento de sus cometidos, el Consejo de Seguridad Nuclear practica inspecciones de la construcción y el funcionamiento de la instalación. El explotador de la instalación está obligado a presentar informes periódicos sobre su funcionamiento e informar inmediatamente al Consejo de Seguridad sobre todas las incidencias que se produzcan.

El personal que trabaja en las instalaciones radiactivas está controlado por los servicios de protección radiológica y cualquier dosis recibida que rebase los límites autorizados es objeto de una investigación detallada.

Por otro lado, el Consejo de Seguridad Nuclear está encargado de la retirada de todas las fuentes incontroladas de radiaciones ionizantes existentes antes de que estuviera vigente la reglamentación actual (sobre todo, fuentes de radio-226 y aparatos de rayos X de uso medico) e investiga cuantas denuncias son formuladas por los ciudadanos en alegación de supuestos daños nucleares.

Finalmente, en correspondencia con la estructura autonómica del Estado, el Consejo de Seguridad Nuclear tiene firmadas «encomiendas» con las Comunidades Autónomas de Baleares, Cataluña, Navarra y Valencia, por las que les ha transferido parcialmente las competencias sobre protección radiológica de las instalaciones radiactivas y la provisión de licencias para su personal de operación.

¿QUÉ CAPACITACIÓN SE REQUIERE AL PERSONAL DE OPERACIÓN DE LAS INSTALACIONES NUCLEARES Y RADIACTIVAS?

El personal que manipula los dispositivos de control de una instalación nuclear o radiactiva, o que dirige dichas manipulaciones, deberá estar provisto de una licencia específica, concedida por el Consejo de Seguridad Nuclear, tras acreditar su capacitación para realizar estas tareas en la instalación en que vaya a ejercer su puesto de trabajo.

Existen dos clases de licencias, la de operador y la de supervisor. La primera capacita, bajo la inmediata dirección de un supervisor, para actuar sobre los dispositivos de control de la instalación. La licencia de supervisor capacita para dirigir el funcionamiento de una instalación nuclear o radiactiva, y las actividades de los operadores adscritos.

Los peticionarios de licencias no sólo han de acreditar su preparación y experiencia para las misiones específicas que van a realizar, sino que, además, deben demostrar buen conocimientos del proyecto de la instalación y un reconocido equilibrio psíquico, En el caso de los solicitantes de licencias de supervisor, han de mostrar, igualmente, un buen conocimiento de los principios físico-químicos y nucleares en los que se basa la instalación.

¿QUÉ COMETIDO TIENE EL SERVICIO DE PROTECCIÓN RADIOLÓGICA DE UNA INSTALACIÓN NUCLEAR O RADIACTIVA?

El servicio de protección radiológica de una instalación es responsable del cumplimiento de las normas de protección aprobadas, las cuales deberán figurar en el reglamento de funcionamiento. Corresponde al Consejo de Seguridad Nuclear decidir, en función del riesgo radiológico de sus actividades, qué instalaciones deberán estar dotadas con este servicio.

El jefe del servicio debe poseer un título específico expedido por el Consejo, previa realización de pruebas de suficiencia, y goza de independencia de actuación.

Sus principales misiones son:

a) Clasificar los puestos de trabajo de las zonas vigiladas y controladas.

b) Vigilar, en las mencionadas zonas, las tasas de dosis y las concentraciones superficiales y ambientales de contaminantes radiactivos.

c) Señalizar las zonas controladas y vigiladas, de modo que quede patente el riesgo de irradiación.

d) Limitar el acceso a las mencionadas zonas y controlar la posible contaminación del personal autorizado.

e) Vigilar los afluentes radiactivos de la instalación y los residuos radiactivos generados.

f) Instruir a los trabajadores expuestos a las radiaciones ionizantes sobre los riesgos radiológicos.

¿QUÉ ES UN PLAN DE EMERGENCIA NUCLEAR?

