LA ENERGÍA NUCLEOELECTRICA EN LAS REGIONES EN VÍAS DE DESARROLLO

(El presente artículo constituye un resumen de la memoria «Perspect ivas de la energía nucleoelectrica y problemas que plantea en las regiones en vías de desarrollo», presentada en la Conferencia de las Naciones Unidas sobre la aplicación de la ciencia y la tecnología en beneficio de las regiones insuficientemente desarrolladas, celebrada en Ginebra del 4 al 20 de febrero de 1963. La memoria fue preparada por P .L . Ball igand, M.A. Khan, R. Krymm, D. Kuhn, O .E . Pedersen y J .C. Webb, funcionarios de la Secretaría del Organismo Internacional

de Energía Atómica.)

La explotación de los reactores de potencia se ex­tiende cada vez más en diferentes partes del mundo. En junio de 1962, funcionaban en seis países 19 cen­trales quipadas con cinco tipos de reactor, con una capacidad total de 1 6Ü0 MW. Se prevé que a fines de 1963 funcionarán 55 centrales en diez países, con una capacidad total de 4 500 MW. Dentro de tres años es probable que la capacidad total ascienda a 9 500 MW, y que a fines del actual decenio sea de 15 000 a 18 000 MW.

A muchos países en vfas de desarrollo les inte­resa determinar el momento más oportuno para em­prender sus programas de reactores de potencia. En un solo documento no es posible, desde luego, resu­mir los datos que para ello se precisan, pero puede obtenerse cierta orientación en el análisis o interpre­tación de dichos datos, examinando sucesivamente las características técnicas de los diferentes reactores de potencia, sus aspectos económicos, los materiales necesarios para producir la energía nucleoelectrica y las medidas que ha de adoptar un país interesado en la ejecución de un programa de este tipo de ener-gía.

Los reactores de potencia que han de tomarse en consideración pueden dividirse en t res grandes ca­tegorías, a saber: a) reactores de potencia que ya se utilizan comercialmente; b) reactores de poten­cia prometedores para un futuro próximo; y, c) r e ­actores de potencia de tipo avanzado cuya adaptación a las condiciones industriales exigirá todavía a m ­plios estudios tecnológicos y experimentales.

Reactores de potencia que ya se utilizan comercialmente

Este grupo comprende los reactores refr igera­dos por agua y alimentados con uranio enriquecido, as í como los reactores refrigerados con gas y a l i ­mentados con uranio natural. Pueden adquirirse en la actualidad mediante contrato a precio fijo y listos para su funcionamiento, con garantías adecuadas en cuanto a su rendimiento.

Entre los reac tores refrigerados por agua, los de agua a presión han alcanzado un vasto desarrollo en los Estados Unidos y en la Unión Soviética. En

los Estados Unidos, este tipo de reactor se considera actualmente como el más evolucionado en cuanto a conocimientos y tecnología. La experiencia práctica adquirida en los Estados Unidos con las centrales nu-cleoeléctricas de agua a presión de Shippingport y Yankee es muy alentadora. Actualmente funcionan reactores de agua a presión que producen en conjunto 400 MW; otros, con una capacidad global de unos 500 MW, se están construyendo en los Estados Unidos, la Unión Soviética, Italia y Bélgica.

Otro tipo de reactores refrigerados por agua, el de agua hirviente, se ideó más tarde que el reactor de agua a presión, pero ha evolucionado muy rápida­mente. En la actualidad funcionan reactores de agua hirviente que producen 350 MW en conjunto, y se e s ­tán construyendo otros con una capacidad total de 650 MW en los Estados Unidos, la Unión Soviética, Italia, Japón y la República Federal de Alemania. Los r e ­sultados logrados con esas centrales son muy sa t i s ­factorios.

Los reactores de agua hirviente y de agua a p re ­sión de tipo corriente producen vapor saturado atem-peraturas relativamente bajas. Ello exige el empleo de grandes turbinas especiales que son bastante cos­tosas. Se espera que cuando produzcan vapor sobre­calentado en lugar de vapor saturado, los reactores ofrezcan ventajas de orden económico. El sobreca­lentamiento nuclear puede utilizarse en los reactores de agua a presión, de agua hirviente y en otros tipos de reactores. Los experimentos realizados enlapri-mera central nucleoelectrica de la Unión Soviética han demostrado la viabilidad técnica del sobrecalen­tamiento nuclear. En la región de los Urales se está construyendo una central nucleoelectrica con reacto­res dotados de sobrecalentadores nucleares. En los Estados Unidos se están ejecutando varios proyectos para demostrar prácticamente el interés técnico de los reactores con sobrecalentamiento nuclear.

