Los reactores RMBK

Chernóbil es la ciudad que da nombre a la «Central eléctrica nuclear memorial V.I. Lenin«, a pesar de estar alejada 18 Km de ella y de haber otras ciudades más cerca. Está situada a unos 160 Km al noroeste de Kiev y vive del comercio y la industria. En el momento del accidente tenía unos 44.000 habitantes.

Pripyat nació, sin embargo, a la sombra de la central. Creada en 1970 para que vivieran los trabajadores de la central y sus familias, posee una posición geográfica estratégica, disfruta de un clima relativamente templado y tiene un suelo muy fértil. Todo esto hizo que tuviese un rápido desarrollo, llegando a tener, en el momento del accidente, una población entorno a las 50.000 personas.

 

 

La «Central eléctrica nuclear memorial V.I. Lenin» (V.I. son las iniciales de Vladimir Ilich) estaba formada por cuatro  reactores tipo RBMK 1000 de 3.200 Mw de potencia térmica y 1.000 Mw de potencia eléctrica y tenía prevista la construcción de otros dos más del mismo tipo.

RBMK son las iniciales de Reaktor Bolshoy Moshchnosti Kanalniy que más o menos significa «reactor de gran potencia de tipo canal». Hay que aclarar que no se diseñó para la producción de energía eléctrica, éste es un uso secundario, sino para la obtención de plutonio-239  para armas nucleares. Por consiguiente, el combustible no podía ser irradiado por largos periodos de tiempo.

Estos reactores usan como combustible Uranio 238 con muy bajo enriquecimiento, entorno al 2 % de Uranio 235 y son del tipo de agua ligera en ebullición moderados por grafito. Es decir, la refrigeración de los elementos combustibles se realiza con agua ligera, que es el agua normal y corriente, eso sí, depurada. El agua entra en forma líquida por la parte inferior del núcleo a través de cada canal y va refrigerando al combustible, mientras  se calienta, llegando a pasar a ser vapor en la parte superior del mismo. Este vapor es el que se envía a las turbinas para producir energía eléctrica. A su vez, la moderación neutrónica se realiza, básicamente, por el grafito constituyente del núcleo.

Los neutrones, creados en las fisiones nucleares, nacen con energías muy elevadas; sin embargo, sólo a energías muy bajas producen la fisión del uranio, por lo que es necesario que pierdan la mayor parte de su energía. Esto se consigue mediante choques con los átomos del moderador y a este proceso se le llama moderación.

El núcleo de estos reactores está formado, básicamente, por un cilindro de grafito de unos 7 m de altura y 12 m de diámetro, en el que hay practicados en torno a 1.700 canales, en 1.600 de los cuales, aproximadamente, se alojan los elementos combustibles y las barras de control quedando el resto para los demás elementos necesarios para el funcionamiento del reactor.

Para evitar la fuga neutrónica, el núcleo se rodea de una fuerte pantalla que mantiene a los neutrones confinados en él.En cada canal hay un elemento combustible, formado por una serie de varillas, en cuyo interior están alojadas las pastillas de uranio. Tanto a través del elemento, como entre éste y el grafito, circula el refrigerante.

Por otra parte, la temperatura del núcleo sube a medida que aumenta la potencia, por lo que, en operación a potencia nominal, la temperatura del grafito es muy elevada y éste puede arder a altas temperaturas, si se encuentra con oxígeno. A causa de esto, todo el núcleo se cubre de una estructura metálica sellada, en la que se introduce un gas inerte para evitar que el aire entre en contacto con el grafito.

 

 

Además, como estos reactores se diseñaron para la producción de plutonio militar, el combustible no podía ser irradiado por largos periodos de tiempo, el reactor estaba equipado con un sistema para extraer los elementos combustibles sobre la marcha, sin necesidad de parar el reactor. Esto obliga a grandes estructuras de blindaje y a robustos y abundantes equipos de maniobra situados encima del núcleo.

Todo ello hace que el edificio, que alberga al reactor, tenga un tamaño muy grande, de más de 70 m de altura, y la construcción de un resistente edificio de contención sería muy costosa, además de entrañar ciertas dificultades constructivas.