Durante el diseño, la construcción y la operación de una central nuclear se tienen en cuenta una serie de principios y regias técnicas, gracias a los cuales se consigue que sea mínima la probabilidad de que ocurra un fallo en la central y de que, en el improbable caso de que ello tuviera lugar, las consecuencias del accidente serían muy pequeñas. No obstante, el concepto de seguridad a ultranza obliga a considerar que, a pesar de todo, podría ocurrir un accidente grave y que deben tenerse previstas las medidas que habrían de adaptarse para disminuir las consecuencias sobre la población en el remoto caso de que se produjera el accidente. Este conjunto de medidas recibe el nombre de plan de emergencia nuclear de la central. Hay que distinguir entre dos clases de planes: plan de emergencia interior, concebido para proteger al personal de la central cuando el accidente quedase confinado dentro de la misma, sin que tuviera consecuencias sobre el exterior; plan de emergencia exterior que se aplicaría en el caso de un accidente que tuviera consecuencias en el exterior de la central, por lo que habrían de tomarse medidas para proteger a la población del entorno.

La confección del plan de emergencia interior corresponde a la entidad explotadora de la central, la cual debe proponerlo para su aprobación al Consejo de Seguridad Nuclear. En el caso de que fuera necesario aplicar el plan, su ejecución correspondería, previa comunicación al Consejo de Seguridad Nuclear, a la entidad explotadora, con la colaboración que fuera precisa del exterior.

Los planes de emergencia exterior entran dentro de los cometidos de la Protección Civil. Estos planes han de basarse en el «Plan básico de emergencia nuclear» aprobado por la O.M. del Ministerio del Interior de 29 de marzo de 1989. Esta Orden Ministerial es un documento en el que se define el contenido y organización que han de tener los planes de emergencia, así como los cometidos que corresponden en ellos a las distintas autoridades y organizaciones involucradas (Gobernador Civil, Protección Civil, Ayuntamientos, empresa explotadora, etc.). En las provincias donde hay ubicada una o más centrales nucleares ha de establecerse un plan provincial de emergencia nuclear, cuya redacción y ejecución caen bajo la competencia del Gobernador Civil.

¿LOS PLANES DE EMERGENCIA SON PRIVATIVOS DE LAS CENTRALES NUCLEARES?

Hay una gran cantidad de sucesos que son susceptibles, en determinadas circunstancias, de producir daños a un gran número de personas en la región donde se produce el suceso; unas se originan espontáneamente en la naturaleza, otros son consecuencia de acciones humanas. Como ejemplos del primer tipo podríamos citar una inundación o un terremoto; como sucesos ligados a las acciones humanas, el incendio de un almacén de productos combustibles o la rotura de una presa. Además de las medidas que deben tomarse para reducir la probabilidad de que se produzca el suceso, conviene tener previstas las medidas a adoptar para paliar sus consecuencias, caso de originarse el hecho. La definición del conjunto de estas medidas y la forma de llevarlas a la práctica, si ello fuera necesario, constituyen los llamados planes de emergencia. Sus fundamentos quedan establecidos por la Ley 2/1985, de 21 de enero, sobre protección civil; y por el Real Decreto 407/1992, de 24 de abril, donde se establece la norma básica de protección civil. En ellas se definen los planes territoriales, que se aplican en el ámbito de una Comunidad Autónoma, Provincia, Municipio, etc., y los planes especiales, que se establecen para determinados sectores de actividad, tipos de emergencia o para una actividad concreta.

Resulta, pues, que la emergencia nuclear es una más entre las emergencias consideradas por esta Ley. Con la previsión del comportamiento ante posibles catástrofes mediante la adopción de planes de emergencia, ha sucedido algo semejante a lo ocurrido con la protección del medio ambiente: aunque no son de hoy ni la contaminación ambiental ni los hechos catastróficos, la humanidad no se preocupó de tomar medidas para evitar o mitigar sus efectos hasta época muy reciente, y precisamente la industria nuclear ha sido uno de los primeros sectores que han prestado atención a estas cuestiones. La implantación de medidas de seguridad nuclear y protección radiológica ha exigido la realización de estudios ambientales y la confección de planes de emergencia. Estos estudios, efectuados en muchas ocasiones por vez primera por la industria nuclear, han conducido a que, más tarde, esta misma preocupación se extendiera a otros sectores de la población; es decir, que en el ámbito de la protección a las personas y al medio ambiente la energía nuclear ha actuado como motor de la atención que hoy se concede a estos temas.