Los reactores refrigerados por gas se han p e r ­feccionado principalmente en el Reino Unido y en Francia. La capacidad total instalada de tales reac­tores ha llegado a 754 MW, y ascenderá a 4 000 MW en 1966, con lo que este tipo de reactor será el más importante en lo que a capacidad instalada se refiere.

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Vis ta del reactor refrigerado por gas, de tipo avanzado ( A G R ) construido en Windscale (Reino Unido). Se u t i l i zan elementos combustibles de oxido de uranio revestidos de acero inoxidable a fin de que el reactor pueda funcionar con una temperatura de sal ida del gas superior en mas de 200° C a l a o b t e n i d a en Calder Ha l l (fotografi'a: Comisión de Energía Atómica del Reino Unido)

La experiencia adquirida con los reactores refr ige­rados por gas, moderados con grafito y alimentados con uranio natural, demuestra sus buenas condiciones de funcionamiento y la posibilidad de perfeccionarlos. El reactor refrigerado con gas de tipo avanz ado (AGR) del Reino Unido, y el reactor EGCR refrigerado con helio de los Estados Unidos constituyen perfecciona­mientos notables respecto de los reactores anteriores pertenecientes a la misma categoría. También se han construido, por ejemplo en Alemania Occidental, reactores semihomogéneos refrigerados por gas y alimentados con carburo y óxido de uranio enrique­cido.

Nuevos tipos prometedores para un futuro próximo

Esta categoría comprende modelos que ya han r e ­basado ampliamente la etapa experimental y que se están estudiando en forma de centrales nucleares pro­totipo. Puede preverse que estos reactores comen­zarán a aplicarse comercialmente en la segunda mi­tad del decenio 1960-1969, siempre que los resultados obtenidos con los prototipos sean satisfactorios. Esta categoría comprende los reactores de agua pesada, los reactores de moderador orgánico y los reactores de sodio y grafito. La ventaja del primer tipo es que emplea agua pesada como moderador y refrigerante y permite utilizar uranio natural como combustible y alcanzar un elevado grado de combustión. Gracias a ello, no hay necesidad de regenerar los elementos

combustibles para recuperar el plutonio. Esta carac- . terfstica tal vez sea interesante para los países en vías de desarrollo que poseen recursos propios de uranio natural.

Los resultados obtenidos con el primer prototipo de reactor de potencia de este tipo, el NPD del Ca­nadá, son alentadores; en dicho país se espera t e r ­minar la construcción en 1964 de un reactor de po­tencia de 200 MW(e), elCANDU. Igualmente se cons­truyen reactores de agua pesada en Suecia y en los Estados Unidos. Entre las variantes que se están en­sayando, figuran modelos de agua pesada con refr i ­gerante orgánico en Canadá, Italia y España, un r e ­actor de agua pesada refrigerado por gas én Checo­eslovaquia, y otro del mismo tipo en Francia.

Los reactores de moderador orgánico utilizan co­mo moderador y refrigerante un compuesto orgánico, lo que les confiere ciertas ventajas. Por ejemplo, los compuestos orgánicos no reaccionan con el ura­nio ni con el acero al carbono, lo que permite em­plear materiales de construcción tradicionales. Por otra parte, este sistema adolece del inconveniente de que los compuestos orgánicos se descomponenpor acción de las radiaciones, de modo que es preciso reponerlos. En los reactores de este tipo pueden in­troducirse mejoras tales como el empleo de com­puestos orgánicos que ofrezcan mayor resistencia a la descomposición radiolítica. La explotación del r e ­actor Piqua de moderador orgánico en los Estados Unidos facilitará datos valiosos sobre la viabilidad del sistema para su empleo en una central.

Entre los sistemas capaces de generar vapor a temperatura y presión elevadas para accionar t u r ­binas corrientes, los reactores de sodio y grafito pa­recen ofrecer posibilidades prácticas. La primera central nuclear de este tipo (Hallam, Estados Unidos, de 75 MW(e)), comenzó afuncionar en octubre de 1962. Es probable que en los Estados Unidos se construya una gran central del mismo modelo, de 300 MW(e), a fines del decenio 1960-1969. En estos sistemas se aprovechan las excelentes propiedades de t r ansmi ­sión de calor del sodio, que es capaz de extraer gran­des cantidades de calor del reactor y generar vapor sobrecalentado por medio de un intercambiador de ca­lor. Debido a la baja presión que reina en el s i s t e ­ma, puede prescindirse de la estructura de confina­miento. Presenta el inconveniente de que reacciona con el agua y con el aire y de que se torna radiactivo.