Esquema del reactor N°4 de Chernóbil RMBK-1000

1 Núcleo, 2 Agua de alimentación, 3 Escudo biológico inferior, 4 Distribuidor, 5 Escudo biológico lateral, 6 Separador agua vapor, 7 Cañerías de agua/vapor, 8 Escudo biológico superior, 9 Maquina de recarga de combustible, 10 Tapa desmontable, 11 Canales de combustible, 12 Cañería de bajada, 13 Cabezal presurizador, 14, Cabezal de succión, 15 bomba principal

La potencia de un reactor nuclear es función directa de la población neutrónica. Es muy conveniente definir el término llamado factor de multiplicación k, esto es, el número de neutrones en una generación (cada ciclo de la reacción en cadena) dividido entre el número de neutrones en la generación inmediata anterior.

Claramente, si k = 1, la reacción será estable; o sea que el número de neutrones ni crece ni disminuye. Si k < 1, la reacción está disminuyendo, pues en cada generación hay menos neutrones; y si k > 1, la reacción está creciendo.

Un reactor nuclear es un aparato en el cual se controla a voluntad una reacción de fisión en cadena. Cuando un reactor tiene k = 1, o sea que la reacción se mantiene estable, se dice que el reactor está crítico; cuando k < 1 nos referimos a un estado subcrítico y cuando k > 1, decimos que es supercrítico.

Otro término muy usado en teoría de reactores es la reactividad (ᵨ), definida como:    ᵨ= k-1/k

 

De esta expresión se puede deducir que cuando un reactor está crítico (o sea que k = 1) la reactividad es cero, la reacción en el núcleo se autosostiene. En un reactor subcrítico (o sea k < 1), la reactividad es negativa y en uno en estado supercrítico, la reactividad es positiva.

En los reactores nucleares, la reactividad es:

• Ligeramente positiva hasta alcanzar la potencia nominal.
• Cero durante la operación estable a potencia nominal.
• Negativa cuando se desea bajar potencia.

 

Adicionalmente – al bajar la potencia del reactor – la concentración de Xenón sube (ver anexo), introduciendo un fuerte aporte negativo adicional de reactividad. Es un producto de fisión, que actúa como gran absorbente de neutrones, mientras el reactor está en funcionamiento de modo normal: se producen tantos neutrones que la absorción es mínima, pero cuando la potencia es muy baja o el reactor se detiene, la cantidad de xenón, aumenta e impide la reacción en cadena por unos días. Cuando el xenón  decae es cuando se puede reiniciar el reactor.

Se denominan Coeficientes Inherentes de Reactividad los que derivan de las cualidades físicas intrínsecas de los materiales constituyentes del reactor.

Estos coeficientes influyen en la reactividad y son:

• Quemado y transformación del combustible.

 

• Coeficiente de temperatura del moderador.

 

• Coeficiente de huecos.

 

• Coeficiente de temperatura del combustible.

 

• Defecto de potencia.

 

• Redistribución.

 

 

A las burbujas de vapor, que aparecen en el agua cuando llega a la saturación, se las llama huecos, y a estos huecos es a lo que se refiere el coeficiente del mismo nombre. Como el agua absorbe más neutrones que el vapor, al aparecer éste, se reduce el efecto moderador del agua produciéndose entonces una reactividad positiva, lo que provoca un aumento de potencia.

El coeficiente de temperatura del combustible es debido al llamado efecto Doppler: las bandas de absorción de neutrones (la energía a la que los neutrones son absorbidos y retirados del proceso) se ensanchan al aumentar la temperatura del combustible. Es decir, cuando el combustible se calienta la absorción de los neutrones no productores de fisiones aumenta y, en consecuencia, éstas disminuyen, por lo que, si no se toman ciertas medidas, la potencia baja.

Los neutrones de muy alta energía (se les llama genéricamente neutrones rápidos) nacen en el combustible y se moderan, casi en su totalidad, en el grafito. Una vez moderados, reciben el nombre de neutrones térmicos, pues su energía se corresponde con la temperatura del moderador. Para estos neutrones térmicos, el agua líquida, situada entre el elemento combustible y el grafito, actúa de pantalla.

Por otra parte, hay una pequeña fracción de neutrones, que también se moderan en el agua que refrigera al combustible y vuelven a éste produciendo fisiones.

 

 

 

 

 

 

Coeficientes de reactividad aproximados de un reactor RBMK (%/ºC)
Coeficiente de temperatura de combustible	– 0,00125
Coeficiente de potencia a potencia nominal	– 0,000005
Coeficiente de temperatura del moderador (grafito)	+ 0,0006
Coeficiente de huecos	+ 0,002

 

Estos reactores –RBMK- son estructuralmente inestables, debido a que los coeficientes de moderador y de huecos son positivos y con valores tan elevados, respecto de los otros dos, sobre todo el de huecos, que hacen que el coeficiente total sea positivo. Es decir que, si se produce un aumento de potencia, la cinética del reactor hace que a este aumento siga otro y así sucesivamente (por cinética del reactor se entiende el comportamiento de éste en régimen no estacionario, cuando la densidad neutrónica y, por tanto, el flujo neutrónico varían con el tiempo). De igual forma, en caso de una bajada de potencia, ésta seguiría bajando. En un reactor estable, una variación de la potencia provoca unas reacciones, que hacen que ésta tienda a estabilizarse en un punto próximo al que tenía.