¿QUÉ SE ENTIENDE POR COSTE DE LA ENERGÍA ELÉCTRICA?

Coste de un producto es la suma de los diferentes gastos en los que se incurre para fabricarlo y que se repercuten sobre el mismo. En el caso de las centrales eléctricas el producto es la energía eléctrica entregada a la red, que se expresa normalmente en kilovatios hora.

Para producir ésta energía eléctrica es necesario disponer, fundamentalmente, de una central generadora, de un combustible y de un personal. Por tanto, el coste de la energía eléctrica es la repercusión a cada kWh de la parte de la central que se amortizan en el proceso, del combustible consumido y de los gastos de operación y mantenimiento necesarios.

En este análisis no se suelen incluir los costes de transporte y distribución de la electricidad, las pérdidas de energía en la red y los impuestos, puesto que se considera el coste del kWh en el momento de salida de la central.

CALCULO DEL COSTE DE LA ENERGÍA ELÉCTRICA

El coste real de la electricidad producida en una central en explotación, durante un período de tiempo determinado, se calcula a partir del valor de amortización de la inversión de la central, del coste del combustible consumido, y de los gastos de operación y mantenimiento, tal y como se realiza en cualquier planificación económica.

Con el fin de disponer de elementos de juicio a la hora de realizar una planificación energética nacional, que permita, entre otros objetivos, alcanzar un abastecimiento lo más racional posible, se evalúa, también, el coste medio de la producción de energía eléctrica en futuras centrales, relacionando los costes de producción a lo largo de toda la vida de la central. Para ello, es necesario definir el período de vida de la central, las horas anuales de utilización de la misma y el coste del dinero empleado en la financiación. Estos estudios de costes pueden realizarse de forma sistemática para optimizar la explotación de una futura red eléctrica bajo diferentes hipótesis.

CALCULO DE LA INVERSIÓN DE UNA CENTRAL

En la planificación de una nueva central, inicialmente es necesario establecer el denominado coste base de la central, que es lo que costaría ésta si se construyera y pagara instantáneamente. El coste base está constituido en primer lugar por los costes directos que son: los terrenos, obra civil, montaje y equipo; y en segundo lugar, por los indirectos o inmateriales: servicios de ingeniería, inspección y dotación para contingencias durante el período de ejecución del proyecto.

Para realizar un análisis detallado, es necesario desglosar del coste base la parte que es de procedencia nacional y por tanto se paga en moneda del país donde se construye la central, y la parte del mismo que es necesario adquirir en el exterior y por lo tanto pagar en moneda extranjera con el consiguiente riesgo en las variaciones del cambio de moneda.

Una central nuclear no se construye en un instante, sino que desde que se inician las primeras etapas del diseño hasta la explotación comercial transcurre un largo período de tiempo, lo que se realiza según un determinado calendario, el cual incluye los pagos con que se irá materializando anualmente la inversión correspondiente. Para calcular la inversión total actualizada al momento de puesta en explotación de la central será necesario sumar todos los pagos parciales, previo multiplicarlos por dos factores: el primero considera la inflación; el segundo representa los costes financieros que estará devengando cada inversión parcial desde el momento del pago hasta la puesta en operación de la central.

De lo anterior se deduce que el coste total de Inversión es igual al coste base multiplicado por un cierto factor que crece cuanto mayor sea la tasa de costes financieros y cuanto mayor es el período de construcción de la central.

El coste de la inversión total dividido por la potencia nominal de la central, MWe, representa el coste de la potencia unitaria instalada. Este parámetro es de una gran importancia porque el coste de la potencia unitaria instalada no es constante para cada tipo de central, sino que depende de la potencia de la central; cuanto mayor es la potencia de ésta, menor es el coste unitario.