Reactores de potencia de tipo avanzado

Esta categoría comprende un número bastante grande de reactores de tipo avanzado que se encuen­tran aún en las pr imeras fases de su estudio y que exigen gran cantidad de datos tecnológicos y amplia experiencia antes de que se pueda determinar su ap­titud para aplicaciones industriales en gran escala. Se estima que la mayoría de estos reactores no po-

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Maqueta del reactor C A N D U de Douglas P o i n t ; se trata del primer reactor de potencia (220 MW(e)) de grandes dimensiones del Canada. Es del tipo de agua pesada a presión y u t i l i za uranio natural como combustible ( fo tograf ía : Atomic Energy

of Canada, L td . )

drán construirse con fines comerciales antes del ano 1970.

A esta categoría pertenecen los reactores acuo­sos homogéneos, los reactores de sales fundidas, los reactores reproductores rápidos y los térmicos, etc.

Revisten especial interés los reactores r e p r o ­ductores que generan una cantidad de material fisio-nable mayor que la presente en un principio, de ma­nera que al terminar el ciclo se registra una ganan­cia neta de material fisionable. Ello se consigue transformando el torio, que no es fisionable, en ura-nio-233, que es un isótopo fisionable,o transforman­do el uranio-238, no fisionable -que constituye más del 99 por ciento del uranio natural- en plutonio. En ambos casos, la transformación se debe a la absor­ción de neutrones por el material no fisionable; el reactor reproductor tiene por objeto lograr que un número suficiente de neutrones liberados durante el proceso de fisión sean capturados por el torio o el uranio-238. Los reactores caracterizados por ener­gías neutrónicas elevadas, por ejemplo, los reacto­res en los que los neutrones no son moderados, se denominan reactores reproductores rápidos, mien­tras que aquellos en que los neutrones se moderan y, por tanto, son lentos, se conocen por el nombre de reactores reproductores térmicos.

La posibilidad de utilizar el torio y el uranio na­tural como base de un programa de desarrollo de la energía nucleoeléctrica ofrece particular interés pa­ra aquellos países que poseen abundantes yacimien­tos de minerales de torio y de uranio. Un país que dispone de abundantes recursos de torio podrá eje­cutar un programa de desarrollo de la energía nu­clear gracias a los reactores basados en el ciclo del torio/uranio-233. Una vez que se ha producido bas­

tante uranio-233 por irradiación del torio por los neu­trones liberados durante la fisión del uranio-235 o del plutonio, el reactor no necesitará más material fi­sionable; a medida que se aporte más torio al reac­tor, éste producirá su propio combustible en forma de uranio-233.

En la actualidad, el torio se emplea como mate­r ial fértil (es decir, material que permite obtener combustible nuclear) en algunos reactores de poten­cia experimentales, por ejemplo, el reactor de torio de la Consolidated Edison, de 255 MW y el reactor de Elk River, de 20 MW, ambos en los Estados Uni­dos. El reactor DRAGON, instalado en el Reino Uni­do, y el HTGR, de los Estados Unidos, que han de comenzar a funcionar en 1964, se basan en la utili­zación de uranio-235 y carburos de torio; se espera que una parte considerable del calor generado en e s ­tos reactores proceda del uranio-233 formado a par­t ir del torio. Todos los reactores que se acaban de mencionar presentan un carácter esencialmente ex­perimental y mediante su explotación se confía reunir valiosas informaciones sobre ciertos aspectos, aún insuficientemente conocidos, de la tecnología de los reactr -es reproductores del tipo torio/uranio, pero t ranscurr i rá cierto tiempo antes de que se exploten en escala industrial.

Como el plutonio puede producirse a partir del uranio-238 en los reactores de uranio natural, es fac­tible iniciar la ejecución de un programa de energía nucleoeléctrica sobre la base del consumo de uranio natural y producir luego una cantidad de plutonio su­ficiente, para poder emplear los reactores reproduc­tores de plutonio/uranio.

