Muy cerca de los reactores nucleares se guardan en gigantescas piscinas (llamadas Spent Fuel Pools en inglés) las barras de combustible nuclear gastado.
Ahí las barras permanecen durante años hasta que se decide qué hacer con ellas.
Este combustible aún estando gastado sigue emitiendo radiación, no olvidemos que el periodo de semidesintegración del uranio y otros subproductos de fisión es elevado.
Esta radiación produce grandes cantidades de energía en forma de calor residual.
Por eso es necesario mantener sumergidas en agua ligera estas barras de combustible gastado, para refrigerarlas y evitar que la temperatura ascienda peligrosamente.
Así, las centrales nucleares almacenan el combustible gastado ahí durante unos años hasta que se decide su destino final.
De modo que pasan unos años enfriándose en la piscina y sirviendo además como una especie de almacén temporal transitorio en cada una de las centrales, lo que evita que haya que transitar con enormes cantidades de combustible nuclear cada poco tiempo.
El combustible nuclear es material de alta actividad.
Los países tienen distintos planes de gestión de este tipo de materiales y muchos tienen almacenes para guardar estos residuos que, siendo más prosaicos, se les llama Almacén Transitorio Centralizado (ATC).
Hasta que se decide llevar a un ATC, los residuos pasan años en estas piscinas, las SPF.
Todas estas piscinas, al igual que los reactores de agua ligera (PWR/BWR) emiten una luz tenue y azulada debida a la radiación de Cherenkov.
Esta radiación se produce en medios distintos del vacío cuando un cuerpo con masa supera a la velocidad de la luz en ese medio.
Recordemos, la velocidad de la luz solo es máxima en el vacío.
En un medio dieléctrico cualquiera, las partículas con masa pueden superar la velocidad de la luz en ese medio.
Y cuando eso ocurre se produce un fenómeno muy parecido al del estampido sónico al atravesar la barrera del sonido.
El diseño de los reactores nucleares tipo BWR fue un trabajo principalmente obra de General Electrics en colaboración con otros laboratorios en los años 50.
El esquema de un BWR Mark I es así:
Aquí podemos ver que la SPF se encuentra en la parte superior muy cerca de la vasija.
En la parte inferior se encuentra un toroide (llamado suppression chamber) que se encarga de condensar el vapor en caso de necesidad.
¿Por qué ahí y no debajo?
Les daré algunas razones para que vean que ese lugar es el menos malo, si imponemos como condición que la SPF se halle dentro de la contención secundaria (el edificio de hormigón que es lo que vemos desde fuera).
El gráfico de la izquierda muestra la sección de la vasija de un reactor BWR
Los reactores BWR son más grandes que los de agua presurizada (PWR) y tienen además el inconveniente de que las barras de control se introducen justo por debajo, al contrario de los reactores tipo PWR.
Las barras de control en los PWR pueden introducirse por encima porque el reactor va a presión en el agua y no hay vapor, en cambio en los BWR sí que hay vapor en el núcleo.
En la parte superior se encuentran los conductos de admisión y evacuación de agua y vapor así como secadores de vapor y diversos sistemas de enfriamiento.
Como vemos, toda la mecánica de las barras de control se encuentra en la parte inferior.
En el caso de un accidente extremo en el que el combustible se funde, la lava radioactiva destrozaría la vasija y dado que son elementos muy pesados se irían decantando por gravedad hacia abajo.
¿Se imaginan lo que pasaría en este caso si la SPF se encontrase ahí?
Estaríamos hablando de lava radioactiva evaporando miles de toneladas de agua y fundiendo cantidades de combustible de 5 a 10 veces mayores que las que hay en el interior de la vasija.
Es decir, elevando la presión hasta extremos insostenibles y haciendo un cóctel descomunal de combustible radioactivo fundido.
Uno se plantearía que esas piscinas constituyen un peligro tan cerca del reactor y que lo lógico sería que estuvieran lo más lejos posible.
Esto tiene su parte de verdad, es obvio que poner ahí el combustible gastado constituye un riesgo más que se pone a sumar en la cuenta de los múltiples riesgos que conlleva jugar con material radioactivo.
Estamos hablando de enormes cantidades de combustible y eso, obviamente, es un enorme riesgo para la seguridad.
Nadie, por mucho que nos quiera convencer, puede darnos una razón incontestable y evidente que no tenga algún “pero”.
No olvidemos que estamos hablando de residuos altamente radioactivos.
Por lo tanto, cualquier operación mecánica con ellos conlleva un riesgo.
Si las SPF no llegan a salir del edificio de contención se gana un paso en la seguridad, al evitar que los residuos salgan de ahí con relativa frecuencia.
Aquí podríamos aplicar aquello de “tanto va el cántaro a la fuente…” por lo que, digamos, esto minimiza el que pudiera haber problemas con este combustible fuera de los límites donde es relativamente seguro operar con él.
Aparte, al estar más cerca, disminuye el tiempo de la operación desde que se extrae de la vasija hasta que se deposita en la SPF.
Por otro lado, el edificio de contención cuenta con muchas infraestructuras adicionales que permiten garantizar mejor la integridad de la SPF.
Claro que, los problemas existen y hemos visto estos días en Fukushima como incluso en los reactores donde ya únicamente hay combustible en las SPF (3 a 6) han tenido los mismos problemas de refrigeración, y al disminuir los niveles de agua, el calor residual se ha ido convirtiendo en un gran riesgo.
Los riesgos existen y que ninguna decisión que se tome está ni mucho menos exenta de elloS
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