CÓMO SE REPERCUTE LA INVERSIÓN SOBRE EL COSTE DE LA ENERGÍA ELÉCTRICA

La inversión realizada en una central se amortiza a lo largo de su vida operativo. Además es necesario crear un fondo para financiar el desmantelamiento de la central cuando haya terminado su vida, el cual se estima como un porcentaje fijo de la inversión.

La amortización anual se calcula a partir del número de años de funcionamiento de la central y de la tasa de capitalización del dinero, suponiendo que esta amortización es uniforme a lo largo del tiempo. En el cálculo se supone que el número de horas de funcionamiento anual de la central es también constante a lo largo de su vida. Con ello resulta que la repercusión de los costes de inversión sobre el coste del kilovatio hora es directamente proporcional al coste de la potencia unitaria instalada e inversamente proporcional al número de horas de funcionamiento anual de la central.

Esto significa que las centrales nucleares, con un valor muy alto de la inversión, requieren un factor de utilización grande para ser rentables, lo que significa que estas centrales deben funcionar en base, mientras que las puntas han de cubrirse con centrales en que los costes de capital sean menores.

Hay que destacar que el valor del número de años de vida de la central se estima con un período fijo, sin que esté afectado por las horas reales de utilización de la central. A partir de la experiencia adquirida en la explotación de centrales nucleares se ha comprobado que el período de 30 años aceptado hasta ahora como duración de las mismas es demasiado corto, por lo que está en estudio el establecer un valor mucho mayor, que estaría de mayor acuerdo con sus posibilidades reales. Si estos estudios llegan a un resultado positivo, ello significaría que podrá lograrse un valor mucho menor para la repercusión de los costes de capital sobre el precio de la electricidad, puesto que la amortización se llevaría a cabo en un período mucho más largo.

CALCULO DEL COSTE DEL COMBUSTIBLE

La repercusión del combustible sobre el kilovatio hora generado, se obtienen de dividir el coste total del combustible consumido por la central durante un año de operación (coste de las materias primas energéticas, coste de los procesos de transformación, de los fletes, seguros, etc.) por la energía generada por la central durante un año de funcionamiento. Para cada tipo de central el coste del combustible por kWh generado no varía apreciablemente en función del tamaño de la central.

El coste del combustible en una central hidráulica es casi despreciable, bajo en las centrales nucleares, y muy alto en las térmicas de carbón, fuel y gas.

RENTABILIDAD DE LA ENERGÍA NUCLEAR

El coste de la energía eléctrica de origen nuclear es inferior, en todos los países de la Comunidad Europea con centrales nucleares, al generado por carbón, según un informe de la Comisión de la Comunidad; siendo estas dos formas de generación las más competitivas de todas las materias primas energéticas no renovables empleadas en la actualidad. En la figura 145 se pueden apreciar estas diferencias; es especialmente representativo el caso de Francia, país en el cual el kilovatio-hora producido con carbón es un 88 por 100 más caro que el de origen nuclear, como consecuencia de la rapidez en la construcción de centrales nucleares y de la alta utilización de las mismas. Asimismo, las estimaciones futuras del coste también son favorables a la energía nuclear en todos los países miembros de las Comunidad Europea que tienen centrales nucleares.

El Parlamento Europeo, en una Resolución de junio de 1.982, consideró que, para los países con altos consumos de energía y carentes de recursos propios de hidrocarburos, era fundamental el desarrollo de importantes programas nucleares, puesto que se reconocía el inferior coste de la electricidad generada por centrales nucleares, y se recomendaba la reelaboración del combustible irradiado, a fin de optimizar el aprovechamiento de los recursos no renovables.

Por sus ventajas económicas la energía nuclear tiene condiciones suficientes para ocupar un lugar importante dentro de una planificación energética coherente, que tenga como objetivo la diversificación de las fuentes energéticas con un mínimo coste de abastecimiento.