En los últimos tiempos, se ha hecho cada vez más evidente la conveniencia de recurr i r , a la larga, al plutonio como combustible para los reactores de po­tencia. Por tal motivo, en varios países se realizan actualmente investigaciones y se ejecutan programas de estudio de los siguientes problemas: elaboración de elementos combustibles a base de plutonio, p r e ­paración de procedimientos de control a distancia pa­ra la recuperación del combustible consumido,y nue­va elaboración de elementos combustibles de plutonio, etc. El valor del plutonio como combustible nuclear quedará determinado por el costo de estas operacio­nes de elaboración y por el rendimiento y la duración de dichos combustibles, comparados con los que se utilizan en el ciclo del uranio enriquecido.

Ya se han construido, o se están por terminar , varios reactores experimentales a base de plutonio. Desde 1959 se viene explotando en la Unión Soviética el reactor BR-5, y se proyecta construir otros reac­tores rápidos de plutonio de mayor potencia (250 y 1 000 MW). En los Estados Unidos se colocará un se­gundo cuerpo con combustible de plutonio en el reac­tor reproductor experiment al-2, de 16,5 MW; el r e ­actor LAMPRE, en el que se utiliza plutonio fundido,

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Central nucleoeléctr ica " E n r i c o Fermi ", de Lagoon Beach, Michigan (Estados Unidos de América) . Esta proyectada para que desarrol le una potencio de 60 MW(e), y cuenta con un reactor reproductor rápido que u t i l i za uranio altamente

enriquecido

se encuentra en funcionamiento desde 1961. El reac­tor de plutonio moderado con agua (Recycle Test Fa­cility) se aprovecha para obtener datos acerca de la posibilidad de recircular el plutonio. Por otra parte, se espera que el reactor francés RAPSODIE, en el que se utiliza óxido de uranio y óxido de plutonio, a l ­cance la criticidad en 1964.

Se supone que todos los reactores mencionados y otras instalaciones experimentales permitan obtener los datos esenciales necesarios para la construcción de reactores reproductores en escala comercial que puedan comenzar a explotarse a principios del dece­nio 1970-1979. En algunos países, se presume que un número considerable de las centrales nucleoeléc-tricas que se construyan después del año 1975 se ba­sarán en la utilización de reactores reproductores rá ­pidos del tipo plutonio/uranio.

Aspectos económicos .Los progresos realizados con los reactores de po­

tencia son de tal naturaleza que se supone que ciertos tipos de reactor construidos con arreglo a los cono­cimientos tecnológicos más recientes pueden ya com­petir con las modernas centrales eléctricas en aque­llas regiones en que el precio del combustible t radi­cional es de unos 40 centavos de dólar por millón de BTU (1,60 dólares por millón de kilocalorfas). Este es el precio corriente en varias regiones alejadas de los yacimientos de carbón o de petróleo.

Los principales componentes del costo de la ener­gía nucleoeléctrica son el costo de capital, el costo del ciclo del combustible y los costos de explotación y mantenimiento de la central . Todos ellos varían considerablemente según el tipo de reactor .

El costo de capital de los reactores moderados por grafito y refrigerados por gas, de una potencia

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de 500 MW(e), asciende a unos 280 dólares por kilo­vatio instalado. Los reactores refrigerados por agua de una potencia de 300 MW cuestan de 200 a 250 dó­lares por kilovatio instalado. Por lo que respecta a los reactores de menor potencia, los esfuerzos rea­lizados en el estudio de diversos sistemas están dan­do ya algunos resultados. No obstante, son tantos los tipos de reactor estudiados que su costo de capital va­r ía entre 380 y 600 dólares por kilovatio instalado, siendo, al parecer , los reactores de agua ligera y moderador orgánico los que mejores perspectivas ofrecen.

El costo del ciclo del combustible oscila actual­mente entre 2 y 4 mills/kWh (kilovatio-hora) páralos reactores de agua ligera refrigerados por gas. Para los reactores de agua pesada del tipo CANDU, el cos­to previsto del ciclo del combustible es de 1, 2 milis/ kWh aproximadamente. Pero estas cifras debencon-siderarse siempre teniendo en cuenta los factores que inciden en el costo del ciclo del combustible nuclear, que son radicalmente distintos de los correspondien­tes a los combustibles tradicionales y que varían, además, según el reactor. En una central clásica, el costo del abastecimiento en combustible coincide esencialmente con el costo del combustible consumi­do, mientras que en una central nuclear el costo del uranio consumido es solamente uno de los componen­tes del costo del abastecimiento y, en la mayoría de los casos, es inferior al costo de preparación y ela­boración del combustible. Además, en la mayorpar-te de los sistemas, el crédito por el plutonio conte­nido en los elementos combustibles irradiados es un factor importante del costo total del combustible.