Para corregir las inestabilidades que presentan los reactores RBMK, éstos deben operarse con, al menos, 30 barras de control introducidas, además de ciertas configuraciones termohidráulicas como son, entre otras, la relación entre el caudal de recirculación de refrigerante a través del núcleo y la cantidad de vapor producido.

Con la introducción de estas 30 barras se pretende que, el conjunto de los coeficientes inherentes de reactividad sea negativo.

Los cambios en la relación entre el caudal de agua en recirculación y la cantidad de agua convertida en vapor, permiten evitar que el reactor esté en régimen de sobremoderación.

Por otra parte, y dentro de los análisis de accidentes, ante la posibilidad de que éstos pueden ocurrir y para evitar altos niveles de energía en el inicio de los mismos, los sistemas de protección detienen al reactor instantáneamente y de manera automática, en caso de alcanzar determinados niveles de presión, temperatura, caudal, disposiciones operativas etc. Esta parada se realiza introduciendo las barras de control.

Para asegurar la parada del reactor, se tienen extraídas un número de barras suficiente que, en caso necesario, son introducidas rápidamente en el núcleo. En los reactores occidentales el tiempo para que se inserten las barras en su totalidad es inferior a 2 segundos, sin embargo, en los reactores RBMK esta inserción dura 20 segundos, tarda en ser efectiva unos cuantos segundos más, en torno a 10 segundos; y además, para terminar de empeorar las cosas, durante los primeros 2 ó 3 segundos de la inserción se mejora la moderación ya que las barras son de carburo de boro con una cubierta de grafito. Cuando la barra de control se empieza a insertar, el grafito aumenta la reactividad  lo que hace que la potencia aumente, si no se toma algún tipo adicional de precaución.
Una característica de todos los reactores nucleares es que, una vez que se paran, es decir, se han introducido todas las barras de control, se sigue produciendo calor pues sigue habiendo fisiones debido a neutrones térmicos que nacen en las barras de combustible e interaccionan inmediatamente con átomos de combustible vecinos. Es lo que se llama calor residual y constituye el objetivo principal de los operadores de centrales nucleares, una vez parado el reactor, pues éste alcanza valores de temperatura nada despreciables en los primeros minutos de la operación.

Cuando el reactor está funcionando, se desvía una pequeña parte de la energía eléctrica producida por el generador para alimentar los sistemas necesarios para el correcto funcionamiento de la planta. Cuando el reactor se para, esta energía eléctrica se toma de la red exterior. Por esta razón es necesario contar con sistemas de seguridad, que aseguren la refrigeración del núcleo del reactor, una vez parado éste y en caso de pérdida de alimentación eléctrica desde el exterior.

Precisamente, durante la madrugada del 26 de abril de 1.986, estaba previsto realizar una prueba en la unidad número cuatro, la más nueva de la central de Chernóbil, consistente en ver la capacidad de refrigeración del núcleo, en caso de pérdida del suministro energía eléctrica desde la red exterior. Para ello deberían averiguar durante cuánto tiempo continuaría generando electricidad la turbina una vez cortada la afluencia de vapor. Las bombas refrigerantes de emergencia, en caso de avería, requerían de un mínimo de potencia para mantenerse en marcha (hasta que arrancaran los generadores diésel) y los técnicos de la planta desconocían si una vez cortada la afluencia de vapor, la inercia de la turbina podía mantener las bombas funcionando durante los “N” segundos hasta el arranque de los generadores Diésel.

Esta prueba consistía en alimentar 4 de las 8 bombas de recirculación de agua de refrigeración, con la energía que aún se produciría durante bajada de revoluciones del generador, una vez que no llegara vapor a la turbina, y se realizaría entre 700 y 1.000 Mw de potencia térmica.

Los expertos occidentales sospechaban, desde hacía tiempo, de la seguridad de reactores soviéticos, como el de Chernóbil. En los reactores “occidentales” esta eventualidad está prevista en el diseño del reactor, admitiéndose un retraso de 30 segundos en el arranque de los diésel que deben cubrir las emergencias.