Así, en los reactores refrigerados por gas, el costo del uranio consumido puede ser de 0, 8 a l milis/ kWh, mientras que el costo de su elaboración puede ser de 1, 3 a 1, 7 mills/kWh y el crédito por el pluto­nio de 0, 8 a 1 mills/kWh. Para los reactores de agua ligera, el costo del uranio consumido podrá oscilar entre 1 y 2 mills/kWh, el costo de elaboración entre 1 y 2, 5 mills/kWh y el crédito por el plutonio entre 0, 4 y 0, 8 mills/kWh. En el caso de los reactores de agua pesada con uranio natural como combustible, para los cuales no se regenera el combustible agota­do ni existe un crédito por el plutonio, el costo del uranio consumido podrá oscilar entre 0, 4 y 0, 5 milis/ kWhy el costo de elaboración entre 0, 7 y 1 mills/kWh.

No se han determinado aún con exactitud los cos­tos de explotación y mantenimiento de las centrales nucleoeléctricas, pero se supone que oscilarán entre 0,7 y 1,2 mills/kWh.

Basándose en el costo del combustible, enlos gas­tos de explotación y en estimaciones de los gastos anuales de capital y del porcentaje de la potenciato-tal de la central que se utilizará durante el año, se puede calcular el costo de producción de la e lec t r i ­cidad por kilovatio-hora. Si se adoptan como valores razonables un 10 por ciento anual para los gastos de

capital y un 80 por ciento para el factor de carga, el costo de producción oscilará entre 6 y 8 mills/kWh en las centrales de 300 MW y entre 9 y 12 mills/kWh en las centrales de 50 MW. Estas cifras se dan so­lamente a título indicativo, y están sujetas a las re -servas que se exponen a continuación.

El costo medio de producción durante la vida útil de una central nucleoeléctrica está sujeto a un cierto número de factores de incertidumbre que abarcan un margen mucho más amplio que los que afectan a la explotación de una central clásica. En la mayor par­te de los casos, el constructor de la central nucleo­eléctrica puede indicar e incluso garantizar un costo máximo partiendo de las condiciones del momento, pero el costo mínimo es más difícil de calcular.

La dificultad mayor al calcular el costo total de un proyecto de desarrollo de energía nucleoeléctrica se debe a la incertidumbre respecto del costo futuro del combustible. El costo del combustible no está so­lamente determinado por el precio del combustible nuevo; también hay que tomar en consideración la cantidad de energía que puede extraerse del combus­tible antes de que haya de ser regenerado o evacuado y los gastos que exige su preparación y elaboración. Existen, además, algunas dificultades de orden for­mal debidas al hecho de que se incluyan u omitan de­terminados elementos en el costo indicado por los constructores de reactores. Otro problema arduo es el de la extrapolación de los costos calculados para un país determinado a las condiciones que prevalecen en otro país.

Suponiendo que todos los datos iniciales hayan s i ­do calculados con precisión suficiente, se plantea el problema de deducir de ellos el costo de producción por kilovatio-hora. Aquí se tropieza de nuevo con factores de incertidumbre de orden técnico, econó­mico y contable. En lo que atañe a los factores téc­nicos, tanto la vida útil de la central como el factor de carga, que intervienen en el costo de producción, deben calcularse por ahora a partir de suposiciones, ya que ningún reactor de potencia ha sido explotado aún durante la totalidad de su vida útil prevista. Las suposiciones generalmente adoptadas (vida útil: 20 años; factor de carga: 80 por ciento) son de carác­ter prudencial. Análoga importancia tiene la posibi­lidad de que la producción de energía sea sensible­mente mayor que la prevista, lo que reduciría p r o -porcionalmente el costo de capital unitario. Entre los factores económicos, la tasa de interés utilizada en el cálculo desempeña un papel decisivo. Una tasa de interés elevada tendrá una repercusión favorable en aquella centrales en que los gastos de inversión sean relativamente bajos, y el costo del combustible, bastante elevado, mientras que.una tasa de interés reducida será favorable en el caso de aquellas cen­trales en que los gastos de inversión sean elevados y el costo del combustible bajo. Por lo que respecta a las cuestiones de contabilidad, la determinación de

Vis ta del reactor de agua rtirviente SENN, de 160 MW(e), cuya construcción en Garellano ( I ta l ia ) esta a punto de terminarse ( fotograf ía:

General E lectr ic Co.)

los costos de producción se complica debido a la exis­tencia de diferentes métodos de cómputo. (Estos mé­todos ae examinan en detalle en el docume nto del OIEA titulado: "Introduction to the Methods of Estimating Nuclear Power Generating Costs".)

Una vez calculados los costos, es necesario com­pararlos con los de otros sistemas de producción de energía. Los costos de producción calculados para dos o más centrales de rendimiento idéntico pero con costos de capital, de combustible y de explotación y mantemiento distintos, sólo permitirán comparar las ventajas que desde el punto de vista económico dichas centrales ofrecen si se espera que proporcionen los mismos servicios a la red de energía en que hayan de util izarse. Esta salvedad es importante, especial­mente cuando se t ra ta de comparar una central nu­cleoeléctrica con una central clásica, ya que en la mayor parte de los casos esas dos centrales no se ex­plotarán en la misma forma durante toda su vida útil.

Mater ia les necesarios para la producción de energía nucleoeléctrica

Entre los materiales necesarios para la produc­ción de energía nucleoeléctrica, figuran no sólo los combustibles nucleares, sino muchos otros que se utilizan como moderadores, refrigerantes, materia­les de revestimiento, estructurales y para las barras de control.

El principal combustible y, hasta ahora, el único que tiene importancia práctica, es el uranio. Se es ­tudia la posibilidad de utilizar el torio y con ese fin se están realizando muchas investigaciones en el mun­do entero. Como moderadores se utilizan principal­mente sustancias no metálicasr tales como agua lige­ra , agua pesada, compuestos orgánicos y grafito; pero se está estudiando la posibilidad de emplear con

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el mismo propósito el berilio. Los refrigerant es uti­lizados para el intercambio de calor comprenden el agua ligera, el agua pesada, compuestos orgánicos, gases -anhídrido carbónico, nitrógeno, helio- y me­tales líquidos tales como el sodio. Entre los mate­riales para las barras de control, figuran el cadmio y el boro, mientras que los de revestimiento com­prenden las aleaciones de magnesio, las aleaciones de circonio, el acero inoxidable, el aluminio, el be­rilio y el niobio.

De todos estos mater iales , el uranio es proba­blemente el que se necesitará en grandes cantidades. No obstante, si las investigaciones que actualmente se realizan dan buenos resultados, quizás se nece­siten también cantidades considerables de torio y de berilio.

Los principales yacimientos conocidos de mine­rales uraníferos se encuentran en el Canadá, Sudáfri-ca, los Estados Unidos y Francia; existen yacimien­tos menos importantes, pero con valor comercial, en Australia, el Congo, Portugal, Japón, Madagas -car, Argentina y México. Las reservas conocidas de uranio económicamente explotables son del orden de un millón de toneladas*- La producción mundial tien­de actualmente a decrecer; en 1961 fue de 35 000 to­neladas. Los principales países productores fueron los Estados Unidos, el Canadá y Sudáfrica, con 17 350, 9 720 y 5 100 toneladas de óxido de uranio (U308), respectivamente. El resto de la producción cor res ­pondió a Francia, Australia, Madagascar, Gabon y Portugal.

Es muy posible que en los ocho o diez próximos años, el consumo sea inferior a la capacidad de pro­ducción. Es difícil evaluar la demanda futura de ura­nio debido a la incógnita que representan las necesi­dades militares, a las que corresponde actualmente la mayor proporción del consumo.

En la India, el Brasil, Ceilán y Australia existen abundantes depósitos de arenas torfferas y los yaci­mientos de uranio del Canadá contienen importantes reservas de torio. Las reservas totales conocidas de torio en los depósitos ya explorados son del orden del millón de toneladas, y es dudoso que el consumo anual sea actualmente superior a 1 000 toneladas.

La producción y el consumo de berilo (con un con­tenido de un 11 por ciento de óxido de berilio apro­ximadamente) son del orden de 10 000 toneladas por año y según una evaluación un tanto arbi t rar ia , las reservas mundiales conocidas son de 14 000 tonela­das de óxido de berilio contenido. En las condiciones actuales, y teniendo en cuenta la posibilidad de que aumente la demanda de berilio, cabe suponer que las reservas y la producción serán insuficientes para sa­tisfacerla.

Las cifras de esta sección correspondientes a los materiales no incluyen a Europa oriental, la Unión So­viética y la República Popular de China, sobre los que no se dispone de datos numéricos.

Conclusiones y medidas que conviene adoptar

Del precedente estudio del estado de la energía nucleoeléctrica desde el punto de vista técnico, y de los datos disponibles sobre costos, pueden sacarse las siguientes conclusiones:

a) Se ha demostrado la posibilidad de producir electricidad en escala industrial mediante d i ­versos tipos de reactor que funcionan en con­diciones de gran seguridad y con factores de utilización elevados. Esta posibilidad será confirmada en breve para otros diversos tipos que entrarán en funcionamiento en un futuro próximo;

b) En lo que atañe a los gastos probables de pro­ducción de energía, algunos de los reactores de gran potencia que se están construyendo en los países adelantados podrán competir con las centrales clásicas de la misma potencia en aquellas regiones en que el costo del combus­tible sea relativamente elevado;

c) El esfuerzo intensivo realizado para el desa­rrollo de reactores de menor potencia (del or­den de los 50 MW) está produciendo importan­tes resultados. La variedad de los sistemas investigados ofrece una gama bastante amplia de costos, todos los cuales son considerable­mente superiores a los de los reactores de gran potencia;

d) La cuestión del establecimiento de centrales nucleoeléctricas en los países en vías de de­sarrollo que disponen de recursos limitados de energía tradicional, no es ya una mera cuestión de principio, sino de saber determi­nar el momento oportuno para la utilización de una central de ese tipo;

e) Escoger ese momento oportuno es un proble­ma de fundamental importancia de cuya solu­ción depende la posibilidad de invertir grandes capitales con la mayor eficacia posible. Esta solución debe estar basada en un análisis mi­nucioso de los recursos energéticos del país, de las previsiones sobre la demanda de ener­gía eléctrica y de los gastos de ejecución de los demás planes encaminados a satisfacer esa demanda. Debe tenerse en cuenta asimismo el período relativamente largo necesario para poner en funcionamiento una central nucleo­eléctrica, así como la importancia de esa cen­t ra l para el futuro programa de energía nu­cleoeléctrica del país de que se t ra te .

Suponiendo que un país en vías de desarrollo esté interesado en la posibilidad de aplicar la energía nu­cleoeléctrica, conviene que conozca perfectamente las medidas que deben adoptarse antes de proceder a la construcción de una central. Tanto las condicio-

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nes como l a s n e c e s i d a d e s y e l e s t ado de d e s a r r o l l o difieren cons iderablemente de un pafs a o t ro . De t o ­dos m o d o s , a lgunas de las e t apas m á s i m p o r t a n t e s que hay que r e c o r r e r son comunes en la mayor pa r t e de los ca sos . E s a s e tapas son las s igu ien tes :

a) Es tud io gene ra l de los r e c u r s o s e n e r g é t i c o s del pafs , t a l es como la energ ía h idrául ica , e l carbón, el pet róleo y el g a s ;

b) Evaluación de la demanda de energfa e léc t r i ca y preparac ión de un plan a largo plazo pa ra s a ­t i s facer la . (Así se podrá calcular la capacidad suplementar ia que debe ins t a l a r se y el m o m e n ­to en que conviene h a c e r l o . ) ;

c) Evaluación del costo inicial , de los gastos de explotación y del costo de producc ión de las cen t r a l e s c l á s i ca s n e c e s a r i a s p a r a a tender a la demanda p r e v i s t a y comparac ión p r e l i m i ­na r de es tos costos con los de una cen t ra l nu-c leoe léc t r i ca . (Si es ta comparac ión p r e l i m i ­na r ofrece pe rspec t ivas a lentadoras p a r a una cent ra l nuclear , conviene proceder a una com­paración económica deta l lada. ) ;

d) Ot ras comparaciones detalladas entre la e n e r ­gía t r ad i c iona l y la ene rg í a n u c l e o e l é c t r i c a . (Hay que tener en cuenta d iversos fac tores , t a ­

les como el financiamiento, la t asa de in terés , los gas tos en moneda nacional y en divisas e x ­t r a n j e r a s , la extrapolación de los costos a l a s condiciones loca les , la contribución de la i n ­dus t r i a nacional y los se rv ic ios y m a t e r i a l e s que pueden ob tenerse en e l p a í s . ) ;

e) Si una comparac ión económica exhaustiva r e ­sul ta favorable p a r a la energía nuc leoe léc t r i ­ca , deben e s t u d i a r s e las medidas n e c e s a r i a s pa ra su financiamiento antes de sol ic i tar ofer­t a s in te rnac ionales con a r r eg lo a un pliego de condiciones;

f) Es tud io detenido de las ofer tas con ayuda de los expe r tos y consu l t o r e s n e c e s a r i o s ;

g) Aparte de esos estudios, puede resu l ta r nece ­sa r io ocuparse de o t ras cuest iones, por e jem­plo, la l eg i s lac ión r e l a t i v a a la ene rg í a a t ó ­mica y la ejecución de un p rograma de fo rma­ción p a r a ' e l persona l técnico.

Hay que p r e v e r por lo menos cuatro anos pa ra la const rucción y pues ta en se rv ic io de una cen t ra l n u ­c leoe léc t r i ca y unos dos o t r e s años p a r a las i n v e s -tigac-">nes y es tudios in ic ia les . P o r su pa r t e la e j e ­cución de un proyecto de cen t ra l t é rmica de tipo t r a ­dicional exige unos cinco años .

MEDICIONES NEUTRONICAS

Es so rp renden te que los n e u t r o n e s , a los que se deben l a fisión nuc lea r y la producción de r a d i o i s ó ­topos y , por consiguiente e senc ia lmen te todas l a s aplicaciones p rác t i cas de la energfa atómica, figuren todavía ent re l as par t ícu las más difíciles de de tec ta r y m e d i r . La dificultad se debe , por supues to , a que ca recen de carga e l éc t r i ca . A diferencia de l a s p a r ­t í cu la s c a r g a d a s ( e l e c t r o n e s , p ro tones o p a r t í c u l a s alfa), no causan po r s í m i s m o s ionización alguna en l a m a t e r i a que a t r a v i e s a n ; su p r e s e n c i a sólo puede d e t e c t a r s e i nd i r ec t amen te , g r a c i a s a o t r a s p a r t í c u ­l a s con l a s que chocan poniéndolas en movimiento , o a l a s a l t e r ac iones de l a s p rop iedades qu ímicas y f í ­s i c a s de l a s su s t anc i a s que los abso rben .

El c a r ác t e r fugaz de los neutrones se previo cuan­do Rutherford sospechó por vez p r i m e r a su ex i s t en ­c ia en 1920. Supuso que existfa una par t ícu la neu t ra y advir t ió que , por c a r e c e r de c a r g a , no s e r í a a fec ­tada en absoluto por un campo e l éc t r i co y a t r a v e s a ­r í a fácilmente b a r r e r a s só l idas . "Será probablemen­te capaz" , dijo, "de m o v e r s e l i b r emen te a t r a v é s de l a m a t e r i a . . . y ta l vez s e a impos ib le con tene r l a en un r e c i p i e n t e h e r m é t i c o . " No e s s o r p r e n d e n t e que

cuando, diez años m á s t a r d e , Bothe y Becker ha l l a ­ron pruebas de la exis tencia de una radiación de e x ­t raord inar io poder de penetración, emitida por el b e ­r i l i o bombardeado con r a y o s alfa, p e n s a r a n que se t r a taba de una forma especia l de rayos g a m m a . P e r o , s i se aceptaba e s t a h i p ó t e s i s , la in teracc ión de es ta r ad iac ión con l a m a t e r i a , inves t igada por F r e d e r i c Joliot e I rene C u r i e , no cumplía l a s leyes físicas co ­noc idas , y e l m i s t e r i o no se a c l a r ó def ini t ivamente sino cuando Chadwick formuló su in terpre tac ión, s e ­gún la cual e s t a rad iac ión se componía de par t í cu las desp rov i s t a s de c a r g a .

Desde que Rutherford predi jo l a ex i s tenc ia del neu t rón h a s t a su d e s c u b r i m i e n t o t r a n s c u r r i e r o n 12 a ñ o s , pe ro t a n pronto fue d e s c u b i e r t o , s e convir t ió en e l i n s t r u m e n t o m á s út i l p a r a l a exp lorac ión del á t o m o . Su d e s c u b r i m i e n t o tuvo l u g a r en 1932; ya en 19 34 se utilizó pa ra producir d iversos isótopos r a ­d iac t ivos de e l e m e n t o s e s t a b l e s , en 19 39, p a r a e s ­c i n d i r e l á tomo de u ran io en e x p e r i m e n t o s de l a b o ­r a t o r i o y , a fines de 1942, como i n s t r u m e n t o p a r a obtener l a p r i m e r a r eacc ión nuclear en cadena au to -iucuitenida y l a l ibe rac ión cont ro lada de ene rg ía n u